秦山第二核电厂换料水箱排空检修工作的研究

1

作者 杨庆 梁斌 《中国核电》 2024年第1期145-149,共5页

换料水箱排空检修工作在M310机组的大修期间作为关键路径工作,耗时较长且工作窗口安排不明确。排空工作期间导致乏池失去冷却,废水接收处理压力较大,检修工作期间导致乏池冷却失去备用。针对以上问题,该论文通过实际数据对比分析,最终... 换料水箱排空检修工作在M310机组的大修期间作为关键路径工作,耗时较长且工作窗口安排不明确。排空工作期间导致乏池失去冷却,废水接收处理压力较大,检修工作期间导致乏池冷却失去备用。针对以上问题,该论文通过实际数据对比分析,最终确定换料水箱的排空检修窗口,并将排空检修期间各阶段工作和其他关键路径工作并行,保证换料水箱排空检修工作不单独占用关键路径,节省大修工期。 展开更多

关键词 大修 关键路径 工期 乏池 废水

下载PDF 职称材料

剂量率在严重事故下乏燃料损伤评价系统中的应用 被引量：1

2

作者 许倩 史晓磊 +2 位作者 张应超 魏严淞 季松涛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第9期1606-1610,共5页

本文介绍了一种利用剂量率监测值评价严重事故时乏燃料损伤程度的方法。分别计算不同富集度、燃耗的乏燃料100%包壳损伤的剂量率作为数据库,根据停堆时间、事故的发生时间与实际监测值来评估乏池中燃料的损伤份额,实现了对乏池中不同类... 本文介绍了一种利用剂量率监测值评价严重事故时乏燃料损伤程度的方法。分别计算不同富集度、燃耗的乏燃料100%包壳损伤的剂量率作为数据库,根据停堆时间、事故的发生时间与实际监测值来评估乏池中燃料的损伤份额,实现了对乏池中不同类型燃料的损伤程度的差异化评估。本文方法已应用于秦山二期的乏燃料损伤评价系统中。 展开更多

关键词 严重事故 乏池 剂量率

下载PDF 职称材料

PMC(装卸料)系统运行分析

3

作者 胡万有 杨鹏 +1 位作者 杨发 吴海东 《科技视界》 2019年第6期74-76,共3页

我厂4台机组装卸料系统在换料运行过程中, RX (核岛)厂房与KX (燃料)厂房装卸料机、人桥吊车与转运装置不能顺畅衔接、协同高效运作,本文分析该系统运行情况分析,找出合理的方案进行改进,实现换料过程各设备交接零接口。

关键词 堆芯 乏池 装卸料机 人桥吊车 转运装置 快/慢区域

下载PDF 职称材料

核电厂严重事故后乏池自安全冷却技术研究

4

作者 张明 葛云征 +1 位作者 张守杰 刘伟民 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第5期181-187,共7页

针对核电厂严重事故后丧失内外电源的工况,提出了通过提取乏燃料水池(简称乏池)余热进行发电以实现乏池长期自安全冷却的方案。通过基于乏池余热的热力过程分析、工质选择、关键设备热力分析、系统方案设计研究,探讨了严重事故后利用乏... 针对核电厂严重事故后丧失内外电源的工况,提出了通过提取乏燃料水池(简称乏池)余热进行发电以实现乏池长期自安全冷却的方案。通过基于乏池余热的热力过程分析、工质选择、关键设备热力分析、系统方案设计研究,探讨了严重事故后利用乏池余热实现乏池长期自安全冷却的可行性。研究表明,根据核电厂严重事故后的工况环境以及系统输出功率,可采用上原循环或国海循环来建设乏池余热自发电系统。对于在役堆型和新堆型,该系统均可保证实现乏池余热的持续排出,满足乏池温度低于80℃的要求,从而实现乏池的自安全冷却。 展开更多

关键词 严重事故 乏池 自安全冷却 热力分析

原文传递

气温变化对核电厂的影响及应对措施

5

作者 王军 《设备管理与维修》 2020年第3期38-40,共3页

海南核电地处我国最南端,属北热带海洋季风性气候,海水年平均温度相对较高。研究海水温度的变化规律,以及海水温度与关键设备相关参数之间关系趋势,结论表明大气温度和潮位变化共同影响海水温度,据此可根据气象预报信息预判短期内海水温... 海南核电地处我国最南端,属北热带海洋季风性气候,海水年平均温度相对较高。研究海水温度的变化规律,以及海水温度与关键设备相关参数之间关系趋势,结论表明大气温度和潮位变化共同影响海水温度,据此可根据气象预报信息预判短期内海水温度,此外,海水温度随季节变化会造成由海水冷却的关键设备相关参数的变化。海南核电通过一系列技术和管理上的措施,控制相关参数在正常运行范围内,保障了机组的安全可靠运行。 展开更多

关键词 海水温度 潮位 轴承 真空度 露点 主泵 油品 乏池

下载PDF 职称材料

基于OpenFOAM的乏池内流动与换热计算

6

作者 汪俊 王昌胜 王晰 《应用物理》 CAS 2022年第3期181-192,共12页

通过OpenFOAM对湿法贮存下的乏燃料池内的热工水力问题进行仿真分析,得到以下结论:在燃料组件区,由于多孔介质下的阻力,该部分流场流速较小。位于进水口正下方的套筒内的水流受到强迫对流的影响产生了自上而下的流动,远离入水管正下方... 通过OpenFOAM对湿法贮存下的乏燃料池内的热工水力问题进行仿真分析,得到以下结论:在燃料组件区,由于多孔介质下的阻力,该部分流场流速较小。位于进水口正下方的套筒内的水流受到强迫对流的影响产生了自上而下的流动,远离入水管正下方的贮存格架内的水流受到自然对流的作用,均自下而上地流动。这种流动导致了经由注水直接冲刷的正下方的格架内的水温极低,邻近套筒内的局部高温;入水管正下方的格架内的温度分布受到水流方向的影响,呈现出底部温度高、顶部温度低的分布特征。由于位于出口下方的套筒与邻近套筒组成了回路,使得周围邻近套筒的水温出现极大值。 展开更多

关键词 OPENFOAM 乏池 流动 换热

下载PDF 职称材料

风险指引型乏燃料水池事故管理方法的研究 被引量：1

7

作者 石青 吴蓓 +1 位作者 刘元黎 唐辉 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第3期499-503,共5页

目前国内已经审批的各类核电堆型的乏池事故分类、分析假设及验收准则存在差异,乏池冷却系统配置有所差异,所达到的安全水平和对机组大修灵活性的影响也各不相同。本文目的是通过风险指引型的方法研究乏池事故风险水平,给出合理的乏池... 目前国内已经审批的各类核电堆型的乏池事故分类、分析假设及验收准则存在差异,乏池冷却系统配置有所差异,所达到的安全水平和对机组大修灵活性的影响也各不相同。本文目的是通过风险指引型的方法研究乏池事故风险水平,给出合理的乏池事故工况管理建议和系统配置建议,实现核电机组安全性、大修灵活性、机组经济性的平衡。该乏池事故管理方法是“华龙一号”持续优化内容。 展开更多

关键词 风险指引 乏池事故管理 乏池系统配置

下载PDF 职称材料

福岛后乏池补水工程的设计与改进 被引量：1

8

作者 王超 韩双 赵自奕 《产业与科技论坛》 2015年第14期80-81,共2页

本文根据国家核安全局针对福岛事故给我国核电站带来的影响作出的《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》,描述了国内的核电站各堆型及相应乏燃料水池的系统功能。并结合国内核电站的状态,对福岛后核电站乏燃料水池补水措施进行了... 本文根据国家核安全局针对福岛事故给我国核电站带来的影响作出的《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》,描述了国内的核电站各堆型及相应乏燃料水池的系统功能。并结合国内核电站的状态,对福岛后核电站乏燃料水池补水措施进行了分析,阐述了乏燃料水池增加补水的系统设计,分析验证了乏燃料水池增加补水管道满足系统功能要求。这些改进使乏燃料水池补水得到更有力的保障,降低了核电站事故风险概率。 展开更多

关键词 福岛后核电站 乏池补水 工程设计 工程改进

下载PDF 职称材料

核电厂乏燃料水池严重事故分析 被引量：1

9

作者 史晓磊 张应超 魏严凇 《科技创新与应用》 2019年第23期85-86,共2页

福岛核事故后,乏燃料水池安全引起广泛关注.文章利用MELCOR程序建立了核电厂乏燃料水池严重事故分析模型,分析了乏燃料水池失水叠加全厂断电事故.计算表明,在乏池干涸以前,破口等效直径越大,事故进程越快,而燃料破损熔化的份额越小,氢... 福岛核事故后,乏燃料水池安全引起广泛关注.文章利用MELCOR程序建立了核电厂乏燃料水池严重事故分析模型,分析了乏燃料水池失水叠加全厂断电事故.计算表明,在乏池干涸以前,破口等效直径越大,事故进程越快,而燃料破损熔化的份额越小,氢气产量和释放的放射性裂变产物的量越少. 展开更多

关键词 乏燃料 乏燃料水池 乏池失水事故 严重事故

下载PDF 职称材料

核电厂乏池液位计热扩散测量模型研究

10

作者 魏祖荣 王五妹 +1 位作者 刘政 刘建忠 《电工技术》 2021年第8期53-54,58,共3页

福清核电厂采用热扩散原理的乏池液位计测量乏燃料水池液位,该乏池液位计通过参考电阻,消除环境温度引入的干扰,但是由于仪表探测器内汽-液两相转变而引入的液化热量,打破温度补偿机制,从而引入测量误差,导致仪表读数出现波动。通过建... 福清核电厂采用热扩散原理的乏池液位计测量乏燃料水池液位,该乏池液位计通过参考电阻,消除环境温度引入的干扰,但是由于仪表探测器内汽-液两相转变而引入的液化热量,打破温度补偿机制,从而引入测量误差,导致仪表读数出现波动。通过建立热扩散测量模型,深入研究乏池液位计测量机理和波动原因。 展开更多

关键词 乏池液位计 环境温度补偿 汽-液两相转变 热扩散测量模型

下载PDF 职称材料

AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究

11

作者 段永强 何迅 +2 位作者 景福庭 蔡志云 余小权 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第1期147-151,共5页

以AP1000堆型为参考,建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型,并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示,在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为24h;在装料后即发生丧失所有... 以AP1000堆型为参考,建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型,并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示,在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为24h;在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故,则燃料裸露时间约为213h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。 展开更多

关键词 乏燃料水池 衰变热 乏池瞬态温度 AP1000

原文传递