大亚湾核电站换料大修过程中人因失误及经验反馈

介绍了大亚湾核电站换料作过程中的各类人因失误以及通过事件根本原因分析后所采取的防范措施,大亚湾核电站认为,处理人因失误关键在于发现事件的事实真相,以避免人因失误的重复发生或使事故后果更进一步恶化。大亚湾核电站运动经验证明,增加事件透明度,有利于经验反馈工作的开展生防止重大人因失误。     

反应堆系统人因事件分析与预防方法及应用

以人因工程学、控制论和安全科学为工具,采用综合集成及实证性方法,研究了人因(事件)分析学科面临的问题和发展趋势、人因事件分类体系、人因事件成因理论、人因事件定量评价方法、人因事件数据采集、处理及数据库、组织管理因素对人因事件的作用和影响、人因事件根原因分析技术、人因事件模式与影响及严重度分析、人因事故防御方法与策略,构建了反应堆系统中人因事件分析理论和方法,且在大亚湾核电站、岭澳核电站获得了成功应用。     

高压安注管道热疲劳现象及改进措施分析

根据高压安注死管段内的热工水力特性,分析管道热疲劳发生的机理。提出大亚湾核电站和岭澳核电站一期高压安注死管段的改进方案,并对改进方案中的新增管线进行疲劳分析后可得,大亚湾核电站和岭澳核电站一期在改进中新增的管线,不会因机组各种运行工况引入的载荷而发生疲劳失效。压力井改进方案是有效的、安全的。     

设备失效根本原因分析技术和方法及其在广东核电的应用

系统地介绍了设备失效根本原因分析(RCA)的技术和方法,其中较详细地介绍了设备失效根本原因分析的9个步骤,并以具体的实例说明了设备失效分析的过程,指出了RCA工作中应注意的6个问题。具体地介绍了大亚湾核电站RCA工作在组织目标、分析人、分析技术、外部技术支持体系、纠正措施制定和纠正措施跟踪体系等7个方面的做法和尝试。     

大亚湾核电站反应堆保护系统可靠性分析

以故障模式影响分析（FMEA）和FTA可靠性分析方法为基础，依据大亚湾核电站PRA事件树分析的结果，确定了反应堆保护系统（RPR）故障树的顶事件和成功准则，建立了以紧稳停堆失效和专设安全设施驱动失效为顶事件的故障，利用RISK－SPECTRUM程序，对所建的故障树进行定量分析与计算，得到系统故障的失效概率和最小割集，从而为大亚湾核电站可视化风险分析软件提供数据支持。     

阀门组件老化敏感点预警值的确定及老化缓解对策

对大亚湾核电站死管段相关的核一级电动阀阀门组件的机械老化机理进行了讨论,并针对阀门组件的失效模式,对老化敏感点进行了识别,选出最重要的老化敏感点进行分析讨论,确定其预警值,最后提出并归纳了一些适合大亚湾核电站实际情况的老化缓解对策。     

大亚湾核电站执照运行事件原因趋势分析

对大亚湾核电站1993/2003年所有人因相关执照运行事件进行了原因分类、趋势分析,并重点分析了电站人员在遵守和执行规定与规程方面的不足,为核电站改善人的行为提供方向性参考。     

关于核电厂人因失效3个发展阶段及其防范工作的探讨

通过对核电厂的人因失效探讨与分析,结合工作人员的职业生涯与专业资历,定义并划分了人因失效的认知、逻辑及情绪3个发展阶段,从宏观和微观的管理角度提出相应的人因失效防范管理措施.     

核电站仪控开关可靠性数据分析与处理

基于仪控开关现场失效数据,分别应用指数分布以及威布尔分布对仪控开关进行可靠性参数估计。对于无失效数据的情况,使用贝叶斯理论进行参数估计。分别得出了不同寿命分布类型开关的失效率。以大亚湾核电站实际使用的3种类型仪控开关为例,对其失效数据进行了可靠性评估,说明了方法的有效性。     

大亚湾核电站人因数据管理系统结构设计

人因数据的收集、分析与量化是人员可靠性分析（ＨＲＡ）和概率风险评价（ＰＲＡ）极为重要的组成部分。为此,已建立了各种各样的人因数据库,但兼有数据采集、分类、分析、计算、预测功能的人因数据管理系统国内外尚不多见。鉴于此,我们研制了大亚湾核电站人因数据管理系统,该系统包含三大模块（源数据模块、计算模块、导出数据模块）和４个数据库（基本数据库,本厂其他数据源库、外部数据库、导出数据库）。本文首先阐明了该系     

源于大亚湾核电站气态排出物中的放射性核素浓度计算

本文基于对大亚湾核电站气态排出物放射性核素的分析,并基于2005年11月上旬广东地区的风场,利用高斯模型对源于大亚湾核电站的放射性核素浓度进行了计算,给出了广东省区域内,特别是大亚湾、深圳、珠海和广州地区的放射性核素相对浓度分布的计算结果,为大亚湾核电站正常运行情况下对广东省区域内辐射环境影响及监测提供参考数据,为可能发生的核电站泄漏事件的监测提供参考数据.     

秦山第二核电厂场内医学应急救护计划

核电站发生核事故时的应急响应是一项十分复杂而庞大的系统工程,本文从医学应急救护的角度,参照《秦山第二核电厂场内应急计划》,并结合广东大亚湾核电站和秦山第一核电厂的经验反馈,探讨了秦山第二核电厂医学应急救护体系及其救护行动,并对做好场内医学应急救护准备工作提出了若干建议。     

大亚湾核电站继电器机架支撑改造初步力学分析

针对大亚湾核电站继电器机架橡胶减震器因老化破裂而影响机架的抗震性能、日常运行和维修等问题而提出支撑改造方案,采用谱分析法对改造前后的各种支撑结构进行初步力学分析.比较了大亚湾继电器机架改造前后支撑的抗震性能,以及大亚湾和岭澳两种继电器机架支撑结构在同一地震载荷作用下的力学响应,为大亚湾核电站继电器机架支撑的加固改造提供参考.     

动力堆核材料数据库管理计算机系统

文章叙述了动力堆核材料数据库管理软件的开发成果。分析了该系统的模式、数据管理的实现、程序主要功能以及其它特点。该系统成功地应用于大亚湾核电站和秦山核电站的核材料管理计算机自动化。     

氚内照射剂量评价方法在核电站的应用

应用氚监测及内照射剂量的估算与评价方法对田湾核电站大修期间的工作人员氚内照射剂量进行评价,并与大亚湾核电站的监测结果进行比较。结果表明,两个核电站氚监测结果有差异,通过分析认为引致差异的原因主要是两个电站冷却剂中氚产量的差异。     

混合堆芯的热工水力设计

混合堆芯的热工水力设计是一项关系到核安全和可靠生产的重要内容。本文以大亚湾核电站18个月换料为例，阐述了混合堆芯热工水力设计的设计基准，重点介绍了混合堆芯的DNB热工水力设计方法，并对大亚湾核电站18个月换料工程的混合堆芯进行分析，结果表明，其设计符合要求。     

大亚湾核电站工程技术改造项目的管理和控制

介绍了大亚湾核电站实施工程技术改造项目的过程,并依据项目管理的原则,分析了大亚湾核电站对工程技术改造项目进行管理和控制的基本体系和要点,为核电站工程项目的管理提供了可借鉴的经验。     

大亚湾核电站全范围模拟机的验收试验

本文简要介绍了大亚湾核电流全范围模拟机验收试验的目的、试验分类、主要内容以及对试验不符合项的处理，全范围模拟机的模型验证以及硬件设备的试验不介绍的范围之内，试验结果证明广东核电站全范围模拟机采用的计算模型是成熟的，它对正常瞬态以及事故瞬态的模型，完全达到了全同所规定的技术规范的要求。     

从大亚湾三环路到秦山二期两环路看我国核电站自主设计能力

秦山核电二期工程与大亚湾核电站相比,反应堆功率下降,冷却剂系统三环路变为两环路。因此,重新设计了有关系统,并进行了相应的试验研究与工程验证。初步运行结果表明,设计是成功的。本文介绍部分系统的设计变化与特点以及相关的试验研究,反映设计与试验研究的成功结合,展现我国自主发展核电、自主设计大中型商用核电站的能力。     

核电厂电磁兼容挑战及应对策略

分析了核电厂的电磁环境,比较了主要核电国家有关核电厂安全重要仪表和控制(I&C)系统的电磁兼容(EMC)要求及评价方法,指出了中国现行电磁兼容技术标准的不足,介绍了针对大亚湾核电厂现有反应堆安全保护系统的电磁兼容性试验,针对核电厂安全重要电气设备电磁兼容技术标准的建立与实施提出了建议.