核电厂一回路系统水压试验在役检查管理与实施

介绍核电厂一回路系统水压试验期间的在役检查工作内容、组织过程,探讨实施工作中存在的风险,并提出应对措施,为核电厂一回路系统水压试验期间在役检查工作管理提供参考。     

秦山第三核电厂役前检查及其改进措施

秦山第三核电厂是国内唯一的重水堆核电站。与国内其他核电站相比，重水堆核电站的役前检查有其自身的特点。根据秦山第三核电厂役前检查的实际情况，本文介绍了重水堆核电站役前检查的检查文件、检查范围、检查方法等，总结了重水堆核电站役前检查的优缺点，并对不足之处提出了改进措施建议。     

福清核电M310机组蒸汽发生器传热管在役检查分析

核电厂运行期间,对蒸汽发生器传热管进行检查,找出结构可能产生的损伤,判断安全状态,确认是否应采取补救措施,是保证核电厂安全运行必须采取的措施.根据蒸汽发生器传热管的降质机理和福清核电在役检查依据的上游法规,分析了福清核电M310机组蒸汽发生器传热管在役检查的方式.     

美,法,德国核电厂在役检查规范的某些比较

介绍了美国ＡＳＭＥ规范第Ⅺ卷，法国ＲＳＥＭ，德国ＫＴＡ３２０１．４和ＫＴＡ３４０１．４三部在役检查规范的主要内容。同时，对这三部规范的适用范围、检验部位、检查时间、检验方法、压力试验和缺陷显示标注等进行了比较。     

概率安全评价在核电厂保护系统中的应用研究

对概率安全评价在核电厂应用中的系统建模进行研究,使用了不受故障分布函数限制的蒙特卡罗方法对核电厂保护系统的可靠性进行仿真分析,并且以紧急停堆系统为例,说明了蒙特卡罗方法在核电厂安全系统故障树建模与仿真研究上的可行性,同时也是一种分析核电厂保护系统可靠性的有效方法。     

PSA风险分析方法在核电厂中的应用研究

文章使用 PSA 风险分析方法,对不同的电机热保护定值修改的方案进行分析,得到了相应的核电厂安全的敏感性评估结果,并对核电厂各种风险来源以及缓解系统的能力进行相应的分析,获得定量化的、全面的风险信息, 实现对核电厂维修风险的有效控制和管理。     

核电厂380 V交流电源系统失电风险评价

380V交流电源系统在核电厂运行中起着重要作用,380V应急电源系统失电将影响反应堆堆芯安全.采用概率安全分析的方法,对核电厂380V电源系统失电后果进行分析,定量评价低压交流电源丧失的风险,为核电厂的安全决策提供参考.     

核电厂运行经验报告的定量评估方法

提出了一套完整的运行经验(OPEX)报告定量化评估方法,从行业可靠性水平和风险重要度水平对OPEX报告进行定量化评估。风险重要度的筛选准则借鉴了RG1.174的风险可接受准则,并做了适应性调整;并通过对核电厂PSA模型的模拟计算验证整个评估方法的合理性。计算结果表明:该评估方法采用了适当的筛选准则,确保采购过程中不引入较大的风险增量并避免采购可靠性水平明显低于行业内平均水平的设备,又不过分要求设计可靠性保证大纲(D-RAP)设备可靠性,适用于核电厂OPEX报告定量评估。     

核电站蒸汽发生器传热管在役检查的进展

本文介绍了核电站蒸汽发生器传热管在役检查的进展,包括评估可能存在的降质机理、采用NDE方法的要求、NDE方法的补充特性证明、尚未批准的NDE方法的使用和检查范围与频率。     

Risk Spectrum软件在PRA领域中的应用

本文叙述了概率风险评价PRA（Probability Rish Assessment）的发展，介绍了Risk Spectrum软件功能及其在PRA领域和在大亚湾核电站的应用。     

机械设备故障安全在核电厂中的应用探讨

故障安全设计理念广泛应用于化工、常规火电等行业,即通过故障安全设计,在控制系统、信号和动力源失效的情况下,系统和设备仍然可以保证人员、设备和环境不受到伤害.对核电厂的故障安全含义进行了解释,并通过调研法规标准中有关要求,从核电厂的设计特点出发,提出了机械设备故障安全的设计流程,有利于提高核电厂的安全性.     

基于EAM平台的核电在役检查管理系统模型设计

国内核电站经过十几年运行产生了大量在役检查数据,原始人工管理方式效率低、出错多。为解决上述困难,山东核电以ASME法规要求为模型设计基础,在公司级EAM平台上开发了在役检查管理系统。由于与工单、设备管理等同在一个平台,数据能够有效共享,更好地为设备健康管理服务。同时共用EAM平台用户管理、工具管理等公用模块,大大缩短了开发周期、降低了开发成本,在役检查系统有效解决了工作中的数据管理问题,大大提高了管理效率。     

可靠性分析在核电厂结构设计中的应用

利用Ansys概率设计模块PDS,通过选取合适的随机输入参数,利用蒙特卡洛法对核电厂安全壳贯穿件和某压力容器抗震支架进行了可靠性分析,获得了结构在输入参数不确定情况下的可靠度和概率分布规律,以及输入参数对输出结果的灵敏度等信息,直观地显示了输入参数对输出结果的影响,为可靠性分析在核电厂结构设计中的应用提供了有价值的探索。     

分区调查法在某核电厂厂前区地下水腐蚀性评价中的应用

场地地下水腐蚀性评价,是岩土工程勘察重要的工作内容。在评价过程中,若不考虑水文地质单元及上部功能分区的影响,仅以某一区域的分析结果代表整个场地,可能会造成整体的评价结果偏高或偏低,导致后续基础设计工程量的浪费,或带来安全隐患。因此,有必要根据场地水文地质特点进行分区调查与评价。以南方某核电厂厂前区地下水腐蚀性评价为例,采用分区调查法对不同区域进行评价,结果显示,不仅可规避安全风险,且能指导设计优化,为后续的基础防腐设计提供具有针对性的设计参数。     

超声爬波法在支柱瓷绝缘子在役检测中的应用

电网中运行的支柱瓷绝缘子,长期服役后有可能发生失效,导致恶性事故的发生。如何有效检测出导致失效的裂纹具有重要意义。文章介绍了使用超声爬波法对该类瓷瓶进行检测的方法,该方法在现场应用中取得了良好的效果。     

非能动技术对核电厂概率风险评价结果的影响

AP1000核电厂以非能动技术而成为第三代核电厂的典型代表。本文主要介绍AP1000核电厂的非能动系统，并从概率风险评价（PRA）的角度，通过纵向和横向的对比，分析了非能动技术应用对AP1000核电厂的堆芯损伤频率（CDF）和大量放射性释放频率（LRF）的影响。     

在役超声波检测技术在汽轮发电机转子热套联轴器中的应用

根据热套联轴器的结构,设计出全新的参考试块来模拟热套面两侧的缺陷状态。通过在参考试块及在役产品上进行超声波检测验证,形成了一套联轴器热套面在役超声波检测方法,有效提升了在役发电机无损检测技术服务能力。     

不锈钢半自动(MAG)焊在核电厂建设中的应用

对采用半自动(MAG)气体保护焊来焊接不锈钢水箱的工艺进行了研究,并且对试验结果进行了分析,试验结果表明:焊缝经NDT检测合格,金相照片和力学性能良好.该焊接工艺成功应用于核电厂不锈钢水箱的安装焊接中,焊接接头质量合格,外现成型良好,焊接效率高.     

AP1000抗震裕度评价初步研究

2007年7月日本柏琦刈羽核电厂由于地震引发的放射性泄漏事故震惊核工业界，我国的相关部门发出文件要求国内核电厂进行系统及设备的抗震评价。鉴于以上背景并借三代核电技术引进之机，作者对AP1000的抗震裕度评价方法进行了初步研究，并在Risk Spectrum程序上建立了事件树和故障树模型对AP1000抗震裕度进行了校算。通过该研究，实践了核电厂抗震裕度评价的过程，并找到了开展抗震裕度评价的一种实用方法？为更深入地开展AP1000的抗震裕度研究和地震PSA研究积累了经验。