非能动压水堆钢安全壳围堰安装技术

通过对核电厂非能动安全壳冷却系统围堰的结构与功能进行分析,并采用有效的质量控制措施,制定了1套围堰安装技术。将此安装技术应用于海阳核电厂1号、2号机组。结果表明,围堰系统安装完成后达到设计要求、满足安全壳冷却系统功能试验条件,围堰安装技术有效可行。该围堰安装技术可为后续核电厂提供参考。      

高寒地区安全壳打压试验

针对高寒气候对安全壳打压试验可能造成的各种影响,从设计、设备、施工、调试等角度分析试验风险点并提出解决方案。主要解决的问题有:低温条件下试验载荷对安全壳附属部件的影响,以及低温对安全壳整体泄漏率测量的影响等。在红沿河核电厂1号机组冬季安全壳打压试验的应用表明,所提出的方案可有效克服高寒地区恶劣气候对试验造成的影响。     

俄罗斯加里宁核电厂进展

【英国《国际核工程》2003年10月刊报道】俄罗斯加里宁核电厂目前拥有2台分别于1984年和1986年进入调试的第三代小型VVER-1000/338机组,3号机组为VVER-1000/320系列,其建设在20世纪80年代末被中止。目前,该机组已按照新的最严格安全标准开始续建,预计将于2004年开始调试。1号和2号机组加里宁1号和2号机组各拥有4条带有主循环泵(MCP)、稳压器和蒸汽发生器的冷却循环回路。上述反应堆及辅助系统被封装在直径47.4m、高76m的密封安全壳内,安全壳为预应力钢筋混凝土浇注。汽轮机厂房为两机组共用。主厂房和辅助厂房、构筑物和户外配电站位于…     

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。     

安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994在田湾核电厂的应用

为有效测量反应堆安全壳整体试验的泄漏率,田湾核电厂依据美国安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994开发了一系列完整的泄漏率计算程序,并先后在田湾核电厂1/2#机组首次在役整体试验中应用,效果显著。本文介绍了ANSI/ANS-56.8-1994标准在试验中的数据处理过程,以期能提供给国内核电厂安全壳整体试验以借鉴。     

安全注入系统与安全壳喷淋系统早期互为备用事故策略研究

在大部分CPR1000堆型核电厂中,安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线（安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线）改进,将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用,结合基于H4管线改进的现实性事故分析,设计出中、小LOCA叠加H4工况（低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去）事故处理的策略及手段。     

海阳核电1号机组冬季SIT、ILRT期间温度控制方案总结

海阳核电1号机组为AP100核电厂在冬季实施安全壳结构完整性试验和安全壳整体泄漏率试验的首台机组,试验要求安全壳内大气及其金属温度保持在10℃~48.9℃之间,但海阳市冬季日平均气温低于10℃,给试验带来了极大的挑战。海阳核电1号机组在试验期间采用封堵屏蔽厂房、VCS/VYS联合运行、在屏蔽厂房增设暖风机等一系列温度控制措施,成功地保证了试验的顺利进行。     

基于ANSYS的核电厂安全壳结构非线性有限元分析

对核电厂预应力混凝土安全壳结构进行了内压作用下的非线性有限元分析.详细介绍了ANSYS中的混凝土单元SOLID65及混凝土材料的本构关系,并对非线性求解过程中影响收敛的因素进行了分析；同时,以福清核电厂5、6号机组内层安全壳为工程实例进行有限元计算.结果表明,15 m至30 m标高范围内的径向位移大于其他高度的径向位移,标高25 m左右径向位移最大；内压加至0.42MPa,模型结构仍处于受压状态,满足使用要求.分析表明,福清核电厂5、6号机组安全壳结构在设计内压作用下是安全的,可为安全壳整体性试验提供参考.     

核电厂调试期间核级管道振动测量工作改进

美国机械工程师协会(ASME)OM-S/G-2000 Part 3导则存在操作性不足的缺陷,而国内核电厂核级管道振动测量工作均依此导则,采用的试验方法类似,但都无法全面、准确预测管道振动极大点。以某核电厂调试期间核级管道振动测量工作为例,从试验对象的筛选、关键设备或部件的选取、测点选择、现场试验及振动分析评价5个方面进行探讨,提出改进建议,最后以某核电厂安全壳喷淋系统(EAS)的某管段振动为研究对象,对测量方法、振动限值计算及评价等进行案例分析。     

安全壳喷淋系统地坑吸水管线隔离阀故障分析及处理

核电厂安全壳喷淋系统地坑管线吸水隔离阀（EAS013/014VB）在现场单体调试试验中常出现阀门无法正常启闭故障。本文基于在线诊断及调试试验,对此阀门故障问题的原因进行逐一分析排查,确定了阀门故障原因为电装因素,并提出了详细的阀门改造方案。实际电厂的阀门改造结果表明,改造能降低阀门的采购及调试成本,减小阀门故障概率。      

秦山三期重水堆核电站(2×700MW)双机组调试

秦山三期是我国首次引进、并以中方为主进行调试的双机组重水堆核电站项目。在调试工作中建立了一套高效规范、可供借鉴的调试管理运作模式。在技术上取得了一系列突破和创新。并最终使1号机组和2号机组比原工期分别提前43天和112天投入商业运行。调试质量达到国际先进水平,调试工期也创造了世界重水堆核电站调试工期的新纪录。文章主要介绍了秦山第三核电有限公司在双机组调试工作中的实践及体会。     

调试大纲的编制和实施

本文介绍了秦山核电厂调试大纲的主要内容,调试阶段划分、调试网络计划、调试项目确定、调试组织机构和接口分工、调试大纲审评和调试监督,以及调试大纲的实施等内容,对秦山核电厂的调试工作做了概括性的介绍。     

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。     

福清核电1号机组辐射控制区的建立难点及应对优化措施

辐射控制区建立作为机组装料的必要条件之一,是辐射防护部门从调试生产准备到接产运行的一项重要工作。本文概述了控制区建立的基本要求,着重从“出入口的改造和投运”、“控制区边界门验收”、“核岛控制区实体隔离建立”、“核清洁控制区建立与管理”等4个方面介绍福清核电1号机组控制区建立过程中与工程建设相关的工作,针对其中的工作难点和应对优化措施进行分析和总结。     

反应堆主冷却泵的冷态调试

文中介绍了秦山核电厂反应堆主冷却泵冷态调试的内容及试验方法。主冷却泵的现场冷态试验包括:报警试验、联锁试验和运转试验。各项试验的结果表明,主泵的运行参数正常,联锁、报警和性能符合设计要求。     

田湾核电站堆芯换料模式研究及应用

以田湾核电站的1#、2#机组第3循环堆芯装载图为例,介绍全进全出、堆内倒换和边进边出3种换料方法的操作过程,计算这3种换料方法的时间效率,分析比较3种换料方法的优缺点和适用场景。经田湾核电站实际换料验证,堆内倒换和边进边出换料方法是可行的,能显著提高换料效率。     

秦山核电厂化容系统振动测量

本文简要地介绍了秦山核电厂化容系统在调试期间的振动测量。测量与调试同步进行；主要使用便携式测振仪对事先确定的测点进行现场实测。测量结果表明，泵的振动级别大部分达到Ａ级，管道的振动满足振动鉴定准则的要求。     

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。      

核电厂应急柴油发电机组定期试验启动方式的探讨

分析了国内外关于核电厂EDG定期试验启动方式的相关研究以及最新的标准和规范。介绍了国外核电厂的相关改善措施及其效果,对国内核电厂在EDG定期试验中使用慢启动的方式进行了必要性论证。为EDG启动方式改进提供了两种方案,详细分析了两种方案的风险和失效概率,为核电厂的相关改进提供了重要参考。     

田湾核电站3、4号机组主给水泵2倍频振动原因分析与处理

田湾核电站3、4号机组电动主给水泵在调试过程中发生二倍频振动现象，经模态测试发现二倍频与泵本体三阶固有频率相近；通过对泵本体底座加固调频，提高了泵本体三阶固有频率；经泵组带载试转，泵组轴承座振动明显降低，加固调频取得较好的效果。