一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法

    公开(公告)号:CN112233827A

    公开(公告)日:2021-01-15

    申请号:CN202010948374.1

    申请日:2020-09-10

    Abstract: 本发明涉及核反应堆热工水利技术领域,尤其涉及一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法。所述方法为:反应堆次临界前72小时~48小时,控制稳压器气相管线吹扫压力及主冷却剂回路溶氢量;反应堆次临界前48小时~24小时,控制主冷却剂回路溶氢量;反应堆次临界前24小时至次临界时,控制主冷却剂回路溶氢量;反应堆次临界至稳压器汽腔淹没,确认氢气含量;在汽腔淹没过程中,控制抬水位速率;汽腔完全淹没之后中断扫气;主冷却剂回路的汽腔淹没至氧化运行,容积控制箱气相持续氮气吹扫;确认主冷却剂回路溶氢量及主系统降温后,氧化运行。本发明避免灭汽腔后溶氢反弹,使氧化停堆主线时间可控,保证经济效益最大化。

    一种核电站燃料包壳破口当量的评价方法

    公开(公告)号:CN107564594A

    公开(公告)日:2018-01-09

    申请号:CN201710730935.9

    申请日:2017-08-23

    Abstract: 本发明属于核电站运营维护技术领域,具体涉及一种核电站燃料包壳破口当量的评价方法。包括如下步骤:第一步:确定离线啜吸装置,离线啜吸装置中,燃料组件放置在啜吸室内,通过水回路升温,使啜吸室处于不同温度平台,促使气体裂变产物从燃料包壳破口处释放进入气回路,从而被碘化钠谱仪连续监测;第二步:试验条件设定;第三步:介质类型确定;第四步:给出破损燃料的破口当量范围,依据第一平台温度,第二平台温度,升温速率和释放介质类型,结合破损燃料破口当量与Xe-133平衡时间关系表,给出破损燃料的破口当量范围。福清核电1、2号机组首循环均出现燃料包壳破损,通过本发明方法的应用,查找出了破损燃料组件,并给出了破损燃料的破口当量。

    一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法

    公开(公告)号:CN112233827B

    公开(公告)日:2023-06-13

    申请号:CN202010948374.1

    申请日:2020-09-10

    Abstract: 本发明涉及核反应堆热工水利技术领域,尤其涉及一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法。所述方法为:反应堆次临界前72小时~48小时,控制稳压器气相管线吹扫压力及主冷却剂回路溶氢量;反应堆次临界前48小时~24小时,控制主冷却剂回路溶氢量;反应堆次临界前24小时至次临界时,控制主冷却剂回路溶氢量;反应堆次临界至稳压器汽腔淹没,确认氢气含量;在汽腔淹没过程中,控制抬水位速率;汽腔完全淹没之后中断扫气;主冷却剂回路的汽腔淹没至氧化运行,容积控制箱气相持续氮气吹扫;确认主冷却剂回路溶氢量及主系统降温后,氧化运行。本发明避免灭汽腔后溶氢反弹,使氧化停堆主线时间可控,保证经济效益最大化。

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