百万千瓦级压水堆核电厂停堆PSA研究

对百万千瓦级核电厂的停堆运行事故风险进行内部事件1级概率安全评价(PSA),并根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历LOI-RRA水位对电厂风险水平构成的影响。分析结果表明停堆工况下的电厂风险不可忽视,在冷停堆工况下经历LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加。     

核电站停堆工况 PSA 研究

停堆工况下核电站概率安全评价技术及应用是ＰＳＡ研究热点之一，已受到研究单位、核安全管理当局和业主的普遍关注。文章简要介绍了国外有关停堆ＰＳＡ的进展情况，建议在我国开展停堆ＰＳＡ研究。     

大亚湾核电站停堆工况风险研究

基于传统ＰＳＡ方法学（适用于功率运行工况）及核电站停堆工况特征,提出了一套停堆ＰＳＡ特征方法,包括电站运行状态离散法,分阶段评价和主逻辑故障树评价。将该方法应用于大亚湾核电站（ＧＮＰＰ）停堆工况ＰＳＡ研究,得到了较真实反映ＧＮＰＰ实际情况的结果。研究结果对ＧＮＰＰ的停堆运行和管理有实际应用价值,以我国今后核电站设计、运行及管理也有现实意义。     

百万千瓦级核电厂地震风险评价和见解

针对特定百万千瓦级压水堆核电厂开展地震概率风险评价,开发了电厂特定的地震危险性曲线和设备的地震易损度曲线,建立地震概率风险评价模型并完成定量化,给出地震风险结果和见解。结果表明,该特定电厂地震风险水平较低,在0.3g～0.6g地震动水平区间内地震风险贡献最为突出。     

典型核电厂双相停堆工况LOCA缓解措施对比研究

本文选取VVER-1000堆型和二代国产两环路核电厂,采用RELAP5程序研究分析了双相停堆工况下等效直径为10~100mm破口失水事故(LOCA)进程。计算结果表明,核电厂安全系列设置和整定信号等设计区别对操纵员不干预时间和有效缓解措施有较大影响。如借鉴VVER-1000相关设计理念对国产两环路核电厂做出适当调整,可增加两环路核电厂中、小LOCA的安全裕量。本文研究结果可为三代自主化核电厂研发和事故管理导则的研究工作提供参考,并为增强反应堆的安全性提供思路。     

核电厂停堆状态下的安全问题

核电厂运行经验反馈和概率安全分析表明，核电厂在停堆状态下具有相当大的堆芯熔化的潜在风险。本文叙述了核电厂运行经验反馈，概率安全分析和事故分析的结果，以及相关的措施和研究课题，特别涉及到停堆状态下的非可控硼稀释事故的维修冷停堆下推动余热排出系统。     

核电厂内部水淹一级概率安全评价

核电厂内部水淹事件是一种可能引起多个设备同时失效的共因故障。应用概率安全评价方法对其进行分析,能够找出电厂薄弱环节,并完善电厂的设计。本文介绍进行核电厂内部水淹一级概率安全评价的方法,并以某300MWe核电厂为对象,利用RiskSpectrum程序,计算得到了内部水淹引起的堆芯损伤频率。计算结果表明,内部水淹引起的CDF占内部事件总CDF的2.45%,是很小的比例。     

地下核电厂概率安全评价初步分析

充分考虑地下核电厂的岩土包容性、卸压洞室、隔离门、过滤排放系统设计等,对比地面核电厂,用概率安全评价方法(PSA)研究地下核电厂的大量放射性释放频率(LRF)。分析结果表明,地下核电厂的LRF比同样设计的地面核电厂大约低2个量级,可以实现从设计上实际消除大量放射性释放的安全目标。     

重水堆停堆工况下单相自然循环流动与传热分析

使用RELAP5程序建立CANDU 6型重水堆模型,对停堆工况下主热传输系统环路内的单相自然循环进行了分析研究,并推导出重水堆单相自然循环流量模型。对Vijayan模型与RELAP5程序的自然对流传热模型（Churchill-Chu和McAdams模型）进行比较计算,结果表明,Vijayan模型计算的水平壁面传热系数低于程序模型,造成包壳温度略高,而竖直壁面传热系数则无明显差别。     

1000MW级核电站设备硼注射器的制造

本文介绍１０００ＭＷ级核电站核岛设备硼注射器的主要制造工艺。在引进消化国外同类设备制造技术的基础上,依靠自己的解决了硼注射器制造中的技术难点。并对采取的对策作了阐述,给出了主要的检测结果。     

自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简介介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站（ＣＮＰ１０００）核蒸汽供应系统的概念设计,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统、辅助给水系统和数字化仪表与控制系统设计。     

岭澳核电站3,4号机组反应堆保护系统概率安全评价结果校算

为了评估数字化仪表控制系统对核电厂安全的影响,以电厂停堆系统和专设安全设施驱动系统为例,参考西门子公司提供的故障树逻辑,对主泵流量低及功率量程中子通量高于整定值停堆故障和蒸汽发生器(SG)低-低水位和同一SG中主给水流量低故障进行了概率安全分析.分析中分别采用西门子公司提供的输入数据及通过失效率、试验时间以及β因子方法计算得到的数据,对西门子的分析结果进行了校算,在主要割集和失效概率上得到更为真实的结果.结果表明,考虑2种多样性的反应堆保护系统停堆I&C功能需求失效概率均值为5.5×10~(-8),符合分布式控制系统(DCS)合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-7))和辅助给水电动泵驱动信号功能需求失效概率均值(5.21×10~(-6)与8.32×10~(-6)),也符合DCS合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-5)).     

反应堆机组停堆检修后重返满功率运行的堆芯控制策略研究

核电站压水堆(PWR)在寿期末长时间停堆后重返满功率的运行过程中,堆芯控制存在困难,常常不能够安全快速地进入满功率运行。本文通过对影响堆芯控制的各种因素和物理过程进行分析,提出了一套基于临界点状态选择,在升功率期间采用提升功率控制棒和硼浓度稀释相结合的堆芯控制策略,并进行了实际验证。对重返临界点的选择和影响因素的分析直接影响后期操作,是堆芯控制策略的基础。策略对相同状况下的PWR堆芯控制有一定的指导意义。     

核安全的若干基本问题和核电厂安全水平的确定

探讨了核安全的一些基本问题,概要描述了近期国际上核安全观念的变化,提出了合理确定核电厂安全水平应该考虑的一些因素和我国目前应采用的核电发展路线.     

田湾核电站失去外电源的概率风险评估

对江苏田湾核电站失去外部电源(Loss of offsite power，LOSP)事件进行概率风险评估。考虑了核电站接入华东电力系统后电网与系统间的相互影响．指出导致核电站失去外电源的4个事件：①主网稳定破坏：②计划检修与故障重迭，导致4个回路联络线全部不可用；③飓风导致断线．使4个回路联络线全部不可用；④500kV及220kV主变电站电气设备故障，主变全部停电。使核电站失去外电源。给出这4个事件的计算方法和定量计算结果．并给出了提高可靠性的措施。     

压水堆核电站蒸汽发生器的机械清洗

本文主要叙述了国际上和大亚湾核电厂所采用的机械清洗及其设备，还介绍了核电站现场机械清洗的情况。对机械清洗、化学清洗、清洁度的视频检查、外来物的取出等提出了几点看法。     

压水堆核电站的用钢量及要求

文中简要介绍了西德压水堆核电站机械设备的分级,用钢量及要求。