海洋异物堵塞核电厂取水系统事件的经验反馈

核电厂冷源相关系统的功能丧失能够威胁机组安全。针对近期国内核电厂出现海洋异物堵塞取水口事件或异常,本文首先简单介绍了国内核电厂典型取水系统设计;然后对国内海洋异物堵塞影响核电厂冷源事件进行梳理,分析了国、内外典型冷源堵塞事件;最后总结了以往核电厂预防和应对此类情况时存在的问题,并针对问题给出经验反馈建议,以期提高核电厂应对冷源堵塞突发情况的能力。     

论地区监督站在核电厂特殊事件中的职责问题

简要探讨了我国地区监督站职责中符合性监督和审评性监督问题,并结合核安全法规的价值理论,详细论述了地区监督站在核电厂特殊事件中的作用.本文所指“特殊事件“是指除会导致核电厂事故应急的其他偏离核电厂正常运行的或大修管理的事件或事故,包括电厂执照运行事件.指出地区监督站应建立应对核电厂特殊事件的集体决策机制,以便正确理解和履行法规赋予的职责,有所为而有所不为,为核安全监管起到应有的作用.     

核电厂仪控设备电磁干扰分析与定位

电磁干扰（EMI）对核电厂仪控设备的影响显著,某些核电厂发生EMI导致保护设备误报警、保护系统误动或拒动,从而造成误停机甚至停堆事故。因此,必须有针对性地对EMI各干扰源制定解决方案。本文以某核电厂温度测量元件受干扰为例,采用层层演进的方法,发现定位干扰源、分析干扰特性,直至提出解决方案,并采取完善重要保护信号接地、出台运行机组防EMI管理规定等措施,大大降低了EMI对于核电厂运行设备的影响。     

国外核电厂外部水淹事件分析

筛选并研究了17起国外核电厂外部水淹事件,从引发外部水淹的因素到外部水淹对核电厂厂房、系统、设备的影响,对核安全的威胁,5个方面分析了外部水淹事件的特点,同时结合福岛核事故在外部水淹方面的经验教训和事故发生后各国的应对措施,提出了提高我国核电厂应对外部水淹能力的建议。     

核电厂大范围损伤管理导则研究现状

火灾、地震、水淹、极端天气条件等超设计基准外部事件可能造成核电厂大范围损伤,不仅使得电厂的系统与设备大面积失效,还导致正常的应急体系无法运转。目前,国内外都在开展应对核电厂大范围损伤的研究,以完善核电厂的纵深防御体系,降低大范围损伤事故产生的后果。本文调研了国内外核电厂大范围损伤的研究现状,分析了美国核电厂的大范围损伤管理导则、灵活多样的处理策略及台湾地区核电厂的断然处置措施,并对国内大范围损伤管理导则的研究与开发提出了一些思路与建议。     

国内二代改进型核电机组应对双机组全厂断电事故的可行性分析

核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈.而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型（M310）核电厂面临的重要共性问题之一.本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论.     

压水堆核电厂应对全厂断电的电源设计

全厂断电是导致核电厂发生严重事故的主要初始事件之一,增强应对全厂断电的能力将进一步加强核电厂纵深防御,提高排出堆芯余热和保持安全壳完整性的能力,降低堆芯熔化概率,福岛核事故后核电厂更加重视提高全厂断电的应对能力。本文对我国现有核电堆型CPRl000核电厂及其改进型堆、AP1000核电厂、EPR核电厂在应对全厂断电工况时的电源设计情况进行总结说明。     

核电厂丧失厂外电的经验反馈

核电厂厂用电系统的功能是为核电厂设施提供安全可靠的电源,核电厂供电安全对核安全至关重要。福岛第一核电厂就是在丧失厂用电及最终热阱的情况下发生了严重的核事故。厂用电系统具备两列相互独立的厂外电源作为工作电源和辅助电源。文章通过收集国内外运行核电厂丧失厂外电事件,对运行核电厂丧失厂外电的机组状态、事件发生原因进行了分析,提出了应对厂外电失效的改进措施和建议。     

核电厂数字化仪控系统全状态监测机制

软件失效及软硬件交互故障是核电厂全数字化仪控系统故障的主要来源之一。现有基于硬件的状态监测机制应对这一新型失效模式存在不足。应用系统理论事故建模与处理(STAMP)模型,对核电厂全数字化仪控系统的失效模式进行初步分析,提出将软件、硬件及其交互作为监测对象,建立一种整合软、硬件状态的全状态监测机制,为系统状态监测提供多样性及预警能力,对提高核电厂数字化仪控系统的安全性具有重要意义。     

核电厂反应堆冷却剂小支管泄漏的分析与改进

核电厂压力边界的泄漏事件属于重要的安全运行事件,如何应对和处理是核电厂安全管理控制的重点。本文针对秦山核电厂300 MW核电机组压力边界的延伸支管上一个泄漏点的处理,结合机组工艺参数的演变,分析了查找泄漏点的思路和原则,以及对核电厂类似泄漏发生后的应对和处理;同时,根据根本原因分析的方法,结合美国机械工程师协会(ASME)规范的要求,分析了处理该问题的方案、依据和要点,并从设计方面和电厂日常在役检查方面提出了后续的改进建议,特别是在保证核电厂安全性的基础上,如何有效地管理小支管,提出了具体的方法,这对于现有国内外核电厂在压力边界小支管方面的管理,具有良好的借鉴应用价值。     

核电厂应急柴油发电机组定期试验启动方式的探讨

分析了国内外关于核电厂EDG定期试验启动方式的相关研究以及最新的标准和规范。介绍了国外核电厂的相关改善措施及其效果,对国内核电厂在EDG定期试验中使用慢启动的方式进行了必要性论证。为EDG启动方式改进提供了两种方案,详细分析了两种方案的风险和失效概率,为核电厂的相关改进提供了重要参考。     

BESⅢDAQ软件事例组装数据流控制

事例组装是关系到整个北京谱仪数据获取软件的关键环节之一,探讨了一种受控的组装方法,把通过北京谱仪Ⅲ对撞机前端电子学系统获得的事例片段,"拉"到组装模块中.这种方法可以有效地控制组装事例时的数据流量.     

船舶核动力装置安全目标的初步研究

安全目标是核电厂进行安全评价的重要基础和判定准则,对安全评价工作具有非常重要的影响.目前,核电厂安全目标的认识和制定已经经历了较长的时间,形成了以国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)为主的两大体系.文章概要地介绍了两个组织所确定的定性和定量安全目标,以及我国核电厂安全目标的发展和应用现状.最后,在吸收上述经...     

INES简介及我国推行INES的方式初探

本文简单介绍了国际原子能机构(IAEA)向各成员国推荐使用的国际核事件分级表(INES)的出台背景、现状、评价标准及对一些重大核事件的分级示例。此外还对我国参加 INES 试用期间活动的方式、核电厂事件信息评价的传递途径及技术后援等提出初步看法。     

核电厂设备鉴定的过程控制与管理

核安全级设备的设备鉴定是核电厂的一项重要安全措施,也是核安全文化的重要体现。随着我国核电厂建设的不断发展,如何通过规范的设备鉴定过程控制与管理,完成有效的设备鉴定的建立,并为后续设备鉴定的维持提供充分的技术准备,已成为核电厂工程公司和设备供应商的重要课题。总结了设备鉴定的3个过程:设计输入、设备鉴定的建立和设备鉴定的维持,然后重点针对在核电厂建设期间设备鉴定的建立与维持,提出了相应的过程控制与管理方法和要点,并介绍了贯穿于设备鉴定全过程的文件管理。     

Fusion Safety Research and Development in JAERI

This paper describes the current status and future plans of the fusion safety research and development regarding to the developments of the dust removal system and safety analysis code and the thermofluid experiments in the Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) for a fusion experimental reactor. The containment of the radioactive material is the key to achieve fusion safety. In the event of accidents, the source terms need to be evaluated with sufficient accuracy. Therefore, in JAERI, the dust characterization have been investigated and the dust removal system using electric force has been developed and tested. A safety analysis code including both thermal and plasma transient analyses under the various event sequences has been developed. Moreover, the preliminary experiments of thermofluid transients in the vacuum vessel such as Ingress of Coolant Event (ICE) and Loss of Vacuum Event (LOVA) have been started and the experimental results using preliminary LOVA/ICE apparatus during 1995–1996 are summarized in this paper.     

The IAEA accident management programme

Accident prevention and mitigation programmes and the Emergency Response System (ERS) are important elements of the Agency's activities in the area of nuclear power plant (NPP) safety. Safety Codes and Guides on siting, design, quality assurance and the operation of NPPs have been produced and are used by NPP operating organizations. Nuclear safety evaluation services are provided by the IAEA. The Emergency Response System and the International Nuclear Event Scale (INES) have been developed. The framework for the development of an accident management programme has been set up. The main goal is to develop an Accident Management Manual to provide a systematic, structured approach to the development and implementation of an accident management programme at NPPs. An outline of the Manual has been distributed and the first draft is available. The component parts are: co-ordinated research programmes (CRPs) on severe accident management and containment behaviour; the use of vulnerability analysis; mitigation of the effects of hydrogen, and generic symptom oriented emergency operating procedures. The IAEA provides guidance by the dissemination of information on methods for accident management; collates information on approaches in this field in different organizations and countries; and arranges exchange of experience and the promulgation of knowledge through the training of NPP managers and senior technical staff.     

高温气冷堆核电站计算机化运行规程方案及异常事件处理规程入口识别

根据高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的设计准则，给出了高温气冷堆核电站计算机化运行规程的总体设计方案，指出计算机化运行规程系统的一个重要作用就是提供规程入口选择。高温气冷堆核电站的异常事件处理规程是基于事件的，因此选择规程入口的关键在于异常事件的识别。为解决该问题，采用具有图形描述能力和严密数学理论的模糊Petri网，构建了异常事件识别专家系统。相较于传统方法，模糊Petri网结构化特性和知识表达能力更强，推理效率大幅提高，便于计算机编程实现。通过典型异常事件识别的仿真，表明所构建的异常事件识别专家系统是合理可行的，为高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的研制打下了基础。     

应急柴油机充气冷却水系统典型故障的处理

以福清核电应急柴油发电机组为研究对象,结合国内某运行核电厂应急柴油发电机组的相关检修经验,通过分析应急柴油发电机组充气冷却水系统压力波动过大、最低压力低于限值的典型故障事例,阐述了运行中出现故障的各种可能原因,介绍了排查方法。通过对典型故障处理过程的论述,为今后同类事件提供了借鉴和思路。     

海阳核电1号核岛混凝土试验和施工经验分析

核电站核岛厂房是核安全相关的构筑物,对建筑用混凝土的质量有着严格的规范要求。文章介绍了海阳核电1号核岛底板施工的全过程,对混凝土配比设计、试验和施工过程中的技术要求作了阐述,对后续AP1000项目的建设具有一定的借鉴意义。