安全殼
- 安全殼非能動熱阱系統(tǒng)研究
安全注入系統(tǒng)、安全殼噴淋系統(tǒng)、應(yīng)急給水系統(tǒng)等[2-4]。隨著華龍一號機(jī)組的工程推進(jìn),相關(guān)研發(fā)機(jī)構(gòu)也開展了不少提升華龍一號安全性和經(jīng)濟(jì)性的相關(guān)研究,如安注箱注入特性優(yōu)化研究[5]、場外應(yīng)急優(yōu)化研究[6]、反應(yīng)堆及一回路系統(tǒng)設(shè)計優(yōu)化改進(jìn)[7]、核電廠的輻射防護(hù)最優(yōu)化設(shè)計[8]、非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)管道布置優(yōu)化分析[9]、華龍一號核電項目工期優(yōu)化方案研究[10]、核電廠防火設(shè)計優(yōu)化經(jīng)驗總結(jié)[11]。上述優(yōu)化研究主要針對工程項目已有系統(tǒng)和設(shè)備開展的研究,而采用
原子能科學(xué)技術(shù) 2023年10期2023-10-27
- 反應(yīng)堆通風(fēng)系統(tǒng)安全殼隔離閥故障期間安全殼內(nèi)部壓力的控制方式
的2號機(jī)組執(zhí)行安全殼隔離閥閥間泄漏率試驗SRST－411，安全殼隔離閥7314－PV13／PV14的閥間泄漏率大于7000SCCM，不滿足驗收準(zhǔn)則［1］，經(jīng)維修人員檢查確認(rèn)為安全殼隔離閥7314－PV14內(nèi)漏，機(jī)組因此進(jìn)入技術(shù)規(guī)程書的運行限制條件LCO 16.3.5.4，經(jīng)維修人員近24天的檢修完成安全殼隔離閥7314－PV14內(nèi)漏處理后系統(tǒng)恢復(fù)正常狀態(tài)，在對安全殼隔離閥7314－PV14缺陷檢查定位和內(nèi)漏消缺期間，2號機(jī)組先后6次停運反應(yīng)堆廠房通風(fēng)系統(tǒng)配
機(jī)電工程技術(shù) 2023年1期2023-02-24
- 三代非能動核電廠事故后惰化氫氣緩解措施有效性分析
用的方式來消除安全殼內(nèi)的氫氣[2]，從而緩解安全殼內(nèi)的氫氣風(fēng)險。為降低氫氣燃燒造成對安全殼完整性的威脅，研究人員提出了嚴(yán)重事故情況下事故惰化氫氣風(fēng)險緩解措施[3]，它是通過向大型安全殼內(nèi)注入惰性氣體（氮氣或二氧化碳），控制安全殼內(nèi)混合易燃?xì)怏w成分，避免達(dá)到可燃濃度，如事故預(yù)惰化、事故后惰化、事故后稀釋措施。本文基于一體化嚴(yán)重事故分析MAAP5 程序，建立三代非能動核電廠安全殼模型，對嚴(yán)重事故下事故后惰化氫氣緩解措施的有效性進(jìn)行分析，同時對事故后惰化的注入位
核科學(xué)與工程 2022年4期2022-10-25
- 三代核電廠過濾排放系統(tǒng)功能定位分析
100840)安全殼是包容核電廠放射性產(chǎn)物的最后一道屏障。二代改進(jìn)型核電廠為應(yīng)對安全殼超壓威脅，保證安全殼的完整性，設(shè)置了安全殼過濾排放系統(tǒng)。在嚴(yán)重事故期間，為防止安全殼晚期超壓失效，通過主動卸壓的方式排出安全殼內(nèi)的大氣，保證安全殼壓力低于其承載限值。同時，安全殼過濾排放系統(tǒng)中的過濾裝置，使得排放到環(huán)境中的放射性物質(zhì)是有限的[1]。國內(nèi)二代改進(jìn)型壓水堆核電廠以及自主研發(fā)的三代核電廠普遍采用具有文丘里水洗器和金屬纖維過濾器的安全殼過濾排放系統(tǒng)設(shè)計方案[2,3
中國核電 2022年3期2022-09-17
- 鈉冷快堆安全殼設(shè)計研究與探討
深防御體系中，安全殼系統(tǒng)的放射性物質(zhì)包容功能，對于事故工況下緩解事故后果具有至關(guān)重要的作用。 目前我國壓水堆核電廠安全殼設(shè)計的主要依據(jù)是HAF102—2016 《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》 以及HAD102/06《核動力廠反應(yīng)堆安全殼系統(tǒng)的設(shè)計》。安全殼是防止放射性物質(zhì)泄漏的最后一道實體屏障， 應(yīng)能承受外部自然災(zāi)害和人為事件的影響；其設(shè)計必須保證核電廠向環(huán)境的任何放射性釋放保持在合理可行盡量低的水平，在運行工況下不超過放射性釋放的監(jiān)管排放限值，在事故工況下不超
科技視界 2022年18期2022-08-10
- 核電廠安全殼試驗前進(jìn)行濕度調(diào)節(jié)的分析
0089）1 安全殼密封性試驗國內(nèi)核電廠安全殼整體密封性試驗通常采用絕對壓力法，數(shù)據(jù)處理采用質(zhì)量點法。在安全殼完全封閉后，通過壓空系統(tǒng)（或臨時空壓機(jī)）向安全殼內(nèi)注入空氣，當(dāng)安全殼內(nèi)壓力達(dá)到試驗壓力后，停止充氣。安全殼內(nèi)的干空氣質(zhì)量將隨著時間推移逐漸減少。通過安全殼內(nèi)空氣的壓力、溫度和水蒸氣分壓力參數(shù)根據(jù)理想氣體方程（1-2）計算某測定時刻的安全殼內(nèi)干空氣質(zhì)量點，根據(jù)式（1-1）計算干空氣質(zhì)量的變化率，即可得到安全殼整體泄漏率的估計值。L：安全殼整體泄漏率估
大眾標(biāo)準(zhǔn)化 2022年11期2022-07-08
- 浮動核電站安全殼泄漏率指標(biāo)分配
《核電廠反應(yīng)堆安全殼系統(tǒng)的設(shè)計》（HAD102/06）的規(guī)定，安全殼系統(tǒng)的主要功能是在事故工況期間及以后限制放射性物質(zhì)從堆芯和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)釋放到周圍環(huán)境。安全殼作為安全殼系統(tǒng)的主體結(jié)構(gòu)，設(shè)計成完全包圍一回路壓力邊界，能承擔(dān)事故工況下高強(qiáng)度的安全殼設(shè)計壓力和溫度，并保持結(jié)構(gòu)完整性、具有滿意的密封性能[1]。陸上核電站除AP1000外，安全殼一般采用預(yù)應(yīng)力鋼筋混凝土加鋼制內(nèi)襯結(jié)構(gòu)，預(yù)應(yīng)力混凝土是承壓結(jié)構(gòu)，鋼制內(nèi)襯是密封結(jié)構(gòu)，其安全殼容積一般約50 000
中國艦船研究 2022年1期2022-03-19
- 華龍一號非能動安全殼冷卻系統(tǒng)對嚴(yán)重事故后果影響研究
性[1-6]。安全殼是縱深防御的最后一道屏障，在事故工況下，安全殼失效可能導(dǎo)致放射性物質(zhì)直接釋放到環(huán)境中，因此必須要保證安全殼在事故工況下的結(jié)構(gòu)完整性。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)因堆型不同采用的冷卻方式也不盡相同[7-11]。華龍一號采用分離式熱管形式的PCS，能在超設(shè)計基準(zhǔn)事故工況下導(dǎo)出安全殼內(nèi)熱量，防止安全殼在長期冷卻階段緩慢超壓，從而保證安全殼結(jié)構(gòu)的完整性[12]。中國核電工程有限公司針對華龍一號PCS開發(fā)了瞬態(tài)分析程序模塊[13-15]，該程序
原子能科學(xué)技術(shù) 2022年2期2022-03-02
- 預(yù)應(yīng)力模擬方法對核安全殼結(jié)構(gòu)動力特性的影響
16622)核安全殼是核反應(yīng)堆的圍護(hù)結(jié)構(gòu)，是繼核燃料包殼、一回路壓力邊界之外的最后一道安全屏障[1].在核電廠中，大部分核安全殼都采用預(yù)應(yīng)力混凝土結(jié)構(gòu)，而預(yù)應(yīng)力作用是影響核安全殼結(jié)構(gòu)動力特性及抗震性能的主要因素之一.近年來，隨著核電工程的建設(shè)和發(fā)展，引起了國內(nèi)外學(xué)者對安全殼結(jié)構(gòu)中預(yù)應(yīng)力作用及其模擬方法的關(guān)注.2006年美國SANDIA國家實驗室[2]組織多個國家，開展了安全殼結(jié)構(gòu)極限承載力試驗研究，部分研究人員采用了分離式建模來模擬預(yù)應(yīng)力作用.孟劍等[3]
沈陽工業(yè)大學(xué)學(xué)報 2022年1期2022-01-27
- 核電站安全殼用厚鋼板及其制造方法
開了一種核電站安全殼用厚鋼板，其厚度為10～60 mm，其化學(xué)元素質(zhì)量分?jǐn)?shù)為：wC為0.06%～0.15%；wSi為0.10%～0.40%；wMn為1.0%～1.5%；wMo為0.10%～0.30%；wP≤0.012%；wS≤0.003%；wAl為0.015%～0.050%；wNi為0.20%～0.50%；以及wV≤0.05%，wTi≤0.03%，wCr≤0.25%，wNb≤0.03%，wCa為0.000 5%～0.005 0%中的至少一種；余量為Fe和其
寶鋼技術(shù) 2021年5期2021-11-28
- 安全殼氫氣控制方法研究
的峰值壓力，對安全殼內(nèi)的設(shè)備造成了破壞并直接威脅到安全殼的完整性。在嚴(yán)重事故下，氫氣燃燒爆炸是造成核電廠安全殼失效的主要原因之一。當(dāng)安全殼內(nèi)的氫氣濃度達(dá)到一定比例時，在外界條件（例如，溫度、壓力、氧氣濃度等）適合的情況下，可能會發(fā)生氫氣迅速燃燒或爆炸，從而造成與安全有關(guān)的設(shè)備和系統(tǒng)的局部損壞，甚至損壞安全殼的結(jié)構(gòu)，造成大量的放射性物質(zhì)進(jìn)入環(huán)境。因此，在核電站的設(shè)計中設(shè)置完善的安全殼消氫系統(tǒng)、特別是嚴(yán)重事故情況下的消氫措施，是保證反應(yīng)堆安全的一個重要方面。本
科技視界 2021年23期2021-09-15
- 嚴(yán)重事故下核電廠安全殼結(jié)構(gòu)概率性能評價
300401)安全殼結(jié)構(gòu)作為核電廠最重要的結(jié)構(gòu)，是事故下的防泄漏屏障，在保證核安全方面起到關(guān)鍵作用[1?3]。美國三里島核事故以后，安全殼結(jié)構(gòu)的重要性得到重新認(rèn)識，研究安全殼結(jié)構(gòu)在超設(shè)計基準(zhǔn)事故下的行為和相關(guān)性能成為熱點。目前，關(guān)于安全殼結(jié)構(gòu)在事故壓力下的力學(xué)性能開展了一系列的試驗和數(shù)值模擬研究[4]。安全殼結(jié)構(gòu)試驗研究主要包括桑迪亞實驗室的1∶4模型試驗[5]，印度BARCOM1∶4模型試驗[6]、法國MAEVA模型試驗[7]、英國Sizewell-B1
工程力學(xué) 2021年6期2021-07-06
- 卡拉奇2號機(jī)組安全殼整體性試驗充壓過程研究
44)“核電廠安全殼系統(tǒng)”是防止核泄漏及外部荷載沖擊的最后一道實體屏障。安全殼的主要功能是包容和屏蔽所可能產(chǎn)生的放射性物質(zhì)，維護(hù)公眾的安全[1]。安全殼整體性試驗是核電廠調(diào)試及在役期間的大型專項試驗，采取向安全殼內(nèi)充入壓縮空氣，模擬核反應(yīng)堆在失水事故(LOCA) 狀態(tài)下的安全殼內(nèi)狀態(tài)。巴基斯坦卡拉奇 2號機(jī)組是中國具有自主知識產(chǎn)權(quán)三代壓水堆核電技術(shù)的海外首堆工程。安全殼密封性試驗由于其特殊性無法與核島其他工作同時開展，是占用核電廠調(diào)試關(guān)鍵路徑的主線工作，而
中國核電 2021年5期2021-06-24
- 中國示范快堆安全殼熱工設(shè)計參數(shù)分析及研究
軍中國示范快堆安全殼熱工設(shè)計參數(shù)分析及研究李世銳，任麗霞*，胡文軍（中國原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程技術(shù)研究部，北京102413）核電廠安全殼是防止放射性物質(zhì)泄漏的最后一道實體屏障，對緩解或降低嚴(yán)重事故的放射性后果起到關(guān)鍵作用。中國示范快堆的安全殼采用具有隔離功能和密封性功能等設(shè)計特點的廠房結(jié)構(gòu)，合適地確定其設(shè)計基準(zhǔn)是安全殼設(shè)計的首要問題。本文分析比較了世界鈉冷快堆在安全殼設(shè)計時的內(nèi)部機(jī)械載荷設(shè)計基準(zhǔn)，提出示范快堆安全殼的設(shè)計應(yīng)考慮假想堆芯解體事故（HCDA
核科學(xué)與工程 2021年5期2021-04-07
- 安全殼過濾排放系統(tǒng)容量確定
電廠，是否設(shè)置安全殼過濾排放系統(tǒng)，一直受到安全監(jiān)管部門關(guān)注，也是業(yè)主、設(shè)計單位等各方反復(fù)研討的問題。國內(nèi)外的法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)并沒有強(qiáng)制要求設(shè)置安全殼過濾排放系統(tǒng)。在傳統(tǒng)二代改進(jìn)型壓水堆核電廠，當(dāng)發(fā)生嚴(yán)重事故，通過安全殼過濾排放系統(tǒng)主動卸壓使安全殼內(nèi)壓力不超過其承載限值，確保了安全殼的完整性。華龍一號采用雙層安全殼、設(shè)置有專設(shè)安全設(shè)施和完善的嚴(yán)重事故預(yù)防與緩解措施、具有充分的安全殼自由容積，那么華龍項目是否需要設(shè)置安全殼過濾排放系統(tǒng)以及如何確定系統(tǒng)容量，需要進(jìn)行研究
核科學(xué)與工程 2021年1期2021-03-05
- 小型堆安全殼抑壓系統(tǒng)優(yōu)化分析
采用緊湊布置，安全殼自由容積較傳統(tǒng)反應(yīng)堆安全殼小，且設(shè)計基準(zhǔn)工況下不考慮噴淋系統(tǒng)。因此，為降低安全殼設(shè)計、制造及殼內(nèi)設(shè)備鑒定的要求，參照沸水堆設(shè)計及運行經(jīng)驗，可采用抑壓系統(tǒng)在LOCA后短期內(nèi)快速降低安全殼峰值壓力[1]。由于小型堆從反應(yīng)堆設(shè)計、一回路設(shè)計及安全殼等設(shè)計與沸水堆存在較大差異，需對有無抑壓系統(tǒng)的安全殼內(nèi)發(fā)生LOCA后的熱工響應(yīng)進(jìn)行敏感性分析[2]，并針對不同抑壓系統(tǒng)配置方案下LOCA后的安全殼熱工響應(yīng)進(jìn)行敏感性分析[3]，以得到最優(yōu)配置方案。抑
原子能科學(xué)技術(shù) 2020年12期2020-12-15
- “華龍一號”安全殼內(nèi)氣溶膠重力沉降特性研究
放射性物質(zhì)進(jìn)入安全殼，這些放射性物質(zhì)在安全殼內(nèi)的存在形態(tài)主要有惰性氣體、單質(zhì)和氣溶膠三種形態(tài)。其中，氣溶膠占安全殼內(nèi)所有放射性物質(zhì)的絕大部分[1,2]，氣溶膠的釋放、遷移和去除對安全殼內(nèi)環(huán)境條件、廠外放射性后果及主控室可居留性等具有重要影響。氣溶膠在安全殼內(nèi)的遷移和去除機(jī)理主要包括能動的噴淋去除和重力沉降、熱泳和擴(kuò)散泳等自然去除[2,3]。在安全殼噴淋系統(tǒng)失效的事故工況下，安全殼內(nèi)的放射性氣溶膠只能依靠自然機(jī)理去除。熱泳主要是由于安全殼大氣空間存在溫度差，
核科學(xué)與工程 2020年5期2020-11-30
- “華龍一號”嚴(yán)重事故下安全殼環(huán)境條件研究
口或卸壓閥進(jìn)入安全殼，造成安全殼大氣壓力溫度升高，安全殼環(huán)境條件發(fā)生惡化。惡化的環(huán)境條件會對布置在安全殼內(nèi)的診斷儀表、緩解系統(tǒng)及設(shè)備的運行產(chǎn)生影響，進(jìn)而威脅安全殼的完整性。國家核安全局頒布的核安全法規(guī)HAF102—2016《核動力廠設(shè)計安全規(guī)定》要求對設(shè)備可用性進(jìn)行評估，指出“在鑒定程序中必須考慮合理可預(yù)計的環(huán)境條件，以及可能由特定運行工況(如安全殼泄漏率定期試驗)引起的異常環(huán)境條件。在可能的范圍內(nèi)，應(yīng)該以合理的可信度表明在嚴(yán)重事故中必須運行的設(shè)備(如某些
核科學(xué)與工程 2020年4期2020-10-13
- 安全殼泄漏率監(jiān)測系統(tǒng)日泄漏率異?，F(xiàn)象研究
郭曉龍關(guān)鍵字安全殼；日泄漏率；監(jiān)測；高報警0 前言反應(yīng)堆安全殼作為核電站的第三道安全屏障，在核電站正常運行以及事故工況下必須能夠包容殼內(nèi)的放射性物質(zhì)，以避免其泄漏到大氣中對周圍環(huán)境及社會公眾造成危害，為此必須要求安全殼有很高的完整性。某核電廠的最終安全分析報告及運行技術(shù)規(guī)格書都規(guī)定了機(jī)組正常運行的泄漏率限值和后備模式，即在60hpa 表壓下，安全殼的泄漏率（Q160）應(yīng)滿足Q160≤5 Nm3/h。一旦泄漏率超過5 Nm3/h，必須立即查找泄漏原因[1]。
科技視界 2020年26期2020-09-24
- 反應(yīng)堆安全殼氫氣控制措施簡介
這些氫氣釋放到安全殼，最終會由于氫氣燃燒造成了約0.2 MPa 的安全殼峰值壓力，對安全殼內(nèi)的設(shè)備造成了破壞并直接威脅到安全殼的完整性。核電廠事故發(fā)生后的氫氣風(fēng)險受到了廣泛的關(guān)注。各國都制定相關(guān)的管理規(guī)程，對反應(yīng)堆失水事故（LOCA）后安全殼內(nèi)氫氣的長期產(chǎn)生和分布情況提出了控制要求。過去的考慮更多針對設(shè)計基準(zhǔn)事故，氫氣緩解主要通過啟動堆芯應(yīng)急冷卻系統(tǒng)來維持堆芯內(nèi)金屬與水的反應(yīng)在較低強(qiáng)度下，從而限制氫氣產(chǎn)生。堆芯與安全殼地坑內(nèi)水輻照分解等產(chǎn)生氫氣的過程相對較
科技視界 2020年22期2020-08-14
- 預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼內(nèi)壓易損性及性能評估
要關(guān)注的問題。安全殼作為重要核安全相關(guān)結(jié)構(gòu)是防止放射性物質(zhì)泄露的最后一道屏障[1]，設(shè)計安全殼結(jié)構(gòu)時需要考慮諸如地震、龍卷風(fēng)等外部事件以及內(nèi)部失水事故等工況[2]。安全殼在設(shè)計基準(zhǔn)工況和超設(shè)計基準(zhǔn)工況下的完整性可以采用極限內(nèi)壓承載力進(jìn)行量化[3-5]。目前對于安全殼在事故工況下內(nèi)壓承載力研究要集中在試驗研究和數(shù)值分析。關(guān)于安全殼試驗研究方面，Hessheime等[6]在桑迪亞實驗室展開了1∶4預(yù)應(yīng)力混凝土安全殼模型試驗。Parmar等[7]進(jìn)行了1∶4 B
哈爾濱工程大學(xué)學(xué)報 2020年6期2020-07-27
- 海洋環(huán)境條件下浮動堆安全殼設(shè)計
究很少[4]。安全殼是反應(yīng)堆最重要的構(gòu)筑物，是核安全的最后一道安全屏障，是事故后防止放射性物質(zhì)向環(huán)境擴(kuò)散而采取的最重要的措施之一。余愛萍和王遠(yuǎn)功[5]針對核反應(yīng)堆安全殼結(jié)構(gòu)形式的選擇，較為全面地總結(jié)了世界各國陸上反應(yīng)堆安全殼的發(fā)展情況。陸上核電站反應(yīng)堆安全殼是以預(yù)應(yīng)力鋼筋混領(lǐng)土為主要設(shè)計型式，其在重量、尺寸和設(shè)計壓力等方面均不能適應(yīng)海洋環(huán)境條件下的裝船要求。例如，一般陸上核電站安全殼容器的容積約為6×104m3，不考慮材料重量對總體方案的影響，承壓和屏蔽采
中國艦船研究 2020年1期2020-06-03
- 鋼安全殼吊裝及施工優(yōu)化
200233)安全殼是核電站中包容反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)和其他安全系統(tǒng)的重要承壓邊界，同時其結(jié)構(gòu)必須保持結(jié)構(gòu)完整性，防止放射性物質(zhì)向外部自然環(huán)境中泄漏。三門核電一期工程采用自立的帶橢球形頂/底封頭的圓柱體鋼安全殼(SCV)。鋼安全殼內(nèi)表面直徑是39.624 m，筒體段高42.698 m，橢球形頂/底封頭高11.468 m，鋼安全殼總高度是65.634 m。鋼安全殼還包含兩個設(shè)備閘門、兩個人員閘門、一個環(huán)吊梁、貫穿件及其他部件。此外，安全殼上還支撐了風(fēng)管、電纜橋架
核科學(xué)與工程 2020年1期2020-05-29
- CANDU6核電廠無過濾安全殼通風(fēng)模式的研究
故下可能會發(fā)生安全殼超壓失效，尤其在全廠斷電事故（Station Blackout Accident，SBO）下，由于缺少安全殼噴淋等冷卻措施，安全殼會發(fā)生超壓失效。實際上，早期的CANDU6設(shè)計并未考慮嚴(yán)重事故對策[1]。對于CANDU6核電廠，設(shè)計基準(zhǔn)事故下，通過啟用安全殼噴淋和就地空氣冷卻器可以保持安全殼的完整性。然而，在全廠斷電事故下，由于無法啟用安全殼噴淋和就地空氣冷卻器這兩種保持安全殼完整性的措施，IAEA經(jīng)研究得出結(jié)論，約1 d后，會引起安全
核安全 2020年1期2020-03-03
- 基于有限單元法的安全殼結(jié)構(gòu)靜力分析
116000安全殼作為核電機(jī)組第三道安全屏障保護(hù)環(huán)境與公眾，反應(yīng)堆正常運行期間防止放射性物質(zhì)外逸。當(dāng)反應(yīng)堆發(fā)生失水事故（Loss Of Coolant Accident，即LOCA）時，釋放出大量放射性和高溫高壓汽水混合物可被它包容和隔離，防止對核電站周圍居民產(chǎn)生危害。所以安全殼建筑結(jié)構(gòu)就需要有足夠的強(qiáng)度和密封性能。根據(jù)RCC-G（86），核電站首次停堆換料期間須進(jìn)行安全殼整體打壓試驗（Containment Total Test，即CTT），檢驗安全殼
商品與質(zhì)量 2019年12期2019-12-19
- 內(nèi)壓和地震同時作用下的核電站安全殼響應(yīng)分析
要高得多。而，安全殼作為核電站發(fā)生事故時屏蔽放射性物質(zhì)的最后屏障，必須滿足安全性的高要求。2011年日本福島核事故發(fā)生以來，應(yīng)對高強(qiáng)地震成為了核電站安全設(shè)計越加重視的問題[2]。另外，因冷卻系統(tǒng)管道破裂產(chǎn)生高壓氣體、嚴(yán)重事故下核燃料包殼鋯水反應(yīng)產(chǎn)生的氫氣以及其他原因產(chǎn)生的巨大壓力，也會對核電站安全產(chǎn)生較大的威脅[3]。極端情況下，地震和內(nèi)壓有可能同時作用于核電站系統(tǒng)，如：高強(qiáng)地震誘發(fā)主蒸汽管道破裂同時對安全殼產(chǎn)生影響等。在現(xiàn)有的研究成果當(dāng)中，有許多僅考慮地
- M310堆型核電站運行期間安全殼查漏策略
回路壓力邊界、安全殼。在機(jī)組正常運行期間，安全殼作為第三道屏障其作用是對反應(yīng)堆的放射性提供生物屏蔽，并限制污染氣體的泄漏。核電站《運行技術(shù)規(guī)范》中對安全殼的泄漏率有明確的限值要求，一旦突破限值要求，必須在規(guī)定時間內(nèi)進(jìn)行漏點查找并消除缺陷，否則必須在規(guī)定時間內(nèi)退防，將機(jī)組后撤至安全狀態(tài)[1]。國內(nèi)M310堆型核電機(jī)組在正常運行期間，安全殼泄漏率處于實時監(jiān)測狀態(tài)，安全殼的泄漏率接近或超過運行限值的情況時有發(fā)生，本文結(jié)合國內(nèi)某核電1～4號機(jī)組歷次安全殼查漏經(jīng)驗對
產(chǎn)業(yè)與科技論壇 2019年17期2019-10-24
- 核反應(yīng)堆設(shè)置安全殼過濾排放系統(tǒng)的必要性分析
引言核反應(yīng)堆安全殼過濾排放系統(tǒng)(FCVS)在安全殼晚期超壓(例如嚴(yán)重事故后)工況下，通過主動卸壓的方式使安全殼內(nèi)的壓力不超過其設(shè)計壓力，從而確保安全殼的完整性。同時，通過對排放氣體的放射性物質(zhì)進(jìn)行過濾，使不可避免釋放到環(huán)境中的放射性物質(zhì)維持在盡可能低的水平。設(shè)置FCVS的目的在于保證安全殼的完整性，避免由于安全殼晚期超壓失效導(dǎo)致放射性物質(zhì)不可控地向環(huán)境釋放。但是該系統(tǒng)在過濾放射性物質(zhì)時不能完全過濾，仍舊會對環(huán)境和公眾造成一定的放射性污染或傷害?？紤]到該系
綜合智慧能源 2019年8期2019-09-10
- 嚴(yán)重事故下氣載放射性排放控制研究
釋放,仍設(shè)置了安全殼噴淋、安全殼過濾排放等多種緩解措施以減少事故下的放射性后果。本文簡要介紹了核電廠氣載放射性物質(zhì)的產(chǎn)生和釋放途徑,對 “華龍一號”的氣載放射性排放控制措施效果進(jìn)行了論證。1 氣載放射性物質(zhì)產(chǎn)生與釋放途徑核電廠核反應(yīng)堆在裂變過程中會產(chǎn)生近40種元素、約200種核素,其中絕大部分核素是放射性的,而且衰變子體也往往是放射性的[2]。放射性物質(zhì)的主要來源就是這些裂變產(chǎn)物,而氣載放射性物質(zhì)就是由空氣或其他氣體介質(zhì)所載帶的放射性物質(zhì)。在嚴(yán)重事故工況下
中國核電 2018年3期2018-10-10
- 事故工況下壁面油污和銹斑對鋼制安全殼潛在失效影響分析
污和銹斑對鋼制安全殼潛在失效影響分析石興偉，蘭 兵，胡 健，于大鵬，雷 蕾*，溫麗晶，喬雪冬(環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心, 北京 100082)反應(yīng)堆事故工況下，鋼制安全殼是防止放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的重要屏障，因此有必要研究分析事故條件下傳熱削弱因素(如壁面油污和銹斑)對安全殼完整性的影響，以評估安全殼的潛在失效風(fēng)險。本文應(yīng)用非能動安全殼分析程序，建立了大功率非能動反應(yīng)堆非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的熱工水力模型，并以冷管段雙端剪切事故為基準(zhǔn)工況，分別研究了壁面油
核安全 2017年2期2017-09-25
- 華龍一號與AP1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)差異分析
1000非能動安全殼冷卻系統(tǒng)的組成，原理和運行進(jìn)行了較全面的介紹，分析并比較了兩種非能動安全殼冷卻系統(tǒng)在工藝、化學(xué)、安全、冷卻效率以及空氣動力學(xué)方面的差異，分析結(jié)果表明：與美國西屋公司AP1000相比，華龍一號具有更高的安全性、更好的經(jīng)濟(jì)型及科學(xué)的合理性。本文的研究成果對我國華龍一號的發(fā)展、設(shè)計及推廣應(yīng)用具有重要的現(xiàn)實意義。關(guān)鍵詞： 非能動安全殼冷凍系統(tǒng)系統(tǒng)；AP1000；運行原理華龍一號（中國）和AP1000（美國西屋）均是第三代壓水堆核電技術(shù)，二者在安
科學(xué)與財富 2017年24期2017-09-06
- 安全殼過濾排放系統(tǒng)專利技術(shù)綜述
摘 要：核電站安全殼過濾排放系統(tǒng)（Containment Filtration and Exhaust System）是防止放射性產(chǎn)物釋放到環(huán)境中的最后一道屏障，它的完整性對環(huán)境保護(hù)具有相當(dāng)大的作用。本文對CFES專利申請從申請量、區(qū)域分布、技術(shù)主題和主要申請人等方面進(jìn)行了分析。關(guān)鍵詞：安全殼；卸壓；過濾當(dāng)發(fā)生堆芯熔融事故后，堆芯熔融物與水及混凝土底板發(fā)生反應(yīng)，產(chǎn)生大量的不凝結(jié)氣體，使安全殼內(nèi)壓力升高，若達(dá)到安全殼壓力承載限值，會導(dǎo)致放射性物質(zhì)逸出。對此，
科學(xué)與財富 2017年19期2017-07-19
- 地下核電站安全殼再循環(huán)系統(tǒng)設(shè)計的初步論證
)?地下核電站安全殼再循環(huán)系統(tǒng)設(shè)計的初步論證孔翔程，鄒志強(qiáng)，武鈴珺，蔣孝蔚，張 航，李 翔(中國核動力研究設(shè)計院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計技術(shù)國家級重點實驗室，四川成都610213)核電站建造于地下，反應(yīng)堆廠房洞室外具備天然的裂變產(chǎn)物屏障，在安全殼外洞室內(nèi)設(shè)置安全殼再循環(huán)系統(tǒng)，預(yù)防并緩解放射性裂變產(chǎn)物釋放，維持安全殼的完整性。該系統(tǒng)同時整合了卸壓、過濾、排熱安全功能，充分發(fā)揮地下核電站重力補(bǔ)水和天然屏障的安全優(yōu)勢，可以非能動運行。本文通過簡單的計算分析開展初步論證，
核科學(xué)與工程 2017年2期2017-05-16
- 福島核輻射“燒壞”機(jī)器人
核電站２號機(jī)組安全殼內(nèi)部作業(yè)，卻接連遭遇失敗，最終原因竟是安全殼內(nèi)的輻射值高達(dá)650希沃特，超過原先最糟糕的設(shè)想，以至于專門設(shè)計的機(jī)器人也無法忍受如此惡劣的輻射環(huán)境。報道稱，機(jī)器人進(jìn)入安全殼內(nèi)部作業(yè)約兩小時后，其攝像頭拍攝畫面突然變暗，作業(yè)被迫叫停。根據(jù)最新推算，堆芯已熔化的核電站2號機(jī)組安全殼內(nèi)最高輻射劑量達(dá)到驚人的每小時650希沃特，再創(chuàng)輻射值新高。原本日方評估2號機(jī)組內(nèi)部的最大輻射量為每小時73希沃特，而專門設(shè)計的機(jī)器人可累計承受1000希沃特的輻射
環(huán)球時報 2017-02-102017-02-10
- PCS表面液膜覆蓋率對安全殼完整性影響分析
面液膜覆蓋率對安全殼完整性影響分析石興偉 雷 蕾 蘭 兵 胡 健 喬雪冬 靖劍平（環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心 北京 100082）鋼制安全殼是防止嚴(yán)重事故工況下放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的最后一道屏障，因此有必要研究分析事故條件下安全殼外液膜覆蓋率對安全殼完整性影響，以得到安全殼在事故工況下的失效裕度。應(yīng)用非能動安全殼分析程序，建立了大功率非能動反應(yīng)堆非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(Passive Containment Cooling System, PCS)的熱工水力
核技術(shù) 2017年1期2017-02-09
- 評價雙層安全殼直接旁路泄漏的設(shè)計思路研究
鄭 華評價雙層安全殼直接旁路泄漏的設(shè)計思路研究魏淑虹,鄭 華(深圳中廣核工程設(shè)計有限公司,廣東深圳518000)本文探討了評價壓水堆全壓雙層安全殼直接旁路泄漏的設(shè)計思路,特別是如何識別潛在旁路泄漏途徑和如何確定旁路泄漏率,提出環(huán)廊初始維持較大負(fù)壓使事故后不出現(xiàn)“正壓”階段從而不需評價“正壓”期間旁路泄漏,和環(huán)廊初始維持較小負(fù)壓且需評價事故后“正壓”階段持續(xù)時間兩種主要設(shè)計思路,可指導(dǎo)研發(fā)先進(jìn)壓水堆核電廠時選擇系統(tǒng)設(shè)計方案。雙層安全殼;直接旁路泄漏;環(huán)廊通風(fēng)
核科學(xué)與工程 2016年1期2016-04-12
- 小型堆嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)氫氣行為分析
型堆嚴(yán)重事故下安全殼內(nèi)氫氣行為分析王 坤1，張 帆1，袁名禮1，趙新文1，胥 浩2(1. 海軍工程大學(xué)核能科學(xué)與工程系，湖北 武漢430033；2. 92730部隊)采用MELCOR程序，對小型堆破口疊加全部電源喪失的典型嚴(yán)重事故進(jìn)行計算，并對安全殼內(nèi)發(fā)生氫氣燃燒、爆炸的可能性進(jìn)行分析。結(jié)果表明：主管道直徑3.72%的破口疊加全部電源喪失后，堆芯裸露，出現(xiàn)熔堆事故；同時鋯水反應(yīng)產(chǎn)生的大量氫氣進(jìn)入安全殼，使安全殼內(nèi)氫氣含量上升，在安全殼局部空間、屏蔽水箱內(nèi)出
核科學(xué)與工程 2016年4期2016-04-06
- 嚴(yán)重事故下開啟雙層安全殼環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對緩解放射性向環(huán)境釋放影響研究
事故下開啟雙層安全殼環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對緩解放射性向環(huán)境釋放影響研究種毅敏1，石雪垚2，楊志義1，王海洋2(1. 環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082；2. 中國核電工程有限公司，北京100840)核電站發(fā)生嚴(yán)重事故后，安全殼能包容從堆芯釋放出的裂變產(chǎn)物，防止向環(huán)境的大量釋放，但即使在安全殼完好的情況下，仍然會存在一定量泄漏。目前國際上的三代核電機(jī)型，大多采用雙層安全殼的設(shè)計，對裂變產(chǎn)物具有一定的包容、滯留和過濾作用。本文基于我國自主設(shè)計的第三代
核科學(xué)與工程 2016年4期2016-04-06
- 先進(jìn)非能動壓水堆防火噴淋對嚴(yán)重事故的緩解作用研究
氣溶膠的質(zhì)量；安全殼降溫降壓；安全殼注水。因此本文利用一體化嚴(yán)重事故分析程序，選取典型事故序列，評估防火噴淋系統(tǒng)在嚴(yán)重事故中的三種緩解作用的有效性為防火噴淋在嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則中的應(yīng)用提供技術(shù)支持。分析結(jié)果表明，防火噴淋系統(tǒng)能夠?qū)崿F(xiàn)堆腔淹沒，在一定時間內(nèi)進(jìn)行安全殼降壓，以及減少安全殼中放射性氣溶膠的含量的作用，但由于系統(tǒng)限制，防火噴淋進(jìn)行堆腔淹沒的流量不能滿足安全限值，并且只能推遲而不能夠避免安全殼的失效。防火噴淋系統(tǒng)對嚴(yán)重事故的緩解作用雖然是有限的，但可為
核科學(xué)與工程 2016年6期2016-03-27
- 應(yīng)用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序進(jìn)行安全殼壓力響應(yīng)敏感性分析
HIC程序進(jìn)行安全殼壓力響應(yīng)敏感性分析王國棟，王 喆，扈本學(xué)，王章立，張今朝（上海核工程研究設(shè)計院，上海 200233）安全殼壓力響應(yīng)分析是驗證非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）設(shè)計的重要內(nèi)容，需考慮PCS的傳熱傳質(zhì)等各種現(xiàn)象的影響。本文應(yīng)用DAKOTA程序耦合WGOTHIC程序?qū)Υ笮拖冗M(jìn)壓水堆非能動安全殼壓力響應(yīng)進(jìn)行敏感性分析，通過偏相關(guān)系數(shù)，定量評價了重要現(xiàn)象識別和排序表（PIRT）中各種現(xiàn)象對安全殼壓力的影響程度。研究結(jié)果表明：質(zhì)能釋放現(xiàn)象、安全殼內(nèi)初始
原子能科學(xué)技術(shù) 2015年12期2015-07-07
- 基于MELCOR與MCNP程序的安全殼劑量率計算方法
MCNP程序的安全殼劑量率計算方法史曉磊，許 倩，魏嚴(yán)凇，季松濤（中國原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計所，北京 102413）嚴(yán)重事故條件下，評估安全殼內(nèi)的放射性劑量率水平對核電廠嚴(yán)重事故管理、應(yīng)急響應(yīng)等環(huán)節(jié)具有重要指導(dǎo)意義。本工作利用MELCOR程序模擬嚴(yán)重事故序列，計算不同核素組釋放進(jìn)入安全殼內(nèi)的質(zhì)量；利用ORIGEN2程序計算不同核素組的堆芯積存量及核素的γ源強(qiáng)；利用MCNP程序計算每組核素100%釋放進(jìn)入安全殼所產(chǎn)生的劑量率水平；最后根據(jù)擬合公式
原子能科學(xué)技術(shù) 2015年1期2015-05-25
- AP1000和M310安全殼冷卻系統(tǒng)的對比與分析
能要求。非能動安全殼冷卻系統(tǒng)(PCS)是AP1000安全系統(tǒng)的重要組成部分，在系統(tǒng)觸發(fā)后，PCS允許事故72h內(nèi)無需操縱員干預(yù)，這相比安全殼噴淋系統(tǒng)(EAS)觸發(fā)后約20分鐘就可能需要人為干預(yù)進(jìn)入再循環(huán)噴淋階段來說，大大降低了人因失誤的風(fēng)險，提高了安全性能。利用PSA對堆芯損傷概率和大量放射性釋放概率的分析對比如下：①堆芯損傷概率：第Ⅱ代核電站為 6.7×10-5；AP1000 為 5.08×10-7。②大量放射性釋放概率：第Ⅱ代核電站為5.3×10-6；
科技視界 2015年11期2015-04-23
- CPR1000核電機(jī)組安全殼試驗淺析
19）0 引言安全殼是核電站第三道安全屏障，能夠包容和隔離，當(dāng)反應(yīng)堆發(fā)生LOCA（Loss of Coolant Accident 即一回路冷卻劑喪失）時，一回路釋放出的大量放射性和高溫高壓汽水混合物，以防止其對電站周圍環(huán)境產(chǎn)生危害。根據(jù)RCC-G（86 版）規(guī)定，安全殼建成后首次裝料核燃料前應(yīng)進(jìn)行驗收性能試驗；安全殼試驗（Containment Test）即CTT，就是在模擬LOCA 事故條件下，檢測安全殼的強(qiáng)度和密封性能是否滿足要求，以確保其滿足上述核
科技視界 2014年31期2014-12-23
- 非能動先進(jìn)壓水堆核電廠嚴(yán)重事故下裂變產(chǎn)物行為研究
裂變產(chǎn)物，如果安全殼難以保持完整性，那么將對環(huán)境及人類健康產(chǎn)生重大威脅。因此有必要研究嚴(yán)重事故下放射性裂變產(chǎn)物釋放和遷移特性以及分布狀況，并計算相應(yīng)的源項，這樣既可研究源項釋放緩解措施，減少放射性裂變產(chǎn)物的釋放［1］；也可以直接應(yīng)用于廠外后果評價系統(tǒng)，在事故下正確采取應(yīng)急策略［2］。由于非能動先進(jìn)壓水堆的嚴(yán)重事故源項有別于常規(guī)壓水堆的源項，它依靠非能動安全殼冷卻系統(tǒng)保持安全殼的完整性，在無防火噴淋的情況下依靠沉降、擴(kuò)散電泳和熱電泳等自然機(jī)理去除裂變產(chǎn)物［3
核科學(xué)與工程 2014年3期2014-05-11
- AP1000鋼制安全殼厚度對傳熱性能的影響
點是采用了鋼制安全殼，同時混凝土屏蔽廠房對放射性進(jìn)行屏蔽［1-2］。在事故工況下，主要傳熱過程包括：鋼制安全殼內(nèi)不可凝干空氣和水蒸氣組成的氣體發(fā)生冷凝，主要位置在地坑水表面、冷構(gòu)件（包括鋼安全殼內(nèi)部的各種建筑物和低能設(shè)施，是無內(nèi)熱源構(gòu)件）外表面、混凝土底座表面和鋼安全殼內(nèi)表面；安全殼的殼體導(dǎo)熱；安全殼外的降膜冷卻、輻射、空氣對流及導(dǎo)熱等。文獻(xiàn)［3-8］在AP1000引進(jìn)前已對非能動安全殼冷卻系統(tǒng)（PCS）進(jìn)行了基礎(chǔ)實驗研究，但并未對傳熱過程進(jìn)行整體分析，同
原子能科學(xué)技術(shù) 2014年3期2014-03-20
- 核電廠安全殼首次整體在役試驗方案優(yōu)化
300）核電廠安全殼首次整體在役試驗方案優(yōu)化王海衛(wèi)，楊 剛（中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300）安全殼整體試驗是壓水堆核電機(jī)組一項特大型、高風(fēng)險、高難度的試驗，通過模擬設(shè)計基準(zhǔn)事故工況下安全殼內(nèi)的峰值壓力，在事故峰值壓力平臺下，進(jìn)行安全殼整體泄漏率測量及各壓力平臺安全殼結(jié)構(gòu)試驗，以驗證其密封和結(jié)構(gòu)性能。安全殼整體試驗是國家核安全局監(jiān)管的一個重要見證點，試驗結(jié)果直接決定是否能夠啟動反應(yīng)堆發(fā)電。301大修安全殼整體試驗是3號機(jī)組首次在役試驗，本
中國核電 2014年1期2014-02-22