CPR1000延长ILRT周期研究

10 a一次的安全壳整体密封性试验（ILRT）必须占用大修关键路径,时长约100 h。美国94台核电机组已基于安全壳性能评价将ILRT周期延长至15 a。本研究介绍了美国相关安全壳性能评价要求,分析了CPR1000机组延长ILRT周期历史中试验、检查数据的可用性,并以岭澳核电站二期为例计算了延长ILRT周期后的风险,风险增量非常小。结果表明,CPR1000机组基本具备延长ILRT周期的条件。      

堆芯流量变化对压力容器水位测量影响分析

CPR1000核电厂在每次换料大修期间需执行CCMS(Core Cooling and Monitoring System)校验试验,以获得计算压力容器水位L_(VSL)所需的堆芯动态压头损失系数,完成该试验耗时较长。论文依据调试和换料大修期间一回路冷却剂流量的变化情况评估堆芯动态压头损失系数的变化,并定量评价对L_(VSL)测量的影响。分析结果表明,在回路水力特性未发生明显变化的情形下,对L_(VSL)测量引入的误差很小。建议在L_(VSL)测量不确定度评定时引入堆芯动态压头损失变化的影响,在换料大修时校验流量变化对堆芯动态压头损失的影响是否在允许范围之内,可简化CCMS校验试验,提升机组的经济性。     

某三代核电机组设备舱门技术特点及维修管理分析

EPR机组的设备舱设计与CPR1000机组有着明显不同,主要由闸门封头、闸门支撑结构、闸门导轨、重型地板组成;设备舱门的提升机构、设备舱门的锁紧方式以及设备舱通道的连接方式较二代机组都是全新的设计,其维修操作方法也就存在差异.为了提高设备可用性,保障设备在机组大修期间能够正常运行,该文通过研究设备舱的基本机构、工作原理...     

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。     

核电厂安全壳首次整体在役试验方案优化

安全壳整体试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验,通过模拟设计基准事故工况下安全壳内的峰值压力,在事故峰值压力平台下,进行安全壳整体泄漏率测量及各压力平台安全壳结构试验,以验证其密封和结构性能。安全壳整体试验是国家核安全局监管的一个重要见证点,试验结果直接决定是否能够启动反应堆发电。301大修安全壳整体试验是3号机组首次在役试验,本次试验汲取了秦山第二核电厂以往6次安全壳整体试验的经验和其他电厂的反馈,试验方案更加科学,试验的组织管理更为规范。文章对301大修安全壳整体试验的经验进行了论述和总结,希望对电厂以后的安全壳整体试验提供参考。     

核电厂定期试验周期延长论证

核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。     

EPR与CPR1000严重事故缓解措施比较

简述了EPR的严重事故缓解措施,包括严重事故专用卸压阀,安全壳内换料水箱(IRWST),可燃气体控制系统,堆芯熔融物捕集、稳定和冷却系统,严重事故下安全壳内热量导出系统,双层安全壳,严重事故专用仪表和控制系统,严重事故下不间断供电系统,严重事故运行策略等,并与CPR1000严重事故缓解措施比较,提出CPR1000严重事故缓解措施改进方向。     

“华龙一号”安全壳隔离阀的阀腔打压密封性试验方法

安全壳隔离阀作为核电厂第三道安全屏障的重要组成部分,用于实现事故工况下贯穿安全壳的:工艺管线的隔离,其密封性对于防止事故工况下放射性物质向环境的释放至关重要。为保证安全壳的密封性,在建造完成后首次装料前及装料后的正常运行期间,均需对安全壳隔离阀的密封性进行检查。基于"华龙一号"的安全壳密封性试验需求,给出一种安全壳隔离阀的阀腔打压密封性试验方法。该方法以单体阀门为试验对象,通过阀门上的吹扫孔,在安全壳隔离阀的阀腔内建立隔离边界,试验过程相对于常规的安全壳隔离阀密封性试验方法大为简化。对于"华龙一号"装料前的调试及定期试验期间安全壳隔离阀的密封性试验,具有很大的应用价值。     

CPR1000核岛ECCS设计优化

在CPR1000堆型现有设计方案中,安注管线上没有热交换器,发生LOCA等事故后,需要安注系统和安全壳喷淋系统同时运行才能将堆芯热量导出安全壳。本文基于"CPR1000核岛ECCS(应急堆芯冷却系统)设计综合优化"的理念,提出对CPR1000现有H4管线进行改进,克服现有H4管线只能用于远期互备的缺点,实现事故后安注系统和安全壳喷淋系统快速互备的目的,提高CPR1000核电站的安全性。此外,通过本改进的实施,可以在事故稳定后适时停止安全壳喷淋,从而终止事故后对安全壳地坑滤网危害性较大的化合物的产生过程,提高事故后ECCS的长期安全性。     

M310核电机组堆腔水池测量小室盖板泄漏原因分析

文章较为详细地介绍了M310机组堆腔水池测量小室盖板的机械结构,并对其发生泄露的原因进行分析。在结合实际测量、三维模拟论证等方法对盖板密封可靠性进行改进。改进点主要从以下四方面入手:1)盖板密封结构设计;2)O形密封圈密封性;3)盖板安装便捷性;4)打压验证高效性。盖板密封可靠性的改进及其试验装置的开发,将有效降低因其泄漏导致核电站大修主线退模式的事故概率,保证机组安全稳定运行。     

法国核安全局批准比热伊5号机组安全壳修补方案

<正>【世界核新闻网站2017年4月5日报道】法国核安全局(ASN)近日批准法国电力公司(EDF)提交的比热伊5号机组安全壳修补方案。由于存在腐蚀性裂纹,该安全壳的气密性不佳。在2011年进行的第三次十年一度安全检查期间,发现这台880 MWe压水堆机组的安全壳衬里存在高泄漏率。2014年12月,安全局下令在该机组的下一次维护和换料停堆期间进行更多测试。     

国内在役核电厂首例电气贯穿件更换改造

核电厂电气贯穿件作为安全壳上的关键设备,承担着核岛内外各种电力和信号传输以及保证安全壳压力边界完整性的重要功能。通过秦山核电厂一期工程30万千瓦机组第18次大修期间国产在役DDG-1型电气贯穿件更换改造项目的实施,分析了秦山核电厂一期工程在役电气贯穿件设备现状和改造的必要性;针对在役核电厂更换改造工期短和贯穿件密封性能验证难等问题,通过优化检验工序、制作专用检漏工装的方法,缩短了贯穿件改造的工期并验证了贯穿件密封性能。      

18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督的影响

本文以国内某核电厂CPR1000为例,阐述了18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督试验、辐照监督大纲等的影响,并对18个月换料模式下的辐照监督提出了改进建议。     

核电厂安注管线逆止阀密封性试验中的配置风险管理研究

利用概率安全分析技术支持核电厂的风险管理及安全决策，已成为目前国际上的重要分析方法。国际实践表明，对核电厂多重设备失效进行控制的有效方法是配置风险管理。核电厂执行安注管线逆止阀密封性试验PT^*RIS060期间，需关闭逆止阀上游隔离阀，导致两列低压安注冷端注入不可用，计算CDF(堆芯损伤频率)/LERF(早期大量放射性释放频率)均处于红区，按照现行的配置风险管理技术政策则不允许主动进入该风险配置。本文通过热工水力计算，针对PT^*RIS060制定试验预案，结合预案优化PSA模型，并对试验预案进行人因可靠性分析，有效降低机组风险，确保试验正常执行，提高大修工作安排的灵活性、优化大修资源配置，对机组安全稳定运行具有重要意义。     

核电厂安全壳超压失效概率及过滤排放系统启动压力分析

根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂安全壳设计特点,采用理论分析及有限元分析方法,得到CPR1000核电厂安全壳超压失效概率曲线,给出CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统启动压力的推荐值,分析不同的过滤排放系统启动压力下相应的放射性释放量.结果表明,在确保安全壳失效概率很低(5%)的前提下,CPR100...     

安全壳边界电缆孔洞封堵超声法检漏技术研究及应用

安全壳边界电缆孔洞封堵密封困难、易出现漏点,且缺少密封性有效验证手段,由于电缆孔洞封堵数量多,对安全壳整体密封性影响非常大。本文主要通过在实验室中分析试验件在不同泄漏孔径下对应的声强值和泄漏量,研究出声强与泄漏量关系式,并在现场实际检验及完成缺陷处理等方式,论述了超声波检漏法半定量检验安全壳边界电缆孔洞封堵密封性能的相关研究及应用情况。实践证明,超声波检漏法能半定量开展电缆孔洞封堵密封性检查。相关实践经验可为类似设计安全壳边界电缆孔洞封堵提供半定量检验方法,确保安全壳边界电缆孔洞封堵的密封性能。     

CPR1000核电厂应急柴油发电机组试验方法研究

CPR1000核电厂设计时未配备专门的应急柴油机组试验负荷,而应急配电盘上也无足够的负荷.为了保证应急柴油机组试验不增加核电厂的大修时间,提出了增加移动试验负荷的解决方案.根据现有技术条件和CPR1000的设计,推荐采用干式负荷作为试验负荷,使用断路器作为与应急柴油发电机组的接口,并增加2个接线箱的方案作为与附加柴油发...     

CPR1000核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究

研究了在冷却剂丧失事故(LOCA)工况下CPR1000核电厂安全壳地坑滤网堵塞的化学效应问题。化学效应评价采用模拟试验的方法进行。结果表明,在CPR1000核电厂中化学效应对应急再循环的影响非常轻微。     

秦山第二核电厂换料大修期间反应堆厂房辐射分区调整分析

通过分析秦山第二核电厂1号机组第10次换料大修期间反应堆厂房辐射水平的变化,从辐射分区管理和剂量控制最优化角度考虑,提出换料大修期间反应堆厂房各区域的辐射分区调整。调整结果表明:反应堆厂房大部分区域辐射风险在换料大修期间大大降低,大部分区域可降级为黄区或绿区。     

核电厂关键设备事故工况下密封性能研究

本文应用ANSYS软件对安全壳人员闸门承压部件和密封结构建立了有限元模型,分析了人员闸门在事故工况下的密封性能。采用实体单元建立内筒节和外筒节主要承压部件、密封门以及锁紧轴销的模型。计算结果表明,事故工况下,门板和门框变形产生的相对位移小于密封圈所需压缩量,锁紧轴销的剪切强度小于许用值,密封性能满足要求。本文采用的有限元分析方法综合考虑了设备自重、压力载荷、通过载荷以及SSE地震载荷等各种复杂因素对人员闸门密封性能的影响,该方法对人员闸门在事故工况下的密封性能设计和校核具有一定的实际意义,对核电厂内其他设备密封结构的设计和研究具有借鉴意义。