重水堆核电厂热传输系统泄漏事件树分析

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核反应堆安全分析-5

(In-Vessel Fission Production Deposition) 安全壳内的核裂变产物的放出 (Ex-Vessel Fission Product Release) 安全壳内的核裂变产物的沉积 (Ex-Vessel Fission Production Deposition)
核裂变产物在环境中的放出

堆芯碎片-压力容器下封头贯穿件的相互作用：

下腔室中堆芯床的冷却：

碎片床的形式燃料碎片池的形成
• 液滴包壳破损口淌出的熔融燃料、包壳混合物在燃料表面下淌 • 粘结团燃料表面下淌的液滴的聚合在燃料下部支撑件处聚合成层燃料元件间液滴的聚合 • 颗粒床、多孔碎片床熔融物在冷却过程中凝结、粉碎、解体以颗粒形式成堆存在，形成多孔碎片床
下腔室燃料碎片冷却机理的假设
冷却水
燃料碎片池冷却水燃料碎片池间隙
堆芯下腔室
裂缝
(a) 固化前
(b) 固化后
压力容器内的氢气产生 (In-Vessel Hydrogen Generation)
起因
锆 + 水蒸气氧化锆 + 氢气+热量
后果Байду номын сангаас
发热反应使堆芯升温加速，堆芯熔化加速；氢气可能在堆芯内燃烧，压力容器破损后在安全壳内燃烧；氢气会降低安全壳喷淋对减压的效果。
ZrO2 + H2 + 热量
再灌水会引起包壳粉碎氧化增强
确定包壳失效的极限堆芯碎片氧化（碎片中含的Zr）氧化率正比于碎片的形状
液滴，氧化速度快
水平层，面积大大减少，氧化速度慢
5.2.2堆芯熔化概述

事件树分析法在压水堆核电站失水事故中的研究

传热管中进行：
表破口失水事故
ＲＣＰＯ３ａＲＣＰ０３ａ
变量型变量型
环路一冷管段破口环路一冷管段破口
０．００５０．６
得足够冷却的条件下．冗余设备越少．堆芯损坏可能性越小。研究得出的结论对于核电站的安全性研究具有重要意义。
关键词事件树ＰｓＡＬＯＣＡ核电站
中图分类号：ＴＬ３６２．１
文献标识码：Ａ
文章编号：１６７２ — ９０６４（２０１３）０５ — ０２１ — ０３
水位回升．并使压力和水位高的相关信号报警．核电教学模
拟机给出的图像见图ｌ、图２
（３）反应堆紧急停闭的延迟时问，是稳压器压力降到低整定值的时间，再加上保护信号发出到控制棒组件下插的时
间：
３建立事件树
研究讨
％
事佴衬
莅压罐菝遛站失了ｋ事故巾曲珥宄
钮云龙刘义保王爱星魏强林
ｆ核技术应用教育部工程研究中心东华理工大学核工程与地球物理学院江西南昌３３００１３）
摘要主要对压水堆冷却系统环路冷管段破口事故进行研究，利用概率论安全评价法（ＰＳＡ）分析了大、小破口失水事故。
通过核电教学模拟机得出失水事故（ＬＯＣＡ）事件序列，绘制大、小ＬＯＣＡ事件树，推导出导致堆芯损毁的数学模型，通过模型找

重水堆核电厂热传输系统泄漏事件树分析

重水堆核电厂热传输系统泄漏事件树分析作者：来源：《科技创新导报》2012年第19期摘要:根据重水堆核电厂的系统设计特点以及核电厂应急运行规程,分析了热传输系统泄漏事故的事件进程,之后,分析了本文和AECL事件树的差异,最后,提供了热传输系统事件树。

中图分类号:TJ510.1 文献标识码:A 文章编号:1674-098X(2012)07(a)-0082-011 概述热传输系统(HTS)泄漏事件为,热传输系统出现泄漏量小于24kg/s的破口。

因为当泄漏量小于24kg/s时,HTS压力下降至应急堆芯冷却(ECC)自动触发所用的时间较长,操纵员有足够的时间进行各种操作。

如果破口出现在反应堆堆芯外,则冷却剂将泄漏至安全壳内或者安全壳外;若破口出现在反应堆堆芯内,则不会导致冷却剂泄漏至安全壳内和安全壳外,只会导致被泄漏的系统发生超压失效。

根据重水供给泵的能力,热传输系统泄漏至安全壳内的事件又分为2棵事件树进行分析,即热传输系统小泄漏至安全壳内(IE-LKC1)和热传输系统大泄漏至安全壳内(IE-LKC2)。

当热传输系统泄漏量小于重水供给泵的能力,则为热传输系统小泄漏至安全壳内。

本文主要对热传输系统小泄漏至安全壳内(IE-LKC1)进行分析。

2 事件进程当热传输系统小泄漏至安全壳内事件发生后,由于泄漏量小于重水供给泵的能力,因此在事故初期,稳压器压力维持不变,而只有重水贮存箱水位下降。

当重水贮存箱排空后,稳压器压力才下降。

如果操纵员能在30min内通过警告识别发生了HTS泄漏,则操纵员将手动触发停堆,但是即使操纵员没有及时识别出HTS泄漏,反应堆在30min后也会自动触发停堆。

停堆后,操纵员将进入《降功率响应及诊断》应急运行规程。

根据该应急运行规程,操纵员进入《HTS泄漏》应急运行规程。

如果操纵员能及时启动第二台上充泵以及隔离HTS净化和下泄,则LOCA信号不会触发。

随后如果给水供应系统有效,则和蒸汽排放系统一起,构成二次侧热阱,电站的长期冷却也能得到维持。

重水堆燃料操作系统圆锥管螺纹(NPT)泄漏的分析及处理

重水堆燃料操作系统圆锥管螺纹（NPT）泄漏的分析及处理摘要：重水堆燃料操作系统在调试、运行期间发生的圆锥管螺纹（NPT）的泄漏故障，进行了故障原因的分析、解决方法的分析及有益实践。

对后续重水系统圆锥管螺纹（NPT）的泄漏处理提供有效的途径及依据。

关键词：重水堆；圆锥管螺纹；泄漏；分析；处理1.前言秦山重水堆核电站是中国引进加拿大技术建造的首座重水堆核电站，它的特点是采用不停堆的方式进行换料，系统内是重水。

每天都进行换料操作，系统每天都需要启动，且长期处于高压重水的状态，用以保证堆芯的功率平衡。

重水是比黄金价格都贵，且有氚的存在。

燃料操作的重水供给及供应系统是非常重要的系统，它的稳定运行对整个电站的运行以及减少人员的辐射剂量息息相关。

2.概况燃料操作系统是重水堆核电站的特有系统，其有很多子系统组成，包括：重水供给、重水供应、悬链、液压油、滑车、装卸料机等十几个系统。

其功能是完成重水堆的不停堆换料。

在重水供给和供应系统中，应用了大量的圆锥管螺纹（NPT）件。

而重水供给和供应系统中换料启动后一直处于高压状态，且在换料期间，系统内压力会调节为中、低或零压，管线产生振动及对圆锥管螺纹（NPT）件冲刷，会导致圆锥管螺纹（NPT）件的从螺纹处泄漏处重水。

重水价格昂贵，国内重水采购量极少，只能国外采购。

且重水因辐照后会产生氚，氚是通过呼吸或皮肤吸收，而对人体产生内照射。

圆锥管螺纹（NPT）泄漏的处理，必须在短期内完成，且长期安全可靠的方式，尤为重要。

3.圆锥管螺纹（NPT）泄漏的分析及处理圆锥管螺纹（NPT）是美国标准的60度锥管螺纹，螺纹锥度为1：16的管螺纹。

内、外螺纹可组成两种密封配合形式：圆锥内螺纹与圆锥外螺纹组成“锥/锥”配合，圆柱内螺纹与圆锥外螺纹组成“柱/锥”配合。

圆锥管螺纹（NPT）是针对外螺纹的密封出现问题，进行的分析及处理。

3.1圆锥管螺纹（NPT）泄漏分析调试期间，发现在重水供给和供应系统的连接管线上圆锥管螺纹（NPT）泄漏。

核反应堆的事故案例分析与教训总结

核反应堆的事故案例分析与教训总结在人类利用核能的历程中，核反应堆事故给我们带来了沉重的教训。

这些事故不仅对环境和人类健康造成了巨大的影响，也促使我们对核能的安全利用进行深刻的反思和改进。

首先，让我们回顾一下历史上著名的核反应堆事故——切尔诺贝利核事故。

1986 年 4 月 26 日，位于苏联乌克兰普里皮亚季的切尔诺贝利核电站 4 号反应堆发生爆炸。

这次事故被认为是历史上最严重的核事故之一。

事故的直接原因是工作人员在进行一项试验时，违反了操作规程，导致反应堆功率急剧上升，最终失控爆炸。

爆炸产生的强大冲击力将反应堆的顶盖掀开，大量放射性物质被释放到大气中。

放射性烟尘随风飘散，覆盖了大片地区，不仅对苏联境内造成了严重污染，周边国家也受到了不同程度的影响。

这次事故导致了大量人员伤亡，长期的辐射影响更是难以估量。

切尔诺贝利核事故给我们带来了许多深刻的教训。

首先，人员操作的规范性和安全性至关重要。

操作人员必须严格遵守操作规程，不得擅自进行未经授权的试验和操作。

其次，核电站的设计和安全设施存在缺陷。

反应堆的防护措施不足，无法有效遏制事故的发生和放射性物质的泄漏。

此外，应急响应机制的不完善也是导致事故后果严重的原因之一。

在事故发生后，未能及时有效地组织救援和采取防护措施，使得更多的人员暴露在辐射环境中。

另一起令人痛心的核反应堆事故是福岛核事故。

2011 年 3 月 11 日，日本东北部海域发生了 90 级大地震，并引发了巨大的海啸。

福岛第一核电站受到了地震和海啸的双重冲击，导致核电站的多个反应堆出现故障。

地震使得核电站的供电系统瘫痪，冷却系统无法正常工作。

随后的海啸淹没了核电站的备用电源，进一步加剧了冷却系统的故障。

反应堆内部温度不断升高，最终发生了氢气爆炸，大量放射性物质泄漏。

福岛核事故再次凸显了核电站在应对自然灾害方面的脆弱性。

这起事故告诉我们，核电站的选址和设计必须充分考虑到可能发生的自然灾害，并采取足够的防护措施。

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析

典型压水堆核电厂一回路热力系统小破口失水事故计算分析核工程与核技术专业学生指导老师[摘要]压水堆是使用轻水作冷却剂和慢化剂，在高温、高压条件下运行的核反应堆，它所使用的燃料为低浓度的浓缩铀。

在20世纪80年代，压水堆被认为是技术最成熟，最经济，最安全的堆型。

目前，我国内地大部分正在运行和在建机组为压水堆机组。

而压水堆核电站与普通火电站的最大区别就在于：它的一回路带有放射性。

当压水堆发生小破口失水事故后，可能导致反应堆冷却剂中的放射性物质进入安全壳，经安全壳泄露之后，会污染环境。

而通过研究典型压水堆核电厂一回路热力系统在小破口失水事故工况下的系统响应，能够让我们对压水堆核电厂的安全有更直观的认识，确保核电能够安全有效的为人类服务。

本论文是以典型压水堆核电厂为研究对象，用RELAP5软件为工具，对核电厂的一回路热力系统进行建模和仿真。

建模和仿真的范围是：反应堆冷却剂系统(RCP)、与安全分析有关的一回路辅助系统。

一回路辅助系统主要包括：辅助给水系统(ASG)、反应堆余热排出系统(RRA)、安全注入系统(RIS)和化学容积控制系统(RCV)。

在建模的过程中运用了模块化结构的方法，即：先将一回路的热力系统模型分解为若干个功能独立，能够分别调试、设计以及验证的模块，然后再逐层耦合组成分系统模型，最后整合成完整的一回路热力系统模型。

根据所建一回路热力系统模型进行稳态计算，并将计算结果与典型压水堆核电厂的数据进行对比分析。

在此基础上，对冷管段的小破口失水事故的极限工况瞬态过程进行了模拟和分析，通过仿真实验，了解事故发生过程中反应堆堆芯的热工水力状况。

[关键词] 压水堆，RELAP5，一回路热力系统，建模，小破口失水事故The analysis and calculation of typical nuclear power plant thermodynamic system of PWR primary small locaNuclear Engineering and Nuclear TechnologyStudent:Adviser:[ABSTRACT]Pressurized water reactor is the use of light water as coolant and moderator, running in the condition of high temperature, high pressure reactor, the fuel is uranium of low concentration. In twentieth Century 80 time, pressurized water reactor is considered to be the most mature technology, the economy, the security of the reactor type. At present, the mainland of China and most are in operation and under construction units for pressurized water reactor. The pressurized water reactor nuclear power plant with the biggest difference between ordinary thermal power station is a loop: it's radioactive. When a small break loss of coolant accident for pressurized water reactor, the reactor coolant may lead to radioactive substances into the containment, after security shell leakage, pollution of the environment. The loss of coolant accident response by studying typical pressurized water reactor nuclear power plant thermodynamic system of a loop, so that we can have a more intuitive understanding of the pressurized water reactor nuclear power plant safety, ensure that nuclear power is safe and effective for the human services.This paper is based on the typical pressurized water reactor nuclear power plant as the research object, using RELAP5 software as a tool, the modeling and Simulation of a loop of nuclear power plant thermal system. Scope: Modeling and Simulation of the reactor coolant system (RCP), and safety analysis of auxiliary system related. Auxiliary system mainly includes: auxiliary feedwater system (ASG), the reactor residual heat removal system (RRA), safety injection system (RIS) and the chemical and volume control system (RCV). In the modeling process using the method of modularization structure, namely: first the thermodynamic system model of a circuit is divided into several independent function, can be respectively debugging, design and verification module, and then layer by layer coupling component system model, finally integrated into a complete loop model of thermodynamic system.According to the calculation of the loop thermodynamic system model for steady state, and compare the results with a typical pressurized water reactor nuclear power plant by the comparative analysis of the data. On this basis, the simulation and analysis of transient process of small break loss of coolant accident of cooling pipe, through the simulation experiments, to understand the thermal hydraulic conditions in the process of the accident the reactor core.[Keywords] Pressurized-water reactor，RELAP5, The first loop thermal system，Modeling，Small break loss-of-coolant accident．目录1 绪论 (5)1.1研究的背景和意义 (5)1.2国内外研究现状 (6)1.3论文的工作 (6)2 典型压水堆核电厂一回路热力系统概述 (7)2.1冷却剂系统（RCP）概述 (7)2.2冷却剂系统（RCP）的主要设备 (8)2.2.1 反应堆压力容器 (8)2.2.2 蒸汽发生器 (9)2.2.3 冷却剂泵 (10)2.2.4 稳压器 (11)2.3一回路辅助系统 (12)2.3.1 化学与容积控制系统（RCV） (12)2.3.2 硼和水补给系统（REA） (13)2.3.3 余热排出系统（RRA） (13)3 典型压水堆核电厂一回路热力系统建模 (14)3.1热力系统的建模方法 (14)3.2反应堆冷却剂系统的建模 (15)3.2.1反应堆压力容器 (15)3.2.2稳压器 (17)3.2.3蒸汽发生器 (18)4 核电厂小破口失水事故安全分析 (20)4.1小破口失水事故概述 (20)4.2小破口失水事故分析 (22)4.3结论 (25)5 全文总结 (25)参考文献 (25)致谢 (26)附录 (28)1绪论1.1研究的背景和意义随着中国经济的高速发展，社会对能源的需求也日益增加。

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析

ｅｅｔ（ｖｎＨＰＭＥ）ａｄｄｒｃｉｎｃｎａｎｅｔｈａＤＣＨ），ｗｈｃｙａｏｅｔｅｅｒｙｆｉｎｉｅｔｏｔｉｍｎｅｔ（ｏｉｈｍａｒｓｈａｌａｌ —
ｕｒｆｃｔｉｍｅ．Ｔｈｕｅｏｏｎａｎｎｔｓ，ｉｉｅｙｎｅｅｓｒｏｉｔｓｖｒｃｓａｙｔｍｐｌｍｅｈｒｍａｙｄｐｅｓｉａｅｎｔｔｅｐｉｒｅｒｓｕｒｚ —
ＡｂｔａｔＴｈｅｉ — ｒｓｕｅｏｅｓｒｃ：ｈｇｈｐｅｓｒｃｒｍｅｔｃｉｅｔｉＰＷＲｎｕｃｅｒｏｗｅｐａｗｈｃｌａｃｄｎｓｎｌａｐｒｌｎｔｉｈ
ｃｖｅｓｆｔｅｅｅａｃｄｅｓｏｒｍｏｔｏｈｅｓｖｒｃｉｎｔ，ｈａａｇｔｎｔａｉｋ．Ａｃｏｒｎｇｔｈｅｐｏｂ — ｖｅｌｒｅｐｏｅｉｌｒｓｃｄｉｏｔｒｂａｉ
一
回路卸压措施。
关键词：０９０ＭＷ压水堆核电厂；压熔堆事故；ＣＡＰＲＬＰ高ＳＤ／ＥＡ５程序中图分类号：Ｌ６．Ｔ３４４文献标志码：Ａ文章编号：００６３（０８０—５００５１０ —９１２０）６０３ —０
ｌｔｃｓｆｔｎｌｓｓ（Ａ）ｒｐｒｓｏｉｅｅ９０ＭＷＷＲｕｌａｏｒｐａｔｈｉｉａｅｙａａｙｉＰＳｓｅｏｔｆＣｈｎｓ０Ｐｎｃｅｒｐｗｅｌｎ，ｔｅ

核事故案例分析与教训总结

核事故案例分析与教训总结核事故，这个令人闻之色变的词汇，背后往往隐藏着巨大的灾难和深远的影响。

从历史上的几次重大核事故中，我们能够汲取许多宝贵的教训，为未来的核能利用提供重要的参考。

首先，让我们回顾一下著名的切尔诺贝利核事故。

1986 年 4 月 26 日，位于苏联乌克兰普里皮亚季市的切尔诺贝利核电站 4 号反应堆发生爆炸。

这次事故被认为是历史上最严重的核事故之一。

事故的直接原因是反应堆设计存在缺陷，以及操作人员的严重失误。

在进行一项测试时，违反操作规程，导致反应堆功率急剧上升，最终引发爆炸。

爆炸使得大量放射性物质泄漏到环境中，污染了大片地区。

这次事故带来的后果极其严重。

首先是人员伤亡，大量的救援人员和周边居民受到了高强度的辐射，导致许多人患上了严重的疾病，甚至死亡。

其次是环境破坏，周边的土地、水源和生态系统受到了长期的污染，许多地区至今仍不适宜居住和耕种。

经济损失更是无法估量，不仅需要投入大量的资金用于清理和修复，当地的经济发展也受到了严重的阻碍。

再来看日本福岛核事故。

2011 年 3 月 11 日，日本东北部海域发生了强烈地震并引发海啸。

福岛第一核电站受到了巨大的冲击，导致反应堆冷却系统失效，最终引发了核泄漏。

福岛核事故的原因一方面是自然灾害的不可抗力，但也暴露出核电站在应对极端情况时的准备不足。

例如，备用电源系统未能正常工作，应急措施不够完善等。

这次事故同样带来了惨痛的代价。

大量居民被迫撤离，家园被毁。

周边地区的农业和渔业受到重创，农产品和水产品的销售受到严重影响。

而且，核泄漏对海洋环境的污染也引起了国际社会的广泛关注。

通过对这两次重大核事故的分析，我们可以总结出以下一些重要的教训：一是在核电站的设计和建设阶段，必须充分考虑各种可能的风险，并采取相应的预防措施。

包括优化反应堆设计，提高其安全性和稳定性。

二是操作人员的培训和管理至关重要。

必须确保操作人员具备足够的专业知识和技能，严格遵守操作规程，杜绝违规操作。

核电厂安全壳泄漏率异常高分析与处理

Science &Technology Vision科技视界1核电厂安全壳压力日常变化分析安全壳是带有钢衬里的预应力钢筋混凝土结构,其自由容积为50637m 3,作为核电厂的第三道屏障,在设计上是一个相对封闭的系统,即既不允许有向外泄漏,也不允许向内泄漏。

在技术规范上要求:除了在安全壳的扫气系统运行期间,在正常运行时对第三道屏障密封的直接泄漏进行监测,当安全壳内绝对压力为+0.106MPa 时,其泄漏率应小于5Nm 3/h(泄漏率应该有正负值,即向内或向外泄漏均不能超过5Nm 3/h)。

在监视上,设置了一套安全壳泄漏率计算系统;其次,较为直观的监视,即为安全壳的压力趋势。

影响安全壳压力的主要因素主要有几方面:1)反应堆内布置有大量的气动阀门,气动阀门的动作会导致压空的泄漏,为正效应(+)2)安全壳内水蒸气的凝结核蒸发,为正或负效应(可“+”,可“-”)3)安全壳内其他承压设备的异常泄漏,如核岛氮气分配系统(RAZ),或安注箱的补氮气管线等等,为正效应(+)4)安全壳的泄漏,主要是贯穿件的泄漏,为负效应(-)综合以上几方面的因素来看,安全壳的压力应该为稳定上涨的,当上涨速率应该也是有限制的,参考技术规范的要求,为了降低安全壳的相对压力而投运安全壳扫气回路的时间要求为:80小时/年。

一般来说,机组正常运行时安全壳内形成压力循环,由缓慢的升压过程和快速的降压过程组成,每个循环大概至少15天,如图1-1所示,安全壳内外大气压差△P (△P=安全壳内大气压Pcon-安全壳外大气压Patm)从-40hPa 变化到+60hPa,然后通过安全壳扫气管线急剧降到-40hPa,如此循环反复。

图1-1安全壳内的压力循环2方家山2号机组安全壳压力异常分析从2014年12月18日,二号机组离开维修冷停堆安全壳封闭后,到12月22日前,查看安全壳压力趋势,均上涨正常,查看安全壳泄漏率正常(小于5Nm 3/h),但在12月22日到27日期间,安全壳的压力维持不变,12月27日往后,安全壳压力开始下降(此时的安全壳压力高于外界大气压力)。

核辐射事故树分析-事故树(通用版)

核辐射事故树分析-事故树(通用版)引言核辐射事故树分析是一种常用的风险评估方法，用于分析核辐射事故的可能性和后果。

本文档旨在提供一个通用版的核辐射事故树，以帮助进行风险评估和事故预防措施的制定。

事故树分析步骤1. 确定顶事件：确定核辐射事故树分析的顶事件，即最严重的可能事件。

2. 识别基本事件：根据顶事件，识别导致该事件发生的基本事件。

3. 构建逻辑关系：确定基本事件之间的逻辑关系，建立事故树的逻辑框架。

4. 分析中间事件：根据基本事件的逻辑关系，识别可能发生的中间事件，并将其添加到事故树中。

5. 评估概率和后果：评估每个事件的概率和后果，可以使用适当的数学模型和数据。

6. 制定预防措施：根据概率和后果评估结果，制定预防措施和控制措施。

核辐射事故树(通用版)graph LRA[核辐射事故] --> B[事故的来源] A --> C[控制措施失效]A --> D[人为操作失误]A --> E[自然灾害]B --> F[设备故障]B --> G[材料老化/腐蚀]C --> H[安全装置失效]C --> I[管道/泄漏]D --> J[操作失误]D --> K[紧急停机失误]E --> L[地震]E --> M[洪水]F --> N[设备故障引发失控]F --> O[设备故障导致辐射泄漏]G --> P[材料老化/腐蚀导致泄漏]J --> Q[操作人员误操作]J --> R[操作人员未按程序操作]K --> S[紧急停机系统故障]K --> T[停机操作员失误]L --> U[地震导致结构损坏]L --> V[结构破坏导致辐射泄漏]M --> W[洪水导致设备/设施损坏] M --> X[水位上升导致辐射泄漏]结论核辐射事故树分析是一种有效的风险评估方法，通过分析可能的事故路径和其影响，有助于制定预防措施和应急预案，以减少核辐射事故的发生概率和最小化其后果。

基于故障树的某压水堆核电站二回路水系统放化学参数异常变化的原因分析

基于故障树的某压水堆核电站二回路水系统放化学参数异常变化的原因分析【摘要】本文通过对某压水堆核电站二回路水系统放化学参数异常变化的原因进行分析，采用故障树分析方法，探讨了异常变化的来源和导致该问题的具体原因。

首先对核电站二回路水系统进行了概述，介绍了故障树分析方法；接着分析了放化学参数异常变化的可能来源，并给出了故障树分析结果；最后探讨了压水堆核电站二回路水系统异常变化的原因。

通过总结分析，展望未来研究方向，并探讨研究成果的应用前景。

本研究的目的在于为核电站运行管理提供理论支持和指导，保障核电站运行安全，具有较高的实践意义和推广价值。

【关键词】核电站二回路水系统、故障树分析、放化学参数异常变化、压水堆核电站、异常变化原因探讨、研究背景、研究意义、故障树分析方法、总结分析、未来研究展望、研究成果应用前景1. 引言1.1 研究背景核电站是当今世界上主要的清洁能源之一，而二回路水系统是核电站中至关重要的部分。

在运行过程中，二回路水系统的放化学参数异常变化可能会导致严重的后果，如影响核电站的安全性和效率。

对于二回路水系统放化学参数异常变化的原因进行深入分析至关重要。

压水堆核电站是目前主要运用的核电站类型之一，它具有复杂的工程结构和运行机理。

通过对故障树分析方法的应用，我们可以系统地分析核电站二回路水系统中各种可能导致放化学参数异常变化的故障和事件。

这将有助于揭示这些异常变化的根本原因，并为核电站运营管理提供重要的参考依据。

通过对压水堆核电站二回路水系统放化学参数异常变化的原因进行深入研究，不仅可以提高核电站的运行安全性和效率，还可以为相关领域的研究和实践提供有益的启示。

这也是本研究的重要意义和价值所在。

1.2 问题提出压水堆核电站是目前广泛应用的一种核反应堆类型，其二回路水系统在核电站中扮演着至关重要的角色。

在运行过程中，二回路水系统放化学参数异常变化可能会对核电站的安全运行造成严重影响，甚至引发事故。

210408044_重水反应堆重水微小泄漏定位方法

Science &Technology Vision科技视界DOI :10.19694/ki.issn2095-2457.2022.23.240引言重水堆核电厂发生重水微小泄漏时，从系统参数和现场表现都很难被快速直接的发现。

长期的重水微小泄漏会对电厂人员总体剂量和环境排放产生持续性的较大影响，成为长期困扰重水堆核电厂的难点问题。

为了从根本上解决这一问题，需要从现场实际需求出发，开发一种能够安全、快速、高效的重水微小泄漏定位法，以减少工作人员集体剂量、减少环境放射性排放。

本文将详细阐述重水微小泄漏定位方法的应用。

1系统重水微小泄漏的危害及特点由于工作和巡检的需要，重水反应堆厂房日常期间人员出入频繁。

当厂房内出现重水泄漏时，厂房氚剂量水平会相应升高。

这将会导致人员集体内照射剂量和环境放射性排放剂量的增加，严重时还会影响厂房现场工作的顺利开展，尤其在机组大修时这一影响将会放大数倍。

这就决定了厂房重水查漏是一项重要和迫切的工作。

反应堆厂房内重水设备分布广泛，几乎遍布整个厂房；重水蒸汽看不见摸不着，也没有任何一种试剂和仪器可以快速直接的捕捉到氚的踪迹，加之厂房内的通风、冷却及其他转动设备的扰动，导致无法直接对泄漏点进行定位。

2重水微小泄漏定位的步骤方法重水微小泄漏定位法分为四个步骤：初步认定、分析甄别、现场检查、固化传承。

这四个步骤将根据现场具体情况来分阶段来实施。

2.1初步认定系统出现重水泄漏时，往往伴随有厂房氚水平升高的现象。

当厂房氚水平升高时应作出以下判断：厂房氚水平变化是否符合预期（见图1）？即在开展一些特定的检修、换料和运行工作时会引起正常的厂房氚水平上升现象（见图2），针对这些工作笔者建立了对应的氚水平变化曲线数据库。

通过与数据库对比即可初步认定是否有异常的重水泄漏。

如果初步认定为重水泄漏则进入下一步的甄别环节。

图1认定方法重水反应堆重水微小泄漏定位方法宋力(中核核电运行管理有限公司,浙江嘉兴314300)【摘要】秦山第三核电厂两台反应堆采用重水作为冷却剂和慢化剂。

基于故障树的某压水堆核电站二回路水系统放化学参数异常变化的原因分析

基于故障树的某压水堆核电站二回路水系统放化学参数异常变化的原因分析摘要压水堆核电站二回路水系统的放化学参数变化，直接关系到核电站的安全稳定运行和电厂的经济性。

文章在二回路水系统放化学参数异常变化原因分析的基础上，利用故障树理论绘制了放化学参数异常变化故障树，对其进行了定性分析并提出了处理方案。

研究有助于电厂技术人员更快更准确地定位设备故障并及时处理。

关键词故障树;放化学;水系统0 引言压水堆核电站二回路水系統，主要用于通过蒸汽发生器将一回路反应堆产生的热量输送至汽轮发电机做功，然后再将做完功的乏汽在冷凝器中通过海水进行冷凝，冷凝水再次回到蒸汽发生器进行循环。

此外，二回路水系统还发挥着反应堆一回路和海水之间的屏障作用，防止一回路放射性物质因设备故障泄漏至海水系统。

二回路水系统的放化学参数正常与否，将直接关系到反应堆一回路蒸汽发生器、二回路冷凝器等重要设备的安全运行。

二回路水系统放化学参数较多，其异常变化的原因也各不相同，根据实践经验，为了确保机组安全稳定运行，有必要对二回路水系统放化学参数异常变化的原因和处理方法进行系统的分析。

故障树分析法（FTA）是一种将故障形成的原因由整体到部分按树状结构进行逐级细化划分的分析方法，是核动力行业重要的安全分析方法之一。

1 构建故障树造成二回路水系统放化学参数异常的原因主要有以下几个方面：（1）反应堆一回路介质通过蒸汽发生器向二回路泄漏;（2）海水通过冷凝器传热管向二回路水系统泄漏;（3）二回路水系统密封不严导致泄漏;（4）二回路水系统的净化装置异常;（5）二回路系统检修后存在异物;（6）二回路水系统中设备发生腐蚀等异常情况后产生杂质。

故障树所采用的各种图形说明如表1所示，故障树选取二回路水放化学参数异常作为顶事件，故障树图如图1所示。

2 故障原因分析结合故障树，主要从以下六个方面对造成二回路水放化学参数异常的原因进行分析。

2.1 反应堆一回路介质通过蒸汽发生器向二回路泄漏蒸汽发生器是连接压水堆核电站一二回路的桥梁，通过蒸汽发生器内的传热管将一回路热量传递给二回路工质（水），产生推动汽轮发电机做功的蒸汽。

900MW压水堆核电厂RIC中子测量系统密封段泄漏报警原因分析

900MW压水堆核电厂RIC中子测量系统密封段泄漏报警原因分析作者：唐兴江姜磊潘瑞堂来源：《中小企业管理与科技·中旬刊》2017年第10期【摘要】某核电厂在日常运行过程中，多次闪发RIC密封段泄漏探头报警，影响机组的安全稳定运行。

论文通过分析报警产生的原理，提出相应的处理措施，对核电站的长期安全运行有积极作用。

【Abstract】During the daily operation in a nuclear power plant， the RIC nozzle alarm appears repeatedly，which imperils the plant’s safe and stable operation greatly. In this paper， by analyzing the principle of alarm， paper puts forward the corresponding measures. This has a positive effect on the long-term safe operation of nuclear power plants【关键词】核电厂；报警；原因分析【Keywords】nuclear power plant； alarm； cause analysis【中图分类号】TL362 【文献标志码】A 【文章编号】1673-1069（2017）10-0173-021 背景介绍1.1 RIC中子测量系统介绍RIC中子测量系统的主要作用是提供堆芯中子通量分布图，同时在不同的反应堆功率平台下，检查堆芯功率分布是否与所期望的相符、监测燃料组件的燃耗、校准堆外核仪表、探测堆芯是否偏离正常运行等功能。

此系统通过计算机发出命令，控制就地的机械设备来驱动中子测量探头进入不同的测量通道，实现堆芯内部中子剂量率的采集，采集的数据存储在本地计算机上，进行处理后得到堆芯的中子剂量率分布图。

核电厂安全壳泄漏率数据增大的分析及处理

1.1安全壳泄漏率数据Ql60趋势图图1安全壳泄漏率数据Ql60趋势图由图1可知,3号机组安全壳泄漏率数据Ql6011月28日~11月30日缓慢增大,12月1日略微减小,12月2日~12月4日缓慢增大12月5日~12月9日略微减小,12月10日又缓慢增大。

11月28日~12月10日期间监测到的3号机组安全壳泄漏率数据Ql60值一直较大,且没有明显的减小趋势。

1.3安全壳内外压差趋势图图3安全壳内外压差趋势图由图3可知,11月28日开始为一个新的压力循环,11月28日~ 12月10日共有13天,至12月10日安全壳内外压差只有19.58hpa,增长速度慢。

由此怀疑安全壳泄漏率确实较大,导致安全壳内升压速度慢,进而导致壳内外压差增长慢。

(注:安全壳一个压力循环壳内外压差一般为-40hpa~60hpa,循环周期为15天)。

1.4小结通过以上分析,判断3号机组安全壳泄漏率确实增加,需要尽快找到漏点,消除缺陷。

2处理建议根据之前的相关处理经验,机组正常运行期间,3RPE268TW泄漏率增加的可能性最大,需要对其进行验证,建议验证方法:第一步:关闭电动阀3RPE027/028VP,将3RPE268TW短时间隔离以验证其对安全壳泄漏率数据的影响。

第二步:如果3RPE268TW短时间隔离能使安全壳泄漏率数据减小,将3RPE268TW长时间隔离,观察数据稳定后的安全壳泄漏率数据Ql60。

3处理效果3.13RPE268TW短时间隔离对安全壳泄漏率数据影响为了验证3RPE268TW隔离对安全壳泄漏率数据的影响,12月3.1.1安全壳内空气体积变化数据分段趋势图图4安全壳内空气体积变化数据分段趋势图图2安全壳泄漏率数据Ql60拟合图95Science&Technology Vision科技视界图3考虑导线失效的故障树分析导线在系统故障树分析中的运用方法和其他基本设备、按照其功能逻辑关系构建故障树。

某系统功能组成如图1所示。

核岛设备冷却水系统冷却盘管泄漏原因分析

在随后的几个燃料循环过程中未发现有任何泄。

实例应用
CBM方法要求对设备运行的监测数据有两方面的要求对设备运行状态量,如泄露量
是记录设备的故障、维修以及由设备本身引起的停机等事件事件发生的时间。

对上述两类数据进行综合处理
用的结合事件时间和相应的监测状态量值
运行设备的可靠性,优化维修策略,降低维修成本。

图1消防水泵A、B的计算可靠度
本文利用灰色理论评估Weibull分布PHM的参数,改进了基于状态监测量的CBM方法,使之适应于失效数据样本较少的消防水泵利用实际使用中的消防水泵泄漏量的监测数据建立模型
算并评估了其可靠性,结果显示,CBM方法是对设备的运行可靠性实时评估的有效手段,并能够为维修策略提供合理的建议,降低维修成提高设备的可靠性。

【参考文献】
L,SAXENA A,KNAPP GM.Statistical-based or condition
maintenance[J].Journal of Quality in Maintenance Engineering,1995,1 [2]JARDINE A K S,BANJIVIC D,MAKIS V.Optimal replacement policy
software for condition-based maintenance[J].Journal of Maintenance Engineering,1997,3(2):109-119.
图2消防水泵A的风险度
293页)[1]设备冷却水系统手册[Z].核电秦山联营有限公司[2]DVH001/002RF换热盘管破损根本原因分析报告[Z].核电秦山联营有限公司。