德国最老的核电厂将在2005年关闭

根据德国联邦环境部(BMU)的计划,德国最老的奥布利希海姆核电厂在延长2年的寿期后,将在2005年中期到年底关闭。BMU拒绝了运营者EnBW公司提出的转让内卡-2号堆15 TW·h寿期生产权的申请,这样会使奥布利希海姆核电厂的运行寿期再延长5年半。EnBW被允许从菲利普斯堡-1反应堆转让5.5 TW·h给奥布利希海姆核电厂,使其寿期延长约2年,在此过程中实际上减少了菲利普斯堡-1反应堆的运行寿期。德国最老的核电厂将在2005年关闭     

核安全级设备的寿期理论及模拟加速试验研究

讨论了核安全级设备使用中各种影响其寿期的因数,分析了其影响的失效模式和失效机理。在寿期试验方法方面采用了设备的模拟加速试验理论及方法,并讨论了灰色预测在加速寿命试验中的应用。     

核电厂老化问题引起专家们关注

【《国际原子能机构简报》1987年第9期报道】在最近于维也纳召开的一次国际专题讨论会上,来自30个国家的150多名专家,就作出有关接近计划运行寿期的核电厂前途的决定有影响的某些技术和安全因素,进行了讨论。到1990年,世界上有50多座核电厂的发电时间将达到25年或更长。大多数核电厂的计划运行寿期在20年至40年之间。鉴于核电厂的年龄在一年年地增大,因此必须就退役还是延长寿命作出决定。这些     

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。     

HFETR运行寿期和燃料元件装载量优化研究

文章建立了中子转换比与运行寿期之间关系的分析模型,设计出不同运行寿期的实际堆芯并进行计算,研究了⁶⁰Co产量和中子转换比随高通量工程试验堆（HFETR）运行寿期的变化规律。同时,通过对新燃料元件堆芯的研究找出燃料元件装载量对⁶⁰Co产量和中子转换比的影响,采用点堆模型分析平衡堆芯下HFETR的燃料元件装载量。该优化研究的目的在于为HFETR堆芯装载和运行方式优化提供参考以提高其运行的经济性。结果表明,HFETR运行寿期设计为25 d较佳,在此寿期下的平衡堆芯燃料元件理想装载量为70盒。     

技术状态管理在核电厂的应用

技术状态管理已经发展成了通用的管理方法,适用的范围和领域也越来越广.核电厂的运行寿期比较长,对技术状态管理的要求更高,但在核电厂中的应用并没有形成规范性的方法.本文提出了核电厂开展技术状态管理的一些基本原则和方法.     

日本核电站延长运行寿期

【《欧洲核综览》2000年11～12月刊报道】日本正在研究将其核电厂运行寿期延长到60年以上甚至达120年的方案(EX-PLEX)。考虑到本国天然能源资源贫乏、可建核电厂的场地廖廖无几,同时还考虑到与建造新厂相比较的好处,日本正在对EX-PLEX方案进行研究。最近在苏黎世召开的瑞士核学会的一次研讨会上,HideoHariyama(日本三菱公司)和HartwigHennicke(瑞士科伦科公司)联合发表了一份论文,简要叙述了日本人对核电厂延长运行寿期的见解。他们说,“核电厂建筑物和结构的服务寿期通常可达120年。”当然,需要更换主要部件,如仪器仪表和控制系统需…     

核电厂寿期管理对象筛选分级方法研究

寿期管理（LCM）的对象是对核电厂安全性、可用性和经济性有重要影响的系统或设备,如何识别这些对象是LCM业务的基础。在对美国电力研究所（EPRI）传统寿期管理对象筛选分级方法研究的基础上,结合我国核电企业设备管理现状和需求,提出了一种兼顾设备关键度和经济性因素的筛选方法,同时确立了能够反映设备功能重要性和实际运维状况的分级属性,采用层次分析法计算各属性的权重,进而确定LCM对象的优先级排名。在某核电机组应用结果表明,这种定量的筛选分级方法符合行业经验和设备实际运维状态,具有重要的应用价值和现实指导意义。      

PWR核电厂模拟器上轴向通量偏差的研究

本文介绍了核电厂运行参数轴向通量偏差(AFD)的重要性,给出了北京核电厂模拟器上不同堆芯寿期情况下的轴向功率分布,并显示了堆芯寿期初(BOL)与寿期末(EOL)AFD的差别。     

法国电力公司为解决老化问题做准备

【英国《国际核工程》2002年4月刊报道】法国电力公司(EDF)于1987年开始了一项研究和预测老化问题的长期计划。该计划定期评审所有可能影响电站寿期的因素,目的是要采取为达到预期寿期所需的措施。电力市场的开放,使众多核电厂不得不提高其竞争性。若不使维护费用变得过高,延长在役机组的寿命不失为在竞争日趋激烈的电力市场里持续发电的一个有效方法。反之,若缩短在役反应堆寿命10年左右,拆卸和更换工作将会提前,并增加几十亿欧元的成本。为成功延长反应堆寿期,电力公司必须提高他们对老化机理的认知,向安全主管部门证明延长(尤其考虑到…     

基于ASME和RSE-M规范的含平面缺陷奥氏体不锈钢核级管道剩余寿命预测方法的数值对比研究

核级管道在加工和安装环节可能存在不同的缺陷。此外,由于核电厂运行条件的影响,管道中可能存在少量缺陷,如裂缝。需要合理预测评估含缺陷管道的剩余寿命,以便安排更换方案,避免对核电厂的效率造成严重影响。本文根据ASME和RSE-M规范,在应力强度因子计算、裂纹扩展分析和裂纹稳定性评价等环节,通过数值对比研究了含有平面缺陷的奥氏体不锈钢核级管道的剩余寿命评估方法,为类似工作提供参考。      

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

基于LSTM的核电传感器多特征融合多步状态预测

针对核电工况参数预测的问题,利用核电站传感检测系统采集的大量时间序列,提出了基于长短时记忆网络（LSTM）的多特征融合多步状态预测模型。以某核电厂实时参数系统采集到的SG1蒸汽压力传感数据为研究对象,首先针对数据缺失、采样时标不一致问题进行数据预处理,然后完成基于LSTM的多特征融合多步状态预测模型的结构设计与建模,最后将本文提出的预测模型与循环神经网络（RNN）、门控循环单元（GRU）、本文模型-全连接层1以及单变量LSTM等多步预测模型进行比较。实验结果表明,本文提出的预测模型的拟合性能和预测性能整体最优,同时也验证了基于LSTM模型的深度学习方法在核电站运行安全保障领域的适用性。      

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。     

浮动核电站跨界转运的安全和法律问题初步研究

浮动核电站具有模块化、多用途、可移动、运行灵活、适应性强等优势,受到了国际社会的广泛关注,具有广阔的应用前景和发展空间。然而,浮动核电站由于特殊的海外部署场景和可移动特性,不可避免地面临着跨越主权边界转运的安全和法律问题。结合浮动核电站不同的海外部署场景,重点对浮动核电站在不同部署场景下跨界转运可能面临的安全和法律问题进行梳理总结和讨论分析,并从法律、安保和应急层面提出可能的解决方案建议,对浮动核电站跨界转运相关的国际公约和规则制定具有一定参考意义。     

Quality assurance for a nuclear power plant simulator by applying standards for safety-critical software

Nuclear power plant simulators are playing a more important role in nuclear power plant lifecycle analysis, and the quality of the simulators should be verified to ensure the safety of nuclear power plants. Currently, there is no systematic quality assurance method for nuclear power plant simulators. In this paper, a systematic quality assurance method for nuclear power plant simulators is proposed basing on experiences with safety-critical software. Key aspects of the method are discussed. In addition, application of this method to a real project is also described as a practical reference.     

核电机组长期临停下受影响设备的预防性维修策略动态调整方法研究

针对国内核电厂面临的临时停机(简称临停)现状以及临停所导致的设备可靠性降低的问题,本研究提出了受临停影响设备的预防性维修策略动态调整方法。研究了受临停影响的设备清单识别方法,对受影响设备进行了分类并制定了设备类维修策略模板,最后对维修策略模板进行优化调整后实施应用,并结合具体案例进行了分析说明。结果表明,对受临停影响的设备维修策略进行调整有利于增加受影响设备的运行可靠性和维修有效性,为核电厂长期临停时的设备可靠性分析提供了基础。     

Life prediction of steam generator tubing due to stress corrosion crack using Monte Carlo Simulation

The failure of steam generator tubing is one of the main accidents that seriously affects the availability and safety of a nuclear power plant. In order to estimate the probability of the failure, a probabilistic model was established to predict the whole life-span and residual life of steam generator (SG) tubing. The failure investigated was stress corrosion cracking (SCC) after the generation of one through-wall axial crack. Two failure modes called rupture mode and leak mode based on probabilistic fracture mechanics were considered in this proposed model. It took into account the variance in tube geometry and material properties, and the variance in residual stresses and operating conditions, all of which govern the propagations of cracks. The proposed model was numerically calculated by using Monte Carlo Simulation (MCS). The plugging criteria were first verified and then the whole life-span and residual life of the SG tubing were obtained. Finally, important sensitivity analysis was also carried out to identify the most important parameters affecting the life of SG tubing. The results will be useful in developing optimum strategies for life-cycle management of the feedwater system in nuclear power plants.     

阻尼器在核电厂中的应用与制造关键技术探讨

介绍了阻尼器在核电厂中的应用和分类,机械阻尼器和液压阻尼器的结构及工作原理,阐述了对核级阻尼器的相关要求,重点探讨了阻尼器制造的关键技术,展望了阻尼器在核电厂中的应用及其国产化前景。