美国核电商品级物项转化经验反馈

文章通过描述美国核电行业开展商品级物项转化(CGD)的方法、美国核管会对商品级物项转化的态度,以及转化工作过程中发现的问题,讨论我国开展商品级物项转化工作的必要性和需要注意的问题.     

田湾核电站物项的安全分级

核电站物项的安全分级工作中应特别注意全局性、适度性、均衡性这3项原则．物项安全分级的;基本方法,一般是根据物项（部件）的承压外壳损坏对安全的影响,对物项的安全功能进行分级田湾核电站采用的是俄罗斯VVER-1000／428型反应堆装置,其物项安全分级主要采用俄罗斯法规标准：电气和仪控设备采用IEEE-308（80）标准,分为1E级与非1E级;仪控系统及设备的安全分级采用国内标准GB／T15474—1995,分为安全1E级,安全相关SR级和NC非安全级,田湾核电站物项的安全分级必须经中国核安全当局审批并满足中国核安全法规要求．     

商品级物项转化单位质量保证要求策划研究

随着国内运行机组的增加,商品级物项转化逐渐成为行业关注的热点,其实施过程中的质量保证工作如何开展,是商品级物项转化单位的核心工作。本文在分析ISO 9001和HAF 003之间核心差异的基础上,对商品级物项转化单位实施转化过程中如何确定质量保证要求进行了研究。分析认为充分的商业级调查是商品级物项转化质量保证要求策划信息来源的重要途径;对ISO 9001与HAF 003之间核心差异的分析以及商品级物项关键特性确定和形成过程的管理方法是商品级物项转化质量保证要求制定的重要内容。     

NASPIC在方家山核电工程的应用研究

方家山核电工程厂区环境辐射与气象监测系统(KRS)信号来自方家山厂区外的应急中心楼,存在被网络攻击的安全隐患,影响方家山机组整个数字化控制系统(DCS)的稳定运行。为解决厂区外的通讯信号接入给核电站的信息安全带来的影响,方家山核电工程将KRS信号从目前的DCS网络中独立出来,并采用中核集团完全自主知识产权的核安全级DCS平台龙鳞系统(NASPIC)作为本变更改造项目的首选方案,本文介绍了NASPIC的原理、主要设备功能、网络配置、软件配置以及在方家山核电厂的应用。变更已在方家山1号机组第2次(102)大修中实施完成,系统运行稳定。     

核电厂常规岛倒置立式高压加热器改造

田湾核电站一期工程高压加热器为俄罗斯列宁格勒金属制造厂设计制造、倒置立式结构,换热面积为2 470 m2。2006年,在调试阶段发现1号机组5B、6B高加传热管泄漏较严重,且堵管达到或接近设计余量。为此,决定对这两台高压加热器进行改造。改造后的高压加热器各项性能指标均优于设计保证值,填补了国内空白,标志着我国已完全具备自主设计、制造核电百万千瓦级机组常规岛倒置立式高压加热器的能力。     

CPR1000核电厂系统的仪控分级方法探讨

核电厂物项安全分级需满足相关核电法规标准对其的原则性要求,而对于具体分级的方法目前尚未有统一的要求,针对系统的仪控分级方法更是鲜有涉及。本文提出的仪控分级方法为:根据系统的功能级别,通过系统运行分析,识别出系统在事故运行过程中所需要的安全级信号,确定相关设备的控制过程,进而根据这些信号和产生的控制过程所执行的系统功能的级别,确定系统的仪控分级。该方法已用于红沿河核电厂重要厂用水系统(SEC)设计改进中的仪控分级。     

CPR1000核电厂系统的仪控分级方法探讨

核电厂物项安全分级需满足相关核电法规标准对其的原则性要求,而对于具体分级的方法目前尚未有统一的要求,针对系统的仪控分级方法更是鲜有涉及。本文提出的仪控分级方法为:根据系统的功能级别,通过系统运行分析,识别出系统在事故运行过程中所需要的安全级信号,确定相关设备的控制过程,进而根据这些信号和产生的控制过程所执行的系统功能的级别,确定系统的仪控分级。该方法已用于红沿河核电厂重要厂用水系统(SEC)设计改进中的仪控分级。     

核电厂转动机械设备及部件安全相关性判定方法初探

为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。     

安全级DCS响应时间测试专用工具研发

漳州核电1、2号机组安全级DCS采用国产NASPIC平台,其在国内核电为首次商业应用。安全级DCS作为反应堆保护系统的承载,主要任务是保护核电厂三大屏障的完整性,紧急情况下实现停堆和启动专设安全设施。其响应时间是其工作性能的一个重要性能指标。安全级DCS响应时间测试应严格执行“每四个循环执行一次安全级DCS所有通道的响应时间测试”的监督要求,这将有极大可能导致大修期间此项工作成为关键主线路径。因此,研发一套适配于NASPIC平台的响应时间测试装置,用以减少大修期间工期,避免成为主线工期,提升工作效率。     

EPR机组首堆试验项目选取与实施

为满足国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）、美国核管会（NRC）、英国核安全局（ONR）和法国核安全局（ASN）对新型压水堆核电厂首堆试验的相关要求,本文通过分析欧洲先进压水堆（EPR）机组的新设计理念和新设计特点并结合已建成压水堆核电机组的工程实践,提出了采用控制变量确定选取原则并通过五步选取流程确定首堆试验项目的方法。实践证明,该方法不仅可确保首堆试验选取与确定工作顺利有效的开展,还能使新概念设计和具有新特性物项的性能得到充分和完整的验证,保证了新堆型核电站后期安全稳定地运行,该方法也适用于华龙一号在内的其他压水堆核电技术路线。      

福清核电厂汽轮发电机组非核蒸汽冲转可行性研究分析及优化

汽轮发电机组非核蒸汽冲转相较于核蒸汽冲转能够提前验证汽轮发电机组设计、制造、安装质量,缩短后续机组整组启动调试的工期,创造经济效益。依据热力学第一定律建立了汽轮发电机组非核蒸汽冲转热平衡计算公式,并得出汽轮发电机组在1500 r?min-1平台稳定时间、汽轮发电机组冲转耗能、一、二回路补水等冲转关键参数。福清核电厂1号汽轮发电机组非核蒸汽冲转顺利结束后,结合实际过程对理论计算公式进行了进一步校核,证明了理论计算方法适用于实际冲转工况,并对3号汽轮发电机组非核冲转步骤进行了优化,从而减少了汽轮发电机组非核冲转过程中一、二回路关键参数的波动,降低机组控制的风险,延长冲转时间,进一步验证汽轮发电机组的质量。通过对比福清核电厂1、3号汽轮发电机组非核冲转参数变化,进一步证明了优化措施是有效的。      

田湾核电站运行管理实践

田湾核电站一期工程是中俄两国在加深政治互信、发展经济贸易、加强国际战略协作方针推动下,在核能领域进行的高科技合作,是我国"九五"期间开工的重点核电建设工程之一。本文从安全文化建设、运行团队建设、日常生产管理、运行文件管理、电站化学控制与管理、三废控制管理和生产性能指标等方面对田湾核电站的运行管理实践进行了总结和反馈。     

田湾核电站全尺寸模拟机维护维修策略与措施分析

介绍了田湾核电站全尺寸模拟机的软硬件情况,给出了全尺寸模拟机维护维修的一般策略,并详细分析了田湾核电厂全尺寸模拟机维护维修的具体实施方法和应对措施.     

田湾核电厂自动功率控制器结构与应用分析

文章阐述田湾核电厂自动功率控制器软硬件设计的主要特点，通过对系统运行模式和故障种类的详细分析，讨论了田湾核电厂自动功率控制器系统工作的有效性和可靠性。分析结果显示，系统满足单一故障准则等安全原则的要求。     

氚内照射剂量评价方法在核电站的应用

应用氚监测及内照射剂量的估算与评价方法对田湾核电站大修期间的工作人员氚内照射剂量进行评价,并与大亚湾核电站的监测结果进行比较。结果表明,两个核电站氚监测结果有差异,通过分析认为引致差异的原因主要是两个电站冷却剂中氚产量的差异。     

核电厂发电机变压器组继电保护装置的应用

田湾核电站俄供发电机变压器组（简称发变组）继电保护装置在运行过程中多次发生误动,为了提高发变组继电保护装置的可靠性,电站对俄供装置进行了改造,将国产发变组继电保护装置首次应用于百万千瓦级核电机组.文章还总结了田湾核电站国产发变组继电保护装置的技术特点、研发创新及运行隋况,为后续扩建工程或同类大型核电机组改造提供借鉴经验.     

田湾核电站乏燃料干式贮存临界安全计算研究

以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下k_eff的计算。计算结果表明：正常工况下,k_eff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当²³⁵U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。     

田湾核电站职业健康监护体系

简要介绍了江苏核电有限公司(田湾核电站)职业健康监护体系的目的、任务、医学监督组织、人员资格和实施办法，希望在不远的将来、在国内核电站之间．建立统一的、标准化的职业健康监护体系，加强技术交流和经验反馈．从职业健康角度为核电厂的安全运行提供有力保障。     

田湾核电站水泥基灌浆料试验与应用

对灌浆料的成分、试验方法及施工养护工艺等方面的试验结果进行深入分析研究,并结合田湾核电站的设备基础灌浆的应用情况,对核电现场的几种灌浆料产生质量缺陷的原因进行分析,以选择适合于核电工程需要的高质量灌浆料以及适应施工条件的施工养护工艺。