VVER机组低压应急供电系统的运行分析与优化改进

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作者 黄巍华 《电气应用》 2025年第9期14-19,共6页

核电站应急供电系统是事故工况下实现安全停堆、排出余热、防止放射性物质释放的关键安全屏障,需在设计基准事故乃至超设计基准事故中为安全设备提供可靠连续的电力供应,并支持事故缓解措施的持续实施。以田湾核电站VVER机组为研究对象... 核电站应急供电系统是事故工况下实现安全停堆、排出余热、防止放射性物质释放的关键安全屏障,需在设计基准事故乃至超设计基准事故中为安全设备提供可靠连续的电力供应,并支持事故缓解措施的持续实施。以田湾核电站VVER机组为研究对象,系统分析其低压应急供电系统的整体架构、关键设备特性及运行逻辑关联。该系统遵循多重性、独立性和多样性设计原则,由蓄电池及逆变系统、交流不间断电源系统以及相应配电与控制设备组成,各系列实体隔离,有效规避共模故障。研究详细阐述了系统在正常运行、应急运行及全厂断电等设计基准事故下的运行模式与切换机制,并基于长期运行数据,识别出设备老化、冗余配置及维护策略等薄弱环节。结合电站实际运行需求与安全目标,提出系统优化改进策略,以全面提升系统可靠性与应急响应能力,为同类VVER机组的安全稳定运行提供参考与借鉴。 展开更多

关键词 vver机组 应急供电 运行分析 优化改进

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VVER-1000核电机组全厂断电事故长期冷却阶段分析研究

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作者 陈静 任煜 +1 位作者 张健夫 任一飞 《电工技术》 2025年第19期273-276,共4页

为更全面地反映事故后果及其影响,针对VVER-1000核电机组全厂断电事故开展了长期冷却阶段的定量计算。采用瞬态分析程序DINAMIKA,从验收准则的角度考虑了最不利的边界和初始条件,并引入了保守性假设,获得了事件序列和整个事故瞬态过程... 为更全面地反映事故后果及其影响,针对VVER-1000核电机组全厂断电事故开展了长期冷却阶段的定量计算。采用瞬态分析程序DINAMIKA,从验收准则的角度考虑了最不利的边界和初始条件,并引入了保守性假设,获得了事件序列和整个事故瞬态过程中堆芯以及一、二回路热工水力参数的变化。计算结果表明,安全系统的自动响应和操纵员执行长期冷却动作,可达到JNA/JMN系统启动条件,将反应堆从可控状态带入安全稳定的冷停堆状态,实现余热的长期有效排出。此外,应急给水系统储水箱的总容量满足蒸汽发生器水量供应的需求。 展开更多

关键词 vver核电机组 全厂断电事故 长期冷却阶段

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VVER机组松脱部件监测系统设计差异及功能验证 被引量：2

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作者 朱军 周正平 刘文超 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期117-121,共5页

介绍了田湾核电站水-水高能反应堆(VVER)机组松脱部件监测系统(LPMS)的设计和设备结构组成,描述了其设计与美国核管会(NRC)RG1.133相关条款要求的差异。基于这些差异以及VVER机组的特殊性,分析了拟采取的改进措施存在的困难和不利影响... 介绍了田湾核电站水-水高能反应堆(VVER)机组松脱部件监测系统(LPMS)的设计和设备结构组成,描述了其设计与美国核管会(NRC)RG1.133相关条款要求的差异。基于这些差异以及VVER机组的特殊性,分析了拟采取的改进措施存在的困难和不利影响。为执行与NRC RG1.133中安全要求相当的功能,在田湾核电站3号机组调试阶段开展了LPMS系统的功能补充试验,获取与压力容器相关的传感器信号的响应,验证了目前的传感器布置方式能满足NRC RG1.133的设计要求。 展开更多

关键词 水-水高能反应堆(vver)机组 松脱部件监测系统(LPMS) 设计差异 功能验证

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VVER机组大修期间燃料缺陷所致放射性碘的估算 被引量：1

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作者 谢江山 王志兵 +2 位作者 李中华 丁长龙 易柏元 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第2期314-319,共6页

本文分析了VVER机组燃料气密性丧失缺陷在大修期间所致放射性碘的辐射影响,以某次存在燃料缺陷大修为例估算了一回路碘净化时间、大修相关作业期间反应堆厂房碘浓度水平和反应堆厂房碘去除时间,通过与设计文件、实际值对比表明,该估算... 本文分析了VVER机组燃料气密性丧失缺陷在大修期间所致放射性碘的辐射影响,以某次存在燃料缺陷大修为例估算了一回路碘净化时间、大修相关作业期间反应堆厂房碘浓度水平和反应堆厂房碘去除时间,通过与设计文件、实际值对比表明,该估算是合理的,可以有效指导该类型机组大修期间的燃料缺陷的辐射风险控制。 展开更多

关键词 vver机组 燃料缺陷 大修 放射性碘 碘峰 估算

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VVER机组反应堆压力容器中子输运计算程序系统的验证

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作者 张亚平 李国健 +1 位作者 李锴 王东辉 《核安全》 2022年第3期99-106,共8页

反应堆压力容器中子注量是评价其辐照损伤状态的基础。本文基于Balakovo-3VVER-1000基准算例提供的数据,采用针对VVER-1000机组开发的堆芯中子源项计算软件,配合DOORS中子输运理论计算程序系统,计算了基准算例中各探测片位置的中子能谱... 反应堆压力容器中子注量是评价其辐照损伤状态的基础。本文基于Balakovo-3VVER-1000基准算例提供的数据,采用针对VVER-1000机组开发的堆芯中子源项计算软件,配合DOORS中子输运理论计算程序系统,计算了基准算例中各探测片位置的中子能谱以及各探测片的反应率。通过与基准算例中的参考结果进行比较,验证该中子输运计算程序系统对VVER-1000机组的适用性。结果表明,各探测片的理论计算结果与基准算例中提供的实测结果符合良好,证明新开发的中子源项计算程序可为VVER-1000机组的中子输运理论计算提供准确的中子源项,同时也验证了该中子输运计算程序系统对VVER机组的适用性。 展开更多

关键词 vver机组 反应堆压力容器 中子注量率 基准算例 程序系统 验证

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VVER机组主回路声驻波的监测和分析

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作者 周正平 《中国核电》 2021年第2期270-272,共3页

介绍了VVER核电机组主回路的声驻波监测系统,描述了其声驻波监测传感器的布置以及传感器原理。介绍了声驻波的监测方法,举例VVER机组声驻波的监测结果,分析了在机组不同功率下的声驻波特点,并统计列出了声驻波和功率间的关系曲线。

关键词 声驻波 vver机组

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VVER-1000机组主管道焊接接头冲击性能影响因素分析 被引量：1

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作者 刘斌 寇斌达 +3 位作者 卢夏 李洋 韩传高 王理博 《热力发电》 CAS CSCD 北大核心 2021年第7期130-136,共7页

冲击性能是评价管道焊接接头综合力学性能的一个重要指标。本文在监造VVER-1000主管道进行焊接工艺评定过程中,发现在管道对接焊焊接接头立向上焊区域的填充和盖面层,部分熔敷金属试样的冲击韧性值(–10℃)不达标。结合焊接位置、焊接... 冲击性能是评价管道焊接接头综合力学性能的一个重要指标。本文在监造VVER-1000主管道进行焊接工艺评定过程中,发现在管道对接焊焊接接头立向上焊区域的填充和盖面层,部分熔敷金属试样的冲击韧性值(–10℃)不达标。结合焊接位置、焊接工艺参数与焊条化学成分等影响因素及接头的冲击韧性试验、金相组织、硬度试验和断口形貌分析结果,得出熔敷金属冲击韧性低的原因为:在立焊位置施焊时焊接速度减慢、焊接热输入增大引起焊缝金属组织晶粒粗大以及焊条化学成分中Si元素的含量偏高、焊条出厂时冲击值较低。采用小焊接热输入进行焊接工艺评定试验,获得的焊接接头焊缝金属的冲击性能均达标。基于对焊接接头冲击性能影响因素的分析,提出以下预防措施:采购焊条时需严格控制Si元素含量;加强焊接人员技能培训,严格控制焊接线能量的输入;严格控制立焊区域的层间温度在下限值附近,保证焊后焊缝金属的冷却速度加快。 展开更多

关键词 vver-1000机组 主管道 焊接工艺评定 焊接线能量 冲击韧性

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VVER型反应堆保护管组件视频检查装置设计及应用 被引量：1

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作者 吴东栋 管朝鹏 +1 位作者 陈姝 桂亮 《科技视界》 2021年第15期121-123,共3页

保护管组件是VVER型反应堆的重要部件,对核电站的安全运行起着至关重要的作用。按照相关法规,需要对保护管组件进行定期的视频检查。文章介绍了一种浮游式水下机器人实现保护管的视频检查,从工作原理、系统组成、机器人本体结构和现场... 保护管组件是VVER型反应堆的重要部件,对核电站的安全运行起着至关重要的作用。按照相关法规,需要对保护管组件进行定期的视频检查。文章介绍了一种浮游式水下机器人实现保护管的视频检查,从工作原理、系统组成、机器人本体结构和现场应用分别进行了介绍。 展开更多

关键词 vver 保护管组件 水下浮游机器人 视频检查

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VVER核电工程焊接材料不确定问题的处理 被引量：2

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作者 马新朝 《电焊机》 2020年第5期118-123,I0011,共7页

对VVER压水堆核电站由中俄转换设计、施工过程中典型的焊接技术问题进行分析,提出了解决俄罗斯供材料、中国供材料及第三国材料及母材分类不确定无法确定焊接工艺材料进行评定问题的流程、措施,对俄罗斯供设备缺陷及材料焊接过程中缺陷... 对VVER压水堆核电站由中俄转换设计、施工过程中典型的焊接技术问题进行分析,提出了解决俄罗斯供材料、中国供材料及第三国材料及母材分类不确定无法确定焊接工艺材料进行评定问题的流程、措施,对俄罗斯供设备缺陷及材料焊接过程中缺陷的处理提出了解决意见和经验反馈,对缺少焊接工艺及焊工资质的困难的施工技术优化也提出了整改意见,有效落实整改方法可促进中俄技术转换,可促进工程建设进度。 展开更多

关键词 vver核电机组 焊接技术 焊接材料 不确定问题 处理

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VVER核电机组热腿权重平均温度修正方法研究

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作者 汪安平 陈静 王明军 《电工技术》 2024年第5期224-227,共4页

针对VVER核电机组一回路热平衡功率计算偏差较大的问题,基于堆内构件三维数值模拟,开展热腿平均温度修正方法研究。提出以特定温度范围内的质量流量份额为权重系数,分析多种运行工况下权重系数的变化规律,建立了一套简化的热腿权重平均... 针对VVER核电机组一回路热平衡功率计算偏差较大的问题,基于堆内构件三维数值模拟,开展热腿平均温度修正方法研究。提出以特定温度范围内的质量流量份额为权重系数,分析多种运行工况下权重系数的变化规律,建立了一套简化的热腿权重平均温度修正方法,结果表明热腿温度的计算值与机组实际运行时监测的热电阻测量值符合较好。所提出的修正方法有效、可靠,提高了热腿平均温度的准确性,改善了一回路热平衡功率计算偏差。 展开更多

关键词 vver机组 热腿平均温度 权重系数

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VVER核电机组主给水系统水锤分析 被引量：2

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作者 张铭洋 粘志宇 任博涵 《电力勘测设计》 2019年第9期62-67,共6页

对核电厂主给水系统水锤现象的主要成因进行理论分析,针对VVER核电机组典型二回路主给水系统,使用AFT Impulse软件进行建模与计算,分析核岛安全壳隔离阀关闭时间与主给水泵事故停运对管系内水锤强度的影响规律。结果表明,在安全壳隔离... 对核电厂主给水系统水锤现象的主要成因进行理论分析,针对VVER核电机组典型二回路主给水系统,使用AFT Impulse软件进行建模与计算,分析核岛安全壳隔离阀关闭时间与主给水泵事故停运对管系内水锤强度的影响规律。结果表明,在安全壳隔离阀快速关闭的瞬态过程中,阀门入口的压力峰值和水锤力峰值均出现在阀门完全关闭时刻,且随关阀用时减小而增大;停运泵出口管道和给水母管的水锤力较高,但经过应力计算校验,管系能够承受瞬态力的影响。结合模拟计算结果,针对VVER核电机组主给水系统的设计压力选取、阀门选型、管系应力分析等相关工程问题,给出了合理化建议。 展开更多

关键词 vver核电机组 主给水系统 水锤 安全壳隔离阀 给水泵

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VVER机组松脱部件监测系统设计差异及功能验证探究

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作者 宋雨珂 《科技创新导报》 2021年第2期40-42,共3页

在核电站生产运行中,VVER机组松脱部件监测系统可以分析生产设备零件的稳定性和完全性,避免设备零件发生脱落意外。本文以某核电站水能高反应堆(VVER)机组松脱部件检测系统为研究对象,探讨了该设备的设计以及结构的组成,对应了现有的运... 在核电站生产运行中,VVER机组松脱部件监测系统可以分析生产设备零件的稳定性和完全性,避免设备零件发生脱落意外。本文以某核电站水能高反应堆(VVER)机组松脱部件检测系统为研究对象,探讨了该设备的设计以及结构的组成,对应了现有的运用规范标准和限制条款,提出了优化VVER机组松脱部件监测系统设计的措施建议,希望能够为对应的工业生产单位提供参考借鉴。 展开更多

关键词 vver机组 松脱部件 监测系统设计 功能验证

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某百万级VVER核电机组主给水系统水锤分析研究

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作者 吴磊 《电力勘测设计》 2022年第9期78-82,共5页

本文以某百万级VVER核电机组主给水系统为研究对象,利用PIPENET瞬态计算功能,在归纳给水泵、控制阀门边界条件的基础上,建立数学计算模型,得到了给水泵启动、事故停运、正常停运以及给水泵出口主关断阀事故关闭四个瞬态工况管道内压力... 本文以某百万级VVER核电机组主给水系统为研究对象,利用PIPENET瞬态计算功能,在归纳给水泵、控制阀门边界条件的基础上,建立数学计算模型,得到了给水泵启动、事故停运、正常停运以及给水泵出口主关断阀事故关闭四个瞬态工况管道内压力、流量和波动力的变化情况。计算结果表明,给水泵事故停运工况水锤力对管系影响最为恶劣,应采取相关措施以保证给水系统安全运行。 展开更多

关键词 水锤力 数值仿真 主给水系统 vver核电机组

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VVER核电机组1E级电气连接件鉴定方法探讨

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作者 袁冬英 陈功名 杨晓 《发电设备》 2023年第3期171-175,共5页

结合某水冷反应堆(VVER)核电机组安全壳内运行工况、电气连接件国内外鉴定标准、RCC-E标准和俄罗斯鉴定文件,提出VVER核电机组国产化1E级反应堆顶部电气连接件的鉴定方案,对各个试验参数的确定及试验过程中的技术问题进行探讨,并且给出... 结合某水冷反应堆(VVER)核电机组安全壳内运行工况、电气连接件国内外鉴定标准、RCC-E标准和俄罗斯鉴定文件,提出VVER核电机组国产化1E级反应堆顶部电气连接件的鉴定方案,对各个试验参数的确定及试验过程中的技术问题进行探讨,并且给出相应的建议及措施,可为VVER核电机组电气连接件鉴定提供参考。 展开更多

关键词 核电机组 vver 电气连接件 设备鉴定 试验

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VVER机组事故分析耦合程序开发及应用

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作者 陈静 陈超 +2 位作者 蒋校丰 任一飞 张健夫 《核安全》 2026年第1期1-9,共9页

针对VVER机组尤其是核热耦合作用强烈和局部功率分布变化显著的事故分析,本研究开发了物理热工耦合程序。采用动态链接库技术并编制耦合接口模块,实现三维中子动力学程序和热工水力系统程序的耦合。在此基础上,本研究开展了VVER-1000机... 针对VVER机组尤其是核热耦合作用强烈和局部功率分布变化显著的事故分析,本研究开发了物理热工耦合程序。采用动态链接库技术并编制耦合接口模块,实现三维中子动力学程序和热工水力系统程序的耦合。在此基础上,本研究开展了VVER-1000机组硼酸误稀释事故的瞬态模拟,分析事故进程和一、二回路参数随时间的变化。最后,评估了重要安全参数与验收准则的符合情况。结果表明:耦合程序的模拟结果与电厂实测值符合得较好。事故分析所获得的物理热工参数的变化趋势与FSAR总体上具有一致性,极值相差较小。验证了所开发的耦合程序计算能力和可靠性。燃料最高温度和最小DNBR等均满足验收准则的要求。本研究所开发的物理热工耦合程序为VVER机组事故分析提供了有效可靠的模拟工具。 展开更多

关键词 vver机组 事故分析 物理热工耦合 硼酸误稀释

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