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核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究

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第 ３ ７卷 第 ５期
２ ０ １ ７年 １ ０月
核 科 学 与 工 程
Ｎｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｓｃ ｉ ｅ ｎ ｃ ｅ ａ ｎｄ Ｅｎｇ ｉ ｎｅ ｅ ｒ ｉ ｎｇ
Ｖｏ １ ． ３ ７ ＮＯ ． ５
Ｏｃ ｔ ．２ Ｏ １ ７
核 电厂 堆 芯 冷 却 恶 化 恢 复 安 注 措 施 研 究
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詹经祥， 赵世熙， 杨长江
（ 中 国核 电 工程 有 限公 司 ， 北京 １ ０ ０ ８ ４ ０ ）
摘要 ： 本文使用 Ｒ Ｅ Ｌ ＡＰ Ｓ Ｃ Ｄ ＡＰ ｓ Ｉ Ｍ３ ． ４程 序 建 立 核 电厂 事 故 分 析 模 型 ， 选 取 了典 型 的 中 、 小 冷 段 破 口事
故作 为 分 析 序 列 ， 针 对堆芯冷却恶化现象采取恢 复安注措 施进行 了详细 的热工 水力计算 。着重 分析 了 在辅 助 给 水 有 效 情 况 下 ， 重启安注的时间窗 口、 启动上充应 对安 注失效 情况下 的有效 性 、 有 无 安 注 箱 注 入 敏 感 性 等 。分 析 结 果 表 明 ： 当堆 芯 出 口温 度 超 过 ９ ２ ３ Ｋ（ 即６ ５ ０℃ ） ， 恢 复 安 注 建 立 应 急 堆 芯 冷 却 流 量 措施 对于 中、 小 破 口是有 效 的 ； 启 动上 充对 较 小 破 口效 果 明 显 ； 安 注 箱 有 效 注 入 对 中 破 口冷 却 恶 化 事 故
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缓解 有 重 要 作 用 。 关键 词 ： 堆芯冷却恶化 ； 恢复安注措施 ； 启动上充 ； 时间窗 口 中图分类号 ： ＴＬ ３ ６ ４ ＋． ４ 文章 标 志 码 ： Ａ 文章编号 ： ０ ２ ５ ８ — ０ ９ １ ８ （ ２ ０ １ ７ ） ０ ５ — ０ ７ ８ ９ — ０ ７

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《压水堆核电厂安全》单元10：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故

《压水堆核电厂安全》单元10：压水堆核电厂的设计基准事故及失流事故

■ 实验表明，在失水事故喷放阶段中，较长时间处于两相临界流 动状态，其临界流速主要受上游工况变化控制，因而需要计算 反应堆冷却剂流失过程及系统响应。
单元10：大破口失水事故
临界流对冷却剂丧失事故的影响：
■ 破口处的临界流量大小决定冷却剂丧失速率与系统卸压速率。而 卸压速率是过程的主宰量。
■ 在冷却剂管道发生双端断裂时，两个破裂端口上游不同，一个是 反应堆压力容器下降段，一个是主泵与蒸汽发生器。由于临界流 量是破口上游工况决定，故两个破裂的端口临界流量不同。最终 会影响回路中流动滞止点的位置，而滞止点位置强烈影响堆芯的 冷却剂流量，从而影响到堆芯的冷却，破裂环路与完整环路之间 流动特性与流量分配的不同使得堆芯流量的预测更加复杂化。
■ 喷放时形成的压力波及破口处的喷射力对回路内部构件、冷却剂 管道、安全壳结构产生巨大的作用力，可能造成这些部件结构上 的损坏。
单元10：大破口失水事故
力学效应
■ 当出现破口时，会形成一个降压波在一回路中传播，破口面积 上的压力在每一段中下降一定数量，这样形成的压力波传到整 个系统。
■ 在传播的过程中压力波逐渐衰减。但当破口出现在热端时，压 降波则几乎没有衰减就传到压力容器。
压水堆核电厂安全
单元10：压水堆核电厂的 设计基准事故及失流事故
单元10：大破口失水事故
10.1 反应堆冷却剂丧失事故 1、定义：
冷却剂丧失事故是指：反应堆主回路压力边界产生破口或发生破 裂，一部分或大部分冷却剂泄露的事故 通常称为：失水事故（LOCA） LOCA： loss of coolant accident
（1）燃料元件包壳的温度不得超过 1204 摄氏度； （2）包壳与水蒸气作用所氧化的包壳壁厚不得超过原壁
厚的 17%； （3）同水或水蒸气发生反应的燃料元件包壳重量不超过
核电厂主变压器冷却系统运行可靠性提升及改进实施

核电厂主变压器冷却系统运行可靠性提升及改进实施

核电厂主变压器冷却系统运行可靠性提升及改进实施【摘要】本文针对核电厂主变压器冷却系统运行可靠性进行研究，通过介绍主变压器冷却系统、分析存在的问题并提出改进措施，最终评估改进效果。

改进措施包括增加冷却系统备用设备、优化运行参数等。

实施改进后，核电厂主变压器冷却系统的可靠性得到显著提升，确保设备稳定运行。

文章强调了提升核电厂主变压器冷却系统可靠性的重要性，并展望未来研究方向。

通过本研究，可以为核电厂运行管理提供参考，提高设备安全性和运行效率。

【关键词】核电厂、主变压器、冷却系统、可靠性、提升、改进、实施、效果、方法、结论、重要性、未来研究。

1. 引言1.1 研究背景在核电厂中，主变压器是核电设施中一个至关重要的部件，它承担着电力转换和输送的重要任务。

而主变压器冷却系统作为主变压器运行中至关重要的组成部分，直接影响到主变压器的运行稳定性和安全性。

在实际运行中，主变压器冷却系统往往会存在一些问题，影响到其运行的可靠性和效率。

为了提升核电厂主变压器冷却系统的运行可靠性，需要对其进行深入研究和分析，并采取一系列有效的改进措施。

只有通过对冷却系统存在的问题进行全面的认识和分析，才能找到有效的解决方案，实现冷却系统运行可靠性的提升。

本研究旨在通过对主变压器冷却系统进行改进，提升其运行可靠性和效率，从而进一步保障核电厂的安全稳定运行。

1.2 研究目的研究目的是为了提升核电厂主变压器冷却系统的运行可靠性，解决现有冷却系统存在的问题并改进其性能。

通过对冷却系统进行深入分析和研究，找出导致系统不稳定的根本原因，提出有效的改进措施并实施，评估改进效果。

通过此研究，我们旨在为核电厂主变压器冷却系统的正常运行和长期稳定性打下坚实基础，提高系统的安全性和可靠性，保障核电厂的正常运行，为核能发展做出贡献。

通过此研究，我们还希望能够为相关领域的研究提供借鉴，并引发更多关于核电厂主变压器冷却系统可靠性提升方面的新思路和新方法。

2. 正文2.1 主变压器冷却系统介绍主变压器冷却系统是核电厂中必不可少的重要设备之一，其作用是将变压器内部产生的热量散发出去，保证变压器正常运行。

核电厂安全注入系统泵电机冷却器泄露的探究与管理

核电厂安全注入系统泵电机冷却器泄露的探究与管理

核电厂安全注入系统泵电机冷却器泄露的探究与管理发布时间：2023-04-14T01:45:35.018Z 来源：《中国电业与能源》2023年第1期作者：刘岩[导读] 某核电厂日常期间出现安全注入系统泵的中压电机冷却器泄露的异常，Investigation and management of leakage of pump motor cooler of safety injection system in nuclear power plant 刘岩中广核核电运营有限公司辽宁大连摘要：某核电厂日常期间出现安全注入系统泵的中压电机冷却器泄露的异常，该电机所对应的这一列安注系统不可用，将会降低核安全冗余度，同时影响电厂发电能力，需要第一时间排查故障模式，锁定故障原因，并制定应对措施，以确保核电机组的安全稳定运行。

Abstract：An abnormal leakage of the medium pressure motor cooler of the safety injection system pump occurred during the daily operation of a nuclear power plant. The safety injection system corresponding to the motor is not available, reducing the nuclear safety redundancy, and affecting the power generation capacity of the plant. It is necessary to find out the failure mode at the first time, locking the cause of the failure, and developing countermeasures to ensure the safe and stable operation of the nuclear power unit. 关键词：核电厂；中压电机冷却器；泄露；探究与管理Keywords：nuclear power plant;the cooler of medium pressure motor; leakage;exploration andmanagement 1、引言某核电厂日常期间，机组处于满功率发电模式，运行人员巡视发现安全注入系统（以下称为“安注系统”）泵的电机底部堵头漏水，检修专业检查为冷却器盲端封头内部肋板尺寸凸出，导致密封垫局部压缩量不足引起渗漏。

我国滨海核电厂冷源安全现状及政策建议

我国滨海核电厂冷源安全现状及政策建议


发生冷源安全事 件 的 主 要 威 胁，提 出 了 加 强 冷 源 安
发堵 塞 的 海 生 物 包 括 水 母、樽 海 鞘、藻 类、幼 鱼 及 海
全监管的政策建 议，为 保 障 核 电 厂 冷 源 本 质 安 全 提
龟等，其 中 以 水 母 为 主；日 本 自 ２０ 世 纪 ６０ 年 代 以
供支持。
国所有核电厂均 分 布 在 滨 海 地 区，全 部 采 用 直 流 冷
来 风 险 ，冷 源 安 全 形 势 严 峻 。
却水系统，即以厂 址 附 近 海 域 的 海 水 作 为 机 组 运 行
本 研 究 收 集 了 国 内 外 近 五 年 （２０１５ 年 至 ２０２０
时的冷却水来源，工程海域也是核电厂的最终热阱， 年）典型核电厂发生取水堵塞事件的发生时间、堵 塞
录与我国所处的 核 电 发 展 阶 段、核 电 取 水 海 域 水 环
类捕集器等）、热 交 换 器、泵、阀、管 道 等 设 备。 冷 源
境变化等因素 密 切 相 关。 目 前，我 国 核 电 处 于 安 全
设施主要通过热交换形式带走汽轮发电机厂房及核
高效发 展 的 关 键 时 期，截 止 ２０１９ 年 ４ 月，我 国 核 电
核电厂
事件发生情况简述
堵塞源
堵塞冷源设施
２０１７０６２７
以 色 列 奥 罗 特· 电厂遭遇大量水母阻塞了用于冷却核反应堆的海水供应系统 ，迫使该核电站紧急关闭 拉宾核电厂
水母 过滤格栅
２０２００３１７
南 非 科 贝 赫 核 生物入侵进水口滤网导致海水循环水泵故 障 ，同 时 机 组 冷 凝 热 交 换 器 正 在 进 行 维 护，无
机组稳定运行十分重要。
所有核电厂均建 设 在 沿 海 地 区，受 海 洋 环 境 变 化 影