大亚湾核电站18个月换料设计质量保证大纲的建立与实施

质量保证体系标准ISO9001-94呼国家核安全法规HAF003（91）对质量体系的要求有所差异，这是核行业质量认证组织面临的主要问题。如何才能同时满足两套标准建立体系，中国核动力研究设计院（NPIC）在大亚湾核电厂18个月换料设计论证项目上作了尝试，并建立、实施和不断完善了质量保证体系，制订并实施了专用的质量保证大纲，采取了一系列的控制、验证措施，向法马通公司（FAMATOME）和大亚湾核电厂提供满意的核设计服务产品。     

动态刻棒技术的应用

在前期经过认真调研的基础上,大亚湾核电厂和岭澳核电厂于2009年开始研究西屋先进的棒价值测量技术——动态刻棒技术。经过理论培训、计算培训、对比试验,大亚湾核电厂和岭澳核电厂已成功实施动态刻棒技术。动态刻棒技术在大亚湾核电厂和岭澳核电厂的正式实施表明,动态刻棒技术在保证测量精度满足要求的前提下,可以提高试验过程的安全性,简化反应性操作、减少废水排放,可以大幅缩短大修关键路径。     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...     

美国核电厂执照更新中电气设备环境鉴定现状及对我国的启示

鉴于我国没有电气设备环境鉴定方面的法律、法规,同时国内核电厂在电气设备环境鉴定方面经验积累较少,文章对美国核电厂的电气设备环境鉴定文件体系进行了梳理,阐述了美国核电厂执照更新中电气设备环境鉴定实践,对比了中美两国在环境鉴定方面的管理体系与实践,找到它们之间的差异并给出了建议,希望借此为大亚湾核电厂许可证延续中的环境鉴定工作理清思路。     

大亚湾核电站18个月换料的现场技术改造

为了使核电厂具有更好的社会经济效益和安全质量效益，大亚湾核电厂实施了18个月换料现场技术改造。本文总结了大亚湾核电厂的现场技术改造及文件的管理，介绍了现场技术改造的试验结果。     

大亚湾核电厂辅助给水系统RCC-M2级疏水管道的改进

大亚湾核电厂辅助给水系统的疏水管道属RCC-M2级设备,因该设备在高温和高压差下导致疏水器和隔离阀处经常发生闪蒸和冲刷,致使其密封面损坏而发生疏水故障。为避免对系统产生影响,核电厂借鉴同类型机组的改进经验,通过增加备用隔离阀解决该问题。改进的管道依据RCC-M进行力学分析。     

大亚湾核电站18个月换料工程及其项目管理

介绍了大亚湾核电厂在实施18个月换料改造中涉及到的各个方面。包括工程方案的确定、承包商的选定、项目的分解及实施情况、项目管理及风险控制方面的经验等等。并介绍了通过该项目成功实施技术引进，促进了长周期换料工程设计技术自主化和AFA 3G核燃料制造国产化。     

大亚湾核电厂个人监测数据的计算机管理

本文报道大亚湾核电厂个人监测数据计算机管理系统。主要介绍个人监测系统的组成，对ＩＤＯＳＥ的设计要求，以及该系统的特点和使用情况。使用结果表明，大亚湾核电厂的ＩＤＯＳＥ符合国家有关标准的要求，也与国际原子能机构职业照射信息系统的要求接轨。     

核电厂起火频率分析

通过研究美国核管理委员会(NRC)和电力研究院(EPRI)的《核电厂的火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)过程中,各类点火源起火频率的分析方法和步骤。以大亚湾核电厂的主变压器为例,介绍了起火频率的具体分析过程。经定量计算分析,大亚湾核电厂主变压器的起火频率是4.32×10-3/(堆.年),是反应堆堆芯损坏频率(CDF)的203倍。一旦起火,发生破坏性火灾的概率高达83%。     

大亚湾核电厂反应堆一回路开口后泄漏率试验优化

大亚湾核电厂《安全相关系统和设备定期试验监督要求》中规定,在打开了反应堆冷却剂系统的任何操作之后,都需要将一回路压力提升到绝对压力15.8 MPa,执行一回路泄漏率试验。试验超出运行技术规范对第二道屏障15.5±0.1 MPa的参数要求限制,存在安全风险。通过对反应堆一回路开口后泄漏率试验的研究,分析了核电厂一回路开口后泄漏率试验的设计目的、稳压器安全阀换型对试验内容的影响。综合考虑大亚湾核电厂系统及设备的实际情况,经过试验风险分析及优化试验先决条件的参数,制定了该试验的优化方案。结果表明,大亚湾核电厂反应堆一回路开口后泄漏率试验压力由15.8 MPa调整为15.5 MPa,可以在满足核安全要求的前提下降低试验的安全风险,减少超正常运行范围时限。     

阀门组件老化敏感点预警值的确定及老化缓解对策

对大亚湾核电站死管段相关的核一级电动阀阀门组件的机械老化机理进行了讨论,并针对阀门组件的失效模式,对老化敏感点进行了识别,选出最重要的老化敏感点进行分析讨论,确定其预警值,最后提出并归纳了一些适合大亚湾核电站实际情况的老化缓解对策。     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

Reliability data update method for emergency diesel generator of Daya Bay Nuclear Power Plant

In the field of Living Probabilistic Safety Assessment (LPSA) the reliability data updating is an important factor. In risk analysis equipment failure data is needed to estimate the frequencies of events contributing to risk posed by a facility. Five years data of emergency diesel generator (EDG) of Daya Bay Nuclear Power Plant (NPP) has been studied in this paper. The data updating process has been done by using two methods, i.e., the classical method and Bayesian method. The aim of using these methods is to calculate the operational failure rate (λ) and demand failure probability (p). The results show that the operational failure rate is 1.7E?3 per hour and the demand failure probability is 2.4E?2 demand per day for Daya Bay NPP. By comparing the results obtain from classical and Bayesian methods with EDF (Electric De France) it is concluded that the design and construction of Daya Bay NPP is very different than EDF therefore the reliability parameters used in Daya Bay NPP is based on the classical method.     

健康效应模型在核电站事故后果分析中的应用

健康效应模型是核电站事故后果分析中使用的重要模型之一。健康效应模型的有效性，直接影响到后果评价的可信性，从而影响到为缓解事故后果、保护公众健康而采取的应急措施的有效性。本研究在ＮＵＲＥＧ／ＣＲ４２１４模型的基础上，建立了适合于我国核电站事故后果分析的健康效应模型参数，并将该模型应用于广东大亚湾核电站的事故后果分析中，研究中选择香港居民为对象，计算和分析了大亚湾核电站的严重事故对香港居民带来的健康风险的增加。计算结果表明，该电站对香港地区带来的健康风险很低。     

安全文化及其在大亚湾核电站的实践

从管理组织行为学的角度出发 ,论述了核电站管理中安全文化的概念、安全文化的发展阶段及其管理影响因素 ,并联系实际 ,介绍了大亚湾核电站建立、维持与贯彻安全文化的管理实践     

大亚湾核电厂全厂"断电"事故裂变产物行为计算

使用 MELCOR 程序模拟大亚湾核电厂假想全厂断电事故早期进程,计算出安全壳内源项的最大存量,同KORIGEN 程序结合推导出安全壳内主要裂变产物的活性,为核电厂PSA 分析提供保守性数据.     

大亚湾中微子实验光电倍增管输出振铃脉冲的分析研究

大亚湾反应堆中微子实验是一个研究中微子振荡的实验[1],主要目标是利用核反应堆产生的电子反中微子来测定一个具有重大物理意义的参数—中微子混合角θ13。大亚湾中微子实验的目标是将sin22θ13测量到0.01或更高的精度,为实现对大亚湾中微子信号的准确测量,必须要求光电倍增管输出干净脉冲信号到前端电子学(FEE),但在测试实验中,发现光电倍增管输出脉冲含有振铃。针对振铃进行了详尽分析,找到了振铃产生的根源,也确认了电容在高压下的压电效应。     

核电站重要敏感设备加速老化管理研究与应用

介绍了大亚湾核电站和岭澳核电站重要敏感设备加速老化管理技术研究的背景,阐述了加速老化管理的内涵,论述了电站加速老化管理技术路线、工作体系,以及同现有运行和维修体系的接口.通过加速老化管理技术的应用实例论证了相关研究成果的合理性和有效性.最后对核电站重要敏感设备加速老化管理技术的发展前景进行了展望.     

提高压水堆燃耗的经济效益——秦山核电站和大亚湾核电站提高燃耗的前景

提高卸料燃耗会给电力公司带来很大的经济效益。本文通过作者开发的计算机程序 Dqueco,详细计算了在给定条件下秦山核电站(一期)和大亚湾核电站于12个月循环周期内不同卸料燃耗下的燃料循环总价格及各燃料循环段的价格分量,并指出大亚湾核电站燃耗从33.0 GW·d/t(U)提高到40.7 GW·d/t(U),秦山核电站(一期)燃耗从24.0 GW·d/t(U)提高到32.0 GW·d/t(U)不仅技术可行,而且有很好的经济效益。     

大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估

大亚湾核电厂核反应堆厂房的抗震分析基本沿用法国M310型机组的标准分析方法（RCC—G）,对于土-结构相互作用（SSI）效应的考虑,采用简化的阻抗函数法。本文拟采用新的相对精确的基于Green函数的三维连续半空间边界子结构法考虑地基岩土的作用,进行SSI耦合系统的地震响应分析计算,并将计算的楼层反应谱（FRS）同设计值进行比较,对设计方法及其结果的趋向性（偏于安全／或不安全）进行评估。结果表明,与基于三维连续半空间边界子结构法的计算结果相比较,电厂设计偏于安全。