核电站工程建设阶段不符合项管理

本文对国家现行的核安全法规HAF003（1991）《核电厂质量保证安全规定》和国际原子能机构发布的IAEA 50-C/SG-Q（1996）《核电厂和其它核设施安全的质量保证》中对不符合项的管理要求进行了深入的比较和分析,并在此基础上对核电站工程建设阶段的不符合项管理措施的制定提出了建设性意见。     

核电厂不符合项管理中若干问题的商榷

不符合项管理是质量保证管理中的一个重要组成部分，列举了核电厂在对不符合项管理中的实际做法；对不符合项管理的最终目的及其做法提出了管理见解。     

核电厂放射性废物管理路径研究

核电厂运行与维护过程中不可避免的会产生放射性废物,无论是国家监管部门还是核电厂都高度重视放射性废物的管理工作.本文选取了三座有代表意义的核电厂,介绍并分析其废物管理路径.结合国家监管部门的实际需求,设计了一套废物管理路径并提出了对应的重点监管项,供核电厂改进管理路径和监管部门实施监管时参考.     

核电厂若干核安全管理问题的探讨

本文对核电厂安全管理中若干管理问题，如核电厂许可证制度、控制点制度、核电厂技术规格书、重大不符合项管理中若干问题进行了探讨和论证。是笔者对这些问题的体会、认识和见解。     

反应堆堆内构件仪表套管焊接变形的控制

针对核电厂反应堆堆内构件不锈钢仪表套管柱在自由状态下焊接时,较易出现焊接变形的不符合项,提出一系列包括优化焊接工艺和参数等的控制焊接变形措施。焊接后的液体渗透检验、射线照相检验及尺寸检查结果表明,按此改进工艺焊接的仪表套管柱无缺陷存在;焊接变形量大大减少,位置度、尺寸精度均符合设计要求。     

浅谈源项的概念和发展演变

源项在核电厂放射性后果评价中意义重大。文章简要介绍了源项的概念,概述了核电厂事故源项的发展演变,揭示出不同的源项假设与核电厂厂址选择、放射性后果评价的紧密联系。同时分析了我国核电厂事故源项标准的现状,并对我国的源项标准研究提出了建议。     

国内运行核电厂经验反馈在新建电厂应用的研究

考虑到运行核电厂的经验反馈对新建同类型核电厂的借鉴意义,列举了几项前一阶段运行核电厂提出的重要修改申请,并对修改中涉及到的各种改进方案加以介绍,同时对其在新建核电厂中的适用性进行了探讨。     

核电厂系统设备不可用管理问题分析与改进

随着《核安全法》的颁布和实施,核安全监督管理部门对核电厂的核安全监管更加全面和深入.为保证核电厂安全,核电厂必须严格遵守运行技术规范.本文提出了当核电厂系统设备不可用时,未严格按照技术规定执行相应的措施并正确记录不可用的问题,并从不可用管理、运行技术规范文件、主控室操纵员行为等方面分析原因,给出优化和完善核电厂系统设备...     

核电厂核岛机械设备材料标准的现状及对材料标准的需求(上)

１我国核岛机械设备材料标准的现状１．１我国核电标准历史回顾核工业标准化研究所一成立就把核电标准的研究制定工作作为该所的中心工作。核工业标准化研究所首先投入一部分力量承担核电厂安全法规、导则的制定工作，组织编写了３６项压水堆核电厂设计准则。这３６项准则是关于核电厂的主要系统和设备的，在每个系统的设计准则章节内对材料仅提出最最基本的要求。这是因为，在编制这些设计准则时，我国没有自己的核电厂，只能根据过去多年核工业积累的经验及对核电厂的调研来编写；另外在设计准则中对材料不可能讨论得很多。当然如果有了明…     

核安全科学的未来发展方向——组织弹性研究

核电厂是积蓄能量巨大的复杂工业系统,其巨大的能量流动带来潜在的风险.核电厂系统的复杂性给核电厂安全研究提出了新的挑战.本文对核电厂安全研究的进展和方法论进行了研究,根据核电厂系统复杂性的特点提出了一种从"事前""主动"的角度对系统进行安全研究的思路,并提出了研究的基本概念模型.     

1000 MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000 MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明：事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113 m降低到85 m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48 m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350 ℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350 ℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。     

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。     

考虑管路中冷却剂动能的反应堆冷却剂泵惰转计算模型

核主泵惰转惯量设计过小,一旦核电站全厂停电会造成核事故,而设计过大会极大地降低机组效率,因此惰转计算模型的准确性对于保证核电站安全和提高机组效率十分重要。本文考虑管路中冷却剂动能对反应堆冷却剂泵惰转过程的影响,通过启-停机过程中功率守恒方程和泵相似定律,推导并建立了考虑管路冷却剂影响的惰转瞬态计算模型,并给出了泵机组惰转惯量和惰转时间的简单计算公式,使计算结果更精确,工程适用范围更广泛,可应用于核工程和非核工程中惰转惯量的精准设计以及惰转时间的精准计算。      

船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。     

秦山核电厂反应堆冷却剂流量测定

本文介绍秦山核电厂反应堆冷却剂流量的三种测量方法及其结果。结果表明:其两条环路反应堆冷却剂流量均大于热工设计值16100m~3/h,并分别达此设计值的109.6％和109.0％;三种方法测定结果相对偏差≤4％;主泵输入电功率法测定结果是可信的。     

基于相依竞争失效模型的主泵多状态可靠性分析

基于核动力主泵运行环境和性能退化机理,考虑自身振动和外部冲击对其性能退化的影响,建立了主泵冲击与退化相依竞争失效过程的可靠度模型。采用该模型计算了考虑性能退化的主泵在振动和外部冲击条件下的退化状态概率和可靠度,为基于使用环境的核动力主泵的多状态可靠性分析提供了一种有效的分析途径。分析结果可为设计变更和维修优化提供决策依据。     

AP1000核主泵的优化设计及试验研究

根据核主泵的设计参数,采用正交试验对核主泵的主要参数进行了初步正交优化设计。根据正交优化结果,得到了1组最佳几何参数组合及各主要参数对核主泵性能影响的主次顺序,根据主次影响顺序对主要影响因素进行了进一步的多方案优化设计,进而得到能使核主泵具有更好性能的叶轮几何设计参数组合。根据最终的叶轮几何设计参数,建立了三维模型及对其内部流场进行了数值模拟计算,并用相似换算法,设计制造出对应的模型泵进行试验研究。结果显示:试验结果和模拟结果基本吻合,由此可证明叶轮优化设计的正确性。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

SCWR-FQT回路的冷却剂流量丧失事故研究

超临界水冷堆燃料验证实验（SCWR-FQT）将对1个小型燃料组件在超临界水环境下进行堆内性能测试。为了对该实验回路进行系统设计和安全分析,应用修改过的ATHLET程序建立实验回路计算模型,对两种造成燃料组件实验段冷却剂流量部分或全部丧失的设计基准事故进行模拟分析,即由于装载实验段的压力管内部的导向管破裂导致流经实验段的冷却剂旁通和主冷却剂泵卡轴事故。计算结果显示：实验段冷却剂旁通事故中,燃料包壳温度在事故初期出现约920 ℃的峰值;而主泵卡轴事故中,燃料包壳温度未明显升高。计算结果表明,现有的安全系统设计能保证在事故情况下维持燃料组件实验段的有效冷却。     

核主泵停机过渡过程瞬态水动力特性研究

为研究核主泵停机过渡过程中瞬态水的动力特性,通过Pro/E软件对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε方程,应用计算流体力学软件CFX对核主泵叶轮流道内的停机过渡过程瞬态涡变和径向力进行数值模拟计算。结果表明：叶轮出口涡量小于进口涡量,且叶轮出口涡量受叶轮与导叶动静干涉影响而呈大幅的周期性波动。在泵体与出口管交接处的涡量变化较大,与导叶出口方向相反方向处的涡量变化最大。对比3种停机惰转过渡过程中惰转模型可知,带惰轮惰转模型的径向力呈周期性波动逐渐减小;线性惰转模型与带惰轮惰转模型的径向力变化趋势类似,但其变化幅度少于线性惰转模型径向力变化幅度,t/T=0.6~1时,其径向力变化幅度接近零;常规惰转模型的径向力呈现不规律变化,t/T约为0.25时出现极大值,对核主泵的可靠运行产生较大影响。