核电厂中的结构力学问题

结合秦山核电厂一期工程和巴基斯坦CHASNUPP核电厂的设计和建造,着重介绍了上海核工程研究设计院在核电厂结构力学领域的主要研究工作。对于安全壳部分的结构力学问题,考虑了基岩和软土地基两种不同的情况,对于后者仔细研究了土和结构的相互作用。对于设备和管道的结构力学问题,研究了三维应力和三维断裂。结构动力学问题研究了包括流致振动、地震和失水事故的结构响应分析。管道部分着重介绍了破前漏技术的应用。文内介绍了大量的数学模型,采用的计算机程序,分析计算和试验结果,是对压水堆核电厂中的结构力学问题较完整的论述。     

两环路核电厂试验支管振动疲劳研究

针对国内二代改进型的两环路核电厂试验用支管中存在的振动疲劳问题,文章提出了一种确定疲劳振动的测量和计算分析方法,并运用该方法对国内某两环路核电厂小支管进行了工况分析、振动测量和最大有效振动速度计算,同时采用结构力学有限元程序ANSYS软件对小支管的振动疲劳应力进行了分析。结果表明,该方法能够很好地诊断出小支管中存在的第一类敏感管和第二类敏感管,从而为判断在两环路核电厂试验中支管是否为敏感管提供了理论依据。     

核电厂人因工程人机接口设计的探讨

本文论述了人因工程在核电厂设计中的重要性。简要介绍了人因工程的内容和范围,重点讨论了新建核电厂的人机接口设计。简要说明了国外核电厂人机接口设计,详细描述了国内核电厂的人机接口设计要求。     

《核电厂取排水隧洞结构设计规范》(送审稿)通过审查

<正>2015年6月15日,能源行业核电标准化技术委员会秘书处组织召开了能源行业核电标准《核电厂取排水隧洞结构设计规范》送审稿审查会。来自环境保护部核与辐射安全中心、中国核电工程有限公司、中广核工程有限公司、上海核工程研究设计院等9家单位的14位专家和代表参会。该标准规定了核电厂取排水隧洞的结构设计、施工监测和运行要求。适用于核电厂     

《核电厂人因工程重要运行经验指导》标准编制研究

为填补我国核电厂人因工程运行经验评审的标准的空白状态,文章基于标准编制原则研究、国内外人因工程各个渠道运行经验问题梳理和研究、资料整理和翻译、标准编制细则研究、标准草案研究这一系统化的迭代方式,完成了《核电厂人因工程重要运行经验指导》自主化标准的编制研究工作,为后续可持续发展打下了基础。     

对我国运行核电厂退役准备的思考与建议

退役是核电厂生命周期的最后一个阶段,作为全生命周期管理中的重要环节,需要提前做好相关准备工作。国际上,在运行核电机组的平均年龄已超过30年,还有很大一部分机组也已永久关闭,亟须关注核电厂退役准备的相关问题。目前,我国还没有核电厂退役实践,仅有一些核设施退役的经验,核电厂退役在我国尚属于新起之业,面临着诸多机遇和挑战。对于运行核电厂,为了更好地应对今后的退役工程,我国需要重点考虑退役准备方面的若干问题,如退役标准体系研究、退役计划管理、退役技术的预先研究、退役相关资料的收集与管理、便于退役的措施的落实、退役经费、人才培养与队伍建设等。     

内陆核电厂液态流出物排放口设计及环境影响评价初探

对美国内陆核电厂液态流出物的扩散器工程实践进行了概括和总结,根据《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)的要求,在分析我国内陆核电厂液态氚排放面临较高的排放要求的基础上,对我国内陆核电厂液态流出物的排放设计及环境影响模拟进行了归纳和总结,并提出建议。成果可为内陆核电厂的扩散器研究提供参考。     

虚拟现实技术在核电厂仿真中的应用

通过对虚拟现实系统构成和关键技术的分析,对虚拟现实技术在核电厂仿真中的应用进行研究.针对核电厂仿真需求,结合核电厂运行和事故分析器,对核电厂棒控系统运动过程、安全壳内部漫游及虚拟主控室进行了实例仿真.仿真结果表明,虚拟现实技术可很好地应用在放射性较强的安全壳内仿真及与人因工程联系密切的主控室仿真上,也可应用在核电厂虚拟教学与培训系统中.     

秦山一期海堤软土地基沉降规律的耦合分析

秦山一期海堤工程是核电厂专设的防御设计基准洪水位影响的外部屏障工程.直接关系到核电厂的安全.以秦山海堤工程1+450断面为研究对象,该区域为深厚软土地基,具有压缩性高、渗透性小的特点.利用FLAC3D软件,根据核电厂地质特性建立力学模型,对海堤工程软土地基固结沉降进行流固耦合模拟计算,分析了沉降发展规律.通过与现场实测...     

核电厂总平面设计分析研究——基于福岛事故改进及运营经验分析

从秦山核电厂一期工程至今,我国核电厂的自主设计、建造已经走过了30多年的历程,目前仍然运行良好。但期间日本发生的福岛事件,为我们敲响了警钟,我们必须从中吸取经验教训,使我国的核电厂免于事故,做到防患于未然。本文从福岛事件后的改进项及核电厂多年运营经验的角度分析,对核电厂总平面设计进行研究,希望可以对以后的核电厂总平面设计提供参考。     

中国AP1000的人因工程安全审评的几个问题

第一座AP1000核电厂建造于中国的浙江省三门县。人因工程原则应用于核电厂控制室设计以及于全厂设计。本文依据法规标准对三门核电厂的人因工程进行了审评。本文介绍了审评过程中的几个重要问题。主要是主控室设计(包括环境和布局),背景噪声,主控室温升的设计变更,集成系统确认和人因工程偏差项。     

核电厂安全级数字化仪控系统通信隔离设计

核电厂仪表和控制系统被称为核电厂的“神经中枢”,对保障核电厂的安全稳定运行安全具有关键作用,是核电厂的重要组成部分。本文依据核电厂相关设计标准要求及参考核电厂的应用需求,提出一种核电厂安全级数字化仪控系统通信隔离设计方法,该方法针对安全级网络通信常见的两种通信方式——点对点通信和多节点通信,在安全级系统内部、安全级系统与非安全级系统之间分别设计独立于处理单元的通信模块,该通信模块本身属于安全级设备,采用异步通信、定制的双端口RAM及确定性的通信协议等方法;在多节点通信中采用双环路拓扑和节点旁路等机制来满足安全级通信隔离设计要求。通过搭建典型工程样机和专家独立工程评审,验证了本方案在工程应用中的正确性和可行性。     

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.     

核电厂周围液态有毒化学品类外部人为事件危险源评价方法研究

核电厂附近如果存在有毒化学品类潜在危险源,可能会对核电厂的安全构成严重威胁,因此在核电厂外部人为事件影响分析评价时必须评估其是否会对核电厂安全构成潜在影响。对于核电厂周围液态有毒化学品类潜在危险源,可采用筛选距离值的方法进行初步筛查。对于无法筛查掉的危险源,由于相关的核安全法规和导则中未给出针对有毒化学品类潜在危险源的具体评价方法,通过对国内外相关标准和文献的分析研究,提出了一套有毒液体危险化学品对核电厂影响的评价方法:首先采用适当的事故泄漏模型计算出泄漏量和蒸发量,再采用适当的扩散模型计算出到达核电厂处的浓度,最后通过与毒性浓度限值比较,判断是否会对核电厂安全构成潜在危险。本文提出的分析和评价方法可为核电厂周围有毒化学品类外部人为事件潜在危险源的影响评价提供参考。     

大屏幕显示系统在先进核电厂人机接口系统中的应用

通过对法规标准的分析研究,本文详细阐述了大屏幕显示系统在先进核电厂人机接口系统中的功能,并基于工程应用给出了主要的显示信息。本文结果对后续先进核电厂大屏幕显示系统设计有一定的指导意义。     

核电厂控制器人因工程验证准则和方法探讨

为防止或减少人的失误，保证核电厂安全运行，需要从人因工程设计方面对控制设备进行验证。本文综合考虑了国内外有关核电厂控制器的人因工程法规标准，探讨了核电厂控制器的人因工程验证准则及验证方法，并结合相关实例为核电厂控制器人因工程验证准则及方法的选择提供参考依据。结果表明，在对核电厂控制器进行人因工程验证时，应选择合适的人因工程验证准则，并结合适当的验证方法，才能保持结论的客观性的同时又保证其正确性。     

反应堆保护系统信息安全分析

针对国内核电厂反应堆保护系统(RPS)DCS平台研发和工程实施过程中的信息安全进行了研究,采用信息安全分级方案、区位模型,以及攻击树建模方法,对RPS进行级别和区位设定,并建立RPS攻击树模型,分析可能的攻击途径。提出了系统化的信息安全分析方法和信息安全措施,可供核电厂RPS系统平台研发、工程实施和运行维护等项目参考。     

AP1000核电厂灵活循环燃料管理策略研究及应用

我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。     

一个先进压水堆核电厂的非能动安全和经济性能初步分析

西南反应堆工程研究设计院对600MWe先进压水堆核电厂(AC-600)进行了概念设计。非能动安全系统和减少核电厂建造初投资是AC-600设计的重点。本文介绍了有关非能动安全系统的设计特点和安全功能,同时对AC-60C的经济性能也做了初步分析。     

CORA程序介绍和在腐蚀产物控制措施上的应用

为了便于国内核电厂进行较为深入的腐蚀产物产生、分布和控制措施等研究,对腐蚀产物的产生和物理特性、CORA程序的原理及使用范围、国际上采用CORA程序对核电厂腐蚀产物控制措施的情况、辐射场监测和集体剂量分析等方面的经验进行了研究,并采用CORA程序对AP1000核电厂主要的腐蚀产物控制措施进行了分析。通过研究得出如下的结论和建议:CORA程序适用于当核电厂设计条件发生变化时,对电厂中腐蚀产物的影响进行评估;国外广泛采用CORA程序应用于核电厂辐射场测量和腐蚀产物控制措施研究中;CORA程序计算可说明AP1000核电厂中采用的主要控制腐蚀产物的措施,如控制蒸汽发生器传热管钴含量、提高向反应堆冷却剂中注入的Li OH浓度等措施对于控制腐蚀产物是有效的;建议国内核电厂广泛应用CORA程序以研究电厂中辐射场的变化及腐蚀产物的控制措施。