大亚湾核电站2号机组反应堆压力容器老化现状的初步分析

为确保核电站设备在整个寿期内设计安全裕度要求能够得到满足,必须对设备老化进行有效的管理。对影响反应堆压力容器(RPV)的老化机理进行了初步分析,并结合大亚湾核电站的实际情况对2号机组RPV的目前状态进行了分析评估：     

核电厂凝汽器橡胶伸缩节加速老化原因分析

根据大亚湾核电站凝汽器狗骨形橡胶伸缩节的实际情况,结合国外电厂的经验,分析了凝汽器狗骨形橡胶伸缩节加速老化的根本原因.对伸缩节进行了寿命评估,并给出了具体的管理对策和建议.分析表明,伸缩节老化的机理是力学、环境等因素引起的脆化老化、疲劳老化、接触介质老化及应力疲劳与热老化;其中主要老化机理是脆化老化.     

大亚湾核电站的老化和寿命管理

首先简要介绍了国际原子能机构(IAEA)对核电厂老化管理的基本要求以及所推荐的实施老化和寿命管理方法,然后对大亚湾核电站实施老化和寿命管理工作的进展进行了描述。文中指出,老化和寿命管理的首要任务是关注核电站的关键设备。随着经验数据的积累,工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。     

大亚湾核电站中压配电盘中间和出口继电器加速老化原因分析和管理对策

针对大亚湾核电站中压配电盘的中间和出口继电器加速老化问题,结合采集的老化数据和国外经验反馈,详细分析了老化机理,总结了继电器加速老化的根本原因,并对目前继电器的老化管理和剩余寿命进行了评估.根据分析结果并结合核电厂的实际,提出了继电器老化管理流程和建议,为解决核电厂继电器加速老化的管理问题提供了新思路.     

核电站重要敏感设备加速老化管理研究与应用

介绍了大亚湾核电站和岭澳核电站重要敏感设备加速老化管理技术研究的背景,阐述了加速老化管理的内涵,论述了电站加速老化管理技术路线、工作体系,以及同现有运行和维修体系的接口.通过加速老化管理技术的应用实例论证了相关研究成果的合理性和有效性.最后对核电站重要敏感设备加速老化管理技术的发展前景进行了展望.     

ACOME电缆的老化分析

ACOME电缆主要用于大亚湾核电站保安系统中,由于电缆外护套出现了严重的增塑剂、稳定剂等助剂的析出现象,需要评估电缆的老化程度,对电缆进行了性能测试。测试结果表明:该电缆目前的性能符合一般工业用测控电缆标准,可作为一般工业用控制电缆使用,设计寿命超过30a。     

秦山核电厂的老化及寿期管理

介绍了核电厂老化及寿期管理的相关背景以及国外核电厂在延寿方面采取的两种主要模式,即执照更新模式和PSR模式。结合目前秦山核电厂开展的主要老化管理工作,提出了秦山核电厂延寿的设想,并对核电厂寿期管理中存在的问题进行了讨论。     

压水堆装载30%MOX燃料的燃料管理及经济性分析

初步分析我国现役大亚湾核电站M310堆芯的应用混合氧化物燃料(MOX)组件的可行性及经济性,给出M310堆芯由全堆装载UO2组件向使用30%MOX组件过渡的堆芯燃料管理方案。对使用MOX组件的堆芯的重要参数进行了分析,证明在现役大亚湾核电站M310堆芯应用MOX燃料是可行的。建立经济性分析模型,对所设计堆芯的燃料成本进行了具体分析。结果显示,MOX燃料的引入虽然大大提高了反应堆燃料成本,但仍存在较大的降低空间。     

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。     

大亚湾核电站汽轮机电液控制阀模块烧损原因分析

大亚湾核电站2号机组曾多次发生汽轮机电液控制阀门模块内部直流调压块烧损事件,本文对该模块烧损的原因进行了分析。结果表明,导致汽轮机电液控制阀门直流调压块烧损的主要原因是:内部三极管质量有缺陷、阀门模块的结构过于紧凑,以及其控制机柜通风散热不良导致三极管长期在过热的情况下运行。针对故障原因采取了有效的纠正行动。     

Reliability data update method for emergency diesel generator of Daya Bay Nuclear Power Plant

In the field of Living Probabilistic Safety Assessment (LPSA) the reliability data updating is an important factor. In risk analysis equipment failure data is needed to estimate the frequencies of events contributing to risk posed by a facility. Five years data of emergency diesel generator (EDG) of Daya Bay Nuclear Power Plant (NPP) has been studied in this paper. The data updating process has been done by using two methods, i.e., the classical method and Bayesian method. The aim of using these methods is to calculate the operational failure rate (λ) and demand failure probability (p). The results show that the operational failure rate is 1.7E?3 per hour and the demand failure probability is 2.4E?2 demand per day for Daya Bay NPP. By comparing the results obtain from classical and Bayesian methods with EDF (Electric De France) it is concluded that the design and construction of Daya Bay NPP is very different than EDF therefore the reliability parameters used in Daya Bay NPP is based on the classical method.     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

大亚湾核电厂全厂"断电"事故裂变产物行为计算

使用 MELCOR 程序模拟大亚湾核电厂假想全厂断电事故早期进程,计算出安全壳内源项的最大存量,同KORIGEN 程序结合推导出安全壳内主要裂变产物的活性,为核电厂PSA 分析提供保守性数据.     

健康效应模型在核电站事故后果分析中的应用

健康效应模型是核电站事故后果分析中使用的重要模型之一。健康效应模型的有效性，直接影响到后果评价的可信性，从而影响到为缓解事故后果、保护公众健康而采取的应急措施的有效性。本研究在ＮＵＲＥＧ／ＣＲ４２１４模型的基础上，建立了适合于我国核电站事故后果分析的健康效应模型参数，并将该模型应用于广东大亚湾核电站的事故后果分析中，研究中选择香港居民为对象，计算和分析了大亚湾核电站的严重事故对香港居民带来的健康风险的增加。计算结果表明，该电站对香港地区带来的健康风险很低。     

大亚湾中微子实验光电倍增管输出振铃脉冲的分析研究

大亚湾反应堆中微子实验是一个研究中微子振荡的实验[1],主要目标是利用核反应堆产生的电子反中微子来测定一个具有重大物理意义的参数—中微子混合角θ13。大亚湾中微子实验的目标是将sin22θ13测量到0.01或更高的精度,为实现对大亚湾中微子信号的准确测量,必须要求光电倍增管输出干净脉冲信号到前端电子学(FEE),但在测试实验中,发现光电倍增管输出脉冲含有振铃。针对振铃进行了详尽分析,找到了振铃产生的根源,也确认了电容在高压下的压电效应。     

安全文化及其在大亚湾核电站的实践

从管理组织行为学的角度出发 ,论述了核电站管理中安全文化的概念、安全文化的发展阶段及其管理影响因素 ,并联系实际 ,介绍了大亚湾核电站建立、维持与贯彻安全文化的管理实践     

大亚湾核电厂辐射防护最优化工作管理经验

结合大亚湾核电厂当前的运行经验,从责任和组织、理念推广、技术应用、全过程管理等方面介绍了辐射防护最优化的运作体系和经验。大亚湾核电厂对ALARA运作体系的持续改进和完善,使得6台机组降低的集体剂量超过145人·mSv(2013年1月至2015年9月可直接量化统计值),并呈现出下降趋势。     

安全文化定性和定量评估方法探讨

阐述了安全文化评估的基本方法，结合大亚湾核电站的安全文化量化评估实践，探讨安全文化量化评估的方法。     

提高压水堆燃耗的经济效益——秦山核电站和大亚湾核电站提高燃耗的前景

提高卸料燃耗会给电力公司带来很大的经济效益。本文通过作者开发的计算机程序 Dqueco,详细计算了在给定条件下秦山核电站(一期)和大亚湾核电站于12个月循环周期内不同卸料燃耗下的燃料循环总价格及各燃料循环段的价格分量,并指出大亚湾核电站燃耗从33.0 GW·d/t(U)提高到40.7 GW·d/t(U),秦山核电站(一期)燃耗从24.0 GW·d/t(U)提高到32.0 GW·d/t(U)不仅技术可行,而且有很好的经济效益。