岭澳核电站1号机组乏燃料贮存水池泄漏分析及处理

乏燃料贮存水池钢覆面在其服务寿期内保持完整性和密封性的要求一直受到业界的广泛关注．因为，一旦水池发生泄漏，很难确认泄漏点，即使找到了泄漏点也很难修复。本文介绍了岭澳核电站1号机组乏燃料贮存水池在投入运行前夕出现的泄漏问题及其处理经过，以期引起有关各方在工作中的注意。     

岭澳核电站二期反应堆核测量相关系统设计

分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、RIC、LSS不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与DCS的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。     

秦山核电厂一回路惰走流量测量

本文介绍了秦山核电厂主冷却剂泵停止后，一回路惰走流量的测试方法、数据处理及测试结果。测试结果表明，安全分析报告所使用的一回路惰走流量是偏安全的。     

给水流量控制系统流量测量偏差的分析

针对大亚湾核电站209大修期间发现的给水流量控制系统(ARE)流量测量偏差的问题,提出了对带疏水排气孔的特殊孔板进行计算修正的方法,并分析了实际偏差对测量结果的影响。     

先进非能动核电机组一回路冷却剂流量系统化测量方法

压水堆一回路冷却剂流量是防止偏离泡核沸腾的重要参数。三代先进非能动（Advanced Passive,AP）技术核电机组采用低泄漏堆芯装料模式,因堆芯出口温度温差梯度加大,导致量热平衡法流量测量计算的不确定度增加。为了保证核电机组一回路冷却剂流量精准测量,验证其满足设计与监管要求,提出了以伯努利方程为基础模型的系统化测量计算方法。在调试不同阶段,分别执行一回路主设备压差测量、冷热段弯管流量计压差测量;在首次50%、75%、90%、100%的功率平台,进行量热平衡试验计算。通过热试和满功率阶段的实体工艺流体测量值,对冷热管的弯管流量系数进行计算标定。围绕不确定度最小化,权重计算一回路冷却剂总体积流量。本方法测量计算的一回路冷却剂流量值相对误差小于4%,装料后总流量介于最佳预期流量的95.8%～104%之间;NAPs计算体积流量值不确定度低于1.9%,该方法为其他机型冷却剂流量的精准测量提供了一种示范思路。     

岭澳核电站1号机组第三循环主蒸汽管道断裂事故堆芯后果分析

在大亚湾和岭澳核电站近几年换料设计的安全评价中,经常出现主蒸汽管断裂(SLB)事故堆芯后果超限的情况,导致该事故需要进行再分析评价。因此,SLB事故堆芯后果分析就成为大亚湾和岭澳换料设计中重要的安全分析工作。该分析基于法马通公司的堆芯设计方法,大亚湾核电运营管理有限责任公司技术部(DNMC)针对岭澳核电站1号机组第三循环所作的换料设计,进行了主蒸汽管断裂事故堆芯后果分析。分析结果表明,在发生主蒸汽管断裂事故条件下,DNMC设计的岭澳核电站1号机组第三循环的堆芯是安全的。     

岭澳核电站硼稀释事故分析

在岭澳核电站混合堆芯及提高富集度论证项目中的反应性事故中,硼稀释事故分析占据着重要的地位。因为硼稀释事故分析的结论中要对冷停堆和热停堆下的控制棒棒位进行定义,其中热停堆下的控制棒棒位又是次临界下提棒事故分析的前提,而且在次临界提棒事故裕量不够时,可以通过硼稀释事故分析来对热停堆标准工况下的棒位进行一定的调整以提高次临界提棒事故裕量。对混合堆芯论证项目中的硼稀释事故分析的方法、结论进行了说明。     

核电厂流量测量设计选型分析

在核电厂正常运行过程中,流量测量(如主给水流量测量、蒸汽流量测量)是进行经济核算所必需的一个重要参数,并且通过控制流量对核电厂的正常运行也有一定的保护作用。流量仪表种类繁多,并且在能够适应的流体性质、流动状态及工作条件等方面,以及在测量范围、精度、压力损失等方面都各有特点。文章简单介绍了流量测量的基本原理、多种测量方式,并针对恰希玛核电厂工程2号机组(C-2)中应用的测量种类、方法和要求,结合工程设计实例对流量测量的设计选型进行了具体说明。     

岭澳核电站二期循环水泵超功率的原因分析与处理

在岭澳核电站二期循环水泵调试期间,发现其存在超功率现象。综合对比了各种处理方案并结合现场的调试进度,优先选择切割叶轮的方法,解决了工程技术问题。     

岭澳核电站应急柴油机活塞开裂根本原因分析

应急柴油发电机组作为核电站的中压辅助电源,在电站失去其他外电源工况下为电站的重要核安全相关系统提供应急电源,确保电站反应堆安全停堆。2003年底至2004年初,先后对岭澳核电站的4组共8台柴油机的解体检查过程中,发现总共96个活塞中的29个存在明显的裂纹。大量的活塞裂纹可能会严重威胁应急柴油机的可用性。本文介绍了对活塞裂纹产生原因与机理的分析过程,并对活塞产生裂纹的风险进行了分析。     

秦山核电厂反应堆冷却剂流量测定

本文介绍秦山核电厂反应堆冷却剂流量的三种测量方法及其结果。结果表明:其两条环路反应堆冷却剂流量均大于热工设计值16100m~3/h,并分别达此设计值的109.6％和109.0％;三种方法测定结果相对偏差≤4％;主泵输入电功率法测定结果是可信的。     

核电厂KIC供配电方案分析

核电厂计算机信息与控制系统（K IC ）的供配电对K IC的可用性及可靠性具有决定性的影响。本文在对两个核电厂K IC的功能结构简要描述的基础上,通过对K IC的供配电方案的对比分析,分别阐述了单一母线失电状况下K IC的状态,并指出了两个核电厂工程实践中K IC供配电存在的问题,提出了改进意见,为后续核电厂大修改进及新建CPR1000和三代项目KIC供配电设计提供了参考。     

核电站主泵机组地震响应谱分析及应力评定

用三维实体建模软件Inventor建立某核电站主泵的三维实体模型。对模型进行简化,灵活运用ANSYS的单元属性和接触功能,建立有限元动力学模型。通过模态分析,得出前13阶固有频率。在此基础上,用SRSS振型组合法分析多地震谱、多角度下核主泵的地震谱响应,得到了相应的应力和位移响应。对主泵进行静力学分析,将地震动应力与静应力相叠加,分析不同工况下主泵机组的应力值。按ASME规范进行校核,结果表明：应力值满足标准要求。     

核安全审评中对某核电厂稳压器的模态分析

以稳压器模态分析校核为例,校核设计者的计算结果,为核安全审评提供依据。使用3种ANSYS单元对稳压器进行模态分析,比较结果的差异并作出总结。     

核电站功率控制的问题探讨

核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。     

田湾核电厂数字化反应堆保护系统故障模式与后果分析

从田湾核电厂数字化反应堆保护系统的结构出发，对数字化保护系统可能出现的故障种类、影响区域和故障后果等进行了详细分析,通过故障模式与后果分析（FMEA）方法，对田湾核电厂数字化反应堆保护系统是否存在设计薄弱环节作出了判断。本工作为国内数字化反应堆保护系统设计提供了一些新思路。     

秦山核电厂核测系统的调试

本文介绍了秦山核电厂核测系统在装料前后、零功率和功率试验阶段的调试过程、方法和主要数据以及源量程、中间量程和功率量程之间的复盖情况。最后对将来核测系统的设计提出了几点建议。     

快堆核电厂热力系统加热器设计方案热经济性分析

核电厂热力系统设计需在保证安全性的前提下尽量提高经济性。经济性的影响因素较多,包括技术成熟度、设备成熟度以及系统热经济性等。为了从热经济性的角度确定最优的快堆核电厂热力系统加热器配置,以俄方800 MW钠冷快堆热力系统为参考,基于热平衡分析法建立了适用于快堆核电厂的加热器、立式汽水分离再热器等设备的热力分析模型,进而开发了快堆核电厂热力系统热经济性分析程序,利用俄方设计计算值进行了程序验证。利用新开发的程序研究了不同加热器布置方案、给水焓升分配方案,确定了等焓降分配法的给水焓升分配方案热经济性最好。     

核电厂操纵员心理特质分析及评价研究

基于国内外有关心理特质定量研究 ,提出了一套完整的程序和方法 ,来获取核电厂操纵员全面的心理特质定量数据及利用这些定量数据来评价操纵员的行为。利用此程序和方法 ,对我国核电厂操纵员的心理特质和行为评价进行了初步研究 ,研究结果显示了利用心理特质定量数据进行操纵员行为评价的可行性和重要性     

反应堆堆芯热功率测量方法及其误差分析

通过建立精确的数学模型 ,提出了一种测量核电站压水反应堆堆芯热功率的方法 ,并对该方法进行了误差分析。基于上述方法的KME系统与校验SAPEC系统的比较结果表明 ,该方法完全可以用于核电站堆芯热功率的测量