简介:摘要三门核电厂采用AP1000三代核电技术,其非能动堆芯冷却系统(PXS)在事故后可通过非能动余热排出热交换器(PRHRHX)导出堆芯热量,并将热量传递至安全壳内置换料水箱(IRWST)。IRWST中水被加热至沸腾,产生蒸汽释放到安全壳大气中,并在较冷的钢制安全壳、环吊梁、加强筋、管道及设备表面上产生冷凝液。为保证事故后堆芯热量及时导出,PXS在环吊梁、加强筋及操作平台处设置了冷凝回流子系统,可以将安全壳内壁的冷凝液引回IRWST。在执行1号机组环吊梁、安全壳加强筋及IRWST回流槽疏水能力试验时,发现IRWST回流槽疏水流量不满足验收准则要求。本文将重点探讨1号机组IRWST回流槽疏水试验流量不足的原因及解决方案。
简介:摘要三门AP1000核电工程作为世界首堆,在建造方面有许多新的特点,如先进的模块化施工、“开顶法”施工及建安深度交叉施工方法等。这些新的施工方法给现场安全造成了较大的风险,给现场的HSE管理提出了更高的要求。本文拟从系统安全的角度出发,采用定性、定量安全风险分析方法,对核电工程建造各施工阶段的安全风险进行分析评价。并运用现代管理科学和现代安全管理理论,结合三门AP1000核电一期工程的安全风险控制的管理措施和实践,验证AP1000核电站建造工程重大安全风险管理的有效性。期望为后续AP1000核电工程建造过程提供重大风险管理控制方法参考。