核电厂火灾异常重要性判定方法简介及适用性分析

对火灾的预防是核电厂安全工作的重要一环,但近年来,国内核电厂与火灾相关的事件和异常时有发生。本文主要介绍了美国核管会(NRC)率先开发使用的核电厂火灾异常重要性判定(火灾SDP)方法,并对该方法在我国核安全监管工作中的适用性进行了分析。     

核电厂功率工况异常重要性判定模型的开发

核电厂异常重要性判定程序（SDP）是由美国核管会（NRC）首先使用的一种基于风险指引型的安全事项重要性判定工具。运用此方法,核安全监管人员对核安全相关事项进行筛选和评估,进而给出其风险重要性程度。本文对已有的PSA模型进行简化,开发了功率工况SDP第2阶段判定模型,对该模型进行了验证。验证结果表明,该模型满足核安全监管人员的使用要求,能够对核电厂事项进行快速有效的风险重要性判定。     

功率工况异常重要性判定方法在核安全监管中的应用

介绍了国家核安全局开发的功率工况下核电厂异常重要性判定方法(SDP)的基本原理及方法,并使用该SDP对国内某核电厂发生的汽动辅助给水泵(ASG004PO)不可用事件进行了重要度和敏感性分析,结果表明该汽动辅助给水泵的再循环流量试验周期偏长。本文针对此问题给出了优化建议是将ASG004PO再循环流量试验的周期优化为小于34 d。     

核电厂RCV主泵断轴事件的重要性判定

本文介绍了美国核管会的异常重要性判定(SDP)方法及实施过程,并以此为基础开发了功率工况SDP方法。应用功率工况SDP方法对国内某核电厂发生的化学和容积控制系统(RCV)主泵断轴事件进行了分析,证明了SDP方法的应用对于提高我国的核安全监管效率和核电厂的安全管理水平具有重要的意义。     

风险指引型核动力厂建造异常重要性判定方法的应用研究

文章介绍了一种风险指引型的核动力厂建造异常重要性判定方法（cSDP）的基本原理及应用流程,该方法建立了建造质量和反应堆风险之间的联系,能够对核动力厂建造阶段发生的异常进行重要性的量化评价。采用该方法对AP1000核电厂建造阶段发生的非能动堆芯冷却系统调试试验失败和核岛基础建造缺陷两起案例进行了实际应用,结果表明,该方法能够快速、准确地筛选出重要的建造异常,有利于实现监管资源的合理分配,提高核动力厂建造监管水平。     

核电厂转动机械设备及部件安全相关性判定方法初探

为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。     

核电厂数字化人-机界面监视转移路径预测方法及其应用

核电厂操纵员在监视核电厂数字化人-机界面参数信息时,某些时刻难以判断下一个最可能的监视目标,从而导致监视延迟或转移失误的情况。为更好研监视路径预测问题,提出基于马尔可夫过程的监视过程预测路径规划方法,包括监视过程预测路径模型、监视过程预测路径规划算法、转移路径成功率算法。基于提出的方法,对核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故操纵员监视转移行为进行分析,以数字化人-机界面作为t时刻监视任务的信息源节点,可以准确预测到下一个监视目标的转移路径,提高操纵员监视绩效并成功地降低监视失误风险。     

运行核电厂控制棒组件及其驱动机构异常事件的经验反馈

从1992年至2012年的我国核电厂以及其他国家核电厂的运行事件资料中,收集了17起与控制棒组件及其驱动机构相关的异常事件,对其进行了统计和分类,并分析了控制棒肿胀或燃料组件变形的影响、驱动机构焊缝的泄漏或渗漏、控制棒棒控系统的可靠性几个重要问题,提出了一些经验反馈的建议.     

田湾核电厂自动功率控制器(APC)功能分析

介绍了田湾核电厂自动功率控制器(APC)软硬件设计的主要特点,并对系统的原理和功能实现进行了详细分析,结果证明了田湾核电厂自动功率控制器(APC)系统工作的有效性和可靠性.为数字化自动功率控制器的国产化提供了思路.     

世界核电厂一览表(截至1992年9月)

正在运行正在建造总计国家和地区机组数总装机容量 (M勺Ve)机组数总装机容量 (M、、,e)机组数总装机容量 (M、Ve)阿根廷比利时巴西保加利亚中国中国台湾省德国芬兰法国英国印度伊朗日本加拿大哈萨克斯坦韩国古巴立陶宛墨西哥荷兰巴基斯坦罗马尼亚俄罗斯瑞典瑞士斯洛文尼亚西班牙南非捷克斯洛伐克乌克兰匈牙利美国总计1 0157451 7695 7565 7566572 6183 2753 7602 0005 7603009002 2005 1445 14423 77623 7762 4002 40060 2361 4 630 1 8147 4271 20067 6631 5 8304 103 224内01‘书︵b 19 2一﹄牛」2 6002 60033 4041 3 905 1 50109 4122 …     

CFD方法在核电厂氢气风险分析中的应用

梳理了核电厂氢气风险分析技术的现状;讨论了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的优势及局限;介绍了国际上针对CFD氢气风险分析方法开展的实验项目;以EPR核电厂为例说明了CFD方法在核电厂氢气风险分析中的应用。在以上基础上,展望了核电厂氢气风险分析CFD方法的发展方向。     

系统化培训方法在核电厂岗位培训中的应用

本文介绍了系统化培训方法的流程和基本原理，阐述了该方法在核电厂中的具体应用。     

核电厂主控室任务分析方法的建立和应用

分析了核电厂主控室任务的要求、难点,对相关任务分析方法在核电厂任务分析中的适用性进行了评估,着重对任务量评估方法的合理性进行了探讨,并在此基础上建立了一套针对核电厂主控室、通过量化数据对操纵员工作对重要任务进行识别的最小单元任务分析方法。基于此方法对先进控制室后撤阶段任务进行任务分析,初步验证了这种方法可以识别出操作过程当中的重要任务。     

核电厂在役检查计划与协调(英文)

基于核动力运行研究所(RINPO)在广东大亚湾核电站役前检查和在役检查的实践经验,并结合我国在役检查的特点,简要阐述了在役检查的前期准备和计划,包括对检查组织机构、检验设备/工具、检验技术、备品备件及消耗材料、检验人员和检验文件的要求;同时,重点介绍了在核电站大修期间,如何在有限的时间、人力和特定环境下科学地、周密地计划和安排在役检查各种活动以及加强现场协调和管理的必要性,从而保证在役检查任务的顺利完成。     

核电厂液态流出物中~(63)Ni分析方法

本文介绍了核电厂液态流出物中63Ni的分析方法,包括液态流出物的前处理方法、63Ni的分离方法和测量方法,并对63Ni的分析流程进行了比较和分析,提出了目前最优化的核电厂液态流出物中63Ni的测定方法。     

核电厂运行许可证延续(OLE)安全监管的对策

核电厂在运行许可证到期前须为延续还是退役做出决策,从经济角度而言前者显然是最佳选择,并且根据国外经验的确存在较大可能性。目前国际上主流的核电厂运行许可证延续安全监管策略主要分为美国的执照更新体系以及国际原子能机构的长期运行体系两种。前者在40年运行执照到期前,通过递交申请以证明机组当前及今后的安全性,从而力争使执照得以更新并延长20年;后者则以每10年一次的定期安全审查为基础,评判是否批准机组在下一个10年内继续运行。本文通过对以上两大体系的比较研究并结合我国实际情况,就两种体系对我国的适用性提出建议,以作为我国核电厂运行许可证延续可行性研究的参考依据,进而为国家核安全局制定我国相关监管要求提供技术支撑。     

核电厂气溶胶放射性的探测方法研究和应用

重点分析了核电厂的空气中气溶胶放射性的先进探测原理和方法,并简要说明该方法相比于传统测量方法的优势。先进的探测方法在设计上考虑了氡子体对于探测的影响,并通过运算将其消除,使得测量更加准确和可靠。使用该方法的设备已在国内部分核电厂使用超过三年,使用效果良好,解决了原有设备的闪发问题,值得新建电站借鉴和参考。     

数字化核电厂操纵员监视行为可靠性分析及其应用

为了建立数字化核电厂操纵员监视行为可靠性量化模型,在分析电厂数字化主控室设计特征和操纵员监视行为的基础上,结合监视活动过程与规律,将监视行为可靠性划分为屏幕间转移可靠性、屏幕内信息搜索转移可靠性和信息察觉可靠性3部分。基于Senders的监视理论建立了屏幕间转移可靠性计算模型;基于注意力资源分配理论建立了屏幕内信息搜索转移可靠性计算模型;考虑行为形成因子(PSF)的因果关系,基于贝叶斯网络建立了信息察觉可靠性计算模型,并给出了"误安注"场景下监视可靠性计算应用实例。结果表明,建立的监视行为可靠性模型既能客观地描述操纵员监视过程,又能给出其可靠性量化结果,克服了传统方法的不足,提高了人因可靠性分析的精度,为数字化主控室操纵员监视行为可靠性分析与工程应用提供了理论与技术支持。     

核电厂运行安全性能指标体系的建立及其应用

核电厂运行安全性能指标(SPI)是当前国际上比较流行的一种核电厂运行安全评价工具,以其清晰有效的性能评估能力越来越受到关注。本文详细介绍了我国SPI体系的研发及应用,包括建立SPI框架、确定性能指标评价准则和建立SPI管理系统软件平台等;并对进一步完善SPI体系给出了建议。