核电厂执照更新管道老化管理临时导则解析及应对实践

在秦山核电厂运行许可证延续申请审评对话阶段,审评组和申请方与美国核管会技术交流时首次接触到核电厂执照更新临时导则,发现临时导则变更反映了执照更新审评的经验总结、老化管理新成果和新技术的变化,是执照更新基准文件不可或缺的一部分。鉴于国内许可证延续借鉴了执照更新的技术思路,国家核安全局要求电厂按照临时导则要求补充论证分析,是审评对话中提出的重大纠正行动。本文基于临时导则在秦山核电厂老化管理及运行许可证延续审评中的良好实践,以埋地管道、消防水管道、含硼水环境下不锈钢管道、侵蚀机理四项管道老化管理变更为典型对象,详细分析了其变更内容,并给出了行之有效的应对策略,供国内核电厂开展老化管理及延寿工作、核安全监管单位编制中国核电厂通用老化经验报告借鉴参考。     

核电厂老化和寿命管理现状与进展

探讨了国内外核电厂老化和寿命管理方法、法规和实践。总体来说,IAEA的法规和导则指导性强,美国的法规和实践可操作性强,法国的法规和实践则较为系统化和标准化。针对这些特点,结合我国老化管理现状,给出了我国在进行核电厂老化和寿命管理实践以及建立相应的法规导则体系时应注意的问题。     

秦山核电厂运行许可证延续安全审评经验分析

为开展秦山核电厂运行许可证延续（OLE）申请的核安全审评，采用文件审查和现场踏勘的方式，依据《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》，并参考美国执照更新（LR）的法规和标准等技术文件，针对老化管理审查（AMR）的筛选、AMR的结果、时限老化分析（TLAA）、安全分析报告增补、老化管理大纲（AMP）等方面开展了深入的研究，形成了相应的审评技术见解和审评经验，为秦山核电厂OLE申请的行政批复提供了重要支撑，为后续核电厂的OLE申请和安全审评提供了重要参考。     

核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发

根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素.从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容.以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例.     

核电厂通用老化经验报告分析与编制建议

美国核管会编制发布的通用老化经验报告是美国核电厂运行执照更新的基石文件,对指导核电厂设计、运行和延寿,包括水化学管理、在役检查等老化管理工作具有重要意义.同时国际原子能机构也组织各成员国共同开发国际通用老化经验报告,而国内尚未编制中国核电厂通用老化经验报告.本文从报告适用性、老化经验积累与反馈、老化管理和科研水平提升等...     

核电厂机械设备老化管理大纲内容探讨

通过对国内外核电厂老化管理经验的调研,以核电厂机械设备老化管理为主要关注点,结合国内老化管理经验和IAEA的老化管理指导原则,从老化管理的方法和步骤、老化管理设备筛选原则及分级、老化机理研究、系统化老化管理的模式和方法四个方面切入分析,提出了核电厂老化管理大纲内容的编写思路和建议。     

核安全2006年总目录

栏目与篇名著作者期页.特别报道指导环境保护事业发展的纲领性文件—访国家环境保护总局局长周生贤国务院关于落实科学发展观加强环境保护的决定《中国环境报》社论:全面推进重点突破.本刊专稿核电厂蒸汽发生器制造中的安全问题核安全的若干基本问题和核电厂安全水平的确定对我国原子能领域立法的一些思考研究堆老化管理的法规依据、现状及建议辐射防护概念的拓展与环境放射防护.安全审评核电厂在役检查无损检查资质在我国的实践和探索LBB对材料性能的要求核电厂和缓环境、显著老化机理与设备鉴定.核电厂实践浅论秦山核电厂事故后恢复主给…     

美国许可证展期申请状况

【英国《国际核工程》2002年4月刊报道】 美国核电厂运行许可证的展期必须在安全和环境问题上通过美国核管理委员会 ( NRC)的审议和批准。核电厂所有者向NRC递交的许可证展期申请必须包括:技术资料,对核电厂各种老化问题的评估以及核电厂的所有者将如何管理和减轻老化所带来的影响。许可证展期申请中所包括的内容与核电厂首次运行许可证申请中的内容一致。 NRC许可证展期工作将审议这些计划的文件、执行情况和影响以及与核电厂所有者的许可证展期计划有关的工作。通过审查来确保核电厂具有充分管理老化影响的能力,使许可证展期中所包含…     

基于长寿期运行的核电厂埋地管完整性管理技术体系构建

介绍了基于长寿期运行的核电厂埋地管完整性管理技术体系构建的方法和应用实践,包括埋地管基础数收集与测绘及信息系统建立、埋地管风险分级、埋地管检查与评估、埋地管老化管理大纲体系四个主要方面,为核电厂开展埋地管完整性管理工作提供了参考.     

保持核电厂运行人员的技术水平

核电厂运行人员对于保证核电厂安全和经济运行是至关重要的。所以作为人力资源的管理部门就要采取措施，使运行人员和营运单位的技术能力得以连续保持和提高。为此，芬兰奥尔基洛托(Olkiluoto)核电厂(该核电厂的2台840MWe的沸水堆（BWR)机组分别在1978年和1980年开始运行)的TVO机构在最近开发了几个发展项目。为了保持高水平的专门技术和管理技能，需要制定系统的初始培训和继续培训大纲。目前核电厂的状况，即随着核电厂的老化，人员也老化，对这些核电厂的运行需要采取各种强化培训的措施。在奥尔基洛托核电厂，我们制定和执行了广泛的现代化培训大纲，使员工巩固他们原有的知识，补充最近新发展的技术成果。我们也密切注视供应商在核电方面的开发项目，了解最新的核电技术，并把这些知识补充到原有的实践经验中去。我们也与研究院(所)和大学密切接触，进行有限程度的研究和开发活动。除了上述项目，2002年还开始了协调开发的“TVO2002”大纲。这个大纲的主要目标是为了保证在不断变化的环境中预先安排好工作，增强本公司的竞争力。管理和运行程序将要以达到2002年设定的目标来编制。该大纲由十个项目组成．复盖了各种开发课题。焦点领域之一包括以“能力调查”和“保持专门技能”为特点的一些项目。     

国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进考虑

在冷却剂丧失事故（LOCA）工况下核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题已是核能界广泛关注的核安全问题,国内核安全监管部门和核电厂营运单位正积极推动该问题的解决。本文介绍了国内核电厂安全壳地坑滤网设计改进工作的进展情况,从审评人员的角度说明了对解决该问题所持的态度及相应的监管要求,并阐述对国内相关核电厂逐步开展该项工作的总体设想。     

分散控制系统在核电厂的应用

文章简要介绍了分散控制系统(DCS)的特点,通过近几年DCS在我国核电厂的应用情况,并基于我国核电建设的发展现状,详细地论述了几种已经在核电厂中应用的DCS产品特点,并结合DCS在核电厂的应用,在DCS系统设计、安装、调试、维护等阶段分别提出了需要关注的要点。     

如何发现和解决大亚湾和岭澳核电厂存在的加速老化现象

从振动、腐蚀和有机材料材质三大方面对国内外核电厂设备加速老化现象进行了阐述。根据大亚湾和岭澳核电厂的特点,提出了目前核电厂常规岛可能存在的加速老化问题和主要影响因素,并对如何发现和准确评估已存在的老化现象,以及如何分析和研究加速老化现象和具体的解决措施进行了详细介绍。     

核电厂电气贯穿件设备延寿再鉴定方法研究

以秦山一期核电厂电气贯穿件(EPA)为实施对象,基于已有设备设计、制造、鉴定和实际运行数据,并结合国内外核电厂的设备鉴定、老化延寿管理等标准规范和最新研究成果,开展了核电厂设备延寿再鉴定方法研究,同时结合目前国内核电厂类似EPA等1E级核安全设备老化管理的现状,提出了设备老化管理建议。     

从国内核电厂调试事件实例探讨调试管理要点

简述了核电厂调试的作用和阶段划分，从若干国内核电厂调试运行事件实例的分析评述，归纳出五种事件起因，进而对核电厂调试管理要点提出一些建议，以利于改进今后核电机组的调试管理。     

高庙子膨润土在电子辐照和高温老化后热稳定性研究

为研究膨润土的长期稳定性,以高庙子天然钙基膨润土及其改性钠基膨润土为研究对象,利用热重一差示扫描量热（TG-DSC）方法对不同累积剂量的电子辐照和不同温度、不同热作用时间下的老化样品进行了分析。结果表明：高温作用引起的膨润土吸热峰峰值温度和起始温度的变化比电子辐照的大;钠基土比钙基土有更好的耐电子辐照和高温老化能力。在电子辐照／高温老化条件下,改性高庙子钠基膨润土的结构热稳定性比其钙基膨润土好。     

核电厂应急运行规程与严重事故管理指南接口分析

福岛核事故后,核工业界及核安全监管当局对严重事故更加重视,严重事故管理指南（SAMG）的制订已经成为国内核安全监管要求.核电厂制定了应急运行规程（EOP）用以防止核电厂事故升级为严重事故,在SAMG研制时,如何从EOP合理地过渡到SAMG成为必须解决的问题.本文详细分析了EOP与SAMG的接口准则和影响因素,并结合国内核电厂SAMG研制现状,对EOP与SAMG接口方案进行了分析和建议,可为其他核电厂SAMG的研制工作提供参考.     

福岛核事故后国内外核电厂应急准备的改进研究

福岛核事故3年后,国内外大量经验反馈指出,为了确保核电厂的安全运行,并在事故后尽量减少放射性物质释放,降低事故引发的人员伤亡和财产损失,对目前的应急准备进行改进是十分必要的。本文首先详细研究了国内外针对福岛后的应急准备改进要求,其次对我国3个典型核电厂对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》的落实情况进行调研,最后初步归纳了《应急准备改进的技术要求》关键点。本调研报告将为技术要求的最终制定提供重要依据,并可为国家核安全局及各核电业主决策提供参考。