评AP1000堆芯设计

根据美国用户要求文件(URD)对3代压水堆核电厂的某些要求,比较AP600和AP1000核电厂的某些设计参数。建议三门核电厂和海阳核电厂取消机械补偿(MSHIM)基荷运行模式及复杂的堆芯设计。     

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。     

浅谈PSA中的相关性分析

相关性广泛存在于核电厂的设计和运行之中，它对核电厂概率安全评价(PSA)结果有重要的贡献。本文介绍了PSA中相关性评价的方法，并结合中国已有的工程实践进行了分析。     

海阳核电厂(AP1000机组)放射性废物管理系统建设探讨

本文通过分析海阳核电厂AP1000机组放射性废物源项和放射性废物管理系统设计特点,并结合海阳核电厂放射性废物管理工作实际,探讨AP1000核电厂放射性废物管理策略、厂址废物处理设施的工艺技术路线、运行管理模式等,为后续AP1000核电厂采用合理的放射性废物管理系统建设模式提供参考,有利于实现放射性废物最小化。     

三代压水堆核电厂稳压器快速卸压系统功能扩展研究

我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压,本文以该核电厂为研究对象,基于概率安全分析（PSA）应用于核电厂设计改进中的一般方法和流程,围绕将稳压器快速卸压系统功能扩展到一回路充排卸压操作,作为稳压器安全阀卸压备用手段这一改进方案,开展PSA建模分析和可行性评价及论证。结果表明,这一改进方案可以大幅度降低核电厂的堆芯损伤频率,且未新增负面效应,是可行的,可予以实施。建议核电厂充分挖掘现有系统设备潜能,进一步提高核电厂的安全性和经济性。      

非能动系列堆型反应堆厂房土建关键路径优化研究

非能动系列核电厂反应堆厂房土建结构施工是整个核岛工程建设(土建阶段)的核心,也是核电厂工程进度控制的焦点和重点。在依托项目(海阳1、2号机组和三门1、2号机组)建设经验基础上,同时吸收、借鉴荣成1、2号机组(示范项目)、海阳3、4号机组和三门3、4号机组反应堆厂房土建结构施工良好实践和技术优化创新,进一步优化了非能动系列堆型反应堆厂房各层施工的内在逻辑关系和施工工期,深入总结、系统归纳出后续非能动系列标准化的反应堆厂房关键路径,在安全、质量提升和建设成本降低的同时,缩短了核电建设的工期,为核电厂尽早投运提供了有力支持。     

核电厂维修规则中确定风险重要类的方法研究

国家核安全局2017年8月发布《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,对《核动力厂运行安全规定》(HAF103)中关于核电厂维修相关要求做了进一步的补充和拓展,主要用于指导核电厂营运单位对维修有效性及维修活动的风险进行监测和管理。本文结合国际已有的实践经验,提出基于PSA技术结合专家判断的方法和流程来确定纳入维修规则体系中系统设备的风险重要类,供国内核电厂开发维修规则借鉴。     

AP1000核电厂压缩空气系统(CAS)空压机频繁加卸载问题及解决方案

文章对AP1000核电厂压缩空气系统(CAS)调试过程中空压机出现的频繁加卸载问题进行了描述,分析了空压机频繁加卸载是由于压缩空气系统工艺系统设计不合理引起的;文章从问题原因出发提出了三种不同的解决方案,并对每个方案的技术细节进行了介绍,其中方案一和方案三都在海阳核电现场进行了实际验证,实践证明方案是可行的,能够很好地解决空压机频繁加卸载问题。方案二由于海阳现场不具备条件,未进行试验;频繁加卸载问题的解决实现了CAS系统的稳定和安全运行,保障了用户用气的可靠性。该文对于后续AP1000核电厂压缩空气系统的设计有一定的借鉴意义。     

核电厂安全阀维修策略优化研究

目前国内部分核电厂已安全运行十年以上,进入了运行中期阶段,其系统和设备取得了丰富的运行经验和数据积累。现有安全阀维修策略是基于早期的设计经验和设计阶段概率安全评价(PSA)的分析假设。这些假设在很大程度上未反映已运行核电厂的实际运行经验和反馈,以及当前科技发展带来的设备可靠性提高等因素。本文将采用以可靠性为中心的维修(RCM)分析方法针对进入运行中期的核电厂安全阀设备进行维修策略的优化研究。     

Living PSA 模型化方法研究

将PSA技术应用于核电厂日常的运行管理和维修工作等活动,评价核电厂瞬时风险,从而帮助发现在设计中存在的薄弱环节,使核电厂以更加灵活的方式安全运行,以获得更高的安全性和经济性。本文对能够解决上述问题的Living PSA模型化方法进行了研究,介绍了Living PSA的定义,Living PSA研究工作的主要意义,Living PSA模型化方法以及应解决的主要问题。     

M310堆型及其改进型核电厂中压移动电源设置的有效性分析

参考岭澳核电站二期在移动电源方面的设计方案,使用概率安全分析（PSA）方法对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》中中压移动电源设置的有效性进行分析。通过定性、定量分析,认为中压移动电源在功率和停堆工况下对全厂断电事故有较为明显的缓解效果,并对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》提出了改进建议。      

探讨改进AP1000标准设计

引进美国西屋公司的AP1000先进非能动压水堆项目已经在浙江三门和山东海阳逐步展开。我国将以两个本土化依托项目为基础,通过消化、吸收、再创新,创造出中国自主品牌的大型先进压水堆核电站。简要介绍了AP1000机组标准设计的特点,并分析了其有待完善优化的原因。通过分析AP1000的标准设计,将其与其他压水堆型比较,指出其在堆芯设计、冷却剂流量匹配、反应堆冷却剂泵(主泵)等方面存在的可以优化的设计,对改善安全性和经济性提出了参考建议。最后对我国大型先进压水堆研发专项提出几点建议。     

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。     

Integrating Safety Critical Software System in Probabilistic Safety Assessment

In the recent times, computer-based systems are frequently used for protection and control of Nuclear Power Plants (NPPs). In the conventional Probabilistic Safety Assessment (PSA), the contribution from software in these computer-based systems was not given necessary attention. However, from operating experience, it has been found failures in such systems can also result in initiating events that have the potential for leading into Core Damage in the event of unavailability of the respective Engineered Safety Features. The impact of a typical computer-based system on PSA of Indian Nuclear Power Plant is demonstrated.     

低功率及停堆工况PSA中的电厂运行状态分析

电厂运行状态(POS)分析的目的是将核电厂低功率停堆运行这一连续的动态过程离散化,这是用事件树表示发展事故序列的必要条件。以某300 MW参考核电厂的设计、运行经验、操作规程等基础做为参考,采用相关准则进行详细的POS分析,得到合理的POS,并根据该参考电厂实际运行情况计算得到每个POS的持续时间。这项工作为开展低功率及停堆工况PSA奠定了重要的基础,其分析方法和內容为国內开展此项工作提供了参考。     

非能动压水堆钢安全壳围堰安装技术

通过对核电厂非能动安全壳冷却系统围堰的结构与功能进行分析,并采用有效的质量控制措施,制定了1套围堰安装技术。将此安装技术应用于海阳核电厂1号、2号机组。结果表明,围堰系统安装完成后达到设计要求、满足安全壳冷却系统功能试验条件,围堰安装技术有效可行。该围堰安装技术可为后续核电厂提供参考。      

海阳核电一期工程建设管理与实践

介绍了山东海阳核电一期工程的基本情况,以及项目管理和工程进展情况。通过海阳核电工程建设管理实践,提出了核电建设中遇到的问题,供同行进行交流和探讨。     

核电站风险监测系统恢复分析方法及其应用

核电站概率安全评价中一般都包含恢复分析的内容,作为概率安全评价技术高级应用的风险监测系统同样也需要恢复分析.在分析风险监测系统实时风险计算特点及要求的基础上,总结了风险监测系统恢复分析特点,并以秦山三核风险监测系统恢复分析为例进行详细介绍.研究给出一般性指导原则,并为核电站概率安全评价模型的建立提供了参考建议.