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。     

AP1000核电厂部件质量等级的划分及其与我国法规、标准的相容性

引述了美国法规、导则中的关于划分质量组要求,介绍了划分质量组的具体规则,指出了不同的质量组应满足的工业标准,并讨论了质量组的划分与我国相关法规、标准的相容性。     

CPR1000核电厂LBLOCA裕量提升研究

为进一步提升核电厂安全性,核电厂用户提出了15%安全裕量的要求。为提升CPR1000核电厂大破口失水事故(LBLOCA)安全裕量,从改动最小、收益最大的角度出发,提出了两种改进措施:增加安注箱水体积和采用热棒统计分析方法(HRSM)。利用CATHARE程序,对安注箱水体积增加进行敏感性计算,以得到水体积增加量的最优值;热棒统计法中,对3个很大程度上影响计算结果的输入参数进行了抽样,并对计算结果进行统计分析,得到95%95%值(95%置信度下95%概率值)。结果表明,在采用上述两种改进措施后,CPR1000核电厂的LBLOCA安全裕量提升了6.5%。     

CPR1000核电厂DCS质量位传递原则探讨

本文介绍了CPR1000核电厂数字化仪控系统（DCS）质量位传递机理,结合工程案例,分析了DCS在处理失效和显示过程中遇到的问题。通过不同解决方案的对比,探讨了DCS信号质量位传递、显示原则和实施方案。     

AP1000核电厂质量保证分级方法探讨

以西屋公司AP1000分级为基本原则,参考国内AP1000自主依托化项目质量保证分级方法,综合质量保证分级考虑因素,满足国内核安全法规和标准对质量保证分级的要求,提出了后续AP1000项目质量保证分级的方法。     

CPR1000核电厂严重事故环境条件计算分析

严重事故环境条件是设备鉴定和设备可用性评估的重要设计输入.本文针对CPR1000核电厂严重事故的环境条件进行计算分析,进行了典型的严重事故序列选取以及计算模型的处理,最终确定了安全壳内严重事故工况下的热工水力环境条件.同时本文也根据设备和仪表的具体位置细化了安全壳内的模型,进而得到设备所处具体隔间的特定环境条件分析方法...     

EPR核电厂安全级防火阀分级

EPR核电厂的安全分级采用功能分级指导物项分级的理念。对于具体设备,其分级包括设备的本体分级和仪控分级。通过对防火阀所属系统的功能分析确定其功能分级,再以功能分级为基础并结合系统运行工况确定防火阀的设备本体分级和仪控分级。     

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．     

核电厂物项分级及相关标准

本文评述了涉及核电厂物项分级的法规、导则和标准.对不同文件中的安全分级、抗震分类、规范分级、质保分级进行了分析对比.对一些概念,如安全重要物项、安全4级、规范级与核级等进行了阐述、解释并提出了建设.对标准中存在的一些问题提出了看法.     

秦山地区运行核电厂物项和服务质保分级

秦山核电基地是中国大陆核电的发源地,目前有7台运行机组,因堆型、建造年代和管理模式等不同,物项和服务的质保分级也有所不同,为便于秦山地区运行机组质量管理的统一和规范,中核核电运行管理有限公司统一了质保分级方法,明确了分级流程和分级要求等,可为其它核电厂物项和服务的质保分级提供借鉴。     

CPR1000核电厂主管道90°弯头结构优化研究

研究CPR1000核电厂主管道90°弯头壁厚的分布规律,提出一种优化的90°弯头结构。优化后的弯头结构与原设计结构的主要差异为:原设计弯头在内弯处120°范围内向管道内部凸起局部增厚,120°到中性面为厚度过渡区,外弯180°范围没有增厚;优化后的结构利用内外圆偏心实现弯头外弯处壁厚薄而内弯处壁厚,弯头截面内径为一个完整圆形,整体壁厚均匀变化。分析结果表明,改进后的结构满足规范要求,更有利于加工制造。。     

CPR1000核电厂SEC系统改进项的T3试验方案分析与应用

结合某核电厂重要厂用水（S EC ）系统设计改进的工程应用情况,从工艺系统的角度,介绍了系统T3定期试验的定义、分类、试验内容和试验方案,对CPR1000核电厂SEC系统设计改进和系统 T3定期试验方案的制定有指导意义。     

CPR1000核电厂DCS机柜失电分析

介绍了CPR1000核电厂数字化控制系统（DCS）的总体结构,以反应堆保护机柜（RPC）为基础,分析RPC的信号接口特性和信号关键路径节点的信号处理机制。结合RPC Ⅳ保护通道失电造成未能停堆的预期瞬变（ATWS）系统误发停堆信号的原因进行分析及优化,结果表明：对DCS机柜失电分析的研究是必要的,通过对RPC Ⅳ的给水流量信息进行优化和合理分配,可避免误发停堆信号。失电分析可优化仪控的设计,提高核电厂的可靠性。     

CPR1000型核电机组厂房辐射监测系统

简要介绍CPR1000型核电机组的厂房辐射监测系统的功能、组成及结构,根据辐射监测通道的测量方式、测量对象与目的的不同对系统的下属辐射监测通道进行了分类介绍。     

CPR1000核电机组事故程序融合方法研究

事故程序是核电厂纵深防御的重要组成部分,但目前CPR1000核电机组各种类型的事故程序在接口、程序结构等方面存在一些问题,需要进一步梳理分析并将各类事故程序在一个程序体系的框架下融合起来。本文梳理分析了CPR1000核电机组事故程序的现状,并在此基础上提出事故程序的融合方法,该方法有助于提升CPR1000核电机组事故管理的水平,同时为国内其他核电机组事故程序的融合提供借鉴和参考。     

物项安全分级中的几个重要问题探讨

本文基于核动力厂物项（包括构筑物、系统和部件）安全分级的目的和意义,结合HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》和IAEA导则文件SSG-30关于安全分级的要求,讨论了物项功能失效后果的分级原则,以及用于事故预防和缓解功能的物项在安全分级中的建议。此外,本文还分析了物项安全分级在核动力厂安全评价中的作用,探讨了不同级别物项的设计和建造要求的落实。     

浅析AP1000核电厂设备发电可靠性分级方法

为了提高核电厂稳定发电能力并在一定程度上支持核电厂安全性和经济性目标的实现,AP1000核电厂开发了一套设备发电可靠性分级方法用于识别发电关键设备方法。该方法在核电厂设计过程中的运用可使设计者从核电厂运行发电可靠性的角度来识别和改进核电厂发电相关的薄弱环节,同时也可对核电厂机组今后的运行维护和技术改进提供重要参考。     

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。     

AP1000核电厂设备可靠性分级研究与探讨

结合核电厂现有核安全、电力生产、风险等已有设备等级,以及考虑工业安全、环境安全、核与辐射安全、法律法规要求、维修经济性等多种因素,针对AP1000机组设计特点,提出以提高设备可靠性为目标的设备可靠性分级原则,并介绍了AP1000核电厂的设备可靠性等级以及设备可靠性分级的分析过程,增加了设备工作频度、工作环境和功能设备组的判定。最后结合实际工程,总结了几个需要注意的问题和具体的应用经验。