俄罗斯放射性废物处置

正俄罗斯是世界主要核大国之一。前苏联1946年研制成功第一座天然铀石墨反应堆,1954年建成世界上第一台试验核电机组,并在此后建立了庞大的核工业体系。冷战时期,前苏联更是建造了包括核潜艇和核动力舰船在内的大量军用核动力装置,制造了约4.5万枚核弹头。截至2017年9月30日,俄共有35台在运核电机组,7台在建核电机组。此外,俄还有37座研究堆,其中21座运行,其他在改造或退役。     

核电站控制棒综合试验的优化改进

核电站大修是确保核电机组安全稳定运行的重要工作.在保证核安全基础上,不断减少核电站的大修工期,提高负荷因子,对于提高电站的经济效益,有着重要的意义.控制棒综合试验是压水堆核电站大修期间必须完成的重要试验项目,该试验一般安排在核电机组热态下进行,需占用大修主线时间,直接影响电站的经济效益.田湾核电站在对控制棒综合试验安全限制条件进行物理计算的基础上,把控制棒综合试验安排在机组加热过程中进行,不再占用大修主线时间,提高了机组的负荷因子,取得了较大的经济和社会效益.论文介绍了田湾核电站控制棒综合试验优化论证过程及在大修中的实践成果.     

核电厂厂用电供电方式改进分析

通过对比大亚湾核电站、田湾核电站、台山核电站6 kV厂用电的系统结构、用电现状,分析机组在启动、功率运行、停运、主电网电源失去、机组保护动作时厂用电系统的运行方式,指出3种设计的优缺点,提出了一些改进意见,供设计、工程、运营和改造部门参考.     

田湾核电站发电机失磁保护优化及改进

田湾核电站为提高发电机失磁保护的安全可靠性,对原俄罗斯供发电机失磁保护进行了微机化改造,总结出了一套对发电机失磁保护微机化改造及其维护行之有效的经验,详细阐述了微机型失磁保护的基本原理和维护方法。实践证明,改造后的发电机失磁保护可以提升发电机运行可靠性和安全性,并缩短检修工期。     

国外最新消息

正01俄罗斯首座浮动核电机组计划启动世界首个漂浮式核能热电站的俄"罗蒙诺索夫院士"号浮动核电机组定于2017年上半年启动,该漂浮式核能热电站将在俄楚科奇自治区投入运行。(摘编自俄罗斯卫星新闻网2017年1月4日报道)02美国核管会颁发两座AP1000核电站的建造和运行许可证     

印计划使用俄技术建设12台核电机组

正【欧洲核学会核新闻网(NucNet)2016年8月12日报道】根据俄罗斯国家原子能集团公司(Rosatom)提供的消息,印度总理莫迪近日在与俄罗斯总统普京的视频会议上表示,印计划使用俄技术建设12台核电机组,其中包括在库坦库拉姆建设多达8台核电机组。此次视频会议专为库坦库拉姆1号机组召开,该机组是俄为印建设的首台核电机组,是一座VVER-1000反应堆,2014年12月投入商业运行。俄印正在就库坦库拉姆5号和6号机组建设的总体合同进行会谈,该合同预计将在2016年秋签署。库坦库拉姆3号和4号     

缩短拆卸发电机转子护环电源准备工作时间

田湾核电站发电机采用的是TBB-1000型俄供发电机,机组容量较大。由于发电机转子端部容易集聚污物,造成转子绝缘性能下降,因此需要拆卸转子护环进行检修。但是田湾核电站拆卸护环的耗时较长,仅电源准备工作时间就耗时560分钟。文章利用PDCA循环将电源准备工作时间缩短到211分钟,取得了较好的经济效益和无形效益。     

WWER型核电机组反应堆停堆保护系统设计优化与改造

在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失.论文介绍了某WWER核电机组反应堆停堆保护系统设计优化方案及改造的实践成果.     

田湾核电站多机组模拟机管理系统设计与研发

田湾核电站全范围模拟机主要用于机组主控室运行人员的培训与授权,是主控室操纵员培训的重要工具和手段,需要最大限度地保证与机组的一致性和可用率。为了使田湾核电站模拟机管理系统符合国家能源行业标准,同时能够实现模拟机的电子化全方位管理,中国核动力研究设计院设计和开发了多机组模拟机管理系统。该系统保证了模拟机的维护和管理符合行业标准,提高了核电厂模拟机管理水平。目前,该系统已成功应用于田湾核电站1/2号机组模拟机管理,并可在将来直接应用于3/4号、5/6号机组模拟机。同时,该系统可通过少量定制开发的方式向其他在役及新建核电机组供货。     

WWER-1000/428与WWER-1000/320型燃料组件及其相关组件比较

田湾核电站2台1000MW核电机组采用的是俄罗斯WWER－1000／428（即AES－91）型，它是基于正在运行中的WWER－1000／320系列机组并加以优化设计而成。本文主要从堆内燃料的角度，论述了V－428型燃料组件及其相关组件与V－320型的主要区别及其优越性。     

卧式蒸汽发生器排污穴室水力冲洗设备的研发和应用

为清理田湾核电站1、2号机组蒸汽发生器（SG）二次侧排污穴室内积聚的腐蚀产物、降低其对壳体母材和焊缝造成腐蚀的风险，研制了排污穴室水力冲洗设备并且在机组大修期间进行了应用。通过水力冲洗工作，清理了SG排污穴室内积聚十余年时间的沉积物、检查确认排污穴室内壁和焊缝无异常，提高了蒸汽发生器运行的安全性、可靠性。      

核电厂一回路储罐排气净化系统活性炭国产化替代方案

田湾核电站1、2号机组一回路储罐排气净化系统，设置了两列碘吸附器，其功能为对进入储罐的一回路排气进行除碘净化后排放。系统从调试安装后，运行6年，活性炭出现了失效。由于库存活性炭已经过了有效期，且俄方国内该型号活性炭已停产，电站开展了活性炭国产化研究工作。通过确定活性炭国产化性能指标、活性炭种类筛选、加工、活性炭浸渍、配比、性能测试、改进环节，成功实现了一回路储罐排气净化系统碘吸附器活性炭的国产化替代工作。     

田湾核电厂铀钆燃料管理的主要安全问题

本文针对田湾核电厂铀-钆燃料的燃料管理策略,探讨了相关的主要安全问题。它主要包括燃料管理论证的范围、铀-钆燃料芯块熔化温度的限值、相关的事故分析以及铀-钆燃料设计运行经验。最后指出了对我国压水堆核电厂燃料管理的经验反馈。     

AES-91型核电机组环吊国产化技术方案

通过对俄罗斯AES-91型机组环吊技术特点、各项功能以及与国内M310型机组环吊的差异和各自采用的标准进行对比分析,按照确保安全功能并能覆盖两种标准的原则处理重要差异,最终确定田湾核电站3、4号机组环吊的国产化技术方案,为核电项目设备国产化做了有益的探索和尝试。     

VVER-1000型机组正常运行气液态流出物源项计算

田湾3、4号机组采用俄方设计制造的VVER-1000型反应堆,其正常运行气液态流出物排放源项是检验核电厂设计是否满足国家相关环境标准的重要指标,是辐射防护最优化设计的重要内容之一。以我国压水堆核电厂源项框架体系为基础,通过分析田湾核电站相关工艺系统流程,选取合适的工艺回路部件数学模型,采用电厂设计以及实际运行经验参数,分别计算了设计与现实排放源项,并与俄方计算结果进行对比,说明采用新源项框架体系下气液态放射性流出物的变化情况。     

国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析

以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。     

田湾核电站职业健康监护体系

简要介绍了江苏核电有限公司(田湾核电站)职业健康监护体系的目的、任务、医学监督组织、人员资格和实施办法，希望在不远的将来、在国内核电站之间．建立统一的、标准化的职业健康监护体系，加强技术交流和经验反馈．从职业健康角度为核电厂的安全运行提供有力保障。     

APA-H程序应用于田湾核电站1号机组堆芯物理参数计算验证

为验证APA-H(ALPHA-H/PHOENIX-H/ANC-H)程序系统应用于田湾核电站1号机组(VVER1000)堆芯物理参数计算的可行性,针对田湾核电站1号机组第6~9燃料循环的燃料管理开展计算研究。对临界硼酸浓度、组件相对功率分布以及启动物理试验进行模拟计算,并与试验测量数据进行比对。结果表明,计算值与试验测量数据符合良好,满足验收准则。APA-H程序系统可用于田湾核电站1号机组的堆芯物理参数计算。     

田湾核电站1、2号机组海水深井泵国产化

介绍了田湾核电站1、2号机组海水深井泵国产化替代的过程,针对深井泵存在的振动超标及部件腐蚀缺陷,进行了原因分析,联合国内泵制造厂有针对性的制定了替代方案。替代实施后,深井泵运行稳定,振动显著减小,大修解体检查时未发现腐蚀情况,性能指标优于原泵,替代取得了良好的效果和明显的经济效益,对同类进口设备通过替代消除缺陷并进行国产化,有参考价值。