储液容器地震易损性参数计算

本文介绍了核电厂设备的易损性分析方法以及易损性模型的参数化计算方法。对核电厂中的典型储液容器应急补水箱（ASG水箱）使用Housner质量-弹簧简化模型进行了分析。对ASG水箱的各项易损性参数进行了计算,绘制出其易损性曲线,并得出高置信度低失效概率（HCLPF）值。结果表明：ASG水箱的HCLPF值低于安全停堆地震（SSE）水平,属于抗震能力较低的设备,需在结构上进行加强。     

近五年核电厂人因相关运行事件统计分析与建议

我国核电自20世纪80年代起步以来,在核电建设和运行方面都取得了长足的进步,如平均到机组的核电厂执照运行事件数量大幅下降,WANO指标（世界核电运行者协会运行安全指标）处于国际前列。但核安全是核电的生命线,更高的安全业绩是永远的追求目标。我国核电的运行情况也表明,目前人因事件在核电厂事件中仍占有较大比例。作者依托国家核安全局核电厂人因工作组近年来的工作成果,对我国核电厂近五年发生的人因相关事件进行了统计分析,得出我国核电厂人因事件的总体现状,发现了人因管理存在的问题,为进一步加强我国核电厂人因监管提出了建议。     

核电厂内部水淹概率风险分析

福岛核事故后,外部灾害事件对核电厂安全的影响逐渐受到重视,而核电厂内部水淹是常见的一种重要灾害,可能导致核电厂发生严重事故,通常无法通过外部事件筛选分析筛除,需对此进行定量评估。本文在对核电厂水淹概率风险分析方法进行了大量研究的基础上,探讨了发生水淹对核电厂设计和运行的影响,提出了内部水淹风险的贡献项。结果表明：电气厂房和设备冷却水系统分别是对内部水淹导致的堆芯损坏频率贡献最大的厂房和水淹源,需在相关区域适当增加水淹防护措施并加强水淹探测及报警能力。     

核电厂辅助给水系统水箱抗震分析研究

本文针对成熟M310堆型核电厂储液容器辅助给水系统(ASG)水箱,根据ASCE 4—98,采用基于壳模型的有限元法以及两种不同的地震输入,完成了抗震分析,并依据RCC-M规范J篇进行了地震屈曲评价。结果表明,ASG水箱原设计存在一定的地震屈曲风险。在此基础上本文对ASG水箱的结构设计分析给出了建议。     

核电厂应急负压系统风阀的抗震分析

风阀是用以调节通风系统中气体流量和压力的常用设备,在核电厂中得到广泛使用。为确保核电机组结构安全,采用有限元方法(FEM)对核电厂应急负压系统中的风阀进行分析,在计算风阀结构固有频率的基础上,得到了风阀结构在地震作用下的应力及变形。分析结果表明,风阀的应力和变形均满足相关抗震规范的要求,风阀结构在地震作用下是安全可靠的。     

换料水箱抗震裕度分析

为评价核电厂应对超过设计基准的外部事件的能力,要求对核电厂进行安全裕度分析。采用EPRI SMA方法进行换料水箱抗震裕度计算,考虑的主要失效形式是螺栓失效。首先进行罐体在地震和自重载荷下的受力计算,接下来进行罐壁屈曲能力分析并计算螺栓压持力,最终通过倾翻力矩评定和滑动性能评定给出设备的抗震裕度值。     

核电厂稳压器电加热器异常经验反馈

运行核电厂稳压器电加热器能否正常工作直接关系到核电厂的安全运行。通过对某新建核电厂调试期间稳压器电加热器故障事件进行剖析,结合电加热器制造安装工艺和工程试验验证,得出了该型号电加热器填充物的使用温度限值(140℃)。采用加速失效思想设计了预计电加热器寿命的试验,找到了电加热器热老化的相关规律。根据电加热器填充物使用温度限值和热老化规律,给出了电加热器使用保养建议和处理类似事件的经验反馈,对核电厂的安全运行有一定的指导意义。     

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。     

核电厂数字化仪控系统软件共因故障相关核安全标准研究

本文分析了我国核安全法规导则、国际原子能机构相关安全标准和技术文件、美国核管会相关安全审评标准中应对核电厂数字化仪控系统软件共因故障的安全要求和技术见解,并结合我国核电厂运行事件和仪控系统设计中反映的问题,从考虑范围、可靠性评价和纵深防御设计等方面对完善我国相关核安全标准提出了建议。     

简析核电厂外部事件二级PSA分析的标准化要求

日本福岛核事故是外部事件威胁核电厂安全并导致放射性物质大量不可控释放的惨痛案例,对周边地区环境和居民生活造成了巨大影响。通过对国内外核电厂外部事件二级概率安全分析(PSA)相关的法规、导则的要求和分析方法、现状等方面的调研,结合国内核电厂安全审评的实践经验,研究提出符合国内核电厂实际情况的外部事件二级PSA分析方法,并对该方法的标准化要求推广进行讨论。     

核电厂仪控系统纵深防御和多样性设计

针对事件发生时用于保护堆芯和限制放射性扩散的功能,核电厂设计有多层次的防御,仪控系统的设计支持这一理念,通过纵深防御和多样性设计,保证保护屏障和措施的完整性和有效性,抵御潜在的共因故障的影响,有利于限制核电厂事故的发展,减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全,防止放射性物质向周围环境的释放。     

核电厂仪控系统纵深防御和多样性设计

针对事件发生时用于保护堆芯和限制放射性扩散的功能,核电厂设计有多层次的防御,仪控系统的设计支持这一理念,通过纵深防御和多样性设计,保证保护屏障和措施的完整性和有效性,抵御潜在的共因故障的影响,有利于限制核电厂事故的发展,减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全,防止放射性物质向周围环境的释放。     

CARR重水箱设计进展

CARR重水箱是堆本体的关键部件。重水箱作为重水压力边界的一部分,保证了重水回路的完整性。堆芯容器、2根停堆安全棒、水平孔道和垂直孔道均通过重水箱安装定位。 重水箱的设计经历了可行性设计、初步设计和目前的施工设计等几个阶段。在各个阶段尤其是施工设计阶段进行了大量     

核电厂数字化安全系统人机接口设计研究

核电厂安全系统人机接口分别与电厂安全系统和整个仪表与控制(I&C)系统人机接口相关。本文对核电厂控制室中数字化安全系统人机接口的设计进行了描述,同时也论述了作为安全系统重要组成部分的反应堆保护系统人机接口的有关设计内容以及在安全系统人机接口设计中应关注的有关要求,并展望了未来在新技术方面的应用发展趋势。     

美国核电厂氚泄漏事件地下水污染概况及防治对策

对美国核电厂近年来发生的氚泄漏事件进行统计和分析,概述了美国核电厂氚泄漏的特点、氚泄漏事件对环境的影响、及相关部门对氚泄漏事件的响应及对策,提出了我国核电厂在设计和运行中需关注及借鉴之处。     

红沿河核电厂VVP/ARE隔室改进超压分析

本文对拟建于严寒地带的红沿河核电厂CPR1000机组中主蒸汽管道和主给水管道(VVP/ARE)隔室与外界环境之间的封堵进行了设计改造,并对改造后方案的隔室墙体重新进行由隔室内管道破裂引起的超压风险分析论证。采用隔室热工响应分析程序对不同封堵方案进行计算分析,对比分析了不同封堵方案下不同隔室发生主蒸汽管道双端剪切断裂（MSLB）事故后的超压后果,论证了封堵方案的可行性。文中还针对封堵方案进行了敏感性研究,并给出了最佳封堵方案。该封堵方案已在红沿河核电厂实施。     

海洋异物堵塞核电厂取水系统事件的经验反馈

核电厂冷源相关系统的功能丧失能够威胁机组安全。针对近期国内核电厂出现海洋异物堵塞取水口事件或异常,本文首先简单介绍了国内核电厂典型取水系统设计;然后对国内海洋异物堵塞影响核电厂冷源事件进行梳理,分析了国、内外典型冷源堵塞事件;最后总结了以往核电厂预防和应对此类情况时存在的问题,并针对问题给出经验反馈建议,以期提高核电厂应对冷源堵塞突发情况的能力。     

德国电力公司谋求解决乏燃料运输容器污染问题

【欧洲核学会《核新闻网》 1998年 5月2 5日报道】　德国核电厂营运公司表示愿同联邦政府合作 ,共同解决乏燃料运输容器的污染问题。电力公司说 ,它们自己的专家对事件的来龙去脉是清楚的 ,但终究没有违反包括货物发运和交付检验或上报问题的有关规定。它声明说 ,当乏燃料容器运抵法国目的地后 ,发现容器外表面有轻微的放射性污染、放射性水平高于 4 Bq/ cm2的允许限值。法国方面将此情况告知核电厂后 ,核电厂立即进行技术改进。电力公司还说 ,在运输期间的任何阶段 ,对人没有危险 ,污染也是轻度的 ,因而对运输工人或紧邻容器的其他人员没…     

基于NASPIC平台的反应堆保护系统架构设计研究

反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统,主要用于保护反应堆、环境及人员的安全,属于核电厂1E级仪表控制设备,其自身的可靠性和安全性,对核电厂的正常运行起着至关重要的作用。其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用。本文基于龙鳞（NASPIC）平台,根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则,提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构。同时根据架构设计搭建了“华龙一号”科研样机,并基于FTA/Markov可靠性分析方法,就搭建的保护系统科研样机进行了功能测试和可靠性分析计算,证明反应堆保护系统架构设计符合设计要求,为后续项目的系统架构设计提供参考。      

压水堆核电厂地震概率安全评价开发方法研究

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震风险的重新审视。我国是地震多发国家,同时在可以预期的未来多年内是世界上最大的核电建造国,因此应重视核电厂的地震风险。现有核电厂的抗震设计主要是基于确定论设计,难以全面评估核电厂地震风险的大小。核电厂地震概率安全评价是利用概率论方法评估核电厂地震风险的有效方法,对核电厂抗震薄弱环节识别和抗震安全改进具有重要意义。文章全面介绍了压水堆核电厂地震概率安全评价方法的开发流程和技术要素,指出了应在核电厂地震概率安全评价中考虑的重要因素和处理方法,为国内核电厂地震概率安全评价工作提供参考。文章建议尽快完善我国核电厂地震概率安全标准体系建设,指导国内核电厂广泛开展地震概率安全评价工作。