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.     

三环路核电厂的抗震裕度评价

抗震裕度评价是核电厂中开展地震风险评价的方法之一。本论文采用PSA-based SMA方法对三环路核电厂进行了抗震裕度评价工作,并以福清核电厂一期工程为评价对象,通过对SMA各项技术要素,包括抗震裕度地震、地震设备清单、SSC的HCLPF值评价、SMA建模、电厂的HCLPF值评价等详细分析和评价,最终得到福清核电厂一期工程的抗震裕度评价结果。     

谈核电厂抗震裕度分析中抗震能力的走访

走访在核电厂的抗震裕度分析(SMA)中占据了重要的位置。讨论了走访在SMA中能够解决的最直接的问题,并对整个走访流程进行了描述,包括走访前的准备工作、走访过程以及对几类主要设备的走访方针进行了描述。给出了作者对于高效率完成走访工作的设想。     

福建福清核电厂一期工程乏燃料水池概率安全分析

以福建福清核电厂一期工程乏燃料水池为研究对象,对可能威胁乏燃料水池安全的内部始发事件进行了概率安全分析。评价了乏燃料水池中燃料元件损坏的风险,并将实施应急补水及液位连续监测这两项设计改进后的定量化结果与改进前的定量化结果进行比较分析。结果表明,改进项的实施明显降低了乏燃料水池燃料元件损坏的风险。     

运行核电厂抗震裕度评价研究

抗震裕度评价是对核电厂应对超过设计基准地震能力的评价,特别是日本福岛核事故发生后,评价核电厂应对超过设计基准外部事件时的安全裕量、优化和落实改进措施、提高改进措施的有效性就显得尤为重要。本文通过研究国际上广泛采用的抗震裕度评价方法,最终选定EPRI SMA方法对秦山第二核电厂进行抗震裕量分析。分析结果表明：秦山第二核电厂满足1.5倍SSE的抗震裕度要求,具有较强的抗震能力。     

核电厂安全壳地震概率风险评估

地震概率风险评估可分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数实现。本文推导了地震风险解析函数,分析了地震风险解析函数蕴含的两个基本假设和两个近似,分别基于地震风险解析函数和风险卷积函数计算了我国某核电厂安全壳地震风险。结果表明：采用幂指数函数近似地震危险性极值Ⅱ型分布对风险结果无影响;对于算例厂址,地震风险解析函数中KH和kⅠ为常数的近似会高估核电厂安全壳面临的地震风险;我国核电厂安全壳结构地震风险较低,具有较大安全裕量。建议采用地震风险解析函数初步评估我国核电厂安全壳地震风险。     

Seismic Probabilistic Risk Assessment of Nuclear Power Plant Containment

Seismic probabilistic risk assessment could be respectively conducted using analytical function of seismic risk and risk convolution function. In this paper, analytical function of seismic risk was conducted, two basic assumptions and two approximations of analytical function of seismic risk were analyzed, and seismic probabilistic risk analysis of a nuclear power plant containment of our country were respectively conducted using analytical function of seismic risk and risk convolution function. The results show that there is no influence on seismic risk results using a power exponent function approximating seismic hazard distribution following extreme value Ⅱ type distribution. For the case of this paper, seismic risk of a nuclear power plant containment is overestimated based on analytical function of seismic risk, which uses constant KH and kⅠ. Seismic risk of a containment is low in our country, which has a large safety margin. It is proposed that the preliminary seismic risk assessment of a nuclear power plant containment of our country using analytical function of seismic risk should be conducted.     

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。     

福清一期核电厂应急柴油发电机组定期试验改进研究

目前福清一期核电厂应急柴油发电机组(EDG)采用法国标准RCC-E 2005进行定期试验,在低功率定期试验时对柴油发电机的保护不充分,存在严重损坏设备的风险。为解决该问题,本文详细分析IEEE 387标准对应急柴油发电机组定期试验的规定,依据IEEE 387标准对应急柴油发电机组的定期试验进行改进,取消原来的低功率试验,采用在机组正常运行期间进行并网带载的试验方法,并详细分析改进后的试验内容,使EDG定期试验的方法更加经济和安全,目前改进内容已得到了核安全监管机构的认可,为核电厂的相关定期试验改进提供了重要参考。     

核电厂地震分析综述

扼要地概述了核电厂结构、系统和部件的地震分析全过程，包括厂址地震载荷的确定，分析系统的划分，数学模型建立，计算方法和结果的分析、处理等。对其中主要环节作了比较详细的评述。此外，简要介绍了地震载荷与其它载荷的组合。     

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。