秦山一期常规岛设备更新设计研究

常规岛设备更新是核电站运行许可证延续项目(OLE)中重要的一项工作,文章阐述了我国自主设计、建造的第一台核电机组(秦山一期300 MW级机组)常规岛设备更新项目的设计方案,重点分析了汽轮机更新方案、发电机更新方案、堆机参数匹配、机组背压优化、机组的基座强度复核、常规岛二回路工艺设备的适应性,并对管道系统进行了核算,进一步归纳了常规岛设备更新项目设计工作应关注的重点,为我国后续核电站运行许可证延续项目提供参考和借鉴。     

岭澳核电站二期工程简介

2005年12月22日．我院与中广核工程公司、岭东核电公司、在北京签订了我院有史以来最大的工程设计与技术服务合同．合同中明确我院是岭澳二期工程核岛设计总包院。中核集团公司康日新总经理在签字仪式上表示．这是我国首次以总承包的形式．承揽百万千瓦级大型商用压水堆核电站设计任务．是继我国自主设计秦山60万千瓦核电站后．在核电自主化领域又一次新的工程实践。     

核电厂常规岛竖向布置经济性分析

简要介绍了核电厂常规岛常见的地上式布置方案和整体下沉式布置方案,给出了技术经济分析公式,得到了影响方案选取的主要因素,提出了通过累计净现金流量与相关因素的关系曲线确定核电厂常规岛布置方案的选取和优化方向的方法.以某1000 MW级核电工程为例对2种方案进行了技术经济比较,得到了累计净现金流量与厂坪标高的关系曲线,并给出...     

核电站常规岛系统管道应对流动加速腐蚀设计策略研究

我国核电建设正处于快速发展阶段,而核电站运行的可靠性、经济性是核电站设计的重要原则。作为核电站重要部分的常规岛,其安全可靠运行亦至关重要。汽水管道流动加速腐蚀(FAc)一直是影响核电常规岛可靠运行的重要问题,本文结合FAc现象的产生机理和特征,分析影响FAc的影响因素,通过对常规岛主要汽水管道材料的选取、管道规格的选择、管道布置设计及给水pH的控制等方面进行分析研究,给出在设计阶段应对FAc的策略,对于核电常规岛设计具有借鉴意义。     

岭澳核电站防雷接地设计简介

本文简单介绍了广东岭澳核电站防雷接地系统独特性的功能及构成，并对主要厂房防雷接地系统的设计进行了描述．     

秦山核电二期工程堆芯核设计

秦山二期核电厂反应堆堆芯核设计吸取了近年来压水堆电厂先进的设计思想，采用低线功率密度堆芯，提高了堆芯的安全裕度，不同富集度的燃料组件和可燃毒物的合量布置，改进了堆芯的物理特性，采用ＯＵＴ－ＩＮ，四分之一换料方式提高了燃产利用率，卸料比燃耗达到３５ＧＷ．ｄ／ｔ（Ｕ），同时满足了年换料制的要求。采用了先进的和经过验证的计算方法和计算机程序。这些程序受了大亚湾和秦山核电厂数据的设计检验，因而提高了设计的     

秦山核电二期工程土建接口设计

对秦山核电二期工程工程土建接口设计的设计规范和标准、设计输入、设计中存在的问题进行了总结,并提出了改进意见.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统60°布置方案力学行为分析

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统采用了双环路６０°布置方案。本文扼要地论述了为证该方案的可行性而进行的管道力学行为分析中的有关问题，包括建立数学模型时采用的模拟技术，管系的结构分析，管件的应力与疲劳分析所用的方法。最后对分析结果作了扼要的说明，并根据分析结果对方案的合理性和是否可以接收进行了讨论。     

常规岛MSR制造中采购国产物料的探讨

结合本企业尝试采购常规岛MSR所需国产密封垫片的案例,阐述了核电设备制造企业在国内市场采购核电物料的趋势和相关经验,为核电设备制造企业采购部门拓宽采购渠道提供了参考依据。     

结构材料常规疲劳数据库开发

开发了反应堆结构材料常规疲劳数据库管理系统,库中包含了常规疲劳设计分析曲线参量,即应力－寿命、概率－应力－寿命、应变－寿命、概率－应变－寿命、循环应力－应变及概率－循环应力－应变曲线参量,以及相关材料和试验条件信息。可通过材料名称或机械性能区间指标查询。根据查询结果,可进行常规疲劳设计分析与评价或常规疲劳可靠性设计分析与评价。     

岭澳核电站3,4号机组反应堆保护系统概率安全评价结果校算

为了评估数字化仪表控制系统对核电厂安全的影响,以电厂停堆系统和专设安全设施驱动系统为例,参考西门子公司提供的故障树逻辑,对主泵流量低及功率量程中子通量高于整定值停堆故障和蒸汽发生器(SG)低-低水位和同一SG中主给水流量低故障进行了概率安全分析.分析中分别采用西门子公司提供的输入数据及通过失效率、试验时间以及β因子方法计算得到的数据,对西门子的分析结果进行了校算,在主要割集和失效概率上得到更为真实的结果.结果表明,考虑2种多样性的反应堆保护系统停堆I&C功能需求失效概率均值为5.5×10~(-8),符合分布式控制系统(DCS)合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-7))和辅助给水电动泵驱动信号功能需求失效概率均值(5.21×10~(-6)与8.32×10~(-6)),也符合DCS合同中确定的可靠性目标值(1.0×10~(-5)).     

国际原子能机构核动力厂辐射防护设计理念对修订《核电厂辐射防护设计》的启示

2005年,国际原子能机构发布了新安全导则——《Radiation Protection Aspects of Design for Nuclear Power Plants》。导则中强调的最优化概念的应用、最优化文化以及设计中的最优化的策略等概念,介绍的核动力厂退役中的源项、对公众剂量贡献比较重要的核素,提出的安全目标、关键居民组、人力资源等概念,对我国修订《核电厂辐射防护设计》有着重要的参考价值和指导性作用。     

300MW核电站设计数据库子系统开发

概述了３００ＭＷ核电站设计数据库的总参数和设备两个子系统的开发技术。通过对规范化、数据完整性以及参数关系表的设计，介绍了数据结构的设计思想。从多方面考虑的数据安全性，用户界面的通俗易懂和防误操作功能，体现了系统的先进性和实用性。     

核电站常规设备质量保证分级方法

根据系统、规范的质量保证分级方法对设备进行分级,可以合理地分配有限的资源,确保核电站关键设备的质量.本文结合对我国岭澳核电站一期工程项目中常规设备的分级方法的介绍,分析了分级的目的,对岭澳一期项目中常规设备分级中存在的问题,给出了既能实现合理分配资源,又具有较强可操作性的核电厂常规设备分级方法.     

国外潜艇核动力装置的由来和展望

从50年代中期起,美国海军首先将核反应堆成功地装备在潜艇上,随后,(原)苏、英、法等国也相继发展了核潜艇,从而为潜艇的发展翻开了新的一页。本文简要介绍上述四个国家潜艇核动力技术近40年的发展过程、路线、方针和特点。     

核电厂地震分析综述

扼要地概述了核电厂结构、系统和部件的地震分析全过程，包括厂址地震载荷的确定，分析系统的划分，数学模型建立，计算方法和结果的分析、处理等。对其中主要环节作了比较详细的评述。此外，简要介绍了地震载荷与其它载荷的组合。     

利用核电厂模拟器进行操纵员可靠性研究

为提高核电厂运动可靠性,需要对核电厂操纵员进行可靠性研究。本文结合我国核电厂操纵员可靠性研究的状况,并参考国际上流行的核电厂操纵员可靠性研究方法,利用两参数威布尔分布的理论在核电厂模拟器上对我国核电厂操纵员进行认知可靠性研究,将该方法得到的结果与其他理论模型的结果进行了比较和讨论,得到了一致的认知。本文的研究方法可为真实核电厂运行提供参考。     

核电站信息数据库应用现状及其探讨

本文从核电站信息数据库对核电站运行安全的作用入手,分析了国内外核电站信息数据库的应用现状,对国内核电站信息数据库的发展类别进行了讨论,并探讨了我国核电信息数据库建造的发展条件与存在的问题。     

田湾核电站堆芯装换料管理子系统设计

田湾核电站机组堆芯采用堆内倒换换料技术,装换料管理子系统是燃料管理系统的子系统之一,它以直观的图形操作方式协助管理人员完成核燃料堆芯装卸料的步序设计和优化工作.该子系统为纯B/S结构,采用ASP.NET平台、矢量绘图、暗通道提交、图片缓存等技术.本文介绍了该子系统的设计思路,重点阐述了图形交互技术的实现方法.