基于改进AFAL分析法的核电厂仪表校验周期延长研究

通过对仪表漂移特性(AFAL)分析法的改进,特别是对数据统计算法的改进,提出了一种改进AFAL分析法。实例结果表明,本文所建议的改进方法是有效和完善的,能直观描述仪表的漂移特性,对分析仪表校验周期延长后仪表性能的可靠性有较大提高。     

核电厂定期试验周期延长论证

核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。     

秦山CANDU核电厂大修周期延长的初步研究

重水堆核电厂因其具有不停堆换料的优势,不受燃料燃耗的限制,可安排较长的大修周期.通过大修周期的延长,可以减少电站寿期内计划大修的次数,减少机组停堆和启动的次数,有效提升机组寿期内容量因子、机组大修业绩和运行业绩.本文结合秦山CANDU核电厂和国外重水堆核电厂情况,提出大修周期延长的初步可行性分析和实施建议.     

田湾核电站辐射监测仪表校验周期延长的研究

通过辐射监测典型仪表校验数据收集和统计分析,以γ剂量率监测仪GIM204为例,采用经验反馈法论证延长仪表校验周期的可行性,以适应田湾核电站换料长周期方案的实施。研究表明,将GIM204的校验周期由原来的1 a延长到1.5 a,校验相对误差不会超出允许值,满足换料周期延长要求。     

核电厂仪表和控制设备采购和监造中的质量保证

设备质量是保证和实现核电厂安全目标的重要环节,仪表和控制系统(I&C)设备的质量是核电厂物项制造中质量保证要求的一部分。在核电厂的建造过程中,如何保证I&C的质量是设备采购过程控制的重要组成部分,应按有关的法规和标准执行。     

核电厂仪表与控制系统设计在英国GDA过程中的若干问题分析

为了承接英国核电项目建设,核电项目的核安全审查和执照申请须首先通过英国核监管办公室（ONR）的通用设计审查（GDA）。GDA主要基于ONR发布的审查导则—安全评估原则/技术评估指南（SAP/TAG）及相关的国际原子能机构（IAEA）、西欧核安全监管协会（WENRA）导则和?国际电工委员会（IEC）标准开展,通过分析GDA对仪表与控制（I&C）系统设计主要关注问题及相关导则和标准要求,并结合英国欧洲压水堆（UK-EPR）和英国先进非能动压水堆（UK-AP1000）的审查经验,提出了I&C系统总体设计应对策略。可为后续项目通过GDA提供参考借鉴。      

线性标定方法在BEPCII磁铁电源控制中的应用

大约有400台磁铁电源分布在BEPCⅡ储存环和输运线上,全部采用美国散裂中子源电源控制器及接口PSC/PSI进行控制.为了保证较高的控制精度,必须对PSI电流输出控制单元DAC与被控电源的传感器DCCT进行校准.因此,本文介绍了电源远控给定电流的标定原理和采用的线性拟合方法以及标定结果.     

快速疲劳分析方法在核电厂疲劳监测系统中的应用

疲劳监测系统通过对一回路易发生热疲劳关键管道和设备进行运行参数采集,采用快速疲劳分析方法对被监测管道和设备进行实时疲劳计算,从而获得真实疲劳损伤情况。该快速疲劳分析方法以格林函数法为基础,通过编制计算程序实现热应力和疲劳使用系数的快速计算。通过与有限元分析结果进行比较,验证了该快速疲劳分析方法具有高效、快速、准确的特点。      

极限载荷分析方法在核电厂管道限制件中的应用

极限载荷分析作为设备安全分析的新兴技术,是工程强度设计规范中塑性失效分析的重要方法。利用极限载荷分析技术评定核电厂管道横向限制件的极限承载能力。通过算例阐述极限载荷分析技术在核电设备评定中的应用。文中所述的概念和方法,可以推广应用到其他核电设备的弹塑性有限元分析中。     

核仪表在钢铁工业的应用与发展

核仪表(核子控制系统)具有非接触测量、精度高、反应快、稳定性好,采用计算机技术实现数字化、智能化、网络化的特点,因此已越来越广泛地应用在生产过程复杂、自动化程度高、现场环境比较恶劣的钢铁制造流程在线检测,并在实时控制系统中作为不可缺少的基础仪表提供各种重要检测数据。本文主要介绍核仪表在国内外钢厂应用现状、发展、技术与经济效益。     

核电厂电仪设备延寿再鉴定试验研究

在核电厂电气仪表设备（简称电仪设备）环境鉴定研究成果的基础上,开展核电厂电仪设备延寿再鉴定分析和试验研究。以秦山第一核电厂DDG-1型电气贯穿件（EPA）为研究对象,根据运行实际制定了再鉴定试验研究的遵循原则,在此原则下结合分析法确定了试验方案和试验项目序列以及EPA修复依据和方案,并在此基础上开展再鉴定试验研究。适当修复后的DDG-1型EPA按试验大纲依次通过了设备性能随时间变化的试验、抗震试验、设计基准事故（DBA）条件下热力学试验和DBA后极限电性能试验,试验后状态完好,表明该DDG-1型EPA经适当修复后能够完成继续延寿20 a的预期目标,可为核电厂其他电仪设备再鉴定试验研究提供指导和借鉴。      

核电厂风险指引型管道在役检查方法研究及应用

本文对核电厂风险指引型管道在役检查(RI-ISI)方法开展研究。RI-ISI方法将风险见解融入到在役检查,采用风险矩阵从两个维度(管道失效可能性和管道失效后果)考虑安全重要度,提高了在役检查的有效性和针对性。将该方法应用于田湾核电站1、2号机组一回路压力边界内的管道在役检查,评价结果表明,在役检查工作量和成本得到明显降低,减少了在役检查人员的放射性照射。本文在最后给出了开展RI-ISI的一些建议。     

部分参数统计方法在30万kW核电厂应用的初步研究

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本文研究了使用统计学方法确定不确定性的部分参数统计方法原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对30万kW核电厂DNBR设计限值进行计算。计算结果表明,反应堆冷却剂流量全部丧失事故最小DNBR分析采用部分参数统计较STDP额外获得了约5%的裕量。本文结果为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。     

核电厂负反应性校刻方法研究

在压水堆核电厂物理试验中,反应性仪每次使用前均需用周期法进行校刻。然而由于周期法未考虑瞬态项的影响,在实施较大负反应性的校刻试验时,试验结果偏差较大。采用数值计算方法对点堆中子动力学方程进行了精确求解,对得到的中子密度与周期法结果进行了对比和分析,从而设计了修正系数K方法。该方法考虑并可简化处理瞬态项的影响,使得周期法对负反应性校刻同样适用。     

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。     

核电厂仪表管道振动疲劳耐久性能改进研究

针对役前及初始运行期间核电厂出现较多的仪表管道振动疲劳断裂问题,设计了两套不同规格及焊接方式的、端部带有集中质量的悬臂管道试验件。对试验件开展了宽带随机耐久试验,分析了试样振动交变应力幅、频率响应特征及疲劳寿命,结果表明,通过采取增大管道外径和壁厚、改变焊接形式等措施,能够显著改进结构低频共振、试样振动疲劳寿命分散性较大等问题,显著提升管道结构的振动疲劳耐久性能。     

NASPIC在方家山核电工程的应用研究

方家山核电工程厂区环境辐射与气象监测系统(KRS)信号来自方家山厂区外的应急中心楼,存在被网络攻击的安全隐患,影响方家山机组整个数字化控制系统(DCS)的稳定运行。为解决厂区外的通讯信号接入给核电站的信息安全带来的影响,方家山核电工程将KRS信号从目前的DCS网络中独立出来,并采用中核集团完全自主知识产权的核安全级DCS平台龙鳞系统(NASPIC)作为本变更改造项目的首选方案,本文介绍了NASPIC的原理、主要设备功能、网络配置、软件配置以及在方家山核电厂的应用。变更已在方家山1号机组第2次(102)大修中实施完成,系统运行稳定。