新建核电厂首批高级操纵员的审查

目前我国新建了一大批核电厂，针对核电厂首次装料时首批高级操纵员的审查中可能存在的问题给出了一些建议。     

计算机化的核电厂操纵员支持系统

近十多年以来在国际核电界内计算机化的操纵员支持系统得到了委有大的发展。这个发展趋势在新核电厂控制室设计，旧核电厂控制室改进以及有关国际组织和有关国家对该研究基础上的开发划中都有体现。     

核电厂操纵员的心理健康与事故预防

核电厂操纵员的心身健康，直接关系到核电厂的正常安全运行。操纵员的认知心理、意志、注意、情绪、情感、个性心理，是影响其安全操作的重要因素；酒精、药品、生物节律对操纵员的心理健康也有很大影响。通过对操纵员的职业适应性心理测试，可以从心理学角度初步筛选出适合于操纵员岗位的较佳人选，再经过岗位技能培训、模拟机培训和实际工作过程的心理学随访，并经常对操纵员开展心理咨询和心理辅导，有助于及时发现和解决心理上的问题，核电厂可以尽可能地预防或减少人因事故的发生。     

我国核电厂操纵员可靠性实验研究

在核电厂全范围模拟机具采用人机交互作用（ＨＩ）分类的综合法及数据处理方法，研究操纵员在核电厂异常事件中的诊断与决策的可靠性，着重分析反应时间与方差所包含的信息，结果表明，在目前的条件下，我国核电厂操纵员的行为以规则型为主，诊断，决策过程中的不响应概率与规范化时间密切相关。     

核电厂操纵员认知模型研究

本工作涉及中国核电厂操纵员可靠性研究的认知模型。采用核电厂模拟机作为研究平台，以核电厂操纵员事故不响应概率两参数威布尔分布拟合在核电厂模拟机上获取的有关核电厂6个事故序列的实验数据，得到了中国核电厂操纵员对事故的响应时间及其它分布参数。该研究结果可推广应用于我国核电厂操纵员的能力评价，对核电厂安全运行具有一定意义。     

核电厂操纵员能力评价研究

基于核电厂操纵员心理特质与绩效关系的定量研究，运用Borda数方法，结合操纵员心理行为特点，对操纵员能力进行了评价。研究结果可为操纵员的可靠性研究和评价提供依据。     

核电厂操纵员职业适宜性研究

文章涉及核电厂操纵员的工作任务分析和核电厂事故中相关人误分析的结果。从人机工程学原理出发，提出了包括认知、人格特质、心理健康三个方面的核电厂操纵员职业适宜性心理测评系统，并讨论了该系统的应用方式以及重要性。     

核电厂操纵员心理防御方式问卷调查

随机选取84名核电厂操纵员,采用《防御方式问卷》法调查操纵员的心理防御方式特征。结果表明:(1)操纵员的成熟防御方式(DSQ因子二)均分最高。(2)与≤30岁年龄段相比,31～35岁及≥35岁年龄段操纵员采用成熟防御方式以及成熟防御方式中的升华差异显著;31～35岁年龄段操纵员采用成熟防御方式中的幽默最多,且差异显著。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

核电厂操纵员可靠性理论模型与实验研究

采用核电厂模拟器作为研究平台,以人的认知可靠性模型为参考,运用两参数威布尔分布对原有理论模型进行改造,建立了中国核电厂操纵员可靠性研究理论模型。应用该模型对核电厂操纵员可靠性进行研究,并与国外同类研究成果进行了比较,得到了一致的结果。     

在核电厂操纵人员资格核准工作中对其所要求文化程度的一点认识

本文阐述了核安全法规中对操纵人员文化程度的要求,并针对当前在操纵员执照核准工作中出现的新问题,结合对《高等教育法》的理解,提出了一点个人认识,并建议尽快改进和完善核电厂操纵人员执照核准工作,保证核电厂运行安全.     

台山核电厂人因工程的审评

核电厂的控制室是操纵员对电厂生产过程进行监控的中心,控制室设计的优劣将直接影响核电厂的运行,甚至在某种程度上影响核电厂的安全.人因工程正逐步应用于核电厂的控制室设计.本文介绍了在对台山核电厂(EPR堆型)PSAR审评过程中重点关注的与人因工程有关的几个问题以及解决方法.     

某核电厂主泵变频器故障分析与可靠性提升

我国某三代压水堆机组主泵必须配置变频器,且变频器与主泵长时间同时运行,因而变频器的可靠性对机组的稳定运行和经济效益具有重要意义。本文主要介绍了主泵变频器的可靠性设计,分析了某核电厂1、2号机组变频器历史故障,找出了影响主泵变频器可靠性的薄弱点,提出了相应故障的应对措施和提升可靠性的措施,对国内后续该机型主泵变频器的设计优化、设备制造和运行维护有一定的借鉴意义。     

空间核反应堆电源热工水力特性研究综述

随着空间探索领域的快速发展,研究高功率、安全、可靠的空间核反应堆电源将变得愈发重要。本文针对国内外空间核反应堆电源的热工水力关键问题,即空间堆系统稳态和事故瞬态研究、堆芯单冷却剂通道及全堆芯的三维流动换热、静态与动态热电转换装置分析、热工水力特性试验研究等进行研究,分析了空间核反应堆电源热工水力研究的趋势。本文结果可为空间核反应堆电源设计分析及热工水力安全特性研究提供帮助和指导。     

核电厂人因工程运行经验评审研究

本文论述了人因工程(HFE)在核电厂设计,尤其在人机接口设计中的重要性;简要介绍了核电TAN工程的范围和内容.本文的重点是核电厂人因工程运行经验评审的意义和作用,以及运行经验评审的范围、内容和具体实施过程.文章总结了运行经验评审的范围:分析了运行经验评审的具体内容,并举例予以说明;归纳了运行经验评审一般的实施 过程.最后,简单介绍了目前国内运行经验评审的形势.     

Strategies and dismantling solutions for RPV internals of Trino NPP

The last step of nuclear power plants’ life is the decommissioning phase. Many strategies have been developed in the last decades; the main options consists in: immediate dismantling, safe storage and entombment.In Italy, due to the premature shutdown of nuclear power plants (NPP) as a consequence of the 1986 referendum following the Chernobyl accident, all the NPPs were shut down. Therefore, currently decommissioning activities are under way. In this work specifically the dismantling procedures of the “Enrico Fermi” NPP reactor pressure vessel (RPV) are dealt with. The attention is so focused on the optimization of number, position and length of the Internals cuts, optimization of volume and number of waste containers, and of the dose rates, according to the imposed site and the transport requirements.The systematic approach developed to identify the optimum dismantling solution is presented and discussed. To the intent three solutions have been identified as more advantageous. In addition, the evaluation of dose rate outside the container has been performed by means of VISIPLAN software, in order to guarantee the respect of the limits imposed by National and International regulations. The obtained results suggest that the cutting of Zircalloy elements in correspondence of the gap between two non-consecutive central stumps, with the possibility to re-arrange the element, led to a significant reduction of the number of containers, with consequent decrease of the stowed RWs volume and overall supplying costs of the activity.     

核电厂厂址选择中龙卷风有关问题的探讨

论述了核电厂确定设计基准龙卷风的重要性,分析了龙卷风资料收集和评价的难点,提出了相应的对策。     

核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发

根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素.从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容.以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例.     

秦山核电厂主要控制系统的调试

本文较详细地介绍了秦山核电厂五个控制系统(堆功率控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器液位控制系统、蒸汽发生器给水调节系统和主蒸汽旁路排放控制系统)的调试目的、调试条件、调试内容以及调试过程中应注意的要点。在30％额定功率运行时所作的全厂瞬态试验表明,五个控制系统基本上达到了电厂运行要求。但仍需作50％、75％和100％各额定功率的验证试验,以确保电站的安全、可靠运行。