AP1000所遵循的抗震设计要求及其与我国法规、标准的比较

根据美国联邦法规的要求,核电厂必须针对SSE(安全停堆地震)进行设计,OBE(运行基准地震)是否作为设计输入,取决于许可证申请者确定的OBE加速度数值.介绍了美国法规、导则关于核电厂的抗震设计要求,调查了AP1000的抗震设计情况,并就AP1000抗震设计与我国抗震要求进行了对比.经分析对比可得出结论:AP1000的抗...     

我国核电厂抗震设计反应谱和RG 1.60设计反应谱的比较分析

设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG 1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。     

福清核电厂1、2号机组抗震裕量评价

地震是核电厂主要外部灾害之一,地震风险评估对于核电厂的安全评价具有重要的价值。抗震裕量评价(SMA)是开展核电厂地震灾害风险分析的重要方法之一,其目的是为了判断核电厂的抗震设计能力相对于设计基准地震的抗震裕量,找出核电厂的抗震薄弱环节,提高核电厂的抗震能力。本文针对福建福清核电厂1、2号机组进行抗震裕量评价,分析表明电力支持系统和一回路辅助管道的抗震能力相对薄弱,是导致核电厂抗震能力薄弱的主要原因,电力支持系统和一回路辅助管道需进一步提高其抗震能力,且核电厂需考虑编制地震应急规程。     

东京电力公司柏崎刈羽核电厂抗震设计的实际经验

1前言 在2007年7月16日的中越冲地震中，日本东京电力公司的柏崎刈羽核电厂虽然处在被称为“超设计假定”的振动环境下，但反应堆的安全却未受到损害。本文将评论这个核电厂的抗震性能。笔者是该电厂抗震设计的参与者，回顾建设当时的情况，深刻体会到日本传统的抗震设计方法具有较好的冗余度。     

运行核电厂抗震裕度评价研究

抗震裕度评价是对核电厂应对超过设计基准地震能力的评价,特别是日本福岛核事故发生后,评价核电厂应对超过设计基准外部事件时的安全裕量、优化和落实改进措施、提高改进措施的有效性就显得尤为重要。本文通过研究国际上广泛采用的抗震裕度评价方法,最终选定EPRI SMA方法对秦山第二核电厂进行抗震裕量分析。分析结果表明：秦山第二核电厂满足1.5倍SSE的抗震裕度要求,具有较强的抗震能力。     

先进轻水反应堆业主要求文件（ALWR—URD）中对核电厂抗震设计要求

“先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR—URD)”的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计，特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见．以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求，本文作了全面的总结，在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。     

压水堆核电厂地震概率安全评价开发方法研究

福岛核事故引发了全球范围内对核电厂地震风险的重新审视。我国是地震多发国家,同时在可以预期的未来多年内是世界上最大的核电建造国,因此应重视核电厂的地震风险。现有核电厂的抗震设计主要是基于确定论设计,难以全面评估核电厂地震风险的大小。核电厂地震概率安全评价是利用概率论方法评估核电厂地震风险的有效方法,对核电厂抗震薄弱环节识别和抗震安全改进具有重要意义。文章全面介绍了压水堆核电厂地震概率安全评价方法的开发流程和技术要素,指出了应在核电厂地震概率安全评价中考虑的重要因素和处理方法,为国内核电厂地震概率安全评价工作提供参考。文章建议尽快完善我国核电厂地震概率安全标准体系建设,指导国内核电厂广泛开展地震概率安全评价工作。     

核电厂海域取水工程抗震分类及分析方法探讨

核电厂取水构筑物抗震分类主要从厂址防洪和冷源取水两方面考虑.基于核电厂抗震分类国内外标准、抗震设计方法和国内工程实践,建议将含有重要厂用水且有防洪功能的取水明渠防波堤确定为安全相关土工构筑物,验证其在SL-2地震动下的整体稳定性.考虑到核电厂物项分级发展和核安全法规对超设计基准自然灾害的防护要求,海工构筑物稳定分析应适...     

核电厂抗震系统的耦合性分析

核电厂设施是由构筑物、管系、设备和部件(SSCs)等组成的十分复杂的系统,抗震I类设施的抗震设计分析是在安全停堆地震(SSE)设计基准事故下确保核电厂安全的重要措施之一。为了将核电厂中复杂的构筑物、系统、部件的抗震分析开展得全面、可靠又深入,最有效和通用的方法是在抗震分析中将整个构筑物、系统、部件合理地分解成若干抗震主系统和子系统。本文从将主、子系统简化为二自由度的基本振动原理出发,论证主、子系统解耦的条件,证实了美国核管会安全分析报告标准审查大纲3.7.2中提出解耦条件的依据。同时又论证了耦合系统中将子系统独立解耦并进行抗震分析时所必须满足的必要条件。本文的结论可为核电厂抗震设计分析工程师以及安全评审人员提供一个重要的设计分析及评审依据。     

关于我国核电厂抗震设计基准的下限值

结合我国核电厂选址地震安全评价以及地震活动背景,对我国核电厂抗震设计基准的下限值进行了讨论。     

对日本柏崎·刈羽核电厂地震事故的思考

柏崎·刈羽核电厂在超设计基准地震发生后未造成严重事故，证明了日本核电厂具备抵御超设计基准地震的能力；日本在地震后如何检查、修复和恢复核电厂的运行值得密切关注；文中对一址多堆、地震与应急、业主与责任和地质地震调查提出了见解。     

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

核动力仿真技术及其发展

文章评述核动力仿真技术的发展状况及其特点，重点分析了核动力仿真机的发展，探索了核动力仿真技术发展的新动向。分析指出：模块化、集成化、数字化、可视化、虚拟化、网络化和智能化仿真是未来核动力仿真技术发展的重要趋势；核动力仿真逐渐突破传统的模式，向以三维数字化仿真设计为基础的核动力系统设计、制造方面拓展；以全寿期管理为目标的数字化核电厂设计是未来核动力仿真技术的一个重要的研究与应用领域。     

先进轻水反应堆核电厂取消运行基准地震的原因和措施

在先进轻水反应堆业主文件(ALWR-URD)中提出对核电厂抗震设计取消运行基准地震(OBE)的要求,其观点是没有必要执行OBE和SSE两套完整的抗震分析方法.美国核管理委员会(NRC)有关部门也讨论了从安全停堆地震(SSE)如何消除OBE影响的问题,认为OBE不应当控制安全系统的设计,并根据过去核电厂抗震设计研究与经验编制了相应的备忘录,于1993年得到NRC批准.本文根据该备忘录内容整理了两大问题:取消OBE的背景和原因,取消OBE后所采用的措施和方法.并从核电厂构筑物、管道、支承件、设备以及电厂震后决策等几方面的抗震要求进行了论述.     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及"华龙一号"堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上,从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展4个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗(MC)方法的要求。MC方法在"华龙一号"辐射屏蔽优化设计的应用实践表明,基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后,可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用,显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。     

基于和睦系统的ACPR1000核电机组保护系统优先级管理系统方案设计

通过梳理DI&C-ISG-04标准和ACPR1000核电机组对优先级管理系统（CIS）的功能要求,参考CPR1000核电机组CIS方案中的经验反馈,分析CIS设计中的诸多难点,提出了一套基于和睦系统（FirmSys）的ACPR1000核电机组保护系统CIS方案。相比CPR1000核电机组,ACPR1000核电机组的CIS方案采用了多种设计手段进行优化,如自主化和国产化设计、更优的防软件共因故障设计、更可靠的在线定期试验设计、模块化及多接口设计、就地功能设计。该设计方案已成功应用于ACPR1000核电机组,运转良好。因此本研究提出的CIS方案切实可行。      

基于MCNP程序的海洋核动力平台堆芯核设计校核计算研究

海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。     

有关核电厂主给水系统设计的探讨

介绍了目前核电厂主给水系统隔离的几种设计方案，从事故进程和核电厂运行事件两个方面阐明了每种设计方案的优劣，得出了符合核安全原则的设计方案，这一分析对核电厂的设计和改造有一定的借鉴作用。     

微机型船用核动力工程仿真器系统初步设计

基于船用核动力装置安全管理、开发研究的需求及核电站仿真技术的发展，分析了研制微机型船用核动力工程仿真器系统的重要意义。按软件工程的思想，从仿真器系统的功能设计、总体设计、模块设计三方面论述了该系统的设计思路及实现方法，并对日本核动力舰船“陆奥”号的回路系统进行了初步的模拟设计。该系统的实现将进一步提高船用核动力装置的优化设计、安全运行和科学管理水平。