简介:摘要:反应堆逼近临界过程是引入正反应性,使堆内中子循环维持产消平衡。临界操作是核电运行操作的高风险活动。结合临界安全准则和反应性平衡的分析,通过分析逐步提升控制棒临界和逐步稀释硼浓度临界两种过程,分析潜在风险,对比其安全性。
简介:摘要:辅助给水系统(ASG)属于专设安全设施。在任一正常给水系统(ARE、APA、APD)发生事故时,ASG系统投入运行,导出堆芯余热,直到反应堆冷却剂系统达到余热排出系统(RRA)可投入的状态。在大修期间,辅助给水箱要排空进行保养维护工作,待保养维护工作结束后需对辅助给水箱进行氮吹扫及充水操作,本文即对检修工作结束后的辅助给水箱氮气吹扫及充水工作进行简单阐述及相关操作的细节优化。
简介:摘要稳压器液位控制在压水堆核电厂中扮演着举足轻重的作用,如控制不当将会对机组稳定运行带来严重影响。本文介绍了三代核电稳压器液位运行区间,对稳压器液位控制原理进行了详细的介绍,并对三代核电稳压器液位控制特点进行了阐述,具有一定的参考价值。
简介:摘要:蒸汽发生器是核电厂的核心设备,在其传热管与管板、传热管与支撑板的缝隙处会累积大量的泥渣,其中的杂质浓度可以达到给水中10 ~10 倍,易引起传热管发生沿晶应力腐蚀开裂和晶间侵蚀,造成蒸汽发生器传热管的破裂,极大地威胁着核电厂的安全稳定运行。蒸汽发生器内泥渣的主要来源为二回路系统管道的流动加速腐蚀(FAC),论文介绍了国内某核电厂为降低二回路管道FAC腐蚀的措施,有效提高了MSR疏水PH值,大幅降低了MSR疏水和主给水中铁浓度,对二回路系统的FAC腐蚀控制效果非常明显。