浅谈核电厂核安全级设备焊接质量保证

通过对核安全级设备焊接质量保证体系重要性进行分析,从核安全监管的角度总结和梳理焊接质量保证体系建立的基本要求,并提出了保持质量保证体系有效运行的主要措施和方法,阐述实践和培训是体系提升和改进的主要方式,最终目的保证设备焊接质量受控。     

核电厂及设备的寿期和剩余寿期预测分析方法的研究

截至目前,全世界已有450多座在运核电厂,其中相当一部分核电厂是70年代建造的,这些核电厂已达到或接近预定寿期,在这种情况下,不对其设备进行寿期预测、评估而继续运行,对安全是极为不利的。而对于还没有到预定寿期的核电厂,为了安全管理的需要,其设备的寿期及剩余寿期也应预测。同时,也应对设备运行及核电厂运行的经济性如何这些人们普遍关心的问题进行预测。该文的目的是给出核电厂及其设备寿期与剩余寿期的预测方法。其方法是:通过对核电厂运行的经济性分析,给出预测核电厂寿期的方法;通过损坏计算法和概率统计法及设备运行费用经济性分析的方法给出核电厂的设备寿期与剩余寿期的预测方法;结果是:正确地给出了核电厂及其设备寿期与剩余寿期的预测方法;结论是:该方法适用于核电厂及设备,也适用于其他行业如化工行业的设施及设备。     

核安全重要设备和系统的定期试验以及再鉴定试验

1前言 WWER型压水堆核电站利用低富集度铀核裂变释放大量热能产生的蒸汽推动汽轮发电机组发电。核燃料在核裂变过程中除了释放巨大的能量以外，还伴随着大量放射性物质的生成，为阻止大量放射性裂变产物释放到周围环境中，核电站采用了纵深防御设计概念，并贯彻予核电站安全有关的全部活动过程。     

核电仪控设备可靠性增长试验技术研究

可靠性增长试验是提高核电仪控设备可靠性的重要手段,本文在对可靠性增长试验发展历程总结的基础上,分别进行了传统可靠性增长试验(GJB1407)及加速可靠性试验中高加速寿命试验(HALT)和加速寿命试验(ALT)在核电仪控设备上的工程适用性分析,并对研发阶段加速可靠性增长试验HALT和ALT的具体实施进行了总结,为核电仪控...     

高性能核安全级控制显示操作系统软件设计技术研究

核安全级控制显示操作设备(Nuclear safety classified control and information display,SCID)是核电站数字化仪控系统的关键设备,实现运行操作人员与数字化核安全级控制保护系统人机交互功能.本文对我国SCID的需求进行了分析,得出研制高性能SCID的必要性;提出了基...     

核安全级水泵鉴定试验系统模块化设计研究

作为压水堆核电机组中的水力能动设备,泵类产品的可靠性对整个核电站的安全起着及其关键的作用。核一级、二级泵的研发中,在样机鉴定阶段要进行各种苛刻的鉴定试验,以保证设计符合系统要求。然而目前国内在关于核级泵试验方面的研究较少,本文针对目前核电站采用的核二级泵鉴定试验要求,采用模块化设计的思想,对满足其要求的试验系统设计进行了研究,就试验台架的设计思路及问题进行了讨论,并提出合理的综合试验系统设计方案。     

基于质量特性的数字化核安全级仪控平台系统测试需求分析方法研究

在数字化核安全级仪控平台系统测试中,测试需求分析是明确测试特征的重要活动。基于核安全级仪控平台的特点,在系统测试需求分析过程中引入质量特性的概念,提出了适用于核安全级仪控平台的质量特性分类,并建立了基于质量特性及度量的平台系统测试需求分析方法。通过在某核安全级仪控产品平台中的应用,对方法的有效性进行了说明和验证,表明所提出的测试需求分析方法能较为全面地识别关键测试特征,有效提高平台系统测试分析的完整性。     

关于核级设备的静动态抗震试验的思考

核级设备必须通过抗震鉴定,抗震试验是能动设备的主要鉴定方法.美国ASME QME-1-2002提出可采用静力法.本工作论述静力法的使用要点、前提条件和使用限制,并提出静力法适用范围的建议.     

进口民用核安全设备开箱检查的实施及若干问题的探讨

介绍了进口民用核安全设备安全检验的第二阶段—开箱检查的目的、内容、流程及要求,明确了开箱申报材料的审查重点,介绍了安全检验机构在核设施现场外实施开箱检查的监督检查(以下简称开箱见证)步骤,探讨了对开箱检查工作、监造、装运前检验、监装及验收的理解以及出具开箱见证报告等典型问题,并提出了一些加强进口核安全设备开箱检查工作的建议。     

基于退化失效模型的旋转机械寿命预测方法

退化失效模型与传统可靠性预测的根本区别在于,不论在统计推断还是寿命分布拟合过程中,可以充分利用退化数据提供的更多过程和寿命信息,能较准确地进行具有耗损特性的机械产品的寿命预测.针对旋转机械运行过程中强度破损失效模式,本文利用正态随机过程模型描述其退化失效过程,进行了旋转机械的寿命预测方法研究.通过分析加速寿命方程与退化失效模型的关系,考虑到加速寿命试验方法以应力换时间的有效性,进行了旋转机械加速寿命试验.通过对试验结果进行最佳线性无偏估计,得到强度退化失效模型的退化轨迹;在解决了退化失效方程奇异性的基础上,进行了旋转机械的寿命预测,得到点估计与区间估计的可靠寿命预测结果.     

FMEA法评估反应堆控制棒驱动机构可靠性

控制棒驱动机构是反应堆本体中唯一的能动设备,其运行的可靠性对反应堆的反应性控制具有重要的作用。本文在介绍失效模式及影响分析(FMEA)方法的基础上,以我国新设计的反应堆控制棒驱动机构为对象,使用该方法进行可靠性评价。评价结果明确了各设备部件的失效原因和失效模式,确定了各部件的严重性等级和风险等级,为今后控制棒驱动机构的可靠性管理提供支持。     

核电厂人员闸门新型传动机构研发设计与分析

采用数字化设计方法,研发了人员闸门新型传动机构并完成了样机模块化设计开发。使用故障模式及影响分析（FMEA）方法,找出了新型传动机构薄弱环节,即锁紧机构传动链和地震后的门旋模块及门栓插拔模块,分别利用动力学仿真软件ADAMS对锁紧机构传动链的锁紧功能及运动性能进行了运动模拟仿真分析,利用有限元分析软件ABAQUS对地震后门旋模块的可运行性及门栓插拔模块的有效性进行了分析。结果显示,锁紧机构传动链选型合适,门旋模块满足可运行要求,门栓插拔模块满足有效性要求。研发的新型传动机构传动链及结构设计合理,满足三代核电的要求。     

基于FMEA的密封氘氚中子管可靠性分析

中子管是可控中子发生器的关键核心部件。国产中子管在可靠性、稳定性等方面与国外先进水平还有一定差距。为了得出影响中子管可靠性的关键因素,以预制靶密封氘氚中子管为例,采用风险优先数法（Risk Priority Number,RPN）开展了故障模式及影响分析（Failure Mode and Effect Analysis,FMEA）,按不同约定层次对所有可能的故障模式、故障原因、故障影响、后果严酷度、发生概率及危害程度进行了详细分析。根据FMEA结果,讨论了危害性较大的故障模式,并给出了提高中子管可靠性的设计改进方向。研究表明：离子源和靶是影响中子管可靠性的关键部件,离子源阴极/阳极短路导致的电离异常、靶膜氧化或脱落导致的吸附氘氚气体能力丧失等故障模式的危害性较大。     

TOPAZ-II空间核反应堆电源始发事件分析

为综合评价空间核反应堆的安全性,为其设计、运行提供技术支持,本研究基于概率安全分析（PSA）方法,以TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源为研究对象,对其始发事件（IE）展开研究。通过运行经验反馈、失效模式及影响分析（FMEA）2种途径得到了涵盖TOPAZ-Ⅱ核反应堆电源所有任务阶段的IE清单,共计15个。进一步依据系统响应过程,将IE归为6组。研究表明,因设计特征、运行环境及任务阶段的独特性,空间核反应堆电源的IE与地面核动力设施相比存在显著差异。本研究确定的TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源IE清单及其分组方法为空间核反应堆的PSA奠定了初步研究基础。     

兆瓦级热管反应堆堆芯核热特性研究

基于美国MegaPower兆瓦级热管反应堆设计方案,本文利用蒙特卡罗软件OpenMC与有限元分析软件COMSOL开展堆芯核热特性研究。研究表明：堆芯轴向功率分布呈先升高后降低趋势,且下半段功率水平比上半段高。径向功率随径向距离的增大而降低,在靠近径向反射层处出现反弹升高,且这些区域的功率分布明显受转鼓组件的影响。“大小转鼓”的设计方案不利于兆瓦级热管反应堆的反应性控制。边界区域位置热管失效会造成更高程度的基体/燃料温度上升。3根热管失效工况下的燃料棒温升是2根热管失效的32倍。即使3根热管失效的极端事故工况下,堆芯基体及燃料棒峰值温度仍在安全限值内,表明兆瓦级热管反应堆这种固态导热堆芯的优越安全性。     

ATWS缓解系统可靠性分析

未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）缓解系统是保证中国先进研究堆（CARR）安全的重要系统之一。当发生预期运行瞬态,反应堆未能紧急停堆时,通过ATWS缓解系统动作实现停堆,从而保护反应堆安全。ATWS缓解系统的高可靠性是保证其完成预期功能的重要条件,因此对该系统的可靠性给予了高度重视。本文以ATWS缓解系统为研究对象,利用故障模式及影响分析和故障树等可靠性分析方法,建立相应模型,对ATWS缓解系统进行了定性和定量的分析,得到了ATWS缓解系统发生故障的概率和最小割集,找出了薄弱环节,提出了改进措施和建议,其可靠性水平已达到CARR工程的设计要求,验证了设计,为CARR其他系统分析和验证奠定了基础。     

基于FPGA的核安全级仪控系统设计与验证

为解决基于微处理器技术的核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）中软件共因故障（CCF）的问题,通过多样性手段避免当未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）发生或反应堆保护系统（RPS）因CCF导致丧失安全功能的风险,本文设计了一种基于现场可编程逻辑门阵列（FPGA）技术的核安全级DCS系统平台,并以核电厂中RPS为实例测试验证平台的功能性能。结果表明：基于FPGA的核安全级DCS系统平台在可用性、适用性和可靠性等方面都满足核电厂安全级数字化仪控系统的要求。     

Addressing the heavy liquid metal – Water interaction issue in LBE system

The interaction between heavy liquid metal (HLM) and water is a safety concern for the preliminary designs of lead fast reactor (i.e. LFR) and of subcritical transmutation system prototypes (i.e. XT-ADS). Current pool-type configurations have steam generators (SG) inside the reactor vessel. This implies that the primary to secondary leak (e.g. steam generator tube rupture) shall be considered as a postulated initiating event. The issue is addressed for CIRCE facility in ICE (Integral Circulation Experiment) configuration. CIRCE facility is a large pool system aimed at studying key operating principles of Lead Bismuth Eutectic (and Lead) systems. The configuration ICE was carried out to perform integral experiments, simulating the coupling between a high-performance heat source (electrically heated fuel bundle) and the heat exchanger, which was representative of the preliminary design of the XT-ADS heat exchanger. A Failure Mode and Effect Analysis (FMEA) is applied in order to get a complete picture of all the failure modes pertaining to this system, to determine their effects and to classify them according to their severity. The outcome of the analysis has identified as major hazard, relative to the CIRCE facility in the ICE configuration, the risk related to the LBE/water reaction, although with a very low probability, with the potential for a suddenly and dangerous pressurization (beyond the failure threshold) within the main vessel. A SIMMER-III code model of the system has been setup to provide deterministic results of the scenario. The results are supported by means of a LBE/water interaction experiment executed in LIFUS5 facility. LIFUS5 is a separate effect test facility dedicated to the investigation of LBE/water interaction. SIMMER-III code pre-test and post-test analyses are performed to define the boundary conditions of the experiment and to demonstrate the reliability of the code in simulating the phenomena of interest. The activity contributes to solving the safety issue raised for the operation of CIRCE facility and it provides a sample approach for addressing the safety studies needed in the development of the lead fast reactor and of the subcritical transmutation system.     

HALT试验方法在数字化仪控设备研制中的应用

为了解决数字化仪控设备在设计阶段无法规避其潜在故障模式,传统研制试验方法无法模拟设备在全寿命周期内的环境剖面和任务剖面,以及在研制阶段无法暴露设备部分故障模式的问题,提出对适应性精简后的某型数字化仪控设备开展高加速极限试验（HALT）试验,并借鉴国外大量类似试验的统计结果和设备环境适应性要求制定了衡量故障改进必要性的应力水平范围判据;同时结合相似仪控设备应用经验反馈对试验方案进行了调整;最后结合目标设备已有的机内测试（BIT）检测手段配套开发了实时状态监测和故障分析工具,配套完成试验开展过程中的实时监测和辅助失效分析。试验结果表明,定制化调整后的试验方法可有效地暴露和复现该典型数字化仪控设备的潜在故障,可操作性较强,可应用于其他相似的仪控设备。