核级管件取证模拟件试制基本要求

从民用核安全设备许可证技术审查的角度，对申请核级管件制造厂家如何选择模拟件的尺寸，如何进行模拟件试制的准备工作及如何进行模拟件试制过程控制等方面给出了一些基本要求。     

核级阀门模拟件制作及鉴定要求

核安全级阀门作为核电厂的一类典型重要设备,一直受到国家核安全监管部门的重点关注。申请核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的单位,按照相关核安全法规的要求,需要制作对应的模拟件,并须完成全部相应的鉴定试验。但相关规定中对于模拟件的尺寸选择、需要完成的鉴定试验项目没有给出具体的要求。本文结合许可证技术审查的经验反馈,对于申请核安全级阀门设计/制造许可证的申请单位选择模拟件的尺寸参数、准备模拟件制作的前期工作及实施模拟件制作的工艺过程控制等方面提出了一些基本要求,指出鉴定试验过程中可能产生的一些问题,为核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的申请提供技术参考。     

确定我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的探讨

目前我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。在延续论证过程中,需要首先确定审查或论证的基准文件作为安全论证基准。本文调研了国际上核电厂运行许可证延续论证体系中安全论证基准的内容,并依据我国核安全监管部门相关技术政策的要求,提出了我国核电厂运行许可证延续安全论证基准的确定流程、方法及具体内容的建议,以期为未来我国核电厂提交运行许可证有效期限延续申请中采用适用且有效的基准文件方面提供帮助。     

某核电厂主蒸汽管道振动原因分析及解决方案探讨

某核电厂在升功率试验及满功率运行时,发现主控室的噪声超过了设计目标值。经过测量,认为主蒸汽管道振动并通过支撑和贯穿件传播到主控室是造成主控室噪声超标的主要原因之一。本文应用流体力学软件和声学分析软件,采用流声耦合分析的方法,对主蒸汽管道的流场和声场进行了分析。在主蒸汽安全阀支管处和主蒸汽隔离阀空腔中存在着声共振现象,是导致主蒸汽管道振动的主要原因。根据主蒸汽管道振动的原因,可以通过振动源头治理、传播路径治理等方法降低主控室噪声。      

浅析美国核电厂执照更新的物项筛选原则

我国部分核电厂正在开展核电厂运行许可证延续论证工作。延续论证首先需要确定纳入审查范围的系统、构筑物和设备,并需要对这些系统、构筑物和设备进行评价,以确保核电厂的安全性。本文解读了美国法规对核电厂执照更新中物项筛选原则的要求,并对其进行分析和研究,为我国核电厂运行许可证有效期限延续申请和相关审评工作提供了参考依据和支持。     

核电厂运行许可证延续评估中电仪设备的老化管理审查研究

通过研读《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》,并参考国外核电厂延寿活动中的经验,结合国内核电厂的运行许可证延续（OLE）评估活动的实际情况,介绍了核电厂OLE中的电仪设备老化管理筛选、老化效应识别评估和管理活动审查的实施流程及方法;分别以实例形式给出了“物项组”、“假想故障”以及“区域空间法”等的应用策略。策略的应用优化了筛选流程,提高了老化管理审查（AMR）活动的效率,对核电厂OLE有一定借鉴意义。     

压水堆核电厂主蒸汽隔离阀阀体端部尺寸超差应力分析研究

本文以国内某压水堆核电机组的主蒸汽隔离阀阀体与超级管道连接段为例，按照RCC-M标准对减薄主蒸汽隔离阀阀体内径至与超级管道内径一致进行研究。同时，借助有限元软件Ansys对阀体减薄后的主蒸汽隔离阀开展应力分析，证明阀门仍然满足RCC-M标准及技术规格书的要求。结合理论分析及有限元模型模拟结果，证明主蒸汽隔离阀阀体端部尺寸超差通过减薄主蒸汽隔离阀阀体内径这一解决措施是可行的。     

核电厂主蒸汽隔离阀控制系统故障分析及可靠性提升

主蒸汽隔离阀是核电厂核岛与常规岛间主蒸汽管线上最重要的隔离设备,主要介绍了秦山第二核电厂1/2号机组主蒸汽隔离阀控制系统功能及控制原理、故障模式分析。结合历史故障统计得出系统的薄弱点—限位开关,并对限位开关故障失效机理和根本原因分析进行了重点阐述,最后针对系统的可靠性提升从人、机、料、法、环5方面提出了改进措施,对国内其他在役核电厂主蒸汽隔离控制系统维护和改进有一定的借鉴和参考意义。      

某核电厂主蒸汽管道应力分析

本文研究了某核电厂中主蒸汽系统管道的计算和评定等典型内容。此系统管道运行中承受的载荷工况多样,管道应力状态复杂。为了保证系统管道能够正常运行,在设计上需保证该系统管道的应力能够满足相关规范要求。分析采用管道力学分析软件PIPESTRESS进行,计算模型包括主回路、主蒸汽系统及相关的管道和阀门,分析包含静力和动力计算等。对计算结果依据美国机械工程师学会的ASME及相关规范进行了应力评定,并包含了LBB评定,保证了回路运行的安全。     

核电厂主蒸汽管道阻尼减振与抗震分析

增设阻尼器是处理核电厂主蒸汽管道振动与地震冲击问题的主要方法。本文利用Sap2000软件建立核电厂主蒸汽管道的有限元模型,分析出了管道的固有频率、振型等动态特性。分析结果表明,平动是主要的影响振型。本文应用非线性动力时程分析计算蒸汽管道在33 Hz频率下的振动及地震响应,得到了管道加设阻尼器前后的振动位移和振动速度数据,并进行了比较,探讨了阻尼器在管道减振与抗震中的应用效果。结果表明,在不改变管道原有结构、不影响管道正常工作的前提下,安装液体黏滞阻尼器可以对主蒸汽管道产生减振与抗震的效果。     

核电厂埋地管的综合监测及评估

针对核电厂埋地管普遍存在的防腐层破损、腐蚀、泄漏等失效情况,本文调研了国际上相对完备的核电厂埋地管降质管理技术体系,归纳总结了核电厂埋地管老化管理方面的3项关键技术,包括埋地管腐蚀风险分级管理技术、埋地管检测技术和埋地管老化状态评价技术,从预防、检测、评估等角度进行埋地管综合管理,可为国内核电厂建立埋地管监测及评估技术体系提供借鉴。     

不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较

详细介绍了我国核电厂地震安全评价及抗震分析与设计中用到的多部国内外的法规、标准和导则的技术规定,对其技术背景和要求进行了深入比较和分析,结合工程实践给出了相关的评述和应用建议.     

Modern approaches to developing ASCTP for new-generation VVER

The particulars of the design of new-generation ASCTP and experience in implementing the system in the No. 3 unit of the Kalininskaya nuclear power plant are examined. The basic requirements and the main approaches for developing ASCTP for the power-generating units of nuclear power plants with newgeneration VVER, including protection from failures for general reasons in the safety control systems, expansion of the functions of the system of the top block level, intellectually signaling, automation level of technological processes, and servicing of the means of automation are presented. It is noted that the principle of optimizing the application of modern information technologies taking account of experience in design and operation of power-generating units with mandatory maintenance of the updated base must play an important role in determining the requirements for and making technical decisions concerning ASCTP for new-generation VVER.     

核电厂人因工程与控制室的安全审评

核电厂人因工程与控制室的安全审评是美国三哩岛来重事故后开始的一项科技前沿课题，目前在我国已经实施，本文论述了开展该项工作的重要性及意义，并详细说明了该领域安全评审的范围和深度要求，同时也简要介绍了作为该项工作基础的我国自己建成了核电厂人因工程与控制室核安全法规技术文件体系的情况。     

核电站乏燃料水池冷却系统虹吸破坏管性能安全分析

国外核电站的运行经验表明,核电站乏燃料水池冷却（PTR）系统的虹吸破坏管性能存在安全隐患,在某些工况下不能有效阻断虹吸流。本文采用RELAP5软件对国内某典型核电站的虹吸破坏管性能进行安全分析。结果表明,在现有的设计条件下,虹吸破坏管无法及时、有效阻断管道断裂后产生的虹吸流动,乏燃料水池冷却水持续从断裂处泄漏,并导致冷却水管道入口露出水面,从而引起乏燃料水池冷却能力丧失,为核电站安全带来极大风险。进一步分析表明,虹吸流引起的乏燃料水池水位下降幅度受断裂点处距水面的高度差、管道流动阻力和PTR系统的管道结构3个因素的共同影响;管道流动阻力可有效缓解和降低由管道断裂引发的虹吸流动的危害性。     

我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准体系研究

为了适应我国核电快速发展新形势下环境辐射安全监督管理要求,并更好地指导核电厂的流出物监测和辐射环境监测工作的开展,需要对现有监测标准体系进行梳理和分析,推动标准体系的完善。本文分析了目前我国核电厂流出物监测和辐射环境监测标准的技术要求,提出了我国现行标准体系需要补充和修订的标准清单及修订和完善的建议,为加强和完善我国核电厂流出物监测和辐射环境监测的监督管理提供参考借鉴。     

我国今后新建核电站若干安全问题的考虑

根据国内外经验 ,提出了我国今后新建核电站的若干安全要求 ,包括安全目标、决定论方法和概率论方法、严重事故、安全壳及其系统、氢的控制和停堆状态下的安全问题     

福岛核事故后日本核电厂新安全要求的研究

介绍了日本核电厂新安全要求的出台背景和内容概要,分析了新安全要求现阶段存在的问题和需要改进的方向。将日本核电厂新安全要求中的内容和特点加以总结,为我国提高核安全监管水平提供借鉴和参考。     

集散控制系统在核电站保护系统中的应用

在核电站保护系统中应用基于数字化技术的安全级DCS已替代模拟技术成为主流,因为核电站的安全性要求很高,所以DCS技术的可靠性至关重要。为了确保应用DCS技术设计的可靠性,通过分析相关法规、标准的要求,总结了安全级DCS设计须进行的质量鉴定项及软件验证和确认过程,并结合当前主要应用的几个安全级DCS产品的技术特点,提出了安全级DCS设计开发中应考虑的控制器、智能IO模块、优选驱动模块以及通信等关键技术的要点。     

核电厂运行阶段PSA模型开发的研究

电厂运行阶段的概率安全分析工作通过建立反映电厂实际设计及运行特点的PSA模型,可以定性及定量评价电厂运行阶段的安全性,帮助电厂寻找设计及运行中的薄弱环节,为电厂管理提升及后续技术改造提供技术支持和见解。而且,运行阶段的PSA模型也是电厂开展一系列PSA应用工作的基础。本文首先总结运行电厂的特点及运行阶段PSA模型开发的主要关注事项,并结合秦山第二核电厂运行阶段的PSA模型开发给出电厂运行阶段PSA的技术路线、主要分析结果、分析见解及改进建议,为后续相似工作的开展提供参考和建议。