简介:摘要:核电厂的三大安全目标是反应性控制、堆芯冷却以及放射性包容。核电厂安全壳作为放射性物质包容的第四道屏障,在发生一回路冷却剂泄漏的情况下可以通过自身的设计保证三大安全目标,防止放射性物质向环境的释放。本文根据俄罗斯VVER机组的设计特点,从主控室运行人员的角度出发,介绍了安全壳由于仪表故障而导致安全壳隔离与安全壳喷淋误动作的事故处理,通过安全仪控系统触发反应堆停堆保护,保证反应堆可靠进入次临界状态。从事故现象、故障诊断、事故处理三个方面进行讨论、研究,以提升核电厂在此类事故下相关工作人员的事故处理以及应急响应能力。同时通过理论分析,阐述了相应事故规程具体步骤实施的实际意义以及存在的问题,为同行电站提供一定的参考价值。
简介:摘要:本文结合调试实际过程,对安全壳过滤排放系统整体保压试验、液位报警试验和加药充氮环节过程进行了论述,并且分析了调试中碰到的问题及解决办法。
简介:摘要:事故后安全壳内聚集的氢气会对安全壳完整性带来严重威胁,锆水反应是氢气的最主要来源。为控制这一风险,通过稀释或消除氢气的方法来降低其浓度。国内各类堆型采用的事故后消氢方法不尽相同,主要以移动式氢气复合装置、非能动氢气复合器和氢气点火器等消氢设备来实现这一功能。AP1000采用了非能动氢气复合器+点火器相组合的方式,可合理有效应对设计基准事故及超设计基准事故下的氢气威胁。
简介:1前言安全壳是核电站反应堆的最后一道安全屏障,对核电的安全至关重要。根据国际原子能机构为规定和国际惯例,核电站建成后,必须经过安全壳结构整体性试验(SIT),检验安全壳在构造、强度和施工质量方面承受失水事故工况的能力。检测评定合格,方能装料发电。安全壳结构检测项目(SIT),除测试传感器、数据采集处理等试验技术外,还包括安全壳结构分析,实测与计算的吻合分析、安全评估等多项工作内容。压水反应堆核电厂的安全壳有钢结构、钢筋混凝土结构、预应力混凝土结构几种形式,其中预应力混凝土结构由于性能好,近年来得到各核电国的重视。美、日、法等国家对该种安全壳,从原材料、节点构造到施工工艺、模型试验等进行过系统的试验研究。对于安全壳结构整体性试验(SIT),也建立起一套较为完整的测试系统和技术制度,编制了相应的规程和标准。
简介:摘要:“华龙一号”核电是我国具有完全自主知识产权的三代核电技术新堆型,采用双壳结构,内壳为预应力钢筋混凝土结构。由于采用后张法施工,预应力施工容错率低,尤其灌浆后不可逆。本文通过鉴定试验、验收试验、全尺寸灌浆试验,对“华龙一号”核电预应力制浆技术进行研究,针对全尺寸灌浆试验时产生的质量问题进行分析,解决因浆体原因造成的质量问题。
简介:摘要:安全壳内热量主要由安全壳循环冷却系统导出,由开放式冷却塔释放至环境。冷却水在冷却塔内与空气接触,利用空气对流和自然蒸发输出热量,该工作方式会造成空气中杂质进入系统,且塔内存在浓缩现象。随着运行时间增长系统积垢和腐蚀现象加剧,对系统可靠性造成不良影响。本文提出将安全壳循环冷却水系统改为闭式循环,利用厂用冷冻系统作为其冷源的设想。通过系统间热传输计算和系统之间的影响分析,验证了设想的可行性。
简介:摘要安全壳C类密封性试验是安全壳整体密封性试验的基础。在某核电厂1-4号机组的C类密封性试验中出现了大量阀门内漏、泄漏率超标的问题。本文综合分析导致这些阀门内漏、泄漏率超标的原因,并且总结相关维修处理方法,以期在后续的调试工作中,缩短故障处理时间,节省人力物力。