CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验周期分析

CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验是为了验证安全壳设备舱门双密封圈的密封性能。RCC-G《核电站土建设计与建造规程》中规定该试验的要求是:"在每次关闭之后,以及至少约每两年一次,在停堆换料时进行"。电厂在每次大修中会多次开、关设备舱门,设备舱门双密封圈属于"非能动"设备,是否有必要每次关闭后都进行密封性试验。本文针对每个换料大修的仅存最后一次关闭设备舱门后执行安全壳设备舱门密封试验的可行性进行了详细的安全分析,并结合EDF及美国西屋核电机组的安全壳设备舱门密封性试验执行情况,对CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验周期给出合理的建议。     

实验堆水平实验孔道闸门启闭驱动装置设计

高通量实验反应堆有多种水平实验孔道，它的垂直闸门的开启与关闭需要驱动机构来实现。选择以电动-机械传动的方式，设计了具有l0吨承载能力的电动千斤顶。这种传动方式的千斤顶具有结构合理．传动灵活、技术上安全可靠的特点．符合高通量实验堆水平孔道垂直闸门的设计要求。     

核电厂设备闸门开关带来的放射性物质释放风险研究

设备闸门是核电厂整个寿期内大型设备进出安全壳的唯一通道，是核电厂安全壳承压边界的重要组成部分。《核动力厂设计安全规定》（HAF 102—2016）中要求设备闸门必须保证在需要对安全壳进行隔离时能够快速和可靠地关闭。实际上，设备闸门开启和关闭需要操作人员现场操作，耗时较长，设备闸门开启期间可能会发生预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。本文分别从确定论和概率论的角度对设备闸门开启期间电厂事故进程以及设备闸门开启对大量放射性物质释放频率的影响进行了分析，分析结果表明设备闸门开启对大量放射性物质释放频率具有显著影响。设备闸门开启造成的大量放射性物质释放频率值在内部事件大量放射性物质释放频率值中占比最高可达35.89%。     

田湾核电站3、4号机组控制棒驱动机构的设计改进研究

分析田湾核电站1、2号机组控制棒驱动机构(CRDM)存在的不足,制定3、4号机组CRDM的设计改进方案。并采用计算和试验方法论证设计改进的可行性,为有效提高3、4号机组CRDM的设备可靠性和核电厂运行的经济指标、增强市场竞争力奠定基础。     

秦山核电二期工程设备闸门的设计

本文对秦山二期设备闸门的结构进行了简单描述，对设备闸门设计中的要点进行了总结。针对设备闸门在制造和安装中出现的问题，分析了问题产生的原因，并对在今后的设计中如何避免再次出现类似问题提出了作者自己的看法。     

核电厂设备闸门起吊装置支架的安装问题及设计改进

在核电工程施工中,经常出现土建施工误差大于允许公差,导致安装物项无法正常安装的问题.文章以福建福清核电站l号机组设备闸门起吊装置支架安装过程出现的问题为例,对问题产生的原因、处理思路及方案等进行阐述,并对设计改进工作提出了建议,为类似问题的处理提供参考.     

核电站关键设备存储装置的抗震性能研究

本文应用ANSYS软件对安全壳设备闸门的存储装置建立了完整的有限元模型,分析了设备闸门存储装置在OBE地震工况下的结构强度。本文在模型中采用壳单元对设备闸门组件和存储装置全部建模,以模拟实际工况下的整体结构,并对设备闸门存储装置抗震性能进行分析。研究结果表明,在OBE地震工况下,存储装置整体钢结构和所有连接螺栓强度均满足RCC-M规范的要求。本文采用有限元分析方法,通过模态分析和响应谱分析,对设备闸门存储装置的抗震性能进行了研究,该方法对设备闸门存储装置的抗震设计和校核具有一定的意义,同时,适用于乏燃料干式存储设备装置的抗震设计。     

核电厂设备闸门外压极限承载特性研究

采用有限元分析方法对设备闸门外压极限承载特性进行研究。在ANSYS程序中建立参数化计算模型,通过非线性屈曲分析得到设备闸门封头的外压极限载荷。计算结果与经验公式结果相近,验证了有限元分析方法的可靠有效性。对影响外压极限承载特性的设计参数进行了敏感性研究,总结出其影响变化规律。优化设计示例表明该研究方法具有实用性,可为设备闸门的结构设计提供优化方案。     

核电厂柴油机调速系统油门开度反馈装置研制创新

田湾核电站机组柴油机调速系统由法国MAN公司成套供货,核心装置为E19600电子调速器及2231-1型油门驱动机构,在柴油机定期试验期间,多次出现调速器或油门驱动机构故障导致柴油机启动失败缺陷,由于调速系统原设计无设备运行状态监测反馈装置,无法快速定位故障原因,消除缺陷。本文提出了机组柴油机增加油门开度反馈装置的思路和方法,解决了调速设备无状态监测装置的问题,取得了良好的应用效果,对国内、外同类型装置的应用,具有一定的借鉴意义。     

控制棒驱动机构下部Ω焊缝增强型目视检查

根据国家核安全局评价意见要求,方家山核电站1号机组需要在每次换料大修期间对控制棒驱动机构下部Ω焊缝及附近母材实施增强型目视检查。针对此需求,作者在深入研究受检对象、现有检查技术和检查接近方式的基础上,创新设计了一套检查方案,并据此开发了适用于控制棒驱动机构下部Ω焊缝的增强型目视检查设备和实施方案。该检查方案在101大修期间得到成功应用,实现CRDM下部Ω焊缝100%全覆盖增强型目视检查,取得良好效果。     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

压水堆核电站集体剂量控制策略

集体剂量是核电运行业绩重要指标之一,需要通过管理措施和技术手段促使其呈良好的下降趋势。降低集体剂量是遵循辐射防护最优化原则的重要体现。影响集体剂量的因素是全流程的,包括核电站的设计、设备制造和安装、机组调试和运行阶段的控制等;影响集体剂量的因素也是全方位的,包括辐射源项的控制情况、年度检修工作量的多少、检修工作效率的高低等。本文通过对集体剂量影响因素的梳理分析,总结出降低核电站集体剂量主要从辐射源项控制(例如通过实施一回路设备易活化材料的替代换型、水化学控制减少一回路设备腐蚀、一回路水过滤器滤芯升级提高净化效率等措施,控制辐射源项)与放射性作业人工时控制(例如通过维修大纲的优化调整,优化延长设备的检修周期;提高设备可靠性,降低故障率,以减少检修工作量;通过提升工作人员技能、通过机械化和智能化技术的应用,提高工作效率等)两个方面开展工作。同时,不论是控制辐射源项,还是控制放射性作业人工时,均需要从组织管理上足够重视和给予管理政策的支持。     

核电厂核岛主设备支承间隙稳定性研究

核电厂核岛主设备与其支承之间设置有一定的间隙,目的是允许主设备因反应堆冷却剂系统温度和压力的变化而引起的自由热位移和热膨胀。间隙稳定性对核电机组的安全运行有重要意义,因此在役核电机组的每个换料周期中都需对此支承间隙进行测量评估,该测量评估工作花费时间长、辐射风险高。本文分析了支承间隙构成的影响因素,并结合间隙测量历史数据及工程经验提出了间隙稳定性概念及其验收准则,确定了间隙稳定性的评价流程。结合某在运核电厂稳压器支承间隙实测数据进行验证,为缩短间隙测量周期提供依据。该方法可缩短停堆换料的周期,减少大修测量人员的辐照剂量,保证机组安全运行及提高经济性。     

Experience in operating and upgrading the No. 5 unit of the Novovoronezh nuclear power plant – practical base for developing a reliable source of nuclear energy

The No. 5 unit of the Novovoronezh nuclear power plant, starting commercial operations on September 26, 1980, is the first power-generating unit with a 1000 MW VVER in our country. The assimilation of its power gave invaluable experience to designers, builders, and equipment manufacturers; this experience was taken into account in the design solutions for next-generation power-generating units. A large volume of work on increasing the efficiency, reliability, and safety was performed over a 30-year service life. At present, the power-generating unit has been shut down for a major overhaul for upgrading according a program for extending the service life by 25–30 years.     

田湾核电站堆芯换料模式研究及应用

以田湾核电站的1#、2#机组第3循环堆芯装载图为例,介绍全进全出、堆内倒换和边进边出3种换料方法的操作过程,计算这3种换料方法的时间效率,分析比较3种换料方法的优缺点和适用场景。经田湾核电站实际换料验证,堆内倒换和边进边出换料方法是可行的,能显著提高换料效率。     

核电机组长期临停下受影响设备的预防性维修策略动态调整方法研究

针对国内核电厂面临的临时停机(简称临停)现状以及临停所导致的设备可靠性降低的问题,本研究提出了受临停影响设备的预防性维修策略动态调整方法。研究了受临停影响的设备清单识别方法,对受影响设备进行了分类并制定了设备类维修策略模板,最后对维修策略模板进行优化调整后实施应用,并结合具体案例进行了分析说明。结果表明,对受临停影响的设备维修策略进行调整有利于增加受影响设备的运行可靠性和维修有效性,为核电厂长期临停时的设备可靠性分析提供了基础。     

核电厂寿期管理对象筛选分级方法研究

寿期管理（LCM）的对象是对核电厂安全性、可用性和经济性有重要影响的系统或设备,如何识别这些对象是LCM业务的基础。在对美国电力研究所（EPRI）传统寿期管理对象筛选分级方法研究的基础上,结合我国核电企业设备管理现状和需求,提出了一种兼顾设备关键度和经济性因素的筛选方法,同时确立了能够反映设备功能重要性和实际运维状况的分级属性,采用层次分析法计算各属性的权重,进而确定LCM对象的优先级排名。在某核电机组应用结果表明,这种定量的筛选分级方法符合行业经验和设备实际运维状态,具有重要的应用价值和现实指导意义。      

某核电厂主泵变频器故障分析与可靠性提升

我国某三代压水堆机组主泵必须配置变频器,且变频器与主泵长时间同时运行,因而变频器的可靠性对机组的稳定运行和经济效益具有重要意义。本文主要介绍了主泵变频器的可靠性设计,分析了某核电厂1、2号机组变频器历史故障,找出了影响主泵变频器可靠性的薄弱点,提出了相应故障的应对措施和提升可靠性的措施,对国内后续该机型主泵变频器的设计优化、设备制造和运行维护有一定的借鉴意义。     

AP1000核电厂灵活循环燃料管理策略研究及应用

我国核电装机容量逐年稳步扩增,核电厂参与电网调峰愈加频繁,固定的换料周期逐渐难以满足核电厂经济运行的需求。本文基于AP1000核电厂18个月堆芯装载方案,设计了±1个月和±2个月的灵活周期堆芯装载方案,完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,开展完整的安全分析。结果表明,堆芯设计满足安全相关验收准则的要求,全面论证了灵活循环燃料管理策略的安全性和可行性。本研究为AP1000核电厂灵活循环周期运行提供了技术支撑,灵活循环周期运行即将在海阳核电厂中工程应用。     

化学-超声波联合去污法在主泵内插件上的应用

介绍了秦山核电有限公司大修期间,用化学-超声波联合去污法可将反应堆主冷却剂循环泵内插件的γ剂量率水平降低到0．3mSv／h以下,满足检修人员近距离操作的辐射防护要求。