核电站在役检查

为了确保核电站有高度的安全性和可靠性,在核电站的使用寿期内,需要对反应堆主要设备和系统作严格的在役检查。本文评述和分析了几种典型的在役检查方法和装置的发展,及其对核电站设计所提出的要求。     

关于核电站在役检查标准的探讨

基于我国核工业的发展和核电站的建设，指出了编制在役检查标准的重要性和可行性，从分析核电站在役检查的特点探讨了标准的基本内容。     

核电站设备的在役检查

本文简要地介绍了核电站设备在役检查的主要内容,讨论了 ASME 规范第 Ⅺ 卷的缺陷评定和特点,最后对当前在役检查的发展趋势作了阐述。     

浅谈核电站在役检查质量保证过程控制

介绍了核电站在役检查中的质量保证过程控制,并结合公司的质量保证运行情况综合论述了核电站在役检查中质量保证的作用和意义.     

核电站关键部件在役检查可靠性分析

基于可靠性概率统计模型和超声检测数值模型,对在役检查的可靠性进行计算与分析.以核电厂反应堆压力容器环焊缝超声检测为例,计算不同检测参数下环焊缝中裂纹类缺陷及横孔的检出率曲线和95％置信下限.结果表明,可靠性分析方法的引入可以实现在役检查工艺方法及结果的定量评估.     

方家山核电工程一回路主设备役前检查实施优化

核电厂一回路主设备在首次装料前必须完成役前检查,役前检查一直以来被安排在一回路水压试验后实施。方家山核电工程根据工程进度情况,通过分析对比法规标准,探讨主设备役前检查与主系统水压试验之间的关系,打破以往的观念,创造性地将主设备役前检查的时机进行优化,并通过国家核安全局(NNSA)审评。按此优化方案,方家山核电工程在国内首次在一回路水压试验前实施了主设备役前检查,不但保证了水压试验顺利进行,还缩短检查工期,有效达到了优化目标。     

M310型核电厂在役检查的改进和优化

核电厂在役检查是核电厂机械设备安全运行的重要保证手段之一。本文结合国内核电厂在役检查的经验反馈,对RSE-M规范中某些技术条款的合理性进行探讨,介绍风险指引型在役检查方法的应用,并为我国M310型压水堆核电厂在役检查的优化提供建议。     

我国核电厂役前检查异常情况汇总与典型案例分析

役前检查是在役检查活动的重要组成部分,是后续在役检查结果的比较依据.我国核安全法规要求:核电厂首次装料前必须完成役前检查工作,并向核安全监管机构提交役前检查结果报告,核安全监管机构对报告进行审评.本文梳理了近年来我国核电厂役前检查发现的异常情况,并对典型案例进行了深入分析,为后续役前检查活动的实施和核安全审评提供了经验...     

AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析

简要介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统(RNS)和M310堆型余热排出系统(RRA)的设计特点;分析了余热排出系统在这2种堆型中的主要差异.通过对比这2种堆型中余热排出系统的比较,从工艺系统角度对M310堆型的RRA系统进行局部改进,提高了系统的可靠性和安全性.     

蒸汽发生器役前二次侧水压试验系统加热水箱流场分析与结构优化

采用计算流体力学(CFD)方法对电加热水箱的流动与传热特性进行流固耦合的三维数值模拟计算。通过优化设计提出新的电加热水箱支撑板结构。新结构可以为电加热元件提供可靠的支撑,并使电加热元件表面最高温度显著降低(降低约100℃),可有效地防止由电加热元件壁面局部温度过高引起的液体沸腾汽化。     

压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响

论述了大亚湾和岭澳1000MW压水堆核电站反应堆冷却剂回路(一回路)主要瞬态工况对反应堆冷却剂泵的主要机械性能参数的影响,为避免主泵受瞬态干扰,以及通过改变系统参数调整来改善主泵机械参数提供了理论依据。     

压水堆核电厂瞬态试验工况下调硼量分析及其操作应用

中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组瞬态试验过程中,由于机组状态剧烈变化,会在短时间内引入大量负反应性,使一回路不易维持堆芯状态稳定,试验过程中需要通过准确调节一回路冷却剂的硼浓度以补偿反应性的变化。通过研究机组瞬态试验过程中功率控制棒(G棒)、温度控制棒(R棒)、功率变化、氙毒变化等引起的反应性变化,并依据当前硼浓度及其微分价值,分析计算得到所需硼浓度变化量及试验过程中所需硼稀释量,并根据计算结果为运行人员制定合适的机组控制策略。调试过程及试验结果表明,研究分析硼稀释量能够显著降低机组控制风险,提高机组运行质量,获得良好的经济效益。     

压水堆核电站一回路系统的辐射源项及其测量

控制集体剂量是核电厂辐射防护管理工作的目标,辐射源项是核电厂集体剂量的主要来源。本文介绍压水堆核电厂沉积的辐射源项的种类及产生机理,国内外核电厂沉积辐射源项测量现状,讨论核电站检修期间沉积辐射源项测量工作对剂量降低及辐射防护最优化的意义。     

PWR物理试验项目的审评与监督

堆芯物理试验目的是验证堆芯设计的准确性、验证换料安全分析报告的正确性。国内有些电厂物理试验项目的试验点偏少,不但造成上述验证的不充分,而且增加了后续燃料循环堆芯设计的不确定性;更不能及时发现问题,对程序模型进行改进。物理试验测量值超过设计准则或安全准则,必须经过审查和评价,获得安全监管当局许可后,才能继续运行。     

压水堆核电厂主给水管道水锤计算及分析

核电厂二回路主给水系统是保证蒸汽发生器冷却的重要系统,同时也是水锤频发的管段,研究水锤对主给水系统的规律对于系统稳定运行具有重要意义。文章以主给水系统作为研究对象,通过Flowmaster软件的瞬态计算功能,建立给水泵、控制阀门等边界条件下的数学模型,计算阀门、泵关闭时产生的水锤压力,并且导出压力等参数的瞬时变化解。结论验证了Flowmaster瞬态计算功能计算水锤的可行性,结合工程实例说明,增加给水控制阀、给水泵关闭时间能有效控制水锤,改变给水泵、给水控制阀关闭触发信号间隔能缓解水力冲击,以及管径等因素对水锤的影响,对于实际工程中的设计和系统优化具有一定指导作用。     

压水堆核电厂主蒸汽管道汽锤计算分析

通过简化计算的方法求解压水堆核电厂主蒸汽管道汽锤压力。应用PIPENET软件对某百万千瓦级核电厂蒸汽发生器到主蒸汽母管之间的核岛主蒸汽系统进行建模。利用瞬态计算功能模拟汽锤发生及衰减过程,给出最大汽锤压力、管系中最大汽锤载荷、该载荷发生的时间及管道位置。分析了直管段长度及阀门关闭时间对汽锤现象的影响,在其他条件不变的情况下,直管段越短,汽锤能量越低;阀门关闭时间越长,汽锤能量越低。     

压水堆燃料组件抗震试验研究

燃料组件属I类抗震物项,其抗震问题直接关系核电厂运行安全,通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式,设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置,针对不同组件数量布置方案,在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明,水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz,最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处,试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。     

压水堆运行控制的虚拟仿真技术研究

讨论了利用MultiGen Creator软件工具集实现对压水堆进行建模的方法,建立了压水堆运行控制的虚拟仿真所需的三维模型.通过对压水堆数学仿真的研究,建立了基于MFC和Vega平台的压水堆数学仿真模型.针对稳压器讨论了虚拟效果仿真的实现方法,并通过VC 编程完成对各部分的连接,实现了压水堆的虚拟仿真.     

压水堆核电厂超压分析探讨

本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等.结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求“利益和安全平衡”的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作.