壓水堆核電廠(chǎng)余熱排出系統(tǒng)設(shè)計(jì)中一些安全問(wèn)題

能源行業(yè)核電標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)委員會(huì)秘書(shū)處于2014年12月22日~24日在北京組織召開(kāi)了核電標(biāo)準(zhǔn)審查會(huì),本次會(huì)議審查了由中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院主編的《壓水堆核電廠(chǎng)安全降壓和排氣系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則》、《壓水堆核電廠(chǎng)反應(yīng)堆壓力容器及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)管道和設(shè)備保溫層設(shè)計(jì)制造規(guī)范》和中廣核工程有限公司主編的《核級(jí)金屬波紋管膨脹節(jié)設(shè)計(jì)制造規(guī)范》。來(lái)自環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心、上海核工程研究設(shè)計(jì)院、中國(guó)核電工

應(yīng)用停泵水錘的基本理論,建立了壓水堆核電廠(chǎng)三回路水泵、泵出口閥、冷凝器和出水虹吸井等邊界條件的數(shù)學(xué)模型,并采用特征線(xiàn)法進(jìn)行求解。結(jié)合工程實(shí)例計(jì)算說(shuō)明,泵出口閥的關(guān)閉程序?qū)λN壓力的影響較大,水泵出口采用兩階段關(guān)閉液控蝶閥可以有效減小停泵水錘壓力,但其關(guān)閉程序應(yīng)在水錘數(shù)值模擬分析的基礎(chǔ)上優(yōu)化確定。

④ 勰一)第6卷第2期 l993年5月 核電工程與技術(shù) nuclearpowerengineering＆technology v01．6no2 mavl993 壓水堆核電廠(chǎng)安全二級(jí)泵的汽蝕余量 顧全生tlzf ． -i、3 (上海核i翟麗計(jì)院) 摘要 本文敘述壓水堆棱電廠(chǎng)安全二級(jí)泵．包括高壓安注泵余熱排出泵和安全殼噴 淋泵的汽蝕余量。為了避免上述各t_t-~時(shí)發(fā)生汽蝕、本文討論如何確定其安裝 標(biāo)高。 ：毫蘭苧，，壓 刖舌 根據(jù)美國(guó)核管會(huì)導(dǎo)則的要求．為確保核電廠(chǎng)應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)和安全殼排熱系統(tǒng)的泵 (屬安全二級(jí)泵)，在各種事故工況下均應(yīng)能正常發(fā)揮其功能．這一方而要求泵的結(jié)構(gòu)設(shè)計(jì) 具有低的必需汽蝕余蠡．另一方面要求與使用條件有關(guān)的泵裝置具有足夠高的有效汽蝕余 量，從而避免泵發(fā)生汽蝕． 反應(yīng)堆失水事故時(shí)，為

壓水堆核電廠(chǎng)運(yùn)行與管理結(jié)課論文 —壓水堆核電廠(chǎng)運(yùn)行p-t圖的分析 學(xué)號(hào)：201220040313 姓名：王濤 班級(jí)：1220403 專(zhuān)業(yè)：核工程與核技術(shù) 時(shí)間：2015年11月24日 壓水堆核電廠(chǎng)運(yùn)行p-t圖的簡(jiǎn)單分析 一、引言 [1] 反應(yīng)堆壓力容器(rpv)是核安全一級(jí)部件，在服役過(guò)程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會(huì)逐漸劣化，具體表現(xiàn)為強(qiáng)度增加、塑性與韌性下降。為了防止發(fā)生脆性開(kāi)裂， 核電廠(chǎng)在啟停堆過(guò)程中必須控制壓力容器內(nèi)的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線(xiàn) (p-t曲線(xiàn))所規(guī)定的范圍內(nèi)。即構(gòu)成反應(yīng)堆在運(yùn)行時(shí)所應(yīng)遵守的核電廠(chǎng)運(yùn)行p-t圖[2]。 二、限制線(xiàn) 把反應(yīng)堆標(biāo)準(zhǔn)運(yùn)行的溫度、壓力限制標(biāo)注在p—t圖上，則構(gòu)成了rcp標(biāo)準(zhǔn)工況p—t圖。 對(duì)于核電廠(chǎng)從換料到功率運(yùn)行的反應(yīng)堆標(biāo)準(zhǔn)運(yùn)行方式，溫度和壓力都

壓水堆核電廠(chǎng)運(yùn)行 課程論文 ap1000核電廠(chǎng)二代壓水堆 安全設(shè)施和系統(tǒng)的比較 學(xué)生姓名： 班級(jí)：090 學(xué)號(hào)：090 二零一二年十一月 ap1000核電廠(chǎng)二代壓水堆安全設(shè)施和系統(tǒng)的比較 ap1000簡(jiǎn)介 ap1000又稱(chēng)為先進(jìn)壓水堆，自美國(guó)三里島核電站和蘇聯(lián)切爾諾貝利核電站 事故發(fā)生以來(lái)，暴露了二代核電廠(chǎng)設(shè)計(jì)中的一些根本性的弱點(diǎn)和安全隱患。迫切 的需要一種安全又可靠的新型核電廠(chǎng)來(lái)取代二代核電廠(chǎng)。20世紀(jì)80年代中期開(kāi) 始，美國(guó)epri與nrc的支持下，經(jīng)過(guò)多年努力，制定了一個(gè)能被供貨商、投 資方、業(yè)主、核安全局、用戶(hù)和公眾各方面都能被接受的，提高電廠(chǎng)安全性和改 善經(jīng)濟(jì)性的設(shè)計(jì)基礎(chǔ)，1990年，發(fā)表了適用于先進(jìn)輕水堆核電廠(chǎng)設(shè)計(jì)的urd， 1994年歐共體制定了eur?，F(xiàn)在人們通常把符合urd和eur要求的核反應(yīng)堆 稱(chēng)作先進(jìn)堆核電廠(chǎng)。 非能動(dòng)安全系統(tǒng) ap

壓水堆核電廠(chǎng)運(yùn)行與管理結(jié)課論文 —壓水堆核電廠(chǎng)運(yùn)行p-t圖的分析 學(xué)號(hào)：201220040313 姓名：王濤 班級(jí)：1220403 專(zhuān)業(yè)：核工程與核技術(shù) 時(shí)間：2015年11月24日 壓水堆核電廠(chǎng)運(yùn)行p-t圖的簡(jiǎn)單分析 一、引言 [1] 反應(yīng)堆壓力容器(rpv)是核安全一級(jí)部件，在服役過(guò)程中，由于受到中子輻照的影響， 材料性能將會(huì)逐漸劣化，具體表現(xiàn)為強(qiáng)度增加、塑性與韌性下降。為了防止發(fā)生脆性開(kāi)裂， 核電廠(chǎng)在啟停堆過(guò)程中必須控制壓力容器內(nèi)的溫度和壓力，將壓力和溫度控制在限值曲線(xiàn) (p-t曲線(xiàn))所規(guī)定的范圍內(nèi)。即構(gòu)成反應(yīng)堆在運(yùn)行時(shí)所應(yīng)遵守的核電廠(chǎng)運(yùn)行p-t圖[2]。 二、限制線(xiàn) 把反應(yīng)堆標(biāo)準(zhǔn)運(yùn)行的溫度、壓力限制標(biāo)注在p—t圖上，則構(gòu)成了rcp標(biāo)準(zhǔn)工況p—t圖。 對(duì)于核電廠(chǎng)從換料到功率運(yùn)行的反應(yīng)堆標(biāo)準(zhǔn)運(yùn)行方式，溫度和壓力都

新燃料升降機(jī)是核電廠(chǎng)燃料操作與貯存系統(tǒng)的重要設(shè)備之一。其主要功能是配合輔助吊車(chē)與人橋吊車(chē)將新燃料組件運(yùn)送到乏燃料水池底部進(jìn)行貯存,還可運(yùn)送可燃毒物組件存放架和乏燃料組件至指定高度進(jìn)行清潔去污、檢查及修復(fù)。新燃料升降機(jī)主要由起升機(jī)構(gòu)、軌道、燃料艙和上部構(gòu)件組成,其中起升機(jī)構(gòu)作為驅(qū)動(dòng)和承載部件對(duì)整機(jī)的可靠性及安全性至關(guān)重要。文章以"華龍一號(hào)"新燃料升降機(jī)為例,對(duì)其起升機(jī)構(gòu)進(jìn)行了優(yōu)化設(shè)計(jì),滿(mǎn)足了單一故障保護(hù)要求,提高了燃料操作的安全性,對(duì)核電廠(chǎng)起重設(shè)備的設(shè)計(jì)具有一定的參考意義。

概述了壓水堆核電廠(chǎng)典型的結(jié)構(gòu)材料種類(lèi)與腐蝕類(lèi)型，并以此為基礎(chǔ)介紹了常見(jiàn)的腐蝕防護(hù)設(shè)計(jì)手段及腐蝕老化管理的理念和方法，對(duì)明確壓水堆核電廠(chǎng)設(shè)備／部件、材料、環(huán)境、腐蝕、防護(hù)、老化管理間的相互關(guān)系具有參考價(jià)值，為確保機(jī)組的安全與經(jīng)濟(jì)運(yùn)行提供重要保障。

百萬(wàn)千瓦級(jí)壓水堆核電廠(chǎng)核島土建設(shè)計(jì)的廠(chǎng)址適應(yīng)性分析

根據(jù)大型核電廠(chǎng)的技術(shù)特點(diǎn),對(duì)汽動(dòng)給水泵、定速電動(dòng)給水泵和帶液偶變速電動(dòng)給水泵進(jìn)行綜合技術(shù)經(jīng)濟(jì)分析,給出了4×33.3%帶液偶變速電動(dòng)給水泵作為大型核電機(jī)組的主給水系統(tǒng)推薦方案。

根據(jù)國(guó)家能源局對(duì)能源行業(yè)核電標(biāo)準(zhǔn)體系建設(shè)的安排,2013年10月14日,能源行業(yè)核電標(biāo)準(zhǔn)化技術(shù)委員會(huì)秘書(shū)處在北京組織召開(kāi)了"壓水堆核電廠(chǎng)標(biāo)準(zhǔn)體系(金屬材料)修訂討論會(huì)"。來(lái)自中國(guó)核電工程有限公司、上海核工程研究設(shè)計(jì)院、中廣核工程有限公司、中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院、哈電集團(tuán)(秦皇島)重型裝備有限公司、鋼鐵研究總院、中國(guó)第一重型機(jī)械集團(tuán)公司、蘇州熱工研究院有限公司8家單位的標(biāo)技委委員和專(zhuān)家參會(huì)。

本文回顧了壓水堆(pwr)核電廠(chǎng)冷卻劑主循環(huán)泵(簡(jiǎn)稱(chēng)主泵)從無(wú)密封的屏蔽電泵到有軸封泵的發(fā)展經(jīng)歷,從核安全要求達(dá)成的技術(shù)共識(shí),以及世界知名泵廠(chǎng)商在自主化技術(shù)背景下各自形成的主泵的技術(shù)風(fēng)格與流派。介紹了主泵技術(shù)的改進(jìn)與創(chuàng)新,以及采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)、優(yōu)化及簡(jiǎn)化后的nsss中,第三代壓水堆(pwr)主泵的有關(guān)問(wèn)題。

本文回顧了壓水堆(pwr)核電廠(chǎng)冷卻劑主循環(huán)泵(簡(jiǎn)稱(chēng)主泵)從無(wú)密封的屏蔽電泵到有軸封泵的發(fā)展經(jīng)歷,從核安全要求達(dá)成的技術(shù)共識(shí),以及世界知名泵廠(chǎng)商在自主化技術(shù)背景下各自形成的主泵的技術(shù)風(fēng)格與流派。介紹了主泵技術(shù)的改進(jìn)與創(chuàng)新,以及采用非能動(dòng)安全系統(tǒng)、優(yōu)化及簡(jiǎn)化后的nsss中,第三代壓水堆(pwr)主泵的有關(guān)問(wèn)題。(由于篇幅關(guān)系,本文分兩期刊出)

兩級(jí)復(fù)疊制冷系統(tǒng)設(shè)計(jì)中一些問(wèn)題的探討——對(duì)兩級(jí)復(fù)疊制冷系統(tǒng)低溫級(jí)設(shè)計(jì)中諸如制冷劑和潤(rùn)滑油的選擇、潤(rùn)滑油分離、低溫?fù)Q熱器和載冷劑的性能等問(wèn)題進(jìn)行討論，同時(shí)結(jié)合試驗(yàn)結(jié)果，指出r23替代r13時(shí)一些問(wèn)題的處理方法。

我國(guó)豐富的煤炭資源稟賦決定了我國(guó)將在較長(zhǎng)時(shí)期內(nèi)保持以煤電為主的能源結(jié)構(gòu)，但化石能源特別是煤炭的大規(guī)模開(kāi)發(fā)利用，對(duì)生態(tài)環(huán)境造成嚴(yán)重影響。對(duì)于新能源和可再生能源我國(guó)大力發(fā)展，根據(jù)《電力發(fā)展“十三五”規(guī)劃》顯示，到2020年我國(guó)非化石能源消費(fèi)占一次能源消費(fèi)比重將達(dá)到15％左右，單位國(guó)內(nèi)生產(chǎn)總值二氧化碳排放比2005年下降40％-45％。

根據(jù)1000mw壓水堆核電廠(chǎng)的特點(diǎn),對(duì)常規(guī)島主給水泵設(shè)計(jì)輸入進(jìn)行了分析,指出應(yīng)選擇一回路最佳估算流量下的接口參數(shù)為設(shè)計(jì)輸入,給水泵的流量裕量取值為計(jì)算流量的5%、阻力裕量取值為計(jì)算阻力的10%能夠滿(mǎn)足電廠(chǎng)最大連續(xù)出力運(yùn)行要求,并具有良好的經(jīng)濟(jì)性。

安全注入系統(tǒng)是壓水堆核電站的重要專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施,作用是在反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生失水事故(loca)時(shí),保持堆芯被水淹沒(méi),防止燃料包殼熔化;或在主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時(shí),快速注入濃硼溶液,從而使反應(yīng)堆快速安全停堆,并防止反應(yīng)堆重返臨界。安全注入系統(tǒng)的調(diào)試主要通過(guò)流量驗(yàn)證的方式,來(lái)保證系統(tǒng)運(yùn)行參數(shù)能夠滿(mǎn)足設(shè)計(jì)要求。

本文主要介紹了海嘯的成因、危害以及在我國(guó)沿海發(fā)生的可能性等,并闡明了核安全法規(guī)和導(dǎo)則對(duì)濱海核電廠(chǎng)防洪評(píng)價(jià)中海嘯影響的基本要求。本文還結(jié)合目前核電廠(chǎng)的多個(gè)工程實(shí)例,對(duì)海嘯影響分析提出了一些建議。

第三代非能動(dòng)壓水堆核電站ap1000中首次為乏燃料池設(shè)置了噴淋系統(tǒng),在超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故或恐怖襲擊導(dǎo)致乏燃料池水排空時(shí),為乏燃料提供冷卻。噴淋系統(tǒng)設(shè)計(jì)中的兩個(gè)重要指標(biāo)是噴淋覆蓋面積和單位面積有效噴淋流量。設(shè)計(jì)者應(yīng)基于噴嘴性能試驗(yàn)結(jié)果,根據(jù)乏燃料池結(jié)構(gòu)尺寸和乏燃料特性,確定噴淋流量、噴嘴數(shù)量和布置方式等參數(shù),完成系統(tǒng)設(shè)計(jì),提供足夠冷卻流量。

為有效減小地震災(zāi)害對(duì)核電廠(chǎng)安全殼的影響,基于安全殼的動(dòng)力特性,從隔震技術(shù)原理出發(fā),分析安全殼采用隔震技術(shù)的可行性。以某核電廠(chǎng)為對(duì)象,對(duì)比分析了隔震技術(shù)對(duì)安全殼的減震效果,并應(yīng)用優(yōu)化技術(shù)進(jìn)行了隔震設(shè)計(jì)。結(jié)果表明,采用隔震技術(shù)可顯著提高安全殼的抗震性能。

對(duì)概率安全評(píng)價(jià)在核電廠(chǎng)應(yīng)用中的系統(tǒng)建模進(jìn)行研究,使用了不受故障分布函數(shù)限制的蒙特卡羅方法對(duì)核電廠(chǎng)保護(hù)系統(tǒng)的可靠性進(jìn)行仿真分析,并且以緊急停堆系統(tǒng)為例,說(shuō)明了蒙特卡羅方法在核電廠(chǎng)安全系統(tǒng)故障樹(shù)建模與仿真研究上的可行性,同時(shí)也是一種分析核電廠(chǎng)保護(hù)系統(tǒng)可靠性的有效方法。

介紹了acp1000堆型運(yùn)行服務(wù)廠(chǎng)房通風(fēng)系統(tǒng)的特點(diǎn),并從系統(tǒng)功能、系統(tǒng)設(shè)計(jì)、系統(tǒng)運(yùn)行控制3個(gè)方面,詳細(xì)介紹了運(yùn)行服務(wù)廠(chǎng)房通風(fēng)系統(tǒng).比較了三代堆型與二代加堆型工作人員出入口的通風(fēng)設(shè)計(jì).