IAEA核能丛书No.NP-T-3.5 核电厂混凝土结构的老化管理

<正>该出版物属于评估与管理核电厂主要构件老化的系列报告之一,目前对安全余量评估和检查、监控与减缓核电厂混凝土结构与老化相关的退化的现行方法在本刊物中有记录。新堆型设计的含义和与旧版的差异在本刊中也得以讨论。这一信息的要点在于直接或间接地帮助相关方确保核电厂安全运行。同时该信息对核电厂运行商和管理者间与老化相关的许可问题的讨论提供通用的技术基础。     

我国内陆核电厂选址评价中应关注的问题

结合近年来我国核电厂选址的实践,分析了我国内陆地区核电厂选址与滨海地区存在的主要差异与特点,并根据核安全以及环境保护的有关法规要求,提出我国内陆核电厂选址调查评价应关注的问题.     

核电厂老化和寿命管理现状与进展

探讨了国内外核电厂老化和寿命管理方法、法规和实践。总体来说,IAEA的法规和导则指导性强,美国的法规和实践可操作性强,法国的法规和实践则较为系统化和标准化。针对这些特点,结合我国老化管理现状,给出了我国在进行核电厂老化和寿命管理实践以及建立相应的法规导则体系时应注意的问题。     

核电厂通用老化经验报告分析与编制建议

美国核管会编制发布的通用老化经验报告是美国核电厂运行执照更新的基石文件,对指导核电厂设计、运行和延寿,包括水化学管理、在役检查等老化管理工作具有重要意义.同时国际原子能机构也组织各成员国共同开发国际通用老化经验报告,而国内尚未编制中国核电厂通用老化经验报告.本文从报告适用性、老化经验积累与反馈、老化管理和科研水平提升等...     

IAEA安全报告丛书No.82 核电厂的老化管理:国际通用老化经验教训(IGALL)

正该出版物对合理的老化管理方案提供国际通用基础,同时为新型核电厂设计的老化管理、设计和安全评论提供知识储备。该出版物旨在为老化管理的可用信息建立一个引导图,解决能动结构和非能动结构的老化管理问题,以及水慢化反应堆中易受老化影响且能直接或间接影响核电厂安全运行的部件的老化管理问题。该出版物向以下三种核电厂提供信息:正常运行的核     

核电厂在役检查无损检查资质在我国的实践和探索

本文介绍了核电厂在役检查无损检查资质要求在我国核电厂的实践以及遇到的一些问题,并提出探索性的建议.     

我国内陆核屯厂选址评价中应关注的问题

结合近年来我国核电厂选址的实践，分析了我国内陆地区核电厂选址与滨海地区存在的主要差异与特点，并根据核安全以及环境保护的有关法规要求，提出我国内陆核电厂选址调查评价应关注的问题。     

核电厂安全重要设备环境鉴定实施方法

为了实现核电厂的基本安全目标,核岛系统设置了一系列安全功能,并配置了相应胡系统和设备.这设备的鉴定对于保障核电厂设备良好运行起着重要作用.探讨了设备鉴定的目的、功能要求的确定、设备鉴定的环境条件以及重要老化机理的确定,从而给出了核电厂安全重要设备环境鉴定实施方法.     

应用于核电厂老化PSA的SSC筛选方法研究

核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题,确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型,从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响,验证其仍可满足原设计标准。基于此提出了应用于核电厂老化PSA的SSC筛选分析方法,通过考虑趋势分析,老化失效模式与影响分析,风险重要度分析,在三种分析方法基础上建立核电厂SSC筛选的决策矩阵,为选择易老化且安全重要的部件建立了可行的方法。该项工作也为核电厂在许可证延续阶段的风险指引型管理奠定技术基础。     

核电厂选址放射性后果分析的几个问题

厂址安全、环境保护和应急准备是评价核电厂厂址适宜性主要关注的3个方面.本文概述了核电厂选址法规的基本要求,以及目前核电厂选址放射性后果分析中存在的问题,对选址阶段放射性后果审查中应当注意的几个问题进行了讨论.     

美国许可证展期申请状况

【英国《国际核工程》2002年4月刊报道】 美国核电厂运行许可证的展期必须在安全和环境问题上通过美国核管理委员会 ( NRC)的审议和批准。核电厂所有者向NRC递交的许可证展期申请必须包括:技术资料,对核电厂各种老化问题的评估以及核电厂的所有者将如何管理和减轻老化所带来的影响。许可证展期申请中所包括的内容与核电厂首次运行许可证申请中的内容一致。 NRC许可证展期工作将审议这些计划的文件、执行情况和影响以及与核电厂所有者的许可证展期计划有关的工作。通过审查来确保核电厂具有充分管理老化影响的能力,使许可证展期中所包含…     

核电厂放射性废物管理同行评估初探

同行评估是提升核电厂运行管理水平的一种行之有效的科学手段,国内已针对概率安全分析和老化管理开展专项同行评估,但尚未就放射性废物管理开展评估。本文概述了国内外核电行业同行评估及放射性废物管理领域同行评估的方法及实践,分析了在我国开展核电厂放射性废物管理同行评估的必要性。结合国际核电厂及放射性废物管理领域的同行评估良好实践,提出我国开展核电厂放射性废物管理同行评估的建议。     

不受环境鉴定要求约束的核电厂低压电缆老化管理

本文基于对电缆老化应力、局部恶劣环境识别、电缆状态监测技术以及国际核电厂电缆管理经验的研究和分析,给出核电厂不受环境鉴定要求约束的低压电缆的老化管理方法,可为国内运行核电厂非环境鉴定要求的低压电缆的老化管理提供支持和参考。     

高固态涂层衬里在秦三厂凝汽器水室内壁防腐的应用

阐述了秦山第三核电厂凝汽器海水侧水室内橡胶衬里在服役多年后的老化现象.根据高固态涂料衬里在秦山第三核电厂海水管道、热交换器等环境下的应用实践,提出了在秦山第三核电厂凝汽器海水侧水室内使用高固态涂料衬里替代橡胶衬里进行耐磨防腐保护的技术方案.经过4年多的实践检验,验证了该技术方案的可靠性和优越性.     

核电厂安全级蓄电池质量鉴定相关问题的探讨

针对核电厂安全级(1E级)蓄电池鉴定试验项目和条件、加速老化过程中的部件更换、老化过程中的容量试验等3个问题进行讨论,结合国内外1E级蓄电池的鉴定实践,提出关于这3个问题的一些看法和见解。     

基于长寿期运行的核电厂埋地管完整性管理技术体系构建

介绍了基于长寿期运行的核电厂埋地管完整性管理技术体系构建的方法和应用实践,包括埋地管基础数收集与测绘及信息系统建立、埋地管风险分级、埋地管检查与评估、埋地管老化管理大纲体系四个主要方面,为核电厂开展埋地管完整性管理工作提供了参考.     

美国核电厂GALL报告解读

GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。     

国外内陆核电状况及我国内陆核电建设亟待解决的问题

我国在运核电机组均分布在沿海,而世界在运核电机组一半分布在内陆。法国和美国内陆核电厂的选址原则与滨海核电厂是一致的,两国长期的运行实践证明内陆核电站在安全上是可靠的,其对环境的影响是可以接受的。总结已有研究的成果,根据我国核电厂选址工作中的经验、以及核安全和环境保护的有关法规要求,提出我国内陆核电建设应加强核电厂址与人口分布、放射性流出物对生态环境影响、地震和超设计基准洪水问题、核电厂用水与淡水资源承载能力、水文地址条件对核素在地下水中的迁移影响、核安全知识普及、水资源应急响应等方面研究。     

福清核电厂安全壳的老化管理

安全壳是核电厂继核燃料包壳、反应堆压力容器之外的第三道安全屏障。国内核电厂安全壳厂房多数为钢筋混凝土结构,钢筋混凝土虽然是一种耐久性材料,但经验表明,钢筋混凝土构筑物经常受一些因素影响(如设计缺陷、使用劣质材料、施工不当、暴露于侵蚀性环境等)而发生老化降质,进而损害构筑物的安全性和可靠性。安全壳厂房的老化问题需要制定主动的老化管理策略及相应的措施,以确保在整个电厂寿期内维持其功能,实现核安全屏障的完整性。     

大亚湾核电站中压配电盘中间和出口继电器加速老化原因分析和管理对策

针对大亚湾核电站中压配电盘的中间和出口继电器加速老化问题,结合采集的老化数据和国外经验反馈,详细分析了老化机理,总结了继电器加速老化的根本原因,并对目前继电器的老化管理和剩余寿命进行了评估.根据分析结果并结合核电厂的实际,提出了继电器老化管理流程和建议,为解决核电厂继电器加速老化的管理问题提供了新思路.