核电厂老化及老化管理

2007年3月,"欧洲核能论坛"报导了2006年该论坛在巴黎举行的关于"老化及老化管理"问题的讨论会情况。讨论会由比利时(AVN)、德国(GRS)和法国(IRSN)共同组织,交流了主要欧洲国家对付老化和处理老化问题的许多经验,颇有值得学习和借鉴之处。本文对此作了简要概括,并结合我国实践作了若干评述和补充,供有关同志参考。     

核电厂建设项目应关注的问题

从核安全监管当局早期介入和业主单位职责的两个方面,分析了芬兰Olkiluoto 3核电工程拖期原因,对我国核电建设提出几点值得关注的问题。     

世界关注研究堆的老化问题

【《欧洲核能综览》1995年9—10月号第44页报道】 目前,全世界运行中的研究堆有近300座,其中堆龄在20年以上的占74％,堆龄超过30年的占37％。 近几年来,研究堆老化已引起了研究堆运营单位、审管人员和公众的关注。由于与研究堆老化相关的问题,人们已对这些堆做了大量的安全评价工作,最后提出了关     

核电厂选址及环境影响评价应关注的问题

结合近年来我国核电厂选址工作,根据核安全以及环境保护的有关法规要求,重点分析了我国核电厂选址及环境影响评价的特点,并提出了我国核电厂选址及环境影响评价应关注的问题。     

美国关注古巴新核电厂的安全问题

美国国务院5月30日说,它已告诉古巴,希望它确保即将完工的核电厂的“安全高标准”原古巴一名负责核电厂质量控制的工程师在美国说,古巴一座正在建造的、由苏联设计的反应堆存在着严重的缺陷。他估计该堆10—15%的焊接不合格。古巴核电厂的建造始于80年代后期,     

核电厂网络安全引发关注

<正>【本刊2017年9月综合报道】据普氏《核子周刊》2017年7月13日刊报道,美国参议员爱德华·马基7月10日要求多个联邦部委和机构提交有关危及美国核电厂网络安全的外国黑客攻击信息。马基是来自马萨诸塞州的民主党参议员,长期以来一直对核电持批评态度。马基在7月10日致国防部(DOD)、能源部(DOE)、国土安全部(DOHS)、美国核管会(NRC)和联邦调查局(FBI)的信函中表示:     

福清核电厂安全壳的老化管理

安全壳是核电厂继核燃料包壳、反应堆压力容器之外的第三道安全屏障。国内核电厂安全壳厂房多数为钢筋混凝土结构,钢筋混凝土虽然是一种耐久性材料,但经验表明,钢筋混凝土构筑物经常受一些因素影响(如设计缺陷、使用劣质材料、施工不当、暴露于侵蚀性环境等)而发生老化降质,进而损害构筑物的安全性和可靠性。安全壳厂房的老化问题需要制定主动的老化管理策略及相应的措施,以确保在整个电厂寿期内维持其功能,实现核安全屏障的完整性。     

核电厂水工构筑物的老化评估

核电厂水工构筑物是为核安全相关的系统、设备和部件提供防水淹屏障以及冷却水的重要构筑物,在秦山核电厂运行许可证延续（OLE）期间纳入了评估审查的范围。针对核电厂水工构筑物,本次OLE项目确定了核电厂水工构筑物的管理范围、老化效应,开展了老化管理审查（AMR）和水下检查活动,掌握了水工构筑物的实际服役状态,证明了水工构筑物可继续在核电厂延续运行期间执行其预期功能。     

核电厂用涂料老化鉴定试验研究

核电厂用涂料不同于一般的民用工业产品,它的性能好坏直接影响到核电厂运行可靠性和安全性,使用前必须按照相关标准对其进行严苛的鉴定试验;通过老化鉴定试验观察记录、现象分析以及性能测试以衡量涂料的优劣。鉴定试验过程中,辐照、模拟DBA环境下涂料不合格现象多;其中起泡现象是最常见的不合格判断指标;经研究分析涂料的施工工序和过程控制,长时间的湿热环境和辐照环境,突发性的核电厂冷却剂"失水事故"(LOCA)是导致涂料不合格的主要原因。     

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.     

秦山核电厂的老化及寿期管理

介绍了核电厂老化及寿期管理的相关背景以及国外核电厂在延寿方面采取的两种主要模式,即执照更新模式和PSR模式。结合目前秦山核电厂开展的主要老化管理工作,提出了秦山核电厂延寿的设想,并对核电厂寿期管理中存在的问题进行了讨论。     

核电厂机械设备老化管理大纲内容探讨

通过对国内外核电厂老化管理经验的调研,以核电厂机械设备老化管理为主要关注点,结合国内老化管理经验和IAEA的老化管理指导原则,从老化管理的方法和步骤、老化管理设备筛选原则及分级、老化机理研究、系统化老化管理的模式和方法四个方面切入分析,提出了核电厂老化管理大纲内容的编写思路和建议。     

我国内陆核电厂选址评价中应关注的问题

结合近年来我国核电厂选址的实践,分析了我国内陆地区核电厂选址与滨海地区存在的主要差异与特点,并根据核安全以及环境保护的有关法规要求,提出我国内陆核电厂选址调查评价应关注的问题.     

专家们冲洗法国核试验场

【路透社维也纳1996年8月6日电】国际原子能机构说,科学家们已完成了对法国南太平洋核试验场痕量放射性的清除工作,这些放射性的最初发现是在1995年年     

核电厂老化和寿命管理现状与进展

探讨了国内外核电厂老化和寿命管理方法、法规和实践。总体来说,IAEA的法规和导则指导性强,美国的法规和实践可操作性强,法国的法规和实践则较为系统化和标准化。针对这些特点,结合我国老化管理现状,给出了我国在进行核电厂老化和寿命管理实践以及建立相应的法规导则体系时应注意的问题。     

核电厂继电器加速老化分析及管理研究

通过对大亚湾和岭澳核电站中压配电盘的中间和出口继电器老化与失效数据进行统计,分析核电厂继电器加速老化的主要因素。继电器加速老化的影响因素为运行环境,主要是湿度、温度和振动冲击;老化机理为氧化腐蚀、机械磨损、电磨损、有机气体腐蚀、绝缘老化和电磁干扰。建议对继电器分类管理、替代使用,进行周期检测、更换或维护。     

核电厂运行安全专家决策支持系统方案

介绍了某核电厂现有的实时信息监控系统、重大设备监测系统和电站过程工艺监视系统,分析了运行专家决策支持系统的目的和意义,以及现有的3个子系统（智能报警子系统、数字化规程运行准则决策支持子系统、安全信息专家决策支持子系统）的功能方案特点,最后讨论了设计运行决策支持系统的必要性。     

加拿大颁布新的核电厂老化管理导则

正【加拿大核安全委员会网站2014年3月19日报道】加拿大核安全委员会(CNSC)已颁布一份新的核电厂老化管理导则即《老化管理》(REGDOC-2.6.3),以替代2011年6月颁布一份导则即《核电厂老化管理》(RD-334)。新导则为在核反应堆寿期内各阶段开展适当的具有前瞻性的老化管理工作提出     

核电厂凝汽器橡胶伸缩节加速老化原因分析

根据大亚湾核电站凝汽器狗骨形橡胶伸缩节的实际情况,结合国外电厂的经验,分析了凝汽器狗骨形橡胶伸缩节加速老化的根本原因.对伸缩节进行了寿命评估,并给出了具体的管理对策和建议.分析表明,伸缩节老化的机理是力学、环境等因素引起的脆化老化、疲劳老化、接触介质老化及应力疲劳与热老化;其中主要老化机理是脆化老化.