秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计

基于秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统现状,聚焦原系统特点和存在的问题,分析核功率测量系统改造的必要性,介绍了核功率测量系统数字化改造的范围。通过秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计,探讨了核功率测量系统数字化改造的设计理念、设计原则、设计流程,给出了核功率测量系统升级改造的框架结构设计、设计特点和具体的优化措施。本次堆外核测量系统改造升级实施期间未产生设计变更项,现场设备调试一次性成功,设备顺利投运。本次改造方案及经验可供其他核电厂核测量系统改换参考。     

巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组开工

【美国《核新闻》2005年6月刊报道】巴基斯坦总理战略计划顾问阿什法克·艾哈迈德(Ishfaq Ahmad)在4月8日恰希玛核电厂2号机组的动工仪式上表示:“我们的核电计划随时准备扩大,以满足国民经济加速发展的需要。”恰希玛1号是一座由中国提供的300MWe压水堆,2000年9月投入运行。艾哈迈德称,正是1号机组的高实绩水平为订购2号机组铺平了道路,希望将来继续建设更多台机组。巴基斯坦原子能委员会(PAEC)主席巴特(Parvez Butt)表示,PAEC已经在过去34年中证明它有能力高效并安全地运行核电厂。他说,恰希玛1号机组正在以95%的容量因子安全地运行…     

俄系列化建设的开始——新沃罗涅日Ⅱ2号机组

2009年7月12日,俄罗斯新沃罗涅日Ⅱ核电厂2号机组成功浇筑第一罐混凝土。新沃罗涅日Ⅱ核电项目是俄部署新一代AES-2006型反应堆设计的先导项目。该项目计划建设4台核电机组。其中1号机组第一罐混凝土的浇筑工作已于2008年6月24日完成。3号和4号机组的动工日期目前尚未确定。     

阳江核电厂5、6号机组ACPR1000技术方案的设计特点

对阳江核电厂5、6号机组采用的ACPR1000技术方案的研发背景、研发目标、研发流程进行了介绍,重点阐述了改进后形成的安全性和可靠性更高的ACPR1000技术方案的安全设计特点。     

美国圣奥诺弗雷1号机组退役工作面临的辐射防护挑战

[美国《核新闻》2004年7月刊报道]目前,核电厂退役面临着辐射防护方面的严峻考验。拆除电厂需要考虑对工人和公众的辐射防护,并对材料进行谨慎管理,而南加利福尼亚Edison公司圣奥诺弗雷1号机组的退役工作还面临其他一些挑战。     

高浜1号与大饭2号机组重新开始发电

【日本《原子能产业新闻》2004年9月24日报道】关西电力公司的高浜1号机组与大饭2号机组在完成二回路管道检查后于2004年9月21日重新投入运行。包括这两台机组和美浜1号机组在内的“第二批”机组,在美浜3号机组发生二回路管道破损事故(详见本刊2004年第8期相关报道)后,于2004年9月8日停堆,以对相关部件进行检查。除了对“第二批”3台机组进行检测之外,关西电力公司还正在对高浜4号和大饭3号机组进行定期检修。检测对象除了与美浜3号机组破损位置相同的“孔板流量计的下流部位”之外,还包括其他共计138处部位的壁厚。检测结果显示“健全”,并…     

核管会批准萨斯硅汉纳1号和2号机组提升功率15MW

【美国《核子周刊》2001年8月16日报道】 历经100天修理停堆后,CEZ电力公司要重新启动泰梅林-1号机组。但是在8月15日进行低压汽轮机测试期间出现平衡问题,功率水平不超过10 %,因此打消了CEZ将该机组并网的计划。 据捷克共和国核管理机构(SUJB)的官员说,已草拟了一项计划,即在预期2001年年底开始满功率运行之前进行必要的性能和安全测试。汽轮机问题将要求对设备进行调整。 汽轮机是自5月4日开始的长时间检查和修理停堆的主要问题。捷克官员在7月底举办的关于《京都议定书》气候变化的谈判时说,对导致5月停堆的低压汽轮机故障已采取了补…     

美国伊利诺斯州塞尼卡2号机组因故关闭

【路透社2003年1月13日纽约电】 Exelon 核电公司发言人说,位于伊利诺斯州塞尼卡的额定功率为1144 MW的拉萨尔2号机组在水泵故障引发给水水平下降后于2003年1月10日关闭。 水泵故障发生前,这台机组正以91%的额定功率运行。发言人说,电厂运营人员正在调查故障原因,机组何时重新启动还不知道。拉萨尔2号机组预计在2003年1月开始换料和维修停堆。其间,功率为1144 MW的1号机组仍以满功率运行。美国伊利诺斯州塞尼卡2号机组因故关闭     

福清核电厂3号机组单独发电运行功能分析及要求

福清核电厂3、4号机组是双堆布置核电厂,两个机组建设设计时间间隔为8~10个月,目前实际施工间隔为23个月。由于是双堆布置核电厂,3号机组部分运行功能使用了4号机组的功能和设备,本文从保证3号机组如期运行角度分析了对4号机组功能和设备的使用情况,并提出了部分改进建议。     

台山核电厂1、2号机组设计可利用因子核算

台山核电厂1、2号机组NIEP合同附件5L 2.1要求:燃料循环长度大于等于18个月时,20年运行时间内的年平均设计可利用因子为92％.本文分析了EUR第2卷第18章中的性能评价方法,修正其计算公式中的错误,并通过核算台山核电厂1、2号机组设计可利用因子验证修正后的计算公式的正确性.本文可供设计新核电厂时确定和评价设计可利用率性能指标参考.     

福清核电厂48V直流电源LCA/LCB失电故障分析

全面分析了LCA/LCB失电对核电厂安全的影响。LCA失电时,反应堆冷却剂正常硼化不可用,需直接硼化;同时稳压器的正常下泄、过剩下泄、低压下泄不可用;触发停堆断路器断开P4信号;可能因反应堆冷却剂过分冷却或压力过低,从而导致反应堆停堆或者安注。LCB失电时硼化不受影响,稳压器的下泄可以通过现场手动操作重新投入,也可能会因反应堆冷却剂过冷或压力过低导致反应堆停堆或者安注。     

核电厂地震风险量化方法

核电厂地震风险评价应该采用合适的数据处理方法和分析技巧。自主开发地震量化软件,采用蒙特卡洛抽样方法,对地震发生频率及设备失效条件概率进行模拟,并结合地震事故序列对电厂地震风险水平进行评价。该方法弥补了传统概率安全评价(PSA)建模软件在处理地震风险评价方面的不足。与国外同类型软件相比,在不确定性方法的处理上更合理,功能上更完善。     

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。     

柏崎·刈羽核电厂地震安全评价简介

介绍了日本柏崎·刈羽核电厂遭受强烈地震时的情况,以及国际原子能机构（IAEA）专家评审组在现场发现的问题及其经验反馈。     

CPR1000核电厂一级管道应力分析

核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全.分析内容包括3个方面:计算管道应力,并使之满足RCC-M规范规定的限值要求;计算管道对与其相连的机器、设备的作用力,并使之满足标准规范的要求,保证机器、设备的安全;计算管道对支吊架的作用力,为支吊架的设计提供依据.管道应力分析工作的步骤是:首先,对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解,划分分析范围;其次,根据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型,并定义材料属性;然后,按照规范规定的载荷组合形式加载;最后,计算、评定并输出支反力,核级管道的应力分析不仅可保证管道、支架、设备的安全,而且可优化设计,在核电厂建造和运行中起到重要作用.     

中广核岭澳电厂二期LOT150B-2冷水机组抗震力学分析及应力评定

根据浙江国祥制冷工业股份有限公司的要求,对中广核岭澳核电厂二期LOT150B-2冷水机组进行了力学分析计算.分析中考虑的载荷为自重、压力、地震载荷和接管载荷内压、设计压力+自重+设计温度接管载荷和OBE、SSE地震接管载荷,分析后按照RCC-M规范进行了应力评定.分析结果表明,该冷水机组在所承受载荷作用下的应力计算结果满足规范的有关要求.     

岭澳核电站3,4号机组反应堆保护系统概率安全评价结果校算

为了评估数字化仪表控制系统对核电厂安全的影响,以电厂停堆系统和专设安全设施驱动系统为例,参考西门子公司提供的故障树逻辑,对主泵流量低及功率量程中子通量高于整定值停堆故障和蒸汽发生器(SG)低-低水位和同一SG中主给水流量低故障进行了概率安全分析.分析中分别采用西门子公司提供的输入数据及通过失效率、试验时间以及β因子方法计算得到的数据,对西门子的分析结果进行了校算,在主要割集和失效概率上得到更为真实的结果.结果表明,考虑2种多样性的反应堆保护系统停堆I&C功能需求失效概率均值为5.5×10~(-8),符合分布式控制系统(DCS)合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-7))和辅助给水电动泵驱动信号功能需求失效概率均值(5.21×10~(-6)与8.32×10~(-6)),也符合DCS合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-5)).     

先进核电厂半球顶安全壳抗震分析

安全壳是核电厂反应堆主厂房的围护结构,是防止设计事故发生时放射性物质扩散的最后一道屏障,是确保核电厂安全的关键设施.因此,必须在设计中考虑到安全壳在可能的、会引发重大核事故的意外荷载作用下的工作性能.地震是核电厂整个使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以,必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,设计要保证预应力混凝土安全壳能够承受SSE作用而不被损坏.本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂半球顶安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算.计算表明,半球顶安全壳结构在SSE作用下,安全壳结构安全可靠,结构的设计能够满足我国核电厂安全导则对抗震Ⅰ类结构的规定.     

核动力厂厂址地震与地质调查工作中的几个具体问题

本文根据核动力厂的工程特点和核安全法规的规定,讨论了当前在核动力厂厂址地震及地质调查工作中提出的地质勘探、地震构造区(带)划分、地震小区划、断层调查、区域稳定性分析、地震基本烈度复核和调查任务的分解等问题,并阐明了在调查工作中应遵循的基本原则。     

田湾核电站失去外电源的概率风险评估

对江苏田湾核电站失去外部电源(Loss of offsite power，LOSP)事件进行概率风险评估。考虑了核电站接入华东电力系统后电网与系统间的相互影响．指出导致核电站失去外电源的4个事件：①主网稳定破坏：②计划检修与故障重迭，导致4个回路联络线全部不可用；③飓风导致断线．使4个回路联络线全部不可用；④500kV及220kV主变电站电气设备故障，主变全部停电。使核电站失去外电源。给出这4个事件的计算方法和定量计算结果．并给出了提高可靠性的措施。