核安全设备竣工文件质量改进建议

核安全设备竣工文件是核安全设备的质量证明材料,汇集了为证明设备的最终质量符合要求的文件和记录,其中包含了设备制造过程的主要报告和记录等内容.竣工文件在设备安装、调试、运行和维修等阶段都起着重要作用.本文通过作者多年的核电项目核安全设备竣工文件的编制实践,分析了核安全设备竣工文件存在的问题,提出了提升核安全设备竣工文件质...     

核电厂核安全设备的采购策略分析

我国的核电发展规划对核电厂核安全设备采购的质量和安全性能提出了更高的挑战。基于核电厂核安全设备采购的特点,对采购过程提出了进一步明确设备技术规范,建立和完善核电行业的专家库,采用更合理的评标方法,建立统一的核电厂核安全设备采购平台等要求。本文从做好采购整体进度计划,合理划分采购包,通过资格审查建立供应商库并实行分类管理,持续推动关键设备的国产化进程,进一步完善核电厂核安全设备采购的制度和机制等方面,为核电生产企业提出了核安全设备采购策略的建议。     

民用核安全设备焊工资质管理

《民用核安全设备监督管理条例》及其配套法规《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》(HAF603)发布后,国家核安全局为实现民用核安全设备焊工焊接操作工资格的法制化管理,进行了大量的工作,做了许多有益的尝试。本文通过对民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理资格管理体制的描述,着重介绍了管理理念、工作文件、质量保证体系、组织机构等方面的工作和尝试,以期为核安全的法制化管理提供一些经验和借鉴。     

民用核安全设备许可审评中的常见问题及建议

《中华人民共和国核安全法》《民用核安全设备监督管理条例》明确规定,为我国核设施提供核安全设备设计、制造、安装和无损检验服务的单位,应当向国务院核安全监督管理部门申请许可证.本文对民用核安全设备许可评审过程中的常见问题进行分析和总结,并提出合理的建议,以便申请单位在编写申请材料时参考.     

核电设备监造解析

核电设备作为核安全屏障的主要设备,是决定核安全水平的关键因素。文章在分析了设备质量问题可能造成影响的基础上,重点介绍了宁德核电有限公司设备监造管理的基本理念、开展设备监督管理活动的大体步骤,以及设备监督管理的体系建设经验,为核电设备的制造质量提供了有力保障。     

核电厂金属疲劳监测过程中环境影响疲劳评价方法研究

轻水反应堆中金属部件的环境影响疲劳寿命（EAF）问题近年来一直是国内外核安全设备研究和监管所关注的重要问题。本文对日本和美国的相应试验研究数据进行了深入分析,对环境影响疲劳修正系数F_en的计算公式进行了分析讨论,总结出不同金属材料F_en计算结果的保守性以及关键影响因素的敏感性。结合我国的实际情况,借助F_en修正计算公式,给出了一种核电厂金属疲劳监测过程中开展环境影响疲劳的评价方法。结果表明：现阶段可基于核电厂监测的真实瞬态数据采用F_en修正公式对环境影响因子进行估算,对于同类型的金属材料,不同试验环境拟合的F_en公式计算结果非常接近,但EAF问题在金属部件疲劳寿命评估过程中不可忽视。     

LWR压力容器接管考虑环境影响的疲劳计算

在设计阶段考虑环境对疲劳的影响是第三代核电站一回路主设备设计的关键技术之一,本文介绍了ASME规范Code Case N-792对轻水堆(LWR)一级承压设备考虑环境影响疲劳时的环境影响疲劳修正系数(Fen)和应变速率ε’的计算方法。建立反应堆压力容器接管的轴对称模型,并根据Code Case N-792的要求对一回路主设备反应堆压力容器接管进行考虑环境影响的疲劳计算,计算时分别采用简化法和详细积分法。对不考虑环境影响的ASME第III卷的疲劳计算结果和Code Case N-792的疲劳计算结果进行对比和探讨。当考虑环境影响后,SCL1截面的疲劳寿命缩短为空气状态下的1/3,SCL2截面的疲劳寿命减少了3/5。     

核安全的若干基本问题和核电厂安全水平的确定

探讨了核安全的一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念的变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑的一些因素和我国目前应采用的核电发展路线.     

组合法在核安全级数字化仪表控制系统设备鉴定中的应用

IEEE 323和GB/T 12727都提出4种核安全级数字化仪表控制系统设备鉴定的方法,由于受到经济、时间以及有效模型等因素的限制,多采用组合法。组合法通过分析经鉴定并投入运行设备的鉴定标准、质量保证过程、产品类型、应用硬件配置、功能性能和鉴定试验,对同类设备进行适用性分析,以确定不符合技术规格书要求的测试项目,通过补充试验项目验证同类设备的性能。本文以某厂家民用核安全电气设备许可证范围变更为例,介绍组合法在设备鉴定过程中的应用。结果表明,该方法可减少设备鉴定试验项目,降低试验成本,优化核安全监管机构的监督管理流程,加快许可证范围变更项目进度。     

核安全设备制造质量管理的持续改进

文章对完善核安全设备制造质量管理流程、持续改进企业自身质量管理体系的过程进行了总结,针对核安全设备制造过程中存在的典型问题,分析了产生的原因,确定了改进方案和实施措施,并且评价了方案处理结果和采取措施的有效性。持续改进的活动使企业有能力承担更多的核安全设备制造任务,文章中总结的经验也可供其他企业的质量管理借鉴。     

一级设备的应力与应变分析研究

一级设备在核设备中非常重要,在该设备的设计和调试的过程中需要对其进行应力与应变分析,从而确保其安全性。对一级设备的应力与应变分析有两种方法,理论方法和实验方法。通过理论方法,可以得到一级设备在各种工况下的应力与应变状况,从而为设备的设计提供依据;通过实验方法,可以验证理论方法的准确性,并为设备的安全评定提供依据。中国实验快堆(CEFR)主容器属于一级设备,本文结合CEFR主容器的应力与应变分析研究,根据AMSE规范,描述了核安全一级设备的应力与应变分析的理论方法,同时也介绍了测量核安全一级设备的应力与应变的实验方法。     

核安全一级主管道疲劳校核

本文对某核电厂主管道疲劳及热棘轮进行了独立校核。校核采用基于RCC-M标准的ROCOCO软件,比较了RCC-M标准与ASME标准在核安全一级管道疲劳评价方面的差异。对比的主要方面包括疲劳设计的计算范围界定、一次加二次应力强度的计算方法、弹塑性修正系数的计算、动态载荷叠加方法等。通过对ROCOCO中与ASME标准不一致的算法进行修正,得到主管道冷段壁厚65 mm和55mm的疲劳使用系数和热棘轮设计裕量。结果表明:某核电厂主管道最小壁厚不能小于55 mm,55mm壁厚的热棘轮设计值达到许用值的95%。     

核设备弹塑性疲劳分析方法研究

核电设备在运行寿命期间承受温度、压力变化恶劣的瞬态,应力交变幅值通常会超过材料的屈曲极限,此时简化弹塑性疲劳分析很难满足ASME规范要求。本文基于应变的塑性疲劳分析研究了去除简化弹塑性疲劳分析的保守性,并对蒸汽发生器给水管与管接头的塑性疲劳分析进行了研究。结果表明塑性疲劳很好地去除了简化弹塑性疲劳分析带来的保守性,本文方法很好地解决了工程实践中恶劣瞬态条件下的疲劳问题。     

快速疲劳分析方法在核电厂疲劳监测系统中的应用

疲劳监测系统通过对一回路易发生热疲劳关键管道和设备进行运行参数采集,采用快速疲劳分析方法对被监测管道和设备进行实时疲劳计算,从而获得真实疲劳损伤情况。该快速疲劳分析方法以格林函数法为基础,通过编制计算程序实现热应力和疲劳使用系数的快速计算。通过与有限元分析结果进行比较,验证了该快速疲劳分析方法具有高效、快速、准确的特点。      

Assessing the adequacy and reliability of fire barriers in nuclear power plants

Fire barriers on nuclear power plants are essential for proper segregation of redundant trains of safety equipment. The contribution they make to nuclear safety is obviously significant, but difficult to quantify. As a result, the analysis of fire barriers for nuclear safety justification purposes tends to concentrate on demonstrating that they are adequate instead. The paper discusses various methods of analysing fire barriers and introduces work being completed on a method for quantifying the reliability of a fire barrier.     

核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法研究

随着我国核电的发展,数字化仪控系统和设备的引入,给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到广泛的关注。目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备,具有一定的局限性,忽略了设备间的可靠性关联及设备可靠性趋势对整个系统可靠性的影响。本文提出一种核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法,以高压安注系统为例,通过监测多个相关设备的状态信息,分析其内在可靠性关联,得到设备当前可靠性趋势对整个系统可靠性状态的影响,建立系统可靠性模型。该模型通过状态信息的更新,实时监测整个系统的可靠性状态,为核电厂系统和设备提供更为全面的预测和可靠性状态监测,为核电厂的系统管理、设备管理及运行维护提供指导。     

核二级波纹管截止阀在瞬态热冲击作用下的数值模拟

为研究瞬态承压热冲击对核二级波纹管截止阀的结构强度和疲劳寿命的影响,基于流固耦合及热边界条件相关理论,通过Fluent和ANSYS有限元软件对核二级截止阀阀体进行热流固耦合分析,研究阀体监测点在不同时间点下温度场、热应力和疲劳寿命的变化,以及热冲击作用时间对疲劳寿命的灵敏度的影响。结果表明:瞬态承压热冲击对阀体的温度场、结构强度、疲劳寿命和敏感度影响巨大,必须消除这种影响,以此来保证核二级波纹管截止阀的高安全性和高可靠性。      

风险指引型设备分级方法研究

风险指引型设备分级是综合确定论和概率论的分析结果对设备进行重新分级的一种方法.它可以使核电厂将资源更合理地分配到安全重要度高的设备上,同时节省大量的采购及其他相关费用.文章介绍了风险指引型设备分级的分析方法和过程,并以大亚湾核电站辅助给水系统为例对这种方法进行了研究.