M310及改进型机组运行阶段共性问题研究

M310及改进型机组在我国运行核电机组中占有重要比例,对其共性问题进行总结和梳理不仅有助于提高已建成核电厂的安全运行水平,也可对今后核电厂的设计、建造、运行提供帮助和指导。本文列出六条M310型机组共性问题的筛选准则,梳理出M310型核电厂设计类和运行类共性问题共46项,并给出了这些问题存在的方面和系统。对M310型机组的共性问题进行总结为核电厂的运行和监管提供有益的参考。     

控制核电厂多个系统不可用时的叠加风险的研究

本文的目的是基于核电厂可用的资源，建立一套控制核电厂的多个系统不可用时的叠加风险的方法。主要方法是研究现有的几种控制叠加风险的手段，比较各自的优点、缺点和所需资源，最后以确定论为基础，以概率论的方法为补充，建立一套现实可行的方法。该方法基于核电厂设计，在技术规格书管理的系统和功能范围内建立支持-被支持系统关系矩阵。建立合理的安全功能鉴定流程，基于支持-被支持关系矩阵开展安全功能鉴定，以确保任何安全功能的丧失都能被监测到。根据安全功能丧失的情况，采取最合适的措施来限制叠加风险。设定最长允许停役时间，以避免不可用系统的修复时间不合适的延长。对冗余系统或部件补充安排试验或维修，避免重大风险配置的发生。     

CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析

CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。     

M310改进型核电机组年换料堆芯装料操作方案研究

M310改进型核电机组年换料堆芯在装料操作过程中存在困难，通过M310改进型核电机组年换料堆芯的布置、燃料组件变形形式和装载措施的研究，福清核电厂1号机组第2次大修堆芯装料操作方案为例，基于对燃料组件变形特性的分析和装载基本假设，对现有的“蛇形”装料法进行深入分析，提出修正最后3排燃料组件的装载次序的优化改进方案。经实际装料验证，优化后的年换料堆芯装料操作方案是可行的，能显著提高装料的安全性与效率。      

核电厂树脂净化系统技术分析

介绍了国内M310压水堆核电机组核辅助系统中的树脂净化系统的组成和功能,以及实际运行情况。从化学、工艺、运行和维修以及废物产生量等方面对树脂净化系统进行技术分析,对其中存在的问题提出相应的改进建议,为今后核电厂同类树脂系统的设计和技术改造提供参考。     

压水堆核电机组应急柴油发电机安注泵加载程序分析和优化研究

压水堆应急柴油发电机组在失去全部厂外电源的情况下(正常,故障或事故工况),能够为保证核电机组安全停堆和保证应急厂用系统执行相关功能的设备提供电能。我国自主研发的三代核电机组,采用能动+非能动的理念,相比于只采用能动理念的二代压水堆核电机组,厂外电源丧失时需要由厂内电源(应急柴油发电机组)供电的设备数量和重新加载时间有很大不同。为了保证应急柴油发电机组安全功能有效实现,需对相关负载设备运行特性进行分析和优化,本文以安注泵为例阐述了压水堆核电厂应急柴油发电机组加载负荷优化分析。     

岭澳二期电气厂房冷冻水系统设计改进

电气厂房冷冻水系统(DEL)作为安全相关系统(DCS/DVC)的支持系统,若DEL系统丧失,将会导致DVC和DCS系统不可用,而DCS设备的不可用,将直接导致核电机组的安全操作不能正常进行,核电机组的安全状态不能监视,这样将会使整个电站处于非受控状态,更为严重的后果将是可能会因此而引发核安全事故。因此,DEL系统的丧失是不可接受的,DEL系统的可靠性将直接影响到DCS设备运行的安全性、可靠性以及主控室的可居留性。对DEL系统的设计优化以及消防改进,对DEL管道布置产生了巨大的影响。根据厂房的实际情况和厂房设计的通用原则,重新布置,新增了设备、管道、支架及其附件,同时进行力学计算,以确保系统的优化设计的实施。改进后的电气厂房冷冻水系统保证了正常运行、SSE、H1工况、LOCA工况期间及事故以后对相关通风系统的有效支持,进而为核电站的运行提供了可靠的安全保障。     

AES-91型核电机组环吊国产化技术方案

通过对俄罗斯AES-91型机组环吊技术特点、各项功能以及与国内M310型机组环吊的差异和各自采用的标准进行对比分析,按照确保安全功能并能覆盖两种标准的原则处理重要差异,最终确定田湾核电站3、4号机组环吊的国产化技术方案,为核电项目设备国产化做了有益的探索和尝试。     

内部事件一级PSA在设计中的应用

"华龙一号"(HPR1000)是中国核工业集团开发的第三代核电堆型,在"华龙一号"研发和设计过程中全面应用了概率安全分析(PSA)技术,其中基于内部事件一级PSA开展的重要应用包括:(1)安全系统设计方案评估;(2)设计扩展工况清单选取;(3)事故规程优化;(4)技术规格书开发;(5)防人因设计."华龙一号"通过创新性...     

华龙一号重要厂用水系统允许后撤时间优化研究

采用确定论和概率论相结合的风险指引型综合决策方法对华龙一号（HPR1000）机组重要厂用水系统（WES）运行技术规格书条款允许后撤时间（AOT）进行优化分析论证,包括预期变更的确定、纵深防御分析、安全裕量分析、概率安全分析（PSA）。分析结果表明,HPR1000机组WES系统一列不可用AOT由72 h延长至96 h是可接受的,符合HPR1000机组纵深防御原则和安全裕度要求,其风险增量满足美国核管会（NRC）管理导则RG1.174和RG1.177的风险可接受准则。在风险可控的前提下,可以进一步提高电厂运行的灵活性。     

核电站控制棒驱动机构驱动杆组件锁紧销安装质量管理案例分析与回顾

控制棒驱动机构是核电厂反应堆冷却剂系统的主要设备之一。国内某核电项目控制棒驱动机构的制造过程中出现驱动杆组件锁紧销安装后未按设计要求进行铆操作,不满足设计规格书要求;通过调研不同堆型与同类设备制造厂,并对该事件进行分析与回顾进行反思与经验反馈,得出培育良好核安全文化的重要性。漏锁紧操作事件反映出事件相关方量保证体系的不足,事件相关方在提高设备国产化水平同时应加强质量管理和过程控制,推动我国核电的平稳发展。     

AP1000核电机组本土化研究进展

AP1000核电技术作为第三代核电技术代表之一,引入了安全系统非能动理念,在设计中采用了非能动的严重事故预防和缓解措施,大大降低了发生人因错误的可能性,进一步提高了核电厂的安全性,同时也会降低核电机组建设和运营的成本。针对我国AP1000核电机组本土化研究进展,本刊专访了核电专家欧阳予院士。     

乏燃料废包壳残留物质核素分析计算

为分析计算乏燃料废包壳残留物质的核素含量，以M310型核电机组及燃料组件为分析对象，建立了乏燃料废包壳残留物质核素含量分层计算模型，用SCALE程序计算分析了²⁴⁴Cm含量、总Pu含量及²⁴⁴Cm/Pu比等主要参数随燃耗及冷却时间的变化。计算结果表明，²⁴⁴Cm含量、总Pu含量及²⁴⁴Cm/Pu比随燃耗及冷却时间的变化均可用三阶多项式拟合。本文工作为废包壳残留物质非破坏性测量方法研究提供了数据支持。     

基于概率安全评价的技术规格书优化

概率安全评价(PSA)作为一个风险分析的方法,在国内外核电厂风险管控中得到了越来越广泛的应用,美国部分核电厂已经开发并实施了基于PSA分析的技术规格书。但对于重水堆的技术规格书优化,在国际上目前尚无该方面的经验,本文参考美国相关的技术导则与实践,以秦山核电厂三期2号停堆系统试验频率为例进行优化分析,评价该方法在重水堆机组的适用性,探索重水堆技术规格书优化的方法。     

田湾核电基地废物最小化

田湾核电基地目前有4台WWER核电机组和两台M310改进型核电机组。为了降低待处置固体废物包产生量,满足废物最小化管理目标,田湾核电基地在从源头减少放射性废物的同时,建造了6台机组共用的放射性废物处理中心。采用烘干、超级压实和水泥固定工艺处理放射性废物,配合采用混凝土高完整性容器,在废物包满足近地表处置要求的前提下,各机组每年需要处置的废物量不超过50 m³。具有良好的经济效益和社会效益,对多堆核电厂址的废物最小化有一定的借鉴意义。     

M310机组共用辅助蒸汽系统STR设计与研究

辅助蒸汽系统作为M310堆型核电站的辅助系统,在核电站启动、运行和停运期间为相关用户提供低压蒸汽.STR系统作为辅助蒸汽系统一个子系统,在电站正常运行期间,通过主蒸汽对另外一侧的水加热来产生辅助蒸汽,并确保辅助蒸汽和主蒸汽隔离.由于存在经济性和辐射防护等问题,是否设置STR系统一直存在争议.据此,本文给出了4台M310机组辅助蒸汽系统设计方案之一,即4台机组共用1＆2机组STR系统,并对该方案进行了详细分析和研究.     

可靠性维修在方家山核电机组的开发与应用

秦山核电一厂方家山核电机组是新建的百万级核电机组,用SRCM方法对系统设备实施可靠性管理,开发了SRCM导则,根据电厂性能指标要求进行了SRCM策划、准备、系统关键及重要性分析、设备关键及重要性分析、设备预防性维修大纲编制。在系统关键及重要性分析中,需要确定系统边界、系统功能、分析系统功能故障的后果。设备关键及重要性分析中,需列出设备、识别设备故障模式、识别设备故障影响及后果,并对设备进行分级、分析关键及重要设备故障原因、进行关键、重要设备维修任务选择,对一般级别的设备规定维修的原则。结合实际应用事例阐述SRCM在新建核电厂的开发与应用经验,并提出了SRCM分析过程中亟待解决的问题。     

台山核电厂汽轮机仪表控制系统的新特点

第三代中国先进压水堆CEPR核电机组相比第二代CPR1000项目,在核电汽轮发电机的控制、保护、监测系统上首次采用了三代技术,在设备冗余、性能以及逻辑设计上都进行了优化,提高了控制和保护的可靠性。本文通过对比,对三代技术新特点进行了介绍和分析,为系统后续运行和维护提供参考。同时由于后续核电机组也将采用新的系统,本文能帮助同行更快速掌握新系统的特点。     

WOG核电厂风险指引型管道在役检查方法应用研究

为促进概率安全分析技术在核电厂管道在役检查领域的更好应用,本文介绍西屋用户集团(WOG)开发的核电厂管道风险指引型在役检查(RI-ISI)优化方法,并重点从管段失效可能性分析、后果判断、风险重要度划分等三方面分析对比了该方法与EPRI型RI-ISI方法的不同。此外,以国内某M310核电机组为例,本文基于国家安全局牵头开发的标准电厂分析风险(SPAR)模型,在国内当前技术条件基础上使用简化WOG方法完成该核电厂辅助给水系统管道环焊缝的RI-ISI优化分析。计算表明,使用WOG方法开展RI-ISI后,受检焊缝数量减少55%,而相应导致的内部事件一级概率安全分析风险增量则基本为零,可以满足NNSA-0147和NNSA-0153等技术文件中推荐的风险准则。总的结论为,使用WOG方法开展核电厂管道RI-ISI优化是可行的。     

EPR核电机组反应堆保护系统数据库升级自动化研究及应用

三代欧洲压水堆(EPR)核电机组反应堆保护系统结构复杂,在数据库全面升级过程中需保证所有功能图代码写入到对应的中央处理器(CPU)存储器中,且不能出现任何异常。即使在大修中,EPR机组对RPR系统也有诸多运行技术规范限制,导致无法同时对多个设备进行离线维修。本文通过分析EPR核电机组RPR系统的特点,提出了在数据库全面升级过程中切实可行的风险控制措施,形成了数据库升级的标准化风险控制方案,并根据RPR系统的特点编写软件,实现RPR系统数据库升级自动化,可供其他核电厂安全级分布式控制系统(DCS)数据库升级研究借鉴。