重水堆核电站大修管理发展趋势

重水堆核电站家族在20世纪90年代关停整顿部分机组后,通过业内同行间的良好合作、先进检修技术的应用、大修周期的延长以及基于延寿考虑的大修管理等诸多手段和措施,使大修业绩和机组运行业绩明显提升。本文将对重水堆核电站大修业绩不断提升的驱动力及大修管理的发展趋势进行介绍,以期共同进步和发展。     

重水堆机组大修的核安全风险控制

重水堆机组大修期间核燃料仍保持在堆芯,同样存在反应堆意外临界、堆芯余热不能正常导出引起燃料元件损坏等核安全风险,而且这种风险还由于停堆大修期间核电站系统配置薄弱、交叉作业多等因素而增加.文章分析了秦山三厂典型的大修关键路径安排中存在较大核安全风险的几个阶段,并介绍了在历次大修中结合重水堆机组特点所采取的一系列核安全风险管控措施,以确保机组大修期间的核安全.     

重水堆运行监督中的几个特殊问题探讨

秦山第三核电厂的CANDU-6型重水堆已经进入商业运行阶段,上海监督站在对重水堆的监督过程中遇到了一些新的问题,如重水泄漏与损失、燃料棒束包壳破损以及在电厂大修期间由启动仪表导致第一停堆系统误动作等.本文就这些特殊问题的处理原则进行探讨,并提出了自己的见解.     

AFAL分析方法在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用

介绍核电厂的仪表漂移特性(AFAL)分析法以及在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用,以及AFAL的主要技术手段和实施过程。通过对AFAL的研究,论证仪表标定周期延长的可行性。在确保核安全的前提下,实现核电厂机组换料大修周期的延长。     

基于概率安全评价的技术规格书优化

概率安全评价(PSA)作为一个风险分析的方法,在国内外核电厂风险管控中得到了越来越广泛的应用,美国部分核电厂已经开发并实施了基于PSA分析的技术规格书。但对于重水堆的技术规格书优化,在国际上目前尚无该方面的经验,本文参考美国相关的技术导则与实践,以秦山核电厂三期2号停堆系统试验频率为例进行优化分析,评价该方法在重水堆机组的适用性,探索重水堆技术规格书优化的方法。     

印度首座700 MWe加压重水堆并网

正【世界核新闻网站2021年1月11日报道】印度格格拉帕尔核电厂3号机组2021年1月10日实现首次并网发电。该机组是首座印度本土设计的700 MWe加压重水堆(PHWR),2020年7月实现首次临界。格格拉帕尔3号机组"是印度拟建设的16台700 MWe加压重水堆机组中的领跑者,这16台机组均已获得政府的行政批准和财务许可,正处于不同的建设阶段"。除了格格拉帕尔3号机组,还有3台加压重水堆机组已完成首罐混凝土浇筑,正式启动建设,即格格拉帕尔4号机组以及拉贾斯坦7号和8号机组。     

重水堆燃料铍材国产化及入堆验证试验

为了将制造重水堆燃料棒束使用的铍材国产化,在工艺鉴定合格的基础上,分析国产铍材燃料棒束堆内运行的要求,制定国产铍材燃料棒束专项生产计划,并将生产的国产铍材燃料棒束装入秦山第三核电厂的2号机组反应堆中进行验证试验。结果表明:国产铍材燃料棒束的质量和性能满足秦山第三核电厂重水堆机组运行的要求。建议后续对铍涂覆过程进行精细化控制,使涂覆质量最佳。     

重水堆慢化剂热传输系统优化设计及经济性评估

有效降低厂用电率并提高发电经济性将成为未来核电厂必须面对的现实性问题之一。本研究以秦山三期重水堆机组为对象,通过对重水堆慢化剂热传输系统的优化设计,将1号低压加热器入口凝结水作为慢化剂热交换器壳侧冷却水,利用慢化剂中的低品位热量可使1号低压加热器入口的凝结水温度提升近32℃,减少的低压缸抽气继续用于级中做功,产生的额外电能约为30.92 MW。对该系统优化设计的经济性评估,核电厂每年可新增收益2.11亿元,而核电厂需承担循环冷却水泵更换、管道安装等一次性改造成本约200万元。     

德国最老的核电厂将在2005年关闭

根据德国联邦环境部(BMU)的计划,德国最老的奥布利希海姆核电厂在延长2年的寿期后,将在2005年中期到年底关闭。BMU拒绝了运营者EnBW公司提出的转让内卡-2号堆15 TW·h寿期生产权的申请,这样会使奥布利希海姆核电厂的运行寿期再延长5年半。EnBW被允许从菲利普斯堡-1反应堆转让5.5 TW·h给奥布利希海姆核电厂,使其寿期延长约2年,在此过程中实际上减少了菲利普斯堡-1反应堆的运行寿期。德国最老的核电厂将在2005年关闭     

俄4台核电机组获准延寿

正【本刊2020年1月综合报道】2019年12月,俄罗斯联邦生态、技术与核能监督局(Rostechnadzor)批准4台核电机组延长运行寿期:斯摩棱斯克核电厂3号机组、科拉核电厂2号机组、比利比诺核电厂2号机组和新沃罗涅日核电厂4号机组。     

Risk-Based,genetic algorithm approach to optimize outage maintenance schedule

A huge number of components are typically scheduled for maintenance when a nuclear power plant is shut down for its planned outage. Among these components, a number of them are risk significant so that their operability as well as reliability is of prime concern. Lack of proper maintenance for such components during the outage would impose substantial risk on the nuclear power plant (NPP) operation.     

浅议福岛核电事故对我国核电发展的影响及借鉴

日本福岛核电事故虽然未对我国的环境造成严重影响,但是该事故的发生对我国后续核电的发展必然产生重大影响。我国庞大、密集的核电发展规划在世界能源发展领域是绝无仅有的,无论是在技术路线、标准制订还是在建造、运行的组织管理上,我国核电建设者和管理者都将面临巨大考验。通过分析和借鉴本次日本福岛核电事故的发生、处理过程,将对我国核电发展在多方面提供重要参考,从而促进我国核电规划及核电事故应急体系的持续完善。     

Cognitive model research of nuclear power plant operators

Human cognitive reliability (HCR) model is a very useful quantitative model to the reliability research of nuclear power plant (NPP) operators based on simulators. The event non-response probability versus normalized time curve of HCR can be evaluated by statistical distributions such as three-parameter Weibull distribution and lognormal distribution. The paper analyses the HCR model and the characteristics of Chinese NPP operators. Firstly, two-parameter Weibull distribution is used to evaluate the fitting curve of HCR. Then the reliability of NPP operators and the verification of HCR model are studied. The research shows not only the quantitative results of Chinese NPP operators but also a new method to verify HCR model, and can be referred to the real NPP operation, and hence, is of importance to safe operation of NPP.     

浅谈核电厂换料大修经验反馈

根据核电厂换料大修的特点,介绍大修经验反馈的可行性和必要性,同时按照时间节点,将大修经验反馈分成大修前、大修中和大修后3个阶段分别进行详细说明和讨论,并分别对其反馈方式、可行性等方面内容进行研究。最后总结了目前大修经验反馈工作中存在的主要问题和不足,并提出了改进方法的建议。     

换料报告审评方法及效果

换料报告是营运单位在换料停堆前向国家核安全局提交的综合报告,主要描述换料停堆期间将要进行的所有维修,试验,在役检查,装卸料等活动。通过对该报告的审评来验证营运单位所计划的活动是否满足核安全规范的要求及核电厂安全运行的需要。本文介绍了国家核安全局对大亚湾核电站两台机组第三次停堆换料报告审评时所采用的方法及审评中发现的问题。     

Development of a standard communication protocol for an emergency situation management in nuclear power plants

Correct communication between main control room (MCR) operators is an important factor in the management of emergency situations in nuclear power plants (NPPs). For this reason, a standard communication protocol for the management of emergency situations in NPPs has been developed, with the basic direction of enhancing the safety of NPPs and the standardization of communication protocols. To validate the newly developed standard communication protocol, validation experiments with 10 licensed NPP MCR operator teams was performed. From the validation experiments, it was found that the use of the standard communication protocol required more time, but it can contribute to the enhancement of the safety of NPPs by an operators’ better grasp of the safety-related parameters and a more efficient and clearer communication between NPP operators, while imposing little additional workloads on the NPP MCR operators. The standard communication protocol is expected to be used to train existing NPP MCR operators without much aversion, as well as new operators.     

核电厂应急操作规程的几个问题

本文介绍了作者多年在核电厂模拟机事故培训中所积累的一些亲身体会，其中包括如何正确理解的使用应急规程，以及应急规程使用中对核电厂操纵人员的要求等。     

核电站大修辐射防护最优化数据库的开发

介绍了以900MW压水堆为基础建立的核电站大修辐射防护最优化数据库的结构、开发过程、方法和经验。该数据库可以方便地处理现场大量的辐射防护测量图和测量数据，加强经验交流。     

核电运行人才的培养

以秦山第二核电厂为例,介绍了系统性培训方法SAT和运行人才培养体系、培训管理组织机构和责任、核电厂运行人才培养的逐级培训体系、在岗培训制度、运行处的岗位授权制度、人才培养的激励机制等,为核电厂运行人才培养提供参考。