某核电厂核燃料厂房安全改进研究

发表时间:2019/5/15   来源:《建筑学研究前沿》2019年2期   作者:马彦超 程士博
[导读] 本文通过对我国某核电厂燃料厂房的安全布置措施进行研究,提出相应的安全改进措施,分析其利弊的同时以期能够在一定程度上帮助未来我国核电厂核燃料厂房的安全管理工作。

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        摘要:随着我国科学水平研究的不断深入,核电厂作为我国新型能源研究愈发的受到了人们的关注,近年来,随着核电厂研究的不断推进,人们愈发的重视到了在实际的核电厂运行环节有关燃料厂房的安全性能级,并以期通过在实际的燃料厂房的安全管理工作落实,来优化实际核电厂运行过程中的安全性。本文通过对我国某核电厂燃料厂房的安全布置措施进行研究,提出相应的安全改进措施,分析其利弊的同时以期能够在一定程度上帮助未来我国核电厂核燃料厂房的安全管理工作。
        关键词:核电厂;燃料厂房;安全改进;方法
       
       
        自2011年日本某核电厂发生大规模的核燃料泄露事件,不仅仅对周边的民生造成了极为严重的影响同时也让人们更加的重视到了在核燃料使用环节对人们生产、生活所带来的安全隐患,但是,随着时代的发展,核燃料的应用已经成为了未来社会发展的必然趋势,如何在这一时代发展背景下,结合实际的核电厂核燃料管理模式,最大程度上提升其使用过程中的安全性,保护人们的生命、财产安全同时体现核燃料对人们生活所带来的便捷,成为了人们核电厂工作中的必然趋势,由此,本文以我国某核电厂运行安全改进为例,分析其改进措施对实际核电厂核燃料管理所提供的积极作用,从而在一定程度上促进未来我国核电厂项目的发展。
        一、研究背景及其安全改进措施
        (一)研究背景
        根据2011年日本某国发生的大型核电厂断电事故所造成的核燃料泄露问题,本文拟针对这一典型的安全事故案例进行分析,从而应用在原本的核电厂燃料厂房中加设乏燃料水质的方式进行安全改进,并给予这种改进方案的基础上推断在发生意外是安全模式的运行措施,从而探究这一模式对其他措施所造成的影响同时以期能够在最大程度上降低安全问题所带来的损失。



        (二)安全改进措施
        根据以往的研究,本文拟通过对乏燃料水池进行补水管道布置的方式进行相应的安全改进措施应用,以期能够在一定程度上确保无法通过人工发生针对核燃料堆中的反应物质进行冷却处理的状态时,可以通过应急补水的方式对核燃料进行降温,从而达到预期的安全优化。例如,在实际的管线布置环节,可以选择二在补水池中增设一条能够通过手动操作进行隔离的管线。将其管线的取水区域设置在核燃料厂房PTR水箱的外侧,令其管线依次经过燃料房、0米大厅等房间后最终到达乏燃料水池中,确保其补水区域设置在乏燃料的上方。值得注意的一点是,在实际的管线设置环节,需要将管线固定的区域色织在乏燃料液面20米以上,从而确保其管道不会受到过多外界压力的影响同时便于管道另一边的排水。
        二、安全改进措施对实际核电厂核燃料安全的影响
        通过对上述改进措施的落实,结合实际的经验,本文认为在实际的核燃料厂房改进环节,上述措施能够对实际核燃料安全的影响主要集中在如下几个方面:
        首先,是对核燃料反应堆中换料水池和乏燃料水池冷却处理系统的影响。通常情况下,这一系统的应用是为了有效的针对乏燃料进行冷却及净化服务的系统,不仅仅能够在一定程度上降低乏燃料中的有害副产物同时还能够针对乏燃料进行降温。在上述改进措施中,以期通过新增补水管线的方式将乏燃料的水池与外界相连接,虽然在原有管线的基础上新增了一根补水管线,但是在原则上不会对原有的水路管线进行修改,由此,上述操作不会影响原有的ptr系统。
        其次,是对核燃料厂房所造成的影响,根据研究可以发现上述方案对原有厂房外部的管线需要进行二次布置,从而产生一定的影响。
        第三,是对原有核电厂燃料厂房整体所造成的影响。根据实际的的研究可以发现,在发生安全事故环节需要对核燃料水池进行紧急的补水,这就要求在有一条可以应急的管线同时还需要与之配备能够支持管线运行的水源、水泵等,由此,需要针对原有的核电厂燃料厂房进行配套系统的改进,进而使其能够全面的适配后续安全改进的需求同时能够及时的针对可能存在的安全隐患进行弥补。
        第四,是针对整个核电厂中有关核燃料安全系统中应急设备规划的影响,根据以往的核电厂中应急设备规划参数可以发现,其要求运输介质中水或者硼水的流量要控制在每天1000立方米以上,温度在10到49摄氏度之间,虽然进行应急使用的补水可以通过消防车量中的储水同时也要求这一移动的水源供给与水泵水源的供给同时进行,从而确保能够达到预计的水量。
        第五,是针对总体水源的规划以及应急供电的影响。就这一方面来说,针对核电厂安全水源的控制应确保在水量最大的状态,即每天1000±5立方米;就应急供电来说,可以按照安全改进模式中应用应急水泵的方式来确定,即3到5千瓦左右。
        三、安全改进措施对实际核电厂核燃料安全的中力学的影响
        根据研究,在进行了实际的管道新增操作后,需要在原有的管线及支架布置环节针对原有的管线进行受力情况的分析。例如,在上述改进过程中,本文通过多层反应谱的方式针对其管道受力、抗震等情况进行了分析,从而确定,该新增管线在外界发生震动状态下的最大承受能力,以及管道中各个阀门的承受能力,进而确定了该运行管道对于外界应力影响的极限。根据研究结果可以确定,该系统管道能够在基本上满足该模型管道的受力需求,进而保证实际的管道运行安全,提升有关核电厂核燃料厂房的整体安全。
        结束语:
        综上所述,随着我国核电厂核燃料厂房安全性受到的重视程度越发的深入,实际核电厂运行过程中的安全管理愈发的受到了核电能源管理者们的重视。由此,在实际的安全管理环节,应遵循实际核燃料的运行规律,在以往的安全事故中汲取经验,从而针对性的设置安全改进模式,以期能够最好的提升核电厂核燃料厂房安全的同时保证使用者们的生命、财产安全,为我国未来核能源的推广打下夯实的基础。
        参考文献:
        [1]魏兴,陈云.核电厂乏燃料水池温度影响分析[J].科技视界,2017(22).
        [2]王保生. 核电厂事故监测仪表系统发展的研究[D].南华大学,2017.
        [3]胡玉英. 核电厂大修群堆管理模式下安全与质保体系研究[D].南华大学,2017.
        [4]胡佳琪,蔡晓丹,牛瑞涛.某核电厂核燃料厂房安全改进研究[J].中国高新区,2017(03).

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