秦山核电厂的老化及寿期管理

介绍了核电厂老化及寿期管理的相关背景以及国外核电厂在延寿方面采取的两种主要模式,即执照更新模式和PSR模式。结合目前秦山核电厂开展的主要老化管理工作,提出了秦山核电厂延寿的设想,并对核电厂寿期管理中存在的问题进行了讨论。     

核电厂过程仪表系统干扰测试研究和优化改进

针对国内某核电厂执行堆外中子注量率测量通道周期试验异常触发反应堆自动停堆实例,制定了核电厂电气厂房正常照明系统电源对过程仪表系统干扰测试方案。测试方案主要包括:照明灯通断的干扰测试;本组220 V(AC)检修电源箱的干扰测试;220 V(AC)电缆安全距离的干扰测试以及过程仪表机柜接地体系。根据干扰测试结果对反应堆自动停堆事件产生的原因进行分析。改进方案从增大源项距离、屏蔽源项以及接地系统优化3个方面抑制干扰信号,有效消除及降低了信号的干扰幅度。     

核电厂电磁兼容挑战及应对策略

分析了核电厂的电磁环境,比较了主要核电国家有关核电厂安全重要仪表和控制(I&C)系统的电磁兼容(EMC)要求及评价方法,指出了中国现行电磁兼容技术标准的不足,介绍了针对大亚湾核电厂现有反应堆安全保护系统的电磁兼容性试验,针对核电厂安全重要电气设备电磁兼容技术标准的建立与实施提出了建议.     

岭澳核电站二期数字化核仪表系统设计

岭澳核电站二期核仪表系统是我国自主设计的第一个全数字化核仪表系统。介绍了岭澳核电站二期核仪表系统的系统功能、总体结构、系统设计、与岭澳核电站一期核仪表系统的主要差异等方面的内容。     

核电厂DCS系统运行维护管理策略研讨

通过分析核电厂全数字化仪表控制系统(DCS)对机组稳定运行的影响因素和实际案例,针对核电厂非安全级DCS提出满足单一故障准则的需求,针对核电机组不同运行工况和状态提出单点关键敏感(SPV)设备动态管理的理念,同时阐述了DCS可在线维修能力的必要性,为核电厂DCS的运行维护和管理提供借鉴。     

秦山第二核电厂蒸汽发生器排污系统除盐床氨化运行研究与实践

以氨作为二回路p H调节剂的压水堆普遍采用高pH控制,以抑制二回路水汽系统的流体加速腐蚀(FAC);而提高pH会由于氨浓度的升高而使蒸汽发生器排污系统(APG)除盐床树脂使用周期缩短,引发废物增加、运行成本上升和工作量增加等问题。通过秦山第二核电厂APG除盐床的氨化运行试验,分析认为APG除盐床氨化运行是可行的,是缓解高pH和树脂周期缩短冲突的有效途径,并优先考虑2个除盐系列采用一列氨化和一列氢型运行方式。     

核电厂核仪表系统安装与布置影响分析

基于核仪表系统的设备组成,对设备的安装与布置进行了详细论述,结合已运行核电厂的经验,对安装产生的影响进行了分析.在核电厂建造阶段,应确保核仪表系统各个组成设备的正确安装与布置,使得投入运行后的系统设备能做到对微弱信号的准确监测和可靠运行,从而发挥核仪表系统在核电厂运行中的重要作用.     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制设计参考了大亚湾核电站的设计,但作了冷却剂系统三环路改二环路的适应性修改.本文总结了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统仪表和控制的设计、重要仪表控制设备的研制.具体介绍了反应堆保护系统保护变量的选取、反应堆控制系统对堆芯的控制和监测以及提高核电厂可利用率的设计,并着重介绍了重要仪表控制设备的国产化研制过程.1号机组的成功运行证明设计和研制是非常成功的.     

大亚湾核电站KKO4系统综合自动化方案设计

针对大亚湾核电站开关站仪表和控制系统(KKO4)现状以及运行中存在的实际问题,提出了大亚湾核电站KKO4系统综合自动化设计方案.基于该设计方案,介绍了KKO4综合自动化系统的结构及基本功能,分析了KKO4系统升级后的特点,并提出了核电站KKO4系统未来的发展趋势.     

WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究

为分析国内某水冷却水慢化动力堆（WWER）机组在首次热试升功率期间出现堆内仪表系统（ICIS）上、下层软件指示的偏离泡核沸腾比（DNBR）不一致的原因,通过研究WWER机组热工水力设计和事故分析程序采用的临界热流密度（CHF）关系式,并采用WWER机组事故分析程序DINAMIKA-97模拟50%、75%和90%功率平台工况,计算其DNBR并与热工水力测量试验的测量值进行比较,判断差异产生原因为ICIS上、下层软件采用了不同的CHF关系式;对100%功率平台的DNBR进行预测,与后续下层软件热工水力测量试验测量值符合得良好,进一步证实了以上判断。因此,建议对ICIS上、下层软件采用的CHF关系式进行修改,统一采用保守的CHF关系式,以取得保守的DNBR。      

秦山核电厂自备应急电源系统可靠性分析

本文应用故障树分析方法,计算了秦山核电厂自备应急电源系统的瞬时和稳态无效度,并对秦山核电厂自备应急电源系统的设计进行了评价。     

秦山第三核电厂核闭式冷却水系统热交换器损坏分析及全面维修

秦山第三核电厂闭式冷却水系统热交换器设计寿命40 a,是核安全相关设备。在使用3 a后,钛制管板和换热管突然出现大量冲蚀特征明显的损坏。分析后认为:海水系统的运行参数、设备材料选择和结构设计均没有充分考虑具体的海水环境,是导致设备发生严重冲蚀的根本原因;而脱落的衬胶改变了局部流场力学特征,是诱发设备突发性严重损坏的直接原因。通过系统改造、换管、管板修补和保护、重新衬里等工作,恢复并提高了设备的长期可靠性。     

秦山核电厂核测系统的调试

本文介绍了秦山核电厂核测系统在装料前后、零功率和功率试验阶段的调试过程、方法和主要数据以及源量程、中间量程和功率量程之间的复盖情况。最后对将来核测系统的设计提出了几点建议。     

秦山核电厂主厂房的抗震分析

本文介绍了秦山核电厂主厂房的抗震分析,通过悬臂梁模型、轴对称单元模型及壳体单元模型的分析和计算,证实了秦山核电厂主厂房的结构是十分安全可靠的。     

秦山第三核电厂人因可靠性分析

人因可靠性分析（HRA）是概率安全评价（PSA）的重要组成部分。秦山第三核电厂（简称秦山三核）初版HRA由加拿大原子能公司（AECL）完成,其采用的HRA方法为简化的ASEP HRA。为获得更符合秦山三核运行状态实际的HRA结论,本工作对秦山三核重新进行了HRA分析,并增加了事件间的相关性分析。在对国际HRA方法比较研究的基础上,秦山三核HRA采用了规范化的THERP+HCR分析方法。新分析所得数据与AECL数据比较分析结果表明,新分析与AECL的分析判断基本一致,但在合理性和准确性方面较原分析有明显提高,分析结论更符合秦山三核实际。     

秦山核电厂调试

本文综合介绍了秦山核电厂的调试,其中包括无核和带核调试的试验内容、进度、调试网络、调试机构、人员和管理。总结了调试经验。调试结果证明,秦山核电厂的设计、建造是成功的。     

秦山核电站UPS故障导致停机的原因分析

为确保核安全以及发电机组的安全稳定运行,核电厂重要负荷大都采用UPS供电方式,因此UPS的运行状况也将直接影响到整个电厂的运行。该文章通过分析秦山核电二厂3号机组由于UPS无征兆关机导致下游负荷失电的事件,找出UPS故障原因,并提出整改措施。文章对新电厂UPS的安装、运行与维护具有借鉴意义。     

秦山核电厂的启动

本文描述了秦山核电厂启动过程的主要步骤,分析了启动中的主要限值,并对启动安全问題进行了讨论。     

秦山一期30万千瓦机组热功率下降分析

文章介绍了秦山一期30万kW机组第17循环热功率异常下降的现象。通过分析,确定了其原因是主给水流量孔板的测量特性偏差所致。为了确保在本循环剩余的时间内反应堆安全稳定运行,对后续时间的运行功率进行了预测,并制定了相应的管理应对措施。     

核电厂仪控系统阈值数据处理及判决优化

数字化仪控系统的很多功能依赖参数阈值的判决。阈值表征系统状态,更是构成反应堆保护系统是否启动的基准参考。常规的阈值监测数据固定单一,缺乏与时间、工况等的相关性,缺乏对多个阈值的综合考虑。在安全前提下采用阈值监测优化,包括通用的数据处理及有效滤波、阈值浮动,从单一参数扩展到多参数阈值判决,提高了系统阈值判决的准确性、完备性、实时性和鲁棒性,降低了堆芯熔化及大量放射性物质泄漏的概率,提升了核电厂的安全性。