GB/T 17569--1998《压水堆核电厂物项分级》介绍

１９９８年由国家质量技术监督局发布的GB／T１７５６９—１９９８《压水堆核电厂物项分级》是我国核电标准体系中一项重要的基础标准，该标准是根据我国核电厂的标准化工作经验以及核电厂设计和安全审评的经验编写的。标准参考了HAD１０２／０３《用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级》、HAF·J００６６《压水堆核电厂物项分级的技术见解》和EJ／T３１３—１９８８《压水堆核电厂系统部件安全等级的划分》等核安全法规和标准，并考虑了与美国和法国的物项分级要求保持协调。标准全面给出了核电厂物项分级的种类…     

严重事故后安全壳氢气风险控制论证

核安全法规要求控制严重事故下核电厂安全壳内的氢气风险.在福清核电5、6号机组的设计中,针对严重事故后氢气风险的预防和缓解采取了多项措施,包括非能动氢气复合器、预防氢气局部积聚的工程改进等.采用一体化严重事故分析程序对上述措施有效性进行了计算论证,结果表明,福清核电5、6号机组的氢气风险控制措施能够有效应对威胁安全壳完整...     

塑料微球高压充氢工艺

叙述了微球高压充氢原理及聚苯乙烯塑料微球高压充氢系统,该系统可充入压力高达 1.0×108 Pa,并且利用调节液氦流速来控制系统温度。实验研究了高压氢气在低温下的相变行为及球壳材料的低温形变。     

核电厂制氢站氢气制备及储运方案设计

核电厂机组生产的富余电量可用来电解水制氢，氢气的收益可以提高经济性。核电制氢也是大规模、低成本、高效零碳制备绿氢的最佳选择。通过参数计算和流程设计，为核电厂制氢站配置合理的设计方案。经研究论证，按照20 MW用电量规划，配备4台规格为1 000 Nm³/h的碱性制氢设备，氢气运送至压缩站压缩成20 MPa的高压氢气，运往储氢区或运氢区。运氢区设有8台氢气充装柱，可将高压氢气充入长管拖车，送至用户处。同时，对辅助设施系统也给出了详细的设计方案。本设计方案具有工程可实施性，为核电厂制氢提供了设计参考和借鉴。     

聚苯乙烯塑料微球高压充氢工艺研究

概要介绍了微球高压充氢原理及聚苯乙烯塑料微球高压充氢系统.该系统充入压力高达1×108 Pa,并利用调节液氦流速来控制系统温度.利用该系统,实验研究了高压氢气在低温下的相变行为及球壳材料的低温形变.     

核电设备国产化中的标准体系建设问题

法国核电标准体系包括法令法规、基本安全导则(RFS)、RCC系列技术标准及技术文件。RCC标准覆盖了整个核电厂的设计和建造。基本上是一个封闭式标准体系。秦山核电二期工程采用的设计和建造标准是RCC系列标准,其核岛机械设备的设计和建造规则是RCC-M。我国核电主管部门应该深入研究核电国产化过程中核电标准的相关问题,清楚地了解我国核电标准体系现状;根据ASMEB&PVC和RCC系列标准及我国核电建设的实践,开展编制严谨好操作的国际先进的我国核电技术系列标准工作;根据经验反馈、技术进步、法规修改、安全部门要求等适时进行修改。     

轻水堆冷却剂环境对核一级部件疲劳寿命影响的分析与评价方法

反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境疲劳的研究情况,讨论了NRC关于冷却剂环境的疲劳分析方法以及ASME规范的后续进展。针对考虑环境疲劳后可能带来的一系列问题,提出了建议的解决方法。     

LOCA试验质量影响因素分析

核电设备国产化已经成为我国核电发展的重要途径。核电设备国产化需要两个方面的能力的提高:一方面是根据规范标准对设备的研发与生产能力;另一方面是根据规范标准对研发的核电设备进行验证性试验的能力。本文针对影响核电设备验证性试验一个重要环节——反应堆LOCA事故模拟试验质量的主要因素进行分析,以求为进一步提高国内LOCA试验装置设计、建造与运行水平提供参考。     

国产先进压水堆严重事故下氢气行为及控制系统分析

严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气产生情况及氢气控制系统的性能进行分析评价。结果表明:大破口事故序列下氢气的产生主要有两个阶段,分别是早期锆包壳与水反应产生氢气及堆芯熔融物迁移至下腔室产生氢气,其中燃料包壳的氧化是产氢的主要阶段,氢气释放时间较早,氢气产生速率较大。氢气控制系统的设计能够有效缓解可能的氢气风险,满足相关法规标准的安全要求,确保安全壳的完整性。     

AP1000氢气管道设计分析

AP1000核电厂采用由中美合作的第三代核电技术,由美国西屋联队负责设计,国家核电技术公司负责引进建造的依托项目。由于工程特殊性,工程建造过程中涉及诸多中美标准规范匹配性和兼容性的问题。文章通过对中美氢气管道设计规范中的材料及试验要求的对比分析,并结合AP1000氢气管道设计配合中出现的相关问题进行分析,以便为国内氢气管道的设计提供借鉴参考。     

利用HHT产生与多阻尼楼板谱匹配的地震波

美国原子能管理委员会（USNRC）规范规定了用于核电厂抗震分析和设计的地震波要求。在抗震分析和设计中，采用的地震波可与多阻尼目标反应谱匹配，也可与单阻尼目标反应谱匹配。然而，在对核电设备和部件进行动力时程分析时，则需要与多阻尼目标楼板谱匹配的地震波。基于此问题，提出利用希尔伯特-黄变换（HHT）方法，通过修改种子地震波的频率和振幅信息，使之与多阻尼目标楼板谱匹配，且完全符合USNRC规范的匹配标准，从而为核电设备和部件的地震安全评估提供合适的地震激励。      

中国双功能铅锂实验包层系统In-box LOCA事故瞬态压力传播特征分析

中国双功能铅锂实验包层系统(CN DFLL TBS)发生氦气—铅锂流道间破口(In-box LOCA)事故时,8 MPa高压氦气喷向低压铅锂增殖区,高压以压力波形式从包层模块(TBM)的铅锂增殖区传播到铅锂辅助系统(LLAS),造成系统超压,威胁包层安全。本文采用RELAP5/MOD4.0软件对DFLL包层系统进行建模,开展了破口事故下的系统瞬态压力传播分析,对破口位置、面积、爆破阀起爆压力等重要参数进行敏感性分析。分析表明:不同位置破口事故下,包层压力入口最高可达16.68 MPa,包层出口处最高可达13.92 MPa;单根与10根传热管破裂事故,包层出入口压力分别增加0.97 MPa、1.68 MPa;为降低包层内部的压力峰值,可在包层模块进出口管道设置体积不小于1.2×10~(-2) m~3稳压装置。通过将铅锂辅助系统的关键部件布置在稳压装置附近,可有效保护其不超出其压力限值。     

核电厂厂址气象观测系统技术标准探讨

核电厂厂址气象观测是核电厂址选择的一个基础工程子项,也是核电厂在寿期内进行厂址气象长期环境变化监督的一个基础工程,而我国现有标准的有关要求分散不统一。文章通过对核电厂厂址气象观测的选址、建设、技术数据采集、处理和统计分析等方面要求进行了专题分析,形成了统一的技术要求,明确了核电厂厂址气象观测的范围,确定了地面气象观测站选址要求、气象观测系统建设要求和数据采集和统计分析要求,规定了系统运行维护要求。规范化标准化了核电行业气象子项的建设和运维工作,为核电行业的环境影响评价奠定了良好的基础。     

核电厂汽轮发电机及常规岛厂房漏氢监测系统开发

汽轮发电机漏氢监测是确保核电厂运行安全的重要监测项目之一,文章针对M310核电压水堆所采用的法国阿尔斯通设计的汽轮发电机组,根据其发电机氢气供应及氢气冷却系统运行经验增设汽轮发电机漏氢监测系统。系统开发包括:测点确定、氢浓度探测器选型、就地机柜选型及设计、主控室报警监视设计等方面的内容。     

严重事故下安全壳内氢气行为与风险分析

福岛事故后的核电厂安全审评过程中,国家核安全局对于严重事故下的氢气安全问题提出了更高的要求,从满足当前高标准的氢气安全要求的角度出发,有必要对安全壳内氢气行为开展更为细致深入的研究,开展氢气的三维分析,为集总参数程序的分析结果提供有益补充。本文采用一体化严重事故分析程序和流体力学程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气行为及氢气控制系统性能进行分析评价。首先采用一体化严重事故分析程序计算氢气产生源项、氢气产生速率和安全壳内氢气浓度分布等,评价安全壳隔间内的氢气风险。并采用计算流体力学程序,进一步对安全壳内重要隔间的氢气分布进行三维分析,研究安全壳内氢气和水蒸汽的行为,获得重要隔间内的流场、温度场、压力场、氢气分布及浓度变化等计算结果。CFD程序在计算气体分布方面要比集总参数程序更加精确和详细,通过更精细地模拟安全壳内的氢气行为,可以为集总参数程序的计算结果提供补充,为氢气控制系统的设计优化和严重事故氢气风险管理等提供有力的支持。     

我国核电标准体系存在的问题及可能的解决方案

核电自主化、国产化、产业化的发展形势要求我国核电行业标准化建设与之相适应,并成为推动我国核电产业自主化、国产化的重要技术支撑.但目前我国还没有权威、统一、协调、与我国工业体系和技术基础相适应的标准体系.尽快建立健全我国的核电标准体系已经成为业界的共识.本文就我国核电标准体系存在的诸多问题及可能的解决方案进行了讨论.提出我国核电标准体系框架建立可以参照电力行业标准体系的结构;根据我国批量建造核电站的需求,按照堆型建立压水堆核电厂设计建造标准体系;我国核安全法规导则与核电技术标准应有效衔接等的设想,并对填补国内核电标准的空白领域提出了建议.     

压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估

在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。     

倾斜并联内螺纹管汽-水两相流密度波型脉动试验研究

在系统压力p=3～10MPa,质量流速G=300～600kg/s,进口过冷度Δtsub=30～90℃,内壁热负荷q=0～190kW/m2的工况范围内,采用试验段长度与内径之比(L/d)大于600、倾角为19.5o的φ38.1×7.5mm6头内螺纹管,研究了压力、质量流速、进口过冷度以及两管热负荷不均匀对高压汽-水两相流密度波脉动的影响。结果表明,随压力增加,系统稳定性增加;随质量流速增加,临界热负荷增加,而临界干度下降;进口过冷度对密度波脉动呈现单值性影响,随进口过冷度下降,临界热负荷降低;在其他条件相同的情况下,并联管不对称加热时的临界热负荷较对称加热时的临界热负荷更高。     

我国核电标准体系存在的问题及可能的解决方案

核电自主化、国产化、产业化的发展形势要求我国核电行业标准化建设与之相适应,并成为推动我国核电产业自主化、国产化的重要技术支撑.但目前我国还没有权威、统一、协调、与我国工业体系和技术基础相适应的标准体系.尽快建立健全我国的核电标准体系已经成为业界的共识.本文提出我国核电标准体系框架建立可以参照电力行业标准体系的结构;根据我国批量建造核电站的需求,按照堆型建立压水堆核电厂设计建造标准体系;我国核安全法规导则与核电技术标准应有效衔接等的设想,并对填补国内核电标准的空白领域提出了建议.     

核电厂运行许可证延续(OLE)标准体系建设需求

构建核电厂运行许可证延续(OLE)技术标准体系是能源行业核电标准体系发展面临的重要问题。文章根据我国OLE核电监管要求出发,对潜在需标准约束的工作活动进行了梳理,提出了OLE通用技术要求与专项技术实施要求两类标准相结合的OLE核电标准体系构建方法;在此基础上,分析了OLE主要活动环节的标准需求,并对其颗粒度进行界定和相关要求的说明。该研究可供我国核电行业运行许可证延续标准体系建设进行借鉴。