反应堆中核安全级管道的安装技术问题讨论

反应堆中管道种类繁多,布置复杂,安装难度大.本文针对影响反应堆安全的一回路管道以及其它压力管道安装中的一些关键技术问题进行讨论,主要涉及管道、阀门、密封件等的安装与试验,预判安装中可能发生的问题,并提出了应采取的处理措施.     

核电厂主泵密封系统的安装与调试

研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考.     

田湾核电站可降解处理设施工程应用问题及处理

田湾核电站为国内首家引入可降解防护用品及处理设施(简称可降解设施)的核电厂,该套设施首次安装在核电厂核岛辐射控制区内,在工程设计、安装调试等方面遇到了一系列问题,本文就田湾核电站可降解处理设施工程实践中遇到的较为典型的问题及其处理过程进行了梳理,并为后续可降解设施的应用提出了建议。     

巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组环吊轨道焊接施工总结

概述了环吊轨道安装焊接的整个工艺过程及所遇问题的分析处理。焊缝质量符合要求,轨道安装达到设计要求,证明焊接工艺和过程控制是行之有效的。     

核电厂调试问题设计分析及处理

核电厂调试是核电工程建设的重要阶段,通过调试验证设计、设备制造、安装的正确性,发现并处理问题,保证核电机组按总体性能要求运行。就核电厂调试目的、调试文件管理、调试结果分析及处理进行阐述,以辅助给水系统(ASG)为例介绍主要调试内容,并利用Flowmaster系统设计分析仿真软件对除氧器流量超出设计基准案例进行分析,解决调试过程中发现的问题。     

基于关键链技术的泵房安装计划优化研究

通过应用关键链技术对核电站海水泵房安装计划进行优化研究,合理调配了安装资源,考虑了计划执行的人为因素,也为项目执行预留了风险时间,弥补了按照关键路径法编制计划带来的资源考虑不周、计划执行管控难度大的问题.同时将关键链缓冲区概念与工程实践相结合,提出了进度管控优化方式,为核电工程海水泵房安装制定科学合理计划并确保其按计划...     

在役核辅助管道焊缝缺陷事件的核安全审评

文章给出了一个核安全审评的实例,即某核电厂1号机组核辅助管道焊缝缺陷事件的审评;分析了缺陷产生的原因、可能存在缺陷焊缝的范围以及处理措施;探讨了焊缝缺陷事件所暴露出的我国核安全设备设计、制造、安装活动中存在的问题.     

数值分析在CEFR堆顶固定屏蔽安装过程中的应用

为解决中国实验快堆(CEFR)堆顶固定屏蔽在施工现场出现的超出预期的变形问题,采用数值方法分析了堆顶固定屏蔽在各种安装工况下的力学响应,并将部分工况的计算结果与安装现场进行的加载试验测量结果进行对比,验证了数值分析的模型和结果的合理性,为确定CEFR堆顶固定屏蔽的安装施工方案提供了参考.     

日本美浜核电厂完成两项废物处理设备安装工程

【日本关西电力公司新闻网2002年1月11日报道】2002年1月11日,日本美浜核电厂完成了废树脂处理装置和杂项固体废物处理设备安装工程。 工程概要如下: (1)废树脂处理装置的安装 安装概要: ① 安装废树脂处理装置,该设备用于洗提来自废树脂贮存罐的放射性废物。 ② 建造第二固体废物处理厂房。(与杂项固体废物处理设备的厂房相同) 安装理由: 反应堆冷却剂系统净化塔(装有离子交换树脂,用以除去冷却剂中的裂变产物及腐蚀产物)中使用的离子交换树脂的性能降低后,就作为废树脂贮存保管于各机组的废树脂贮存罐中。据估计,美浜核电站1号机组和2号机…     

压水堆核电厂压力容器C型密封环安装专用工具设计和研发

秦山第二核电厂在换料大修更换压力容器C型密封环时,主要过程目前为人工操作。本文分析了当前工艺存在的问题和隐患。设计专用工具用于C型密封环安装,实现对C型密封环安装工艺的改进。     

AP1000机组钢制安全壳模块化建造实践的设计与安装优化

"模块化建造"是AP1000核电技术提出的重要理念,可以有效缩短建设工期.在AP1000依托项目钢制安全壳的建造过程中,受设计、制造、施工进度等各方面的影响,部分施工在核岛完成,对安全、质量、进度均产生了一定程度的影响.文章根据依托项目钢制安全壳的建造实践,从设计、车间预制及现场安装三个方面总结优化建议,提高模块化建造...     

核电工程穹顶吊装施工节点提前对后续施工的影响

分析了核电工程中各设定工程大型节点（如穹顶吊装提前）的可行眭，针对节点的变更，各施工承包商及参建单位围绕节点目标须采取适当措施，如做好人因管理，控制好施工节奏。以做好过程控制、充分发挥监理的管理职能等措施为质量保证措施，并对后续施工的各类困难进行了分析，制订相应的预防措施，从施工控制、进度控制、安全控制等方面进行了综合分析评估，评估的结果及分析的方法可对各核电建设工程提供丰富的借鉴作用。     

A method for quantification of nuclear reactor seismic risk due to design and construction errors based on deficiencies identified in the past

This paper proposes a plausible methodology for quantification of risk due to seismic related design and construction errors in nuclear power plants. This is based on information available on errors discovered in the past, as reported in construction deficiency reports pursuant to US NRC regulations. Deficiencies found during construction whose recurrence is considered possible are included. The possibility of deficiencies not being discovered is evaluated by comparison of data between operating plants and those under construction. Error consequences are also evaluated from construction deficiency reports; in particular, the impact of errors on the seismic capacity of the plants is quantified by an extension of seismic probabilistic risk assessment (PRA) methods.The application of the method is illustrated based on a limited review of data, showing its capabilities and limitations. Some tentative results are presented, but these by no means represent a formal assessment.     

核电站建造阶段经验总结和反馈机制

在核电快速发展的同时,核电站建造经验总结和反馈的重要性才开始真正被认识,各施工单位都在积极地开展建造经验总结和反馈的工作.经验总结和反馈机制得以建立并开展,可以提高施工单位的竞争能力,同时也能促进我国核电建造能科学地发展.     

CPR1000反应堆冷却剂泵的安装与管理

对CPR1000反应堆冷却剂泵施工中的典型案例处理和方案改进等方面进行探讨和总结,对后续CPR1000项目主泵施工提出一些建议.     

我国核电建设管理模式的探讨

总结分析了我国核电建设管理模式和核电工程公司的发展现状.结合国家核电发展规划,参考我国核电工程建设的成功经验,探讨今后我国以核电工程公司为主体的核电建设管理模式.建议我国核电发展采用交钥匙工程总承包(EPC/Turn Key)的核电建设管理模式,由业主主导,以具有核电设计能力的工程公司为主体,以合同为纽带,分工合作,整合各方专业化的核电建设队伍.     

核电厂建设的特点

阐述了核电厂建设与常规火电厂的最大不同 ,在于其严格的安全与质量要求以及更需要加强控制的建设进度与投资 ,使得项目管理及质量保证制度特别重要。对发展中国家来说 ,目前只有通过设计的自主化和设备的国产化来提高核电的经济性。并介绍了模块化施工方式及使设计与施工进一步密切结合以降低建造成本的可能。     

国家级核应急医学救援队伍的建设和管理思考

通过梳理我国核应急医学救援队伍建设的基本管理体系、职责任务、行动依据、救援能力方面的现状和不足,结合抗击新型冠状病毒肺炎卫生应急行动中暴露出的问题和经验,对国家级核应急医学救援队伍今后的建设提出了针对性的意见和建议。     

LP1000模块化施工分析

文章针对AP1000机组模块化施工的技术和进度特点进行了分析,特别是对AP1000模块化施工面临的挑战和问题进行了深入的分析。这些挑战和问题有些是首台AP1000机组所特有的,有些将在后续AP1000机组建设过程中继续存在,文章分别阐述并提出了几项建议措施。     

Layout and structural solutions for the reloading system of an advanced fast reactor

The particulars of fuel reloading in fast reactors are described. General data on a BN-1200 power-generating unit, the principles of the construction of its reloading system, the purpose and construction of individual types of reloading equipment, and required experimental work are presented. The comparative characteristics of the BN-800 and BN-1200 reloading equipment are presented.