CEPR机组CRDM役前检查方案优化

某CEPR机组的控制棒驱动机构（CRDM）耐压壳安装完成后,发现此批次CRDM焊接见证件试验存在不合格样品。为缩短CRDM更换工期,降低对于项目整体进度的影响,在对CRDM耐压壳更换过程中通过深入研究役前检查规范,提出了一种新的役前检查策略。经实践表明,采用优化后的役前检查方案,在10 d内即完成了全部CRDM的离线役前检查,较最初的计划提前了约20 d;通过对安装后的部分CRDM进行超声和涡流检查,发现离线和在线检查结果一致,并且在线检查不存在可达性问题。      

我国核电厂役前检查异常情况汇总与典型案例分析

役前检查是在役检查活动的重要组成部分,是后续在役检查结果的比较依据.我国核安全法规要求:核电厂首次装料前必须完成役前检查工作,并向核安全监管机构提交役前检查结果报告,核安全监管机构对报告进行审评.本文梳理了近年来我国核电厂役前检查发现的异常情况,并对典型案例进行了深入分析,为后续役前检查活动的实施和核安全审评提供了经验...     

核工业核电在役检查中心的计量认证

根据国家计量法和计量法实施细则的要求,在役检查中心的检定、测试能力和可靠性必须经国家技术监督局考核合格,并取得合格证书,才能从事检测工作。计量认证主要对检查中心的组织机构、仪器设备、检测工作、人员条件、工作环境和工作制度等6个方面进行全面考核。本文介绍了中心开展计量认证进行全面考核的情况。     

M310堆型核电站役前检查与系统水压试验实施时机探讨

通过对核安全导则HAD103/07、RSE-M规范、ASME规范第XI卷和法国1999法令等相关文件的解读,结合目前国内压水堆核电站役前检查的工程实践,分析役前检查与水压试验的相互影响,形成对机组一回路役前检查与系统水压试验实施时机的技术方案。     

核电厂在役检查探讨

在役检查是指核电厂承压边界重要核安全相关部件的定期检查,是核电厂整个寿期内的重要活动之一。本文从核电厂营运单位的角度论述了核电厂在役检查的组织体系、文件体系、不同阶段的重点工作和在役检查人员配置等。     

CPR1000 RPV役前检查缺陷显示问题分析

针对某中国改进型三环路压水堆(CPR1000)反应堆压力容器(RPV)出口接管与法兰接管段筒体焊接接头在制造阶段超声检验(UT)合格,而役前检查(PSI)阶段UT发现超标缺陷显示的问题,对制造阶段和PSI阶段UT技术要求进行对比分析。结果表明:将制造阶段采用的RCC-M规范验收标准应用于PSI阶段UT技术方法是导致问题产生的直接原因,而PSI阶段与制造阶段的UT缺陷尺寸测量方法和缺陷显示累计要求存在差异是导致问题产生的根本原因。基于PSI的目的是建立在役检查的零点,提出如下观点:PSI阶段发现的超标缺陷显示,如可行,应考虑采用制造阶段的检验方法和验收标准进行复检和验收。     

运用过程方法完善核电在役检查过程质量控制

本文通过对核动力运行研究所核电在役检查质量控制体系的描述,介绍了核电在役检查项目运用过程方法进行质量控制的要求、方法和具体的实践活动.     

压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究

压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究是修订和编制我国相关核电在役检查标准的基础和前提。本文简介了在役检查规则研究目标、方法、主要内容和结果以及在役检查规则制定依据,简述了规则研究相关主要问题的处理方法和结果,对比分析了依据研究结果编制的NB/T 20312标准与EJ/T 1041标准在役检查规则的主要不同点,给出了准确理解和正确应用NB/T 20312标准有关在役检查规则的提示和说明,为有效应用该标准在役检查规则提供重要参考。     

核电站在役检查

为了确保核电站有高度的安全性和可靠性,在核电站的使用寿期内,需要对反应堆主要设备和系统作严格的在役检查。本文评述和分析了几种典型的在役检查方法和装置的发展,及其对核电站设计所提出的要求。     

EJ/T 1041—1996《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》在役检查计划的修订

EJ/T 1041—1996《压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则》的在役检查计划是我国核电站实施核岛机械设备在役检查的主要依据之一。文章分析并总结了EJ/T 1041—1996在役检查计划的不足及主要问题,通过吸收国内外核电站在役检查计划的实践经验,完成了EJ/T 1041—1996的在役检查计划的修订。     

方家山核电机组主泵调试

方家山核电机组采用的主泵与国内其他核电厂的主泵有很大区别。针对方家山主泵调试过程中出现的泵轴振动大,主泵逻辑不适应现场实际情况以及轴封系统问题,油系统问题等进行分析并与厂家技术人员和系统设计人员讨论,使问题得到解决。     

方家山核电厂主泵轴密封水系统运行分析

应用ANDRITZ冷却剂泵轴密封系统功能性试验中所得到的运行数据,分析轴封注入水密封的风险,主泵阀门状态改变对主泵运行的影响,主泵轴密封系统各级参数的变化对主泵启动及运行的影响。结果表明,轴封注入水密封存在一定的运行风险;主系统压力对轴密封注入水的高、低压泄漏流量影响不大;主系统的压力值应高于2.75 MPa时,主泵启动才是安全的。     

方家山核电厂火灾频繁误报警原因分析及策略

火灾报警系统是核电厂消防系统的重要组成部分,运行人员通过火警主机CRT及DCS二层报警系统判断现场是否出现火警情况,火灾报警系统的可靠性决定了机组运行是否存在潜在火灾风险.本文阐述了方家山机组运行以来,对"方家山火灾频繁误报警"的报警进行分类统计和原因分析,针对典型的、占比较高的缺陷类型制定了应对策略,并对相关的优化改...     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作.主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器.主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等.设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果.但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究.     

方家山核电机组设备可靠性数据统计方法研究

介绍了随机截尾试验的可靠性数据的计算方法。利用方家山N1-EAM信息应用平台,以合理假设为基础,对设备缺陷数据进行分类统计,以举例的方式探讨方家山机组可靠性数据的统计方法。     

秦山重水堆核电厂的主要设计改进

为了改善电厂性能 ,在CANDU 6设计的基础上作了 90余项设计变更和改进 ,使其在设计上已成为目前世界上在建造、运行的CANDU 6机组中最好的重水堆核电厂。这些设计改进对同类核电厂具有重要的参考价值     

核电站1E级设备的抗震鉴定试验

在简略介绍了地震载荷特性之后,着重说明了模拟地震环境时要注意的一些问题。对地震荷载、持续时间、试验方向以及 OBE 和 SSE 试验要求等问题作了较详细的说明;最后,给出了试验实例.     

核电厂主控制室任务分类的初步探讨

本文阐述了主控制室的重要性与发展要求。并对如何在先进控制室设计中实施人因工程原则进行了简单介绍。重点论述了核电厂主控制室任务分析的目的与作用、策略与方法、范围与内容，并对初步的任务分类进行了探讨。