- 蒋晓鹏;石岩;李聪;
文章主要介绍了核电厂应急柴油发电机功能与特点,在核事故情况下起到的重要性。详细介绍了继电保护的特点及保护配置,论述保护方案的合理性,能够完全满足应急柴油发电机的各种运行状态。对继电保护装置的原理、特性进行详细的论证分析,在应急柴油机出现不正常运行状态和严重故障情况下的保护动作,快速切除柴油机,防止柴油机的进一步损害;分析了应急柴油发电机在外部电源扰动情况下,继电保护装置如何快速响应,闭锁保护动作,避免应急柴油发电机不必要的情况下切除,造成应急电源失去,影响核电厂安全。同时,分析了继电保护装置保护定值的灵活应用,满足各种运行状况。阐述了核电厂由于其核安全的特殊性,导致继电保护配置的特殊性,分析了此种保护在其他设备上应用的可能性,并对设计提供的保护定值进行分析,提出自己的观点。
2014年01期 v.7;No.25 14-17页 [查看摘要][在线阅读][下载 121K] [网刊下载次数:0 ] - 王海卫;杨刚;
安全壳整体试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验,通过模拟设计基准事故工况下安全壳内的峰值压力,在事故峰值压力平台下,进行安全壳整体泄漏率测量及各压力平台安全壳结构试验,以验证其密封和结构性能。安全壳整体试验是国家核安全局监管的一个重要见证点,试验结果直接决定是否能够启动反应堆发电。301大修安全壳整体试验是3号机组首次在役试验,本次试验汲取了秦山第二核电厂以往6次安全壳整体试验的经验和其他电厂的反馈,试验方案更加科学,试验的组织管理更为规范。文章对301大修安全壳整体试验的经验进行了论述和总结,希望对电厂以后的安全壳整体试验提供参考。
2014年01期 v.7;No.25 18-23页 [查看摘要][在线阅读][下载 228K] [网刊下载次数:0 ] - 蔡科鸿;
三门核电站2号机组两台AP1000堆芯补水箱在制造过程中先后发生筒体堆焊层二次下裂纹问题,通过对现场二次UT缺陷分布类比、母材及堆焊层缺陷处材料化学成分分析对比、硬度试验、金相照片和复膜金相照片观察,对堆焊工艺、技术方面的问题进行了分析与研究,初步确定了裂纹产生的根本原因,并提出一些工艺质量控制措施,旨在为避免今后发生类似问题,为提高主设备制造质量提供一些参考与借鉴。
2014年01期 v.7;No.25 24-30页 [查看摘要][在线阅读][下载 395K] [网刊下载次数:0 ] - 魏建军;欧阳钦;付小军;管玉峰;朱金雄;张震;
田湾核电站1、2号机组一回路储罐排气净化系统,设置了两列碘吸附器,其功能为对进入储罐的一回路排气进行除碘净化后排放。系统从调试安装后,运行6年,活性炭出现了失效。由于库存活性炭已经过了有效期,且俄方国内该型号活性炭已停产,电站开展了活性炭国产化研究工作。通过确定活性炭国产化性能指标、活性炭种类筛选、加工、活性炭浸渍、配比、性能测试、改进环节,成功实现了一回路储罐排气净化系统碘吸附器活性炭的国产化替代工作。
2014年01期 v.7;No.25 31-35页 [查看摘要][在线阅读][下载 85K] [网刊下载次数:0 ] - 王甲强;魏光军;
非能动余热排出系统(PRHR)作为AP1000非LOCA情况下带走堆芯热量的安全手段,其设备可靠性对电厂安全和经济性极为重要,文章主要介绍PRHR结构上的薄弱部分和在整个寿期的瞬态发生频度,分析了温度瞬态、流量瞬态等情况,为电厂的运行、维修和役检提供参考。
2014年01期 v.7;No.25 36-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 288K] [网刊下载次数:0 ]
- 李昕;鲍芳;郑莉;
文章在目前国家对核电厂安全要求不断提高的背景下,对核电厂在设计阶段就应考虑便于退役的措施,并编制初步退役计划的要求,提出该计划应从便于退役的考虑、退役经费、退役活动等几个主要方面进行考虑开展编制工作,并以ACP1000堆型为例,给出了该设施从安全关闭到拆除的整个过程所涉及的活动内容。
2014年01期 v.7;No.25 76-80页 [查看摘要][在线阅读][下载 72K] [网刊下载次数:0 ] - 齐索妮;徐良;
励磁系统参数对电网稳定性影响较大,为了满足对现场实测报告的自动校核需求,现需要一种励磁系统模型数据库对大量的励磁系统参数进行录入储存和计算。针对目前励磁系统参数的重要性,以及励磁系统更新换代快的现状,开发出一套具有3种现场实测数据录入方式的励磁系统模型数据库,实现了励磁系统模型及其参数的录入、储存及校核自动输出,提高了工作效率,能够为电力系统稳定分析计算提供更完善的数据基础。
2014年01期 v.7;No.25 81-85页 [查看摘要][在线阅读][下载 301K] [网刊下载次数:0 ] - 白玉;
核电厂启动、停运和功率运行期间产生的放射性废液在排放到环境以前,必须进行处理,从而保证液态流出物不会对公众、环境造成不利影响。国内运行核电厂和在建核电厂在设计上都严格遵守相关法律、法规和标准对于液态流出物排放的要求。在满足上述原则的基础上,各个核电厂对于放射性废液处理系统的设计存在一定的差异。通过对CPR1000、WWER-1000和AP1000等三种国内比较有代表性、应用比较广泛的压水堆核电厂废液处理系统进行深入研究,归纳和总结出它们在废液分类、收集方式,废液处理原则,采用的设施、设备和工艺流程等方面的相同点和差异性,从而说明了三种设计各自的优、缺点。结合年度放射性核素排放量、湿废物的产生量和对工作人员的辐照影响等因素进行综合评价,证明了AP1000在废液处理系统设计上的优势。
2014年01期 v.7;No.25 86-91页 [查看摘要][在线阅读][下载 191K] [网刊下载次数:0 ]