堆芯通量测绘算法的改进研究

本文阐述了堆芯通量测绘程序的算法原理,并从该程序在某些工况下计算结果发散的问题出发,分析了问题产生的原因,并通过研究给出了有效的解决方法.     

PSA在核电厂蒸汽排大气系统故障影响分析中的应用

VDA（Vapor Diffusion Apparatus，蒸汽排大气系统）是核电厂的重要安全系统之一，作为核电厂一回路过冷保护的一部分，用于排出事故工况下的堆芯余热，避免堆芯反应性和功率出现不可接受的增加，防止蒸汽发生器超压以包容放射性物质。通过采用PSA（Probabilistic Safety Assessment，概率安全评价方法）建立相关故障树模型并计算相应风险结果，分析探讨系统存在的薄弱环节，为VDA系统的改进及可靠性提升提出建议。     

事故工况下堆芯冷却控制功能分析

随着事故进程的发展,堆芯冷却会出现相应变化,可以归结为堆芯冷却恶化、堆芯冷却不足和堆芯冷却饱和。针对3种工况,征兆导向事故规程给出了控制响应要点,按照响应能够确保机组安全。     

秦山二期扩建机组主回路失去强迫循环的运行分析

秦山二期扩建机组是典型的压水堆核电站,反应堆一回路具备一定的自然循环能力,在发生全厂失电事故时,能够导出反应堆的剩余余热,保证核电站反应堆的安全.在日本福岛核事故发生后,人们对反应堆的安全提出了更高的要求,非能动这个词渐渐进入了每个核电工作者的脑海中.主回路失去强迫循环依然能带出堆芯剩余热,这对于秦山二期扩建机组来说,就是对非能动这个词一个很好的诠释——减轻了主系统对外界电源的依赖.本文通过对反应堆主回路强迫循环和自然循环的解析,建立起一套适合秦山二扩的自然循环模型.通过分析自然循环模型的组成,推导出影响自然循环建立的几大因素,并利用仿真模拟机加以验证,最终得出相应的运行对策.     

让祖国和人民放心

日本福岛核事故发生后,国务院对核安全提出“最先进标准”和“绝对安全”的要求,作为一名核电站核安全从业人员,在衷心拥护的同时,我也感受到了巨大的责任.田湾核电站拥有目前国内运行核电站中最大的单机容量机组,一期工程建有两台106万千瓦的俄罗斯AES-91型压水堆核电机组,机组采用完全独立和实体隔离的4通道安全系统,具有更大的冗余度;电站在国内首次采用全数字化仪控系统,设置了较为完善的事故后监测仪表,满足严格的安全要求;机组设有双层安全壳,并在安全壳内布置了44个非能动氢气复合器,防止氢气聚集产生氢爆;机组设置了堆芯熔融物捕集器,确保在严重事故工况下堆芯熔融物不外漏.     

控制棒棒位指示器故障分析

根据海南昌江核电厂《运行技术规范》要求,修复反应堆控制棒棒位指示器故障前,操纵员需要采取补充缓解措施,即每8 h测量一次堆芯中子注量率,辅助判断该棒束未出现异常移动,确保堆芯反应性处于安全受控状态。鉴于棒位指示故障在反应堆运行状态下无法修复,堆芯中子注量率频繁测量,损耗检测设备的使用寿命,耗费大量人力。综合分析该故障对电厂生产造成的影响,在确保安全前提下,优化《运行技术规范》中对应条款的缓解措施。     

华龙一号反应堆堆芯启动物理试验优化研究

核电厂反应堆调试阶段需要完成大量试验，以确保堆芯关键参数和设计值的误差在允许范围内，但试验阶段将占用大量时间。为了在保证安全的前提下尽可能提高核电厂的经济性，对核电厂的一系列试验进行优化十分有必要。针对华龙一号核电站的设计特征，基于物理试验方法和相关标准及国内核电站启动物理试验方面的实践反馈和研究成果，对核电站物理试验进行优化研究，为后续核电站安全、高效地实施启动物理试验提供参考和改进思路。     

全范围模拟机测试管理

全范围模拟机是核电站用于操纵员培训和考试用的仿真设备,它的质量直接影响操纵员培训的效果,对核电站安全运行起着非常重要的作用。对全范围模拟机测试管理进行探讨和分析,并结合成功的实践经验,提出了科学高效的全范围模拟机测试管理方法和工具。     

模式5C工况下失去一台停冷泵的响应

机组在模式5C工况下失去一台停冷泵后．通过调整可运行的停冷泵的出口阀及旁路阀的开度,重新建立低水位状态,从而在最短的时间内恢复堆芯的冷却流量。减少燃料包壳损坏的可能性和减轻人员工作负担。     

核电厂换热器安全阀起跳原因及改进措施研究

某集团多个核电厂在小流量工况下启动冷却水泵（RRI泵）,下游EAS系统换热器RRI侧安全阀会频繁出现起跳现象,导致RRI系统失效造成核安全风险。通过对比排查锁定安全阀起跳的根本原因,探结合国内外核电厂RRI系统设计差异、RRI887/888VN安全阀设计参数、EAS换热器RRI系统管道设计参数进行仿真分析计算,制定合理可行的纠正措施,最终攻克该技术难题,保障系统稳定运行。     

离心式鼓风机轴承的选用与安装

分析BL-701离心式鼓风机轴承、叶轮等部位出现故障的原因,通过对鼓风机转子所承受的载荷情况进行力学分析和理论计算,得出原装轴承不能满足该风机的工况条件,轴承选型不准确是造成设备故障、频繁检修的主要原因。根据风机工况参数计算并校验选用满足该工况条件下的7224AC和6224轴承,同时规范设备检修和正确的轴承安装方法。     

离心水泵选型的汽蚀防治技术及应用

离心水泵经常性汽蚀会严重损坏泵体,引起水泵性能下降和频繁更换叶轮,既不能保证水泵安全运转又增加维修成本。因此,有效防治水泵汽蚀是保证正常供水所必须采取的技术措施。 离心水泵汽蚀与其型号密切相关,尤其在某一具体工况下水泵性能参数将发生变化并对汽蚀产生影响、根据水泵已知参数计算其特定工况下的参数,进而定量求出其汽蚀的判据,对泵型的优选有实际意义。 襄樊市第三水厂送水泵房2号24SH-19型送水泵因汽蚀使泵体损坏,性能下降,运转出现强烈振动声     

三门核电厂汽机非核蒸汽冲转试验瞬态分析

汽轮机非核蒸汽冲转试验是核电厂热态功能试验期间最重要的综合性试验项目之一.由于试验会导致较大的电厂瞬态,本文通过建立三门核电厂汽机非核冲转试验的热力学模型,结合冲转试验方案,分析计算试验过程中一、二回路主要热工参数随冲转持续时间的变化趋势,核算极限试验边界工况下允许的汽机最大冲转时间,验证满足试验安全边界的先决条件,并结合分析结果对试验提出相关建议.     

反应堆试验装置巡检机器人性能综合评价

反应堆试验装置巡检机器人是用于堆芯热工水力试验平台工况巡检的智能装备,可实现部分数据采集和现场监测预警。基于该机器人技术特性提出测评指标体系并制定关键指标测试规程,在此基础上提出改进AHP-改进熵权-模糊综合评价法,通过对定性、定量指标分类处理并计算综合权重矩阵及目标模糊隶属度,获得整体综合评价结果,为试验装置巡检机器人的全面验证与综合评价提供手段,同时为核工业特种机器人的性能综合测评提供参考和借鉴。     

飞行模拟机远程诊断系统

CAE公司生产的飞行模拟机广泛运用于国内飞行培训中,Diagnostic是一款安装在CAE公司生产的R4模拟机的主计算机"opserver"上的诊断软件,Diagnostic可以实时监控并展现模拟机运行状态,汇报异常。在值班室监控电脑上安装Diagnostic软件,攻克了同时多次开启Diagnostic时发生的监控冲突问题,成功在值班室监控电脑上用Diagnostic来监控训练中心的每一台模拟机,既方便了维护人员监控模拟机,又节约了开发新监控系统的科研成本。     

高压电机跳闸原因浅析

通过对新装电机、原给水泵及三位阀的参数进行分析,查阅相关参数,采取多专业共同攻关、分析设计参数与生产现场实际运行工况,发现问题并解决。     

堆芯核测探测器故障处理及现象分析

反应堆堆芯核测系统是核电站核测量系统的一个重要组成部分,其主要作用是测量反应堆堆芯功率分布,校刻堆外核测系统和提供堆芯燃耗的历史数据。而微型裂变室探测器是堆芯核测系统中子注量率测量部分的主要元件,多个探测器故障将失去堆芯核测的测量作用迫使机组退防,影响机组安全稳定运行。分析福清核电运行过程中出现的探测器故障,总结维护探测器的经验。     

试析核电厂复杂工况下运行团队的高效运作

近年来我国核电行业得到了迅速发展,核电厂的数量有一定提升。核电厂运行过程中存在工况复杂的问题,在运营过程中需要确保各设备的运行可靠性,要求所有工作人员都能够严格遵循相关技术规范进行操作,从而避免外界因素对于核电厂运行安全性所造成的影响。只有实现运行团队的高效运作,才能满足各种复杂工况下核电厂的运行管理需求,将机组控制在安全状态。就核电厂复杂工况下运行团队的高效运作进行探究分析。     

压水堆核电站堆芯装料步序的调整

核电厂换料大修前,在进行堆芯燃料组件装载设计时,主要考虑堆芯的燃料组件富集度、反应性控制、运行时间等因素,没有考虑燃料组件变形的因素,这样会出现个别位置燃料组件装载困难,需要通过变更装料步序才能将全部燃料组件装入堆芯.本文介绍了压水堆燃料组件变形的原理和小靴帮在堆芯装料过程中的应用,并以这两方面为基础,提出了几种在堆芯装料时会出现困难的燃料组件布置情形,并针对各个情形制订了相应的步序调整思路,最后给出了堆芯装料步序变更的通用思路.     

把握安全文化建设的“四个关键”

“安全文化”一词,最早现于国际原子能机构给前苏联切尔诺贝利核电站泄漏事故的分析报告中,20世纪80年代中后期,该机构出版了《核安全文化》一书,“安全文化”概念由此走进公众视野。