乏燃料水池

摘要： 基于DCS系统进行某1000MW压水堆核电厂乏燃料水池冷却能力提升项目控制系统设计,实现新增冷却回路在循环净化、RRA备用、乏燃料水池冷却等工况下的设备控制、状态监控、故障报警功能,增加乏燃料水池冷却系统的运行灵活性和冷却能力冗余度,保证乏燃料的安全存储。

摘要： 应急柴油发电机(EDG)作为核电厂重要安全设备,主要用于应对丧失厂外电事故。为确保EDG的可靠性,应制定维修计划并定期进行各种预防性维修。鉴于EDG维修时间较长,应考虑由于维修造成的不可用给“华龙一号”核电厂带来额外的安全风险,这成为“华龙一号”核电厂EDG数量配置的重要考虑因素之一。根据最新的核安全要求,将导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量上升为基本安全功能,相比于国内的二代堆型,“华龙一号”考虑了乏池冷却相关设计基准工况,这直接导致2×100%EDG配置方案难以找到合适的EDG维修窗口。本论文的主要目的就是利用确定论和概率论安全分析方法对EDG的维修窗口进行详细分析,另辟蹊径为EDG提供允许维修时间。分析结果表明,2×100%配置下EDG允许维修时间能够满足维修实际需要。因此,HPR1000采用2台应急柴油发电机的配置方案下能够开展维修。

摘要： 为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果,基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型,根据该模型,分别对正常运行,正常换料和异常换料三种不同运行状态下的长期丧失电源(SBO)和长期丧失电源叠加冷却管线破口(SBO+LOCA)所导致的严重事故进行了分析。分析结果表明,乏燃料水池事故进程相对缓慢,有较大的时间窗口来进行应对。而当乏燃料组件发生裸露和损伤后,将产生大量的氢气和释放大量的裂变产物。通常来说,电厂设计中没有相应的缓解措施能够应对这种情况。此外,在本文研究过程中,还发现了ASTEC程序在模拟乏燃料水池的一些程序特点。

摘要： 为了利用乏燃料水池进行小区供热,研究对乏燃料水池贮存情况、贮存时长、乏燃料水池供热量及热水采暖系统的供回水温度进行了定性与定量的分析,从技术可行性、经济可行性及安全监管维度对乏燃料水池供热的可行性进行论证。研究结果表明,乏燃料水池的剩余热功率小,供热规模小。乏燃料水池温度低,能源品级低,正常贮存下,乏燃料水池温度限值为50°C,无法满足城镇采暖取回水的温度要求。与区域锅炉房供热系统相比,乏燃料水池供热系统因为高的安全要求带来成本大幅度上升,经济性差。因此,采用乏燃料水池余热进行小区供热不仅风险大,而且经济性也较差。

摘要： 本文对核电站乏燃料水池不锈钢覆面安装,从施工过程成品防护、结构几何尺寸保证、焊接质量保证三方面提出了相应的安装质量控制要点,为后续类似不锈钢覆面安装施工提供了借鉴经验.

摘要： 某核电厂目前使用的乏燃料水池冷却泵电机出现多次轴承磨损、卡涩、保持架断裂等故障缺陷,防城港、阳江等核电厂也出现过电机跳闸情况.电机解体后经过综合分析,找出了引发电机故障的原因,并经反复论证提出解决方案.

摘要： 乏燃料水池的贮存容量是燃料操作与贮存系统设计的重点内容.本文以核安全导则中的相关要求为准绳,在研究了我国主要核电站乏燃料水池贮存容量的基础上,分析影响水池贮存容量的因素,并给出合理化建议,为核电站乏燃料水池及离堆贮存设施的相关设计提供参考.

摘要： 在乏燃料水池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下,压水堆核电厂乏燃料操作大厅内的剂量率将随着乏燃料水池水位的降低逐渐升高。本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象,采用QAD-CGGP程序,计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布及其随水位的变化规律。计算结果表明:(1)在3.786~7.736 m水层厚度范围内,操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显;(2)乏燃料水池上方的剂量率峰值位于高密格架区域上方;(3)在3.436~4.736 m水层厚度范围内,乏燃料水池上方的剂量率峰值在0.914~288μSv/h范围内变化,并随着屏蔽水层厚度的减小呈指数递增趋势,且操作平台处剂量点的剂量率均满足乏燃料操作大厅辐射分区要求;(4)满足乏燃料操作大厅辐射分区要求所需的最低水位为+15.77 m。

摘要： 田湾核电站一期工程每台机组设计了2台事故工况下乏燃料水池液位计,负责在电站正常运行期间和事故工况后,仍然对反应堆厂房乏燃料水池液位进行监测.液位计采用的是德国E+H公司生产的分体式电容液位计,该产品已经停产且随着运行时间的增长,液位计频繁出现大幅波动缺陷,严重影响了乏燃料水池液位的监测.本文结合当前国内外液位计产品特点和乏燃料水池液位监测要求,对比分析了替代方案,确定了乏燃料水池液位计国产化研究的思路,详细介绍了国产化液位计测量原理、硬件组成、鉴定试验和应用效果.为在役核电站反应堆厂房乏燃料水池液位监测仪表替代选型,提供了一种国产化的产品,具有一定借鉴意义和推广价值.

摘要： 【美国霍尔台克国际公司网站2021年5月21日报道】美国霍尔台克国际公司(Holtec International)2021年5月21日宣布,奥伊斯特河核电厂乏燃料水池中最后一个装有乏燃料的容器已经被转移至厂区干式贮存设施中。奥伊斯特河在机组永久关闭之后仅用32个月的时间就完成了这项作业,创造了乏燃料水池最快腾空的新世界记录。

摘要： 以国内在建某核电站乏燃料水池为研究对象,对乏燃料水池不锈钢覆面采用自动钨极氩弧焊工进行研究.通过对焊接材料的选型、坡口设计、焊接工艺参数等进行实验论证与分析,结果表明,采用自动钨极氩弧焊工艺的焊接接头性能能够满足核电设计标准要求.结合工程现场实际的应用情况,对比传统手工氩弧焊接方法,自动钨极氩弧焊工艺具有焊接参数稳定、焊接变形小等特点,可有效提高工程现场焊接质量与效率.证明了该自动焊工艺在核电站乏燃料水池钢覆面焊接是可行的.

摘要： 首先介绍联轴器传统的对中方法、原理和注意事项,同时给出分析测量数据有效性等式的过程.通过在核电厂乏燃料水池冷却泵上的对中实践,总结出一套方便、实用、高效的对中方法.该方法不需要测量地脚距离和联轴器外径等数据,仅通过百分表测量和相关计算就能完成联轴器的对中,由于排除了测量数据不精确带来的误差,提高了计算调整量的精度,减少了调整次数.之后通过分析、计算证明这种方法的正确性.

摘要： 某核电站乏燃料水池冷却处理系统的一段Z2CN18-10不锈钢管道在机组大修时发现管道表面出现了结晶状的硼酸,渗透检查确认此管道发生了泄漏.为确定泄漏原因,利用金相显微镜和配有能谱仪的扫描电子显微镜对失效管道的金相组织、显微形貌、夹杂物成分及含量、裂纹截面及裂纹断口进行了研究.结果表明:管道材料中存在大量的非金属夹杂物,在振动所致的疲劳载荷作用下,疲劳裂纹在非金属夹杂物边缘形成并逐渐扩展,最终导致管道的泄漏.

摘要： 本文以某核电站乏燃料水池冷却系统(SFS)为研究对象,以Flowmaster软件作为仿真工具,模拟了依靠重力输水至乏池、正常运行期间乏池的冷却和净化、超设计基准事故后乏池的喷淋三种工况,对乏燃料水池冷却系统的设计具有积极的指导意义.

摘要： 全厂断电事故工况下,反应堆乏燃料水池冷却和处理系统存在较大的停运风险.一旦停运,乏燃料水池将失去冷却,燃料组件的衰变热将使乏池持续升温至沸腾,乏池液位下降直至燃料组件在空气中裸露氧化并发生剧烈的锆水反应.锆水反应产生的氢气在燃料厂房大量聚集,可能导致氢爆的发生,危及燃料厂房的安全性和完整性.为避免乏池失去冷却事故工况的进一步恶化,本文计算了不同状态下从乏池失去冷却到燃料组件裸露的时间,结果表明，秦山第二核电厂乏燃料水池如果发生失去冷却且没有水源补充的超设计基准事故，则在乏池的正常贮存工况下，最短响应时间为298.8小时（年换料模式）和259.1小时（长循环换料模式）；在乏池的正常换料工况下，最短响应时间为124.9小时（年换料模式）和120.2小时（长循环换料模式）；在事故叠加工况下，最短响应时间为83.6小时（年换料模式）和79.2小时（长循环换料模式）。以上数据可作为电厂后续应急响应行动的制定依据。在最极端的超设计基准事故工况下，即在反应堆正常功率运行时因突发事故需要将反应堆堆芯121组燃料组件卸入乏燃料水池进行处理，同时叠加乏燃料水池冷却和处理系统故障不可用，并且乏燃料水池无其他补充水源的情况下，乏燃料组件会在事故发生约79个小时后开始裸露，仍然满足事故后72小时燃料不裸露的原则。

摘要： 选取合理的保守性假设,建立模块式小型堆乏燃料水池一区几何模型,分析事故工况下的乏燃料水池的临界安全.研究乏燃料水池水密度变化对临界安全的影响,水密度越大有效增值因子越大,出于保守性考虑,在模块式小型堆乏燃料水池的事故分析中水密度均取1.0g/cm3.分析地震导致贮存格架间距变化事故的临界安全分析,计算结果表明贮存格架间距改变,乏燃料水池的有效增值因子基本不变,均小于0.95.燃料组件跌落事故假设新燃料组件跌落在贮存格架上方或旁边,分别建立三种模型开展事故工况下乏燃料水池的临界计算,计算的有效增值因子均小于0.95,满足核安全法规的要求.

摘要： 在严重事故工况下,使用MELCOR对乏燃料水池的热工水力行为及源项进行分析研究,主要针对氢气的产生和裂变产物的释放以及迁移行为.本文先对乏池进行建模,然后进行丧失热阱事故分析.事故假设乏池冷却泵彻底失效,且事故管理无法使用移动泵将冷却剂介质注入水池.通过计算,得到的产氢量和裂变产物显著性释放到环境的时间可以为核电站人员提供关键性信息,预留可用时间.结果表明,事故发生后55时乏池内燃料组件被急剧加热,随着燃料元件温度不断升高,包壳发生破损,到64时裂变产物开始释放,主要有Xe、Cs、CsI等.与此同时,氢气大量产生,总质量为3047kg.研究结果可以为现在的乏燃料水池后续设计及改进提供理论指导,为核电厂制定相应的应急、缓解策略提供理论依据.

摘要： 福岛事故后,核安全局对乏燃料水池监测系统提出更高的测量需求,为此更换了原测量仪表,改用了美国FCI公司的CL86+型核级液位监测仪.其可以在事故状态下运行,提供乏燃料水池的液位和温度信号,用来作为判断乏池内状态及制定事故处理策略的依据.CL86+型监测仪表现有调试方案使用厂家提供的试验工具利用“加压标定法”,但存在的弊端是试验过程中需要对乏燃料水池液位进行充排水操作.在红沿河项目2号机组调试过程中发现,受限于现场实际条件的影响,该方法现场实现困难、测试精度不满足安全准则要求,严重制约工程建设周期和难于保证仪表调试质量.针对遇到的调试瓶颈,调试工程师利用活塞压力校验仪自主设计、研发了一套专用测试工具.经过现场试验验证,该专用工具完全满足现场试验需求,可以在不对乏燃料水池液位进行充排水操作的情况下,完成CL86+型核级液位监测仪的校验工作.在对仪表的调试过程中,通过使用该工具可以降低了现场实施难度、缩短了调试工期、提高数据准备性.

摘要： 核电站乏燃料水池覆面一般是不锈钢材质,主要厚度为3～6mm,采用焊接连接,质保等级为QA1级.在覆面安装焊接过程中,覆面板易被划伤,焊接易发生裂纹、未焊透、未熔合、咬边等焊接缺陷.为解决这一难题,成立Qc专项攻关小组,研究核电工程乏燃料水池不锈钢覆面焊接工艺参数,在有效的成本控制前提下,通过Qc攻关小组的集体智慧,采取规范焊工操作、优化焊接工艺、制定相应实施方案、措施,对各类焊接缺陷产生的原因进行综合评估、分析、总结质量改善,攻克焊接缺陷的发生原因,从而提高焊接质量和生产效益.

摘要： 本文采用压水堆核电厂全范围模拟机剩余释热模型分析停堆后的堆芯剩余释热变化,根据剩余释热变化趋势进行安全评估,分别考虑了停堆后剩余裂变释热、裂变产物衰变热及锕系核素衰变热的贡献.对乏燃料水池中的释热计算也有一定参考意义.

摘要： 本发明公开一种用于乏燃料贮存水池的池内分体设备，包括：底座，安装在乏燃料贮存水池内靠近底部的位置；中间段，其以可拆卸方式安装在底座上；以及泵体，其以可拆卸方式安装在中间段上。本发明还提供一种乏燃料贮存系统。所述池内分体设备能够高效利用空间并且便于安装、检修和更换。

摘要： 本发明适用于核电领域，提供了一种乏燃料水池冷却和处理系统中乏燃料贮存池安装结构，包括模拟量测量传感器、就地测量传感器、可设置报警阈值传感器以及仪表支架，仪表支架固定在乏燃料贮存池壁上，模拟量测量传感器、就地测量传感器和可设置报警阈值传感器一端分别固定在仪表支架上，就地测量传感器和可设置报警阈值传感器上分别套设有一仪表管，仪表管固定于仪表支架上。本发明的乏燃料水池冷却和处理系统安装结构，由于其就地测量传感器和可设置报警阈值传感器未设置水中固定点，而是在两传感器上分别套设一仪表管，这样，既可方便于出现传感器探头故障时进行更换，又可以避免10多米长的传感器因水池中位置不能固定而出现危险。

摘要： 本发明公开了一种乏燃料水池狭小空间内乏燃料格架水下安装精确推动装置，包括装置架设置于装置架上的推动组件，所述推动组件包括推头及安装于装置架上的驱动机构，所述驱转传动件包括传动杆、传动齿轮副及螺纹连接在装置架上的螺杆，所述传动杆可插接于所述传动齿轮副上并通过传动杆绕自身轴线旋转，驱动传动齿轮副转动；所述传动齿轮副与螺杆相作用，所述传动齿轮副用于驱动螺杆转动，所述推头连接在螺杆的端部。本推动装置结构简单，可安全的完成格架在乏燃料池中的位置调整。

摘要： 本发明提供一种用于核电厂乏燃料水池及附属水池的固定式水下照明装置，其包括：照明灯具，其经配置以提供照度；以及安装架，所述安装架安装在所述核电厂乏燃料水池及附属水池的内壁，与所述照明灯具连接以支撑所述照明灯具。本发明提供的用于核电厂乏燃料水池及附属水池的固定式水下照明装置，在水池的适当位置布置以满足整个水池在特定工况条件下的照度要求，从而能够实现乏燃料水池及相关附属水池的水下相关操作的工艺需求条件。

摘要： 本发明涉及一种非能动及能动乏燃料水池空冷系统，属于核安全技术领域，所述系统包括设置在燃料厂房内的乏燃料贮存水池，乏燃料贮存水池内分为短期卸出乏燃料贮存区域和长期卸出乏燃料贮存区域；在燃料厂房外设置有空气冷却通道，空气冷却通道内设置有用于加强空气流动的循环风扇；还包括池水冷却系统和空气冷却系统，每套冷却系统包括一个位于燃料厂房内的热交换器和一个位于燃料厂房外空气冷却通道内的空气散热器。本发明能够在正常及事故工况下保证乏燃料组件冷却，在极端事故工况(池底破口)下，通过空气冷却保证低功率水平乏燃料组件冷却，通过局部喷淋保证高功率水平乏燃料组件的冷却。

摘要： 本实用新型涉及一种乏燃料水池及用于乏燃料水池管道破口事故的封堵装置；所述乏燃料水池包括在底部设有开孔的池体、以及在所述开孔处连接的管道；包括堵塞体、支撑组件、以及施力组件；所述堵塞体设置在所述乏燃料水池的池体中且与所述开孔相对设置，所述堵塞体的尺寸大于所述开孔的尺寸，以在所述管道发生爆破时堵塞管道；所述支撑组件设置在所述乏燃料水池的池体中，且与所述堵塞体和所述施力组件连接，以并在正常工况下支撑所述堵塞体，在破口工况下，可被所述施力组件施力破坏使得所述堵塞体沿管道的轴向移动堵塞所述开孔。该用于乏燃料水池管道破口事故的封堵装置，有效堵塞与管道连接的开孔，其具有结构简单，易于实施的优点。

摘要： 本实用新型涉及乏燃料水池及防止乏燃料水池管道破口流失的隔离装置，所述乏燃料水池包括在底部设有开孔的池体、以及在所述开孔处连接的管道；所述隔离装置包括设置在所述管道上开启或关闭所述管道的隔离元件、以及套设在所述管道设有所述隔离元件处的外围的外套管；所述外套管的一端与所述池体连接、另一端密封设置，以形成一密封腔室；所述池体设有检测所述池体中的液位的第一液位检测装置；所述外套管中设有检测所述外套管中的液位的第二液位检测装置。该防止乏燃料水池管道破口流失的隔离装置可有效防止管道破口造成的流体流失，且其具有结构简单、易于实施的优点。

摘要： 本新型属于核电除污领域，特别涉及一种核电厂乏燃料水池和换料水池水面杂质自动过滤装置。包括驱动装置和过滤装置，驱动装置上连接有过滤装置。过滤装置包括吸水泵、进水管、入口滤网、出水管和出口滤芯、所述的入口滤网连接于吸水泵上，入口滤网与进水管连接，吸水泵右侧连接一个出口滤芯，出口滤芯连接出水管。驱动装置包括滑轨、滑块、驱动块和液位传感器，所述的滑块套设在滑轨上，滑块通过一个驱动块与吸水泵相连，液位传感器放置在进水管上，驱动块内置电机，通过接收液位传感器测量的液位信号，驱动滑块上下移动。其优点是：结构简单，便于操作，不用时不占用空间，通过驱动装置控制水流的通过，有效过滤乏燃料水池和换料水池水面的杂质。

摘要： 本实用新型公开一种反应堆换料水池及乏燃料水池冷却和处理系统，包括三个并联的冷却系列，每条冷却系列上设有冷却泵和热交换器；三个冷却系列的取水端与取水母管相连接，取水母管与乏燃料水池相连接，三个冷却系列回水端与回水母管相连接，回水母管与乏燃料水池相连接；三个冷却系列的取水端还设有共用的取水管，取水管与安全壳内的内置换料水箱相连接，三个冷却系列冷却泵与热交换器之间跨设有共用的充水管，充水管分别与各隔室相连接；各隔室的底部设有重力排水管，所述重力排水管与内置换料水箱相连接。采用此技术方案，保证了反应堆换料水池及乏燃料水池冷却和处理系统的可靠性更高、冷却能力更强及运行方式更为灵活；并可依靠重力实现非能动排水。

摘要： 本实用新型涉及一种乏燃料水池燃料格架内用异物打捞装置，包括：异物篮，异物篮的形状与格架底部孔洞的形状相对应，异物篮的上端设置有凹槽；吸附杆，吸附杆的一端为操作端，另一端为吸附端，吸附端在操作端的控制下吸附异物，然后将吸附的异物转移至凹槽。本申请提供的上述方案，结构简单、操作方便且可以重复使用，在打捞格架内的异物时，只需要将异物篮放入到对应的格架底部孔洞中，然后通过操作端控制吸附端吸附异物，再将吸附的异物转移至到异物篮中，最后再把异物篮从格架中取出即可，整体过程大大降低了现有重锤的粘力需求，提高了效率，减少人员辐照剂量。