秦山CANDU核电厂大修周期延长的初步研究

重水堆核电厂因其具有不停堆换料的优势,不受燃料燃耗的限制,可安排较长的大修周期.通过大修周期的延长,可以减少电站寿期内计划大修的次数,减少机组停堆和启动的次数,有效提升机组寿期内容量因子、机组大修业绩和运行业绩.本文结合秦山CANDU核电厂和国外重水堆核电厂情况,提出大修周期延长的初步可行性分析和实施建议.     

AFAL分析方法在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用

介绍核电厂的仪表漂移特性(AFAL)分析法以及在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用,以及AFAL的主要技术手段和实施过程。通过对AFAL的研究,论证仪表标定周期延长的可行性。在确保核安全的前提下,实现核电厂机组换料大修周期的延长。     

加拿大核电厂可靠性工程技术应用的特色

本文对加拿大核电厂可靠性工程技术的应用情况从如下几个有特色的方面进行简要论述,包括加拿大核安全法规对核电厂可靠性的要求,CANDU堆PSA的发展,设备可靠性数据库的维护,强制性定期试验管理,专设安全系统运行可靠性监测.     

基于风险指引型技术的核电厂定期试验监督要求优化研究

核安全重要设备和系统的定期试验属于核电厂纵深防御设计概念的第二层次防线范畴,其目的是通过执行定期试验来发现设备缺陷或潜在的设备问题。因此制定合理的试验周期以及试验策略对核电厂生产计划、设备可靠性以及优化大修工期具有重要影响。本文结合风险指引型技术在国内、外定期试验监督要求中的研究应用情况,提出了风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求试验策略和试验周期优化的方法,并举例对上述方法进行验证。分析认为,风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求优化是一套行之有效的方法,其对于提高核电运营安全性、经济性有着重要的作用,有广泛的应用前景。     

秦山三期CANDU6机组停堆大修时热阱核安全要求分析

对秦山三期CANDU6机组停堆大修时堆芯燃料过热的敏感性进行了分析,介绍了秦山三期CANDU 6核电站1#机组101大修期间热阱的安全原则、管理细则.对停堆期间不同的堆芯余热情况下,失去冷却热阱后燃料达到过热前允许的恢复热阱时间进行了分析计算;并结合首次大修对大修期间低水位工况下停堆冷却泵连续运行、失去四级电源、临时盖板的使用等问题进行了分析,提出了具体建议.     

压水堆核电厂换料物理启动试验优化研究和应用实践

核电厂设计和运行相关核安全法规、导则要求核电厂换料后必须进行物理启动试验。随着堆芯换料设计日趋成熟,试验程序和试验方法得到充分检验。为提升运行经济性,各核电厂设计和运行人员不同程度地开展了换料后物理启动试验优化的研究与实施。本文基于压水堆核电厂监管要求和核电厂运行要求分析,针对物理启动试验优化提出了定性评价、物理分析和试验验证的系统性论证方法,并以秦山核电厂320 MWe机组为例,进行了完善的研究与可行性论证。实施物理启动试验优化后,核电厂换料大修时间大幅缩短,相比以往可提前约2天进入满功率运行,显著提高了核电厂运行负荷因子,提升了运行经济性。     

秦山重水堆核电厂的主要设计改进

为了改善电厂性能 ,在CANDU 6设计的基础上作了 90余项设计变更和改进 ,使其在设计上已成为目前世界上在建造、运行的CANDU 6机组中最好的重水堆核电厂。这些设计改进对同类核电厂具有重要的参考价值     

基于概率安全评价的技术规格书优化

概率安全评价(PSA)作为一个风险分析的方法,在国内外核电厂风险管控中得到了越来越广泛的应用,美国部分核电厂已经开发并实施了基于PSA分析的技术规格书。但对于重水堆的技术规格书优化,在国际上目前尚无该方面的经验,本文参考美国相关的技术导则与实践,以秦山核电厂三期2号停堆系统试验频率为例进行优化分析,评价该方法在重水堆机组的适用性,探索重水堆技术规格书优化的方法。     

遗传算法在CANDU堆燃料管理中应用的研究

提出了在CANDU堆中应用遗传算法优选换料通道策略,并集成了BP人工神经网络用于CANDU堆堆芯参数预测,预测结果的评价值作为遗传算法的适应值。应用遗传算法和BP神经网络优化模型,研制了CANDU堆燃料管理通道优选程序GAREFUEL。使用换料通道优选程序GAREFUEL和CANDU堆燃料管理程序FMPHWR进行了360天换料模拟。计算结果表明：优选得到的换料通道能够满足堆芯参数限制,GAREFUEL具有快速高效的通道优选能力。     

秦山CANDU6重水堆应用RBGSS技术的可行性分析

RBGSS技术将为CANDU6重水堆提供另外一种进入保证停堆状态的方法。本文介绍了RBGSS的技术方案,分析了RBGSS技术的优势,结合秦山CNADU6反应堆的运行实践,探讨了RBGSS技术在机组大修和小修过程中的应用方法,评价了RBGSS技术的安全性和经济性。最后讨论了RBGSS可能存在的问题。     

ATWS事故工况下的应急初始条件和应急行动水平在核电厂的应用

本文描述了在未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)事故工况下应急初始条件及应急行动水平在PWR核电厂和CANDU核电厂的应用,并对这两种类型核电厂在ATWS事故工况下相同应急初始条件的应急行动水平的不同进行了比较.     

CANDU堆区域超功率保护工况重分组设计

CANDU堆区域超功率保护(ROP)系统用于缓慢失去反应性控制事故下防止燃料包壳出现烧干。机组老化会导致ROP运行裕量下降。为应对秦山第3核电厂CANDU堆ROP裕量不足的问题,通过对ROP工况分组原则、电站运行文件和运行策略、反应性控制机构设置、现有相关报警等的审查,确定出4项重分组规则;设计安装监测轴向平均区域功率偏差的报警,将共计270个工况从ROP正常手柄位置对应的工况组移出。ROP工况重分组方案在秦山第3核电厂实施后,ROP运行裕量将恢复3%~5%,可显著提升机组运行的经济性和安全性。     

核电厂定期试验周期延长论证

核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。     

核电厂燃料包壳破损情况下反应堆停堆过程中水化学监测与控制

燃料包壳破损情况下反应堆停堆过程水化学监测与控制,对核安全、降低源项、减少人员照射剂量、提高换料大修经济效益有重要意义。本文简述了反应堆停堆过程水化学监测与控制方法,通过宁德核电厂燃料包壳破损情况下,首次大修停堆过程水化学监控的实践效果分析,并对此次反应堆停堆过程中遇到异常现象进行分析,提出了解决的建议。     

核电厂设备油漆防腐技术和管理体系优化探讨

介绍了重水堆核电厂设备外表面油漆防腐工艺的设计技术要求,及核电厂自投运以来油漆防腐工作技术和管理体系的运作情况.结合多年的管理实践,采取多种措施从多方面实施了核电厂油漆防腐的技术和管理体系全面优化,从而为核电厂设备安全稳定运行提供了坚实的屏障.     

AP1000核电厂灵活循环燃料管理策略研究及应用

我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。     

重水堆运行监督中的几个特殊问题探讨

秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.     

先进重水反应堆综述

重水反应堆是一种重要的堆型。重水堆要占领更大的市场，将面临三个挑战，即降低成本、提高安全性和可持续发展。根据铀富集度的不同和燃料管理战略．燃料运行周期从60天到180天将轻水堆(LWR)乏燃料元件用于重水反应堆，是实现铀资源最佳利用的范例，而且混合氧化物(MOX)燃料也将引入重水反应堆。本文介绍了印度的先进重水堆，该堆率先采用了钍燃料；俄罗斯联邦正在开发高度安全的气冷重水慢化堆；加拿大在基于CANDU6成熟经验的基础上，开发出下一代重水堆Ng CANDU，功率为65MWe。在经济性和固有安全性和操作性能方面均有大的改进。     

EPR首堆机组调试监督及经验浅谈

根据三代堆型EPR机组的特点,调试监督人员采用不同的监督检查方式,对EPR首堆机组——台山核电厂1号机组的调试全过程进行了审评监督和现场见证,保质保量地完成调试监督任务。在日常核安全检查的基础上,调试监督人员对EPR首堆开展了6次调试相关的控制点检查,并选取78项调试试验进行专项监督,其中首堆试验17项,确保了重要调试试验得到过程监督和结果见证。本文从调试监督项目选取、审评监督一体化机制、严格先决条件审查和高风险试验严格管控等9个方面对EPR首堆的调试监督经验进行了总结,形成了可借鉴的监督经验和模式,同时对EPR首堆机组后续运行提出了监督意见和建议。     

秦山第二核电厂中间量程保护设定值漂移和标定

商用核电厂中间量程探测器为反应堆提供升功率闭锁、低功率停堆以及非预期停堆3类保护控制信号。保护控制信号由中间量程测量的电流直接触发,然而在安全分析中是以反应堆的功率水平作为保护控制信号来进行分析的。中间量程电流与堆芯功率的对应关系受多种因素的影响可能发生变化,这种变化将导致中间量程功率保护设定值发生偏移。本文分析了保护设定值漂移的影响因素,提出了两种标定方法,给出了标定前后的相对偏差。