简介：摘要安全壳喷淋系统是福清核电站机组专设安全设施之一。当安全壳内一回路或者二回路发生破口时，安全壳喷淋系统可以保持安全壳温度和压力在可承受的值，以保证安全壳的完整性，并在事故时可以降低安全壳内的气体裂变产物浓度，尤其是碘。本文通过分析福清核电站安全壳喷淋系统的动作逻辑，结合事故处理过程中存在的设计问题，提出福清安喷系统注药进行设计改进建议，有一定的借鉴意义。

简介：摘要：核电厂的三大安全目标是反应性控制、堆芯冷却以及放射性包容。核电厂安全壳作为放射性物质包容的第四道屏障，在发生一回路冷却剂泄漏的情况下可以通过自身的设计保证三大安全目标，防止放射性物质向环境的释放。本文根据俄罗斯VVER机组的设计特点，从主控室运行人员的角度出发，介绍了安全壳由于仪表故障而导致安全壳隔离与安全壳喷淋误动作的事故处理，通过安全仪控系统触发反应堆停堆保护，保证反应堆可靠进入次临界状态。从事故现象、故障诊断、事故处理三个方面进行讨论、研究，以提升核电厂在此类事故下相关工作人员的事故处理以及应急响应能力。同时通过理论分析，阐述了相应事故规程具体步骤实施的实际意义以及存在的问题，为同行电站提供一定的参考价值。

简介：摘要：国内某电厂三四号机组安全壳喷淋泵型号为9LDTP-3，电机型号为HYLKS400-4。该泵在调试期间曾出现过对中标准与电机振动无法兼顾的情况，后调整对中平行度为0.27mm，电机振动满足要求。在首次大修中，维修人员对该泵对中标准与电机振动无法兼顾的缺陷进行处理。

简介：摘要对某电厂安全壳喷淋系统（EAS）阀电动头止推轴承散架事件进行分析，确认根本原因是电动头远传机构制造存在偏差，导致远传机构与电动头连接法兰面存在间隙使电动头底座轴承重载运行。根据根本原因制定了检查行动，杜绝了同类电动头轴承散架事件的再次发生。

简介：摘要安全壳穹顶喷淋系统的管道需在穹顶吊装前完成安装及水压试验，以便随穹顶一起吊装就位。它是核电厂最早开始安装的辅助管道，也是检验一个核电厂管道安装工程施工准备是否充分的重要标志。本文主要介绍某核电厂安全壳喷淋系统管道的施工方法及注意事项。

简介：摘要安全壳喷淋泵是压水堆核电厂内行使重要安全功能的核级转动设备，介绍了安全壳喷淋泵的结构特点，同时介绍了该泵在安装试车过程中出现的诱导轮刮擦问题的排查处理过程，为其他相同设备安装及类似问题的处理提供参考。

简介：摘要：安全壳喷淋管道是核电厂安全壳重要的承压设备，其主要作用是吸收核反应过程中产生的放射性物质并将其排出。在核电站运行过程中，核电厂安全壳喷淋管道属于易腐易损设备，其焊缝质量直接关系到核电厂的运行安全。因此，在核电站运行过程中要高度重视安全壳喷淋管道焊接工作的质量控制。本文结合某核电厂安全壳喷淋管段焊接工艺和质量控制方案，分析了核安全级压力容器内的喷淋管道焊缝焊接技术和质量控制方案，为后续核电站安全壳喷淋管段焊接工作提供参考。

简介：以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。

简介：摘要本文以处理核电站安全壳喷淋系统电动头热继保护动作跳闸故障实例为背景，描述了故障发生时的情况，记录了现场排查故障的过程。结合对设备解体检查结果，详细分析了故障原因，提出了解决方案及整改措施并成功消除了故障，恢复了系统设备的可用性，保障了系统的核安全功能。同时进一步将维修整改措施以经验反馈的形式在电站同型号电动头上进行了拓展应用，有效保障了同型系统设备的可靠性，使系统的核安全功能得到了巩固。并且提出，当核安全系统电动头设备出现故障时，要尽快采取有效的维修措施迅速消除故障，以恢复系统设备的可靠性，更为重要的是要对故障进行根本原因分析，制定有效的执行方案来防止故障的再次发生，并且还要对同型号设备进行经验反馈应用，这样才能从长远角度来保障设备的可靠性，以此稳固系统设备的核安全功能，这对整个电站的长期稳定运行有着深远的意义。

简介：摘要：本文结合调试实际过程，对安全壳过滤排放系统整体保压试验、液位报警试验和加药充氮环节过程进行了论述，并且分析了调试中碰到的问题及解决办法。

简介：摘要：安全壳内热量主要由安全壳循环冷却系统导出，由开放式冷却塔释放至环境。冷却水在冷却塔内与空气接触，利用空气对流和自然蒸发输出热量，该工作方式会造成空气中杂质进入系统，且塔内存在浓缩现象。随着运行时间增长系统积垢和腐蚀现象加剧，对系统可靠性造成不良影响。本文提出将安全壳循环冷却水系统改为闭式循环，利用厂用冷冻系统作为其冷源的设想。通过系统间热传输计算和系统之间的影响分析，验证了设想的可行性。

简介：摘要随着全球能源需求的不断增长，化石燃料等不可再生能源的日益枯竭，核电作为一种经济、高效的清洁能源，在世界范围内得到了广泛应用。然而一旦发生核事故，会对人们的生命财产安全造成毁灭性的灾难。核电站安全壳混凝土结构因其对安全性、整体性及密封性等方面的考虑，在材料、结构及功能上均有别于普通混凝土结构，有必要对其耐久性进行重点研究，寻找混凝土腐蚀及损坏原因，为提高安全壳的使用寿命提供参考。

简介：介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。

简介：摘要安全壳整体密封性试验是一项大型的、占主线计划的周期性试验，准备加实施的时间很长，对试验的组织、准备、实施过程、遇到的问题等进行经验反馈和总结改进，对于优化试验周期，提高试验效率，保障试验成功是很有必要的。统筹管理接口，合理安排进度，建立巡检制度，重点关注易出问题点，以上四点可以在机组后续周期性的试验中进行借鉴，逐步建立一套完整、有序的试验机制，保障试验按时按质完成。

简介：本文是核电站遭袭后果评估的一部分内容，不考虑核电站安全壳内部复杂的结构和设备、管道，仅对安全壳的预应力混凝土结构的固有特性进行分析，从而得出安全壳振动模态的各阶频率。

简介：摘要：事故后安全壳内聚集的氢气会对安全壳完整性带来严重威胁，锆水反应是氢气的最主要来源。为控制这一风险，通过稀释或消除氢气的方法来降低其浓度。国内各类堆型采用的事故后消氢方法不尽相同，主要以移动式氢气复合装置、非能动氢气复合器和氢气点火器等消氢设备来实现这一功能。AP1000采用了非能动氢气复合器+点火器相组合的方式，可合理有效应对设计基准事故及超设计基准事故下的氢气威胁。

简介：

简介：摘要：2020年3月26日，某电厂1号机组执行安全壳喷淋信号（1）逻辑试验后，在试验恢复阶段发现NaOH（氢氧化钠）回路疏水阀158VR持续有水滴流出，在后续的处理和验证阶段，同时开启NaOH（氢氧化钠）回路隔离阀125VR、疏水阀158VR和虹吸破坏阀908VR，持续时间14.95h。本文对事件过程以及疏水阀158VR和虹吸破坏阀908VR维持开启的影响进行了分析，且针对安全壳喷淋碱回路安全提出了改进建议。

简介：本文基于WGOTHIC程序对非能动安全壳冷却系统（PassiveContainmentCoolingSystem,简称PCS）原型及其整体性能试验台架进行建模,分析了基准工况和恶劣工况下安全壳内的压力变化和传热特性变化过程。结果表明：恶劣工况下PCS系统的冷却能力受到了一定限制,使安全壳在事故初期的冷却降压速率略有下降,但从长期来看仍可有效实现安全壳的降温降压。事故后安全壳内热阱吸热速率迅速下降,通过安全壳内壁面冷凝吸收的热量比例逐渐增大,最终通过安全壳壳体壁面“冷凝—导热—蒸发”通道载出能量的速率和事故中破口输入能量的速率将达到平衡。

简介：近些年随着国内核电机组的大量投运，试验频次已大幅增加，人们对试验的认识也不断深化．积累的经验也相当丰富，因此如何优化试验工艺流程，缩短工期已逐渐成为所有相关从业者的共同愿望，如何在核安全、质量与工期、效益之间寻找合适的“平衡点”，已成为核电从业者必须解决的重大课题。根据多年的现场实践，文章比较全面地总结了近年来安全壳打压试验的重要经验以及在试验工艺优化方面所做的一些初步尝试，并对该试验未来可能的优化方向进行了较深入的探讨。