EPR核电厂设备安全分级审评和评述

介绍了EPR核电厂设备安全分级方法,阐述了台山核电厂审评中的主要观点,对比M310机组,评述了EPR核电厂设备安全分级问题审评工作,对今后EPR机组的安全审评提出了建议。     

EPR核电厂安全级防火阀分级

EPR核电厂的安全分级采用功能分级指导物项分级的理念。对于具体设备,其分级包括设备的本体分级和仪控分级。通过对防火阀所属系统的功能分析确定其功能分级,再以功能分级为基础并结合系统运行工况确定防火阀的设备本体分级和仪控分级。     

HTR-10安全功能与设备分级

参照有关的核安全法规,结合我国设计、建造各类研究堆的经验,根据HTR-10的安全特性和对构筑物、系统和部件安全功能的要求,制定了HTR-10的构筑物、系统和部件等物项的安全分级原则和相应的设计、制造要求及验证措施等,对HTR-10的设计和建造具有实际的指导和应用价值,确保了HTR-10的安全与可靠。     

核电厂转动机械设备及部件安全相关性判定方法初探

为了保证核电建设的质量符合安全相关要求,正确地划分设备和部件的安全相关性、等级至关重要。从可操作性的角度考虑,一份完善的分析方法说明文件在判定物项的分级要求时具有重要的指导意义。本文依据国内外的相关法规和导则,阐述了物项分级的原则与方法,并结合某转动机械设备的实例,给出了分析方法的应用过程和结果。     

核电厂风险指引型安全分级方法对比分析

核电厂物项安全分级是核电厂构筑物、系统和设备(SSCs)相关的各项管理和规定的基础。随着核电厂运维经验积累,逐渐发现传统确定论分级方法过于保守,存在优化的空间。风险指引型安全分级在传统分级的基础上应用概率安全分析技术,明确安全重要物项,优化核电厂物项分级。研究国内外风险指引型安全分级方法及其技术路线,梳理总结为设备分级方法、非能动管道部件分级方法,并开展方法对比分析与可行性分析。初步研究表明,我国核电厂具备开展风险指引型安全分级的基础,基于合理可行的方法实现物项分级的优化,在确保核电厂安全水平的前提下提升运维经济性。     

CPR1000核电厂系统的仪控分级方法探讨

核电厂物项安全分级需满足相关核电法规标准对其的原则性要求,而对于具体分级的方法目前尚未有统一的要求,针对系统的仪控分级方法更是鲜有涉及。本文提出的仪控分级方法为:根据系统的功能级别,通过系统运行分析,识别出系统在事故运行过程中所需要的安全级信号,确定相关设备的控制过程,进而根据这些信号和产生的控制过程所执行的系统功能的级别,确定系统的仪控分级。该方法已用于红沿河核电厂重要厂用水系统(SEC)设计改进中的仪控分级。     

CPR1000核电厂系统的仪控分级方法探讨

核电厂物项安全分级需满足相关核电法规标准对其的原则性要求,而对于具体分级的方法目前尚未有统一的要求,针对系统的仪控分级方法更是鲜有涉及。本文提出的仪控分级方法为:根据系统的功能级别,通过系统运行分析,识别出系统在事故运行过程中所需要的安全级信号,确定相关设备的控制过程,进而根据这些信号和产生的控制过程所执行的系统功能的级别,确定系统的仪控分级。该方法已用于红沿河核电厂重要厂用水系统(SEC)设计改进中的仪控分级。     

EPR的二级概率安全评价

EPR设计广泛采用了概率安全分析（PSA）作为确定论分析的补充。PSA采用三级分析评价电厂运行所带来的风险。1级PSA用于导致堆芯损坏熔化事件的风险评价，并确定对风险有贡献的事件、系统失效及运行错误。2级PSA用于评价裂变产物从电厂释放到环境的风险，并对严重事故导致的放射性释放（通常称为源项）的频率和大小进行量化分析。3级PSA对事故所导致的放射性释放对社会造成的危害进行量化分析，也就是对健康和对食物链污染的可能影响。     

核电厂安全系统软件单元测试的安全审评

软件单元测试过程在核电厂安全系统软件的测试以及范围更广泛的验证与确认工作中占有重要的地位。软件单元测试过程是一个综合的、系统化的过程,它应满足软件测试相关的文档要求。在对软件单元测试过程进行审查时,要关注它对软件安全需求的覆盖情况、软件内部结构的覆盖情况以及工作的独立性。     

田湾核电站物项的安全分级

核电站物项的安全分级工作中应特别注意全局性、适度性、均衡性这3项原则．物项安全分级的;基本方法,一般是根据物项（部件）的承压外壳损坏对安全的影响,对物项的安全功能进行分级田湾核电站采用的是俄罗斯VVER-1000／428型反应堆装置,其物项安全分级主要采用俄罗斯法规标准：电气和仪控设备采用IEEE-308（80）标准,分为1E级与非1E级;仪控系统及设备的安全分级采用国内标准GB／T15474—1995,分为安全1E级,安全相关SR级和NC非安全级,田湾核电站物项的安全分级必须经中国核安全当局审批并满足中国核安全法规要求．     

国际核和放射性事件分级表简介及在我国核电厂事件中的应用

国际核和放射性事件分级表旨在向公众通报有关核设施事件的安全意义。我国国家核安全局成立以来,一直采用该分级表对民用核设施的事件进行定级和评定。在核电领域,从1991年我国第一座核电站——秦山核电站装料以来,就利用该分级表对核电厂发生的运行事件进行定级。随着我国运行核电厂数量的增多,运行事件数量也逐步增加,国际核和放射性事件分级表在核电厂中的运用越来越频繁、越来越广泛。本文通过对国际核和放射性事件分级表的发展历程、适用范围、总体说明、定级准则等进行介绍,并讨论该分级表在我国核电厂事件中的应用情况,为我国核电厂运行事件的定级提供参考。     

EPR核电厂通风系统支架设计及其计算

主要介绍欧洲先进压水堆(EPR)核电厂的通风系统支架设计。对比EPR和M310堆型采用的支架结构,确定合理的支架型式。利用静力学公式和ANSYS模态分析确定支架的合理间距。利用RSTAB软件计算支架的型钢受力,以确定支架型钢和连接件的具体规格。通过上述分析,确定欧洲先进压水堆(EPR)核电厂通风系统的标准支架结构以及支架间距,建立支架型钢规格和载荷对照表。     

秦山三期CANDU核电厂的安全系统和安全分析

加拿大ＣＡＮＤＵ核电厂核反应堆安全原理采用“纵深防御”的概念,并设计中采用了多重性,多样性、隔离、设备鉴定,质量保证以及使用合适的设计法规和标准等设计手段。秦山三期ＣＡＮＤＵ核电厂在缓解事故后果方面设四个专设安全系统以及一套可靠的安全支持系统。     

AP1000与EPR专设安全系统的差异性比较和分析

以美国西屋公司开发的先进压水堆（AP1000）和法德两国联合开发的欧洲压水堆（EPR）为典型代表的第三代核电技术都在专设安全系统的设计上进行了革新或改进，旨在提高核电站的总体安全水平和可利用率。本文简要介绍了AP1000和EPR专设安全系统的组成和特点，比较了两者之间的差异，并分析了这些差异对于核电站安全、设备可靠性及成本控制的影响。     

浅述核安全机械设备安全分级

介绍了核电厂设备安全分级的目的以及安全分级的定义。比较了几种安全分级标准的差异,确定了安全分级的对象。根据安全分级的法规依据,阐述了安全功能的定义和种类,探讨了安全分级的方法、具体步骤和安全等级的分界,以及对确定为安全级机械设备的要求,最后提出了机械设备安全分级与电气设备安全分级的关系,以及机械设备安全分级与系统安全分级的关系。     

EPR核电厂放射性气体释放前运动及延迟滞留状态论证

以EPR堆型为基础,建立堆芯裂变产生的放射性惰性气体在废气管理系统中运动的模型,以1个换料周期为时长,计算系统吹扫单元和滞留单元两个主要结构部分在两类模式,即稳态运行模式和波动运行模式,以及28类工况下,气体运动的起止时刻、流量等参数,重点分析Kr和Xe等放射性核素经由活性炭的延迟滞留状态,并推导出关键核素在系统内的停留时间。同时,结合系统参数及衰变方程推导出释放的活度流量。该计算方法和结果为分析EPR气态流出物是否满足国家法规标准要求奠定理论基础。     

核电厂事故保护表设计方法研究

事故保护表（Fault&Protection Schedule）是英国核安全审评中的设计金线,其目的在于呈现所有设计基准工况要求的安全功能,完整地展现核电厂设计。基于国际法律法规调研以及华龙一号GDA审查经验,本文对事故保护表的设计方法及其应用进行研究,事故保护表从事故保护需求出发,通过安全功能分解,明确功能要求,并关联到具体实现保护功能的系统、仪控、电气等实体,呈现了事故保护功能的设计链条,同时能够呈现事故保护功能设计的完整性,为核电厂执照申请及审评提供了一种工具参考。     

国际原子能机构SSG-30安全分级方法应用解析

安全分级的目的是确保物项的设计、制造、建造、调试和运行采用恰当的要求,使物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量,进而确保安全功能的实现。国际原子能机构（IAEA）2014年颁布的核电厂构筑物、系统和部件（SSC）安全分级导则（SSG-30）,其安全分级原则涵盖核电厂5个纵深防御层次,从设计预防措施和安全功能分类两个维度识别安全相关物项的重要性,考虑核电厂运行工况状态和放射性与运行限值的要求,进而确定物项的安全级别和相关的规范要求。