M310核电机组棒控系统故障对机组运行的影响与应对策略

核电厂棒控系统是用以调节反应堆功率的最重要、最灵活的手段.其安全功能在于,当反应堆保护系统动作后,所有停堆棒和调节棒都迅速掉入堆芯,以此来迅速引入足够的负反应性,使反应堆达到一个安全的停堆状态.由于棒控系统直接关系到核电厂机组运行时反应堆正常的反应性控制和负荷跟踪,而且棒控系统的不正常工作直接影响核电站的安全稳定运行,严重的可导致保护动作,造成停堆等事故的发生.因此,该文以秦山第二核电厂运行机组为例,论述了棒控系统运行期间一些可能发生的故障和这些故障对机组运行的影响,以及运行人员应做出的响应和处理方法.     

压水堆核电厂控制棒寿命分析

核电厂控制棒组件在反应堆堆芯承担功率调整和安全停堆重要功能.良好状态下的控制棒组件是核电厂安全运行的基本保障.近年来,国内外核电厂控制棒组件落棒试验超差,卡棒和破损等事件时有发生,严重影响到了反应堆安全和电厂可靠性.国内核电厂控制棒运行经验少,且没有控制棒更换的相关法规或标准,这使得对控制棒寿命分析尤为重要.该文通过对压水堆核电厂控制棒在反应堆运行过程中的主要缺陷分析,以及对控制棒在各循环棒价值测量数据分析,提出了压水堆核电厂控制棒使用寿命建议.     

DCS网络故障下蒸发器水位控制失效模式分析和优化

蒸汽发生器水位控制直接影响反应堆保护,通过4取2逻辑产生蒸发器水位低低反应堆停堆信号,蒸发器水位低与上蒸汽/给水流量失配信号产生反应堆停堆信号。文章通过介绍蒸发器水位控制原理及其信号流程,并结合福清核电1-4号机组DCS网络结构,分析了在DCS网络故障下,蒸发器水位控制失效的两种模式,分别提出优化方法以保障蒸发器水位控制的稳定性和完整性。针对优化方法的可行性,得出需对蒸汽流量信号和给水温度信号进行传输优化,并增加后备盘质量位判断逻辑的结论,以提高核电厂安全稳定。     

高温气冷堆主氦风机预防性维修策略研究

高温气冷堆主氦风机是清华大学自主研发的先进核能核心装备之一，对于反应堆的正常运行至关重要。主氦风机停机会导致反应堆紧急停堆，直接影响核电厂的运行，并可能带来安全风险。因此，需要评估主氦风机的可靠性，并对主氦风机开展预防性维修策略研究，以保障高温气冷堆核电厂高质量运行。首先，该文使用故障模式、影响和危害性分析(failure mode, effects and criticality analysis, FMECA)方法识别主氦风机的关键重要部件；然后，基于各部件的通用数据评估得出主氦风机的故障率及各部件故障率占比，为提高主氦风机的运行可靠性提供参考依据；最后，使用以可靠性为中心的维修分析(reliability centered maintenance analysis, RCMA)对主氦风机的预防性维修策略进行规划，提出预防性维修方案建议。该文研究成果可为新研核能设备提升设计质量提供参考，为其他相关核能设施开展可靠性和维修性研究提供借鉴。     

定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

非能动反应堆蒸汽排放控制分析

汽轮机旁路排放系统以可控的方式将主蒸汽母管的蒸汽排放至凝汽器，从而最大程度地减少正常运行工况（包括启动、停堆和机组冷却）和非正常瞬态（包括汽机跳闸和阶跃降负荷）对反应堆冷却剂系统的影响。该文主要对其运行方式、控制和闭锁进行了阐述，并进行未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）下的事故分析，为运行和维护工作提供指导。     

AP1000丧失正常给水事故PRHR冷却能力研究

 AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较。研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态。     

核电厂应急柴油发电机组1E级励磁系统设计探究

核电厂应急柴油发电机组可在核电厂失去厂外电源的情况下,提供充足、可靠的电力。在设计基准事件出现以后,应急柴油发电机组也可以在保证核反应堆安全停堆的基础上,减轻事故后果。现阶段核电站应急交流电源系统为1E级系统。该文对核电厂应急柴油发电机组励磁系统的设计总体要求与具体设计措施进行了探究。     

反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析

主泵卡转子事故是指一台反应堆冷却剂泵转轴瞬时卡死。受影响环路的冷却剂流量迅速减小,将由反应堆冷却剂（RCS）低流量信号触动反应堆停堆。为评价AP1000核电厂在发生卡转子事故后的响应,本文对关键的RCS流量变化进行了保守处理,并采用LOFTRAN、FACTRAN等程序进行计算分析,分析中还分别考虑了厂外电源有效和无效工况。     

核电厂EDG滑油预供泵可靠性试验研究

应急柴油发电机组(EDG)在核电厂外部交流电源全部失去的条件下,每套柴油发电机组都应满足应急厂用设备用电要求,以确保反应堆安全停堆。滑油预供泵作为EDG的重要设备,为机组的顺利起动提供必要的预润滑条件,其性能优劣、耐久性及抗震能力等都影响着EDG的应急功能。文章对一台流量为17 m3/h的滑油预供泵进行性能特性试验、耐久性试验、启停试验及抗震试验来验证其可靠性。     

研究堆外电网断电试验

 研究堆在电气系统的设计中,针对全厂断电设计基准事故采取了相应的处理措施。研究堆在额定功率运行期间进行了外电网断电试验,用以验证研究堆应急电力和备用电力系统的功能。结果表明在发生外电网断电的设计基准事故时,应急电力和备用电力系统所具有的电气控制和供电功能,可以满足应急停堆、厂房隔离、堆芯冷却、余热排出、剂量监测、控制保护、事故通风的动力要求。     

核供热堆失水事故模拟实验研究

叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的小破口失水事故进行了模拟实验，给出了小破口失水事故发生后，系统压力、温度、堆芯元件壁温、堆内冷却剂排放量、液位、空泡份额等重要参数的变化曲线，以及对低温堆安全性的影响。     

Influence of DC Supply Systems on Unplanned Reactor Trips in Nuclear Power Plants

IntroductionMany factors influence the economics ofnuclear power plants.Unplanned reactor trips arethe most important factors,so it has beeninvestigated from various aspects because oftheirinfluence on the operating capacity factor inNuclear Power Plants ( NPPs ) .Operationalexperience has shown thatsome components in theNPPs are so importantthattheir failure may causethe entire plantto shutdown.Such shutdowns haveoften occurred in the pastin the NPPs.So,nuclearpowerplantauthorities have…     

基于浮动式核电站的严重事故源项分析评估技术体系研究

目前针对陆地核电站严重事故开展的源项分析不完全适用于浮动式核电站。以浮动核电站严重事故为研究领域,基于对国内外核电站、研究堆、船用堆源项分析方法和后果评价方法的相关研究,根据浮动核电站的特点,确定了严重事故源项分析计算软件和计算方法,构建出源项分析技术路线图,从而建立了基于浮动核电站严重事故的“MELCOR耦合FLUENT-MACCS”源项评估技术体系。为浮动式核电站的安全运行、安全审评及环境评价提供放射性源项方面的数据支持,为核应急决策提供进一步的理论基础。     

Seismic hazard mitigation for nuclear power plant

The seismic safety of nuclear power plan(tNPP)has always been a major consideration in the site selection,design,operation,and more recently recertification of existing installations. In addition to the actual NPP and all their operational and safety related support systems,the storage of spent fuel in temporary or permanent storage facilities also poses a seismic risk. This seismic risk is typically assessed with state-of-the-art modeling and analytical tools that capture everything from the ground rupture or source of the earthquake to the site specific ground shaking,taking geotechnical parameters and soilfoundationstructureinteraction (SFSI) into account to the non-linear structural response of the reactor core,the containment structure,the core cooling system and the emergency cooling system(s),to support systems,piping systems and non-structural components,and finally the performance of spent fuel storage in the probabilistically determined operational basis earthquake (OBE) or the safe shutdown earthquake (SSE) scenario. The best and most meaningful validation and verification of these advanced analytical tools is in the form of full or very large scale experimental testing,designed and conducted in direct support of model and analysis tool calibration. This paper outlines the principles under which such calibration testing should be conducted and illustrates with examples the kind of testing and parameter evaluation required.     

基于贝叶斯网络的非常规突发事件灾情评估

非常规突发事件的发生往往给人民生命财产和国民经济造成巨大损失,由于传统的突发事件评估系统大多是基于历史数据或专家经验的静态系统,使得应对非常规突发事件时无法动态地有效融合多源信息,而且大量的变量和数据往往造成评估系统计算效率偏低.因此,针对以上问题,提出了基于贝叶斯网络的非常规突发事件灾情评估方法,并且通过对贝叶斯网络模型的拓扑结构进行优化进一步提高了系统的计算效率.通过简化的核电站机组外部电网震后评估算例对所述方法进行了验证.结果表明,基于贝叶斯网络的非常规突发事件评估方法具有多源信息表示、融合以及全局更新的能力,并且可以有效地提高计算效率,适用于非常规突发事件的灾情评估.
     

非能动余热排出系统瞬态特性分析

非能动余热排出系统能在反应堆事故停堆期间,不依靠外部能量驱动导出堆芯余热.采用RELAP5/MOD3.2程序,以AP1000主冷却剂系统为原型进行建模,对非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程和工作能力进行了计算和评估.分析结果表明,合理设计非能动余热排出系统可保证其余热导出能力,使系统依靠自然循环有效地导出堆芯余热.此外,根据计算结果分析了系统冷热源中心高度差对自然循环能力的影响.     

长寿期核供热堆堆芯物理设计

长寿期核供热堆 L NHR(long- cycle nuclear heatingreactor)是可用于多种用途的水冷堆 ,可提供不间断的能源。L NHR设计采用富集度 8%的燃料 ,循环寿期达到 2 2 a。堆内去除了调节和补偿用控制棒 ,增加了堆芯内装料空间 ,减小了水铀比 ,使慢化剂温度系数变得更负。组件中加入可燃毒物钆使循环中反应性变化平缓 ,不需要控制棒介入 ,反应性补偿通过调节可溶硼浓度完成。计算表明 L NHR中铀的平均燃耗达到 6 0 MWd/ kg(2 2 a循环寿期中的最大值为74 MWd/ kg) ,各项参数均满足设计要求     

核电站反应堆厂房隔震研究

对核电站典型CPR1000堆型反应堆厂房应用隔震技术进行了系统的研究.针对反应堆底部的圆形筏基,进行了隔震支座的布置与选型.基于时程分析法,研究了核电站基础隔震效果,并建立了结构内部设备层的楼层反应谱.此外,文章研究了地震波加速度峰值、设备层所处标高及设备阻尼比对楼层反应谱的影响.研究结果表明,应用隔震技术后大大提高了核电站反应堆厂房的抗震安全储备.