- 荆旭;
本文概述了美国核管会(NRC)在管理导则RG1.208中推荐确定电厂特定地震振动的基于性能(PB)的方法,该方法用来确定新建核电厂的安全停堆地震动(SSE)。对于美国中东部地区(CEUS),RG1.208中推荐的调整系数为DF=max(1,0.6×AR0.8),其中AR来源于概率地震危险性分析(PSHA)的结果(地震危险性曲线)。以美国东部运行核电厂址的地震动峰值加速度(PGA)超越概率曲线和物项易损性曲线为例,论述了地震动反应谱调整系数(DF)的确定过程。基于我国核电厂址的概率地震危险性分析结果,采用基于性能(PB)方法的思路,给出了适用于我国的地震动反应谱调整系数的近似公式。
2015年01期 v.14;No.48 32-37页 [查看摘要][在线阅读][下载 1146K] [下载次数：240 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：209 ] - 王臣;孙海涛;盛朝阳;高晨;
定期对核电厂实施在役检查是保障核电厂安全运行的重要手段之一。本文通过对国内第三代核电机组适用的在役检查相关法规标准的解读,结合AP1000机组与EPR机组的机械设备核心设备的各自设计特点,分析比较两者包括检查项目、在役检查周期和验收标准等在役检查活动的差异性,并对两者的在役检查活动提出改进建议。
2015年01期 v.14;No.48 38-44页 [查看摘要][在线阅读][下载 1112K] [下载次数：291 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：166 ] - 赵斌;郭新海;李军;刘文学;皮耀;
从国内某二代改进型核电厂低压安注泵特性曲线偏离这一问题出发,分析了安全注入系统低压安注泵的性能要求特点。通过计算及对比低压安注泵可用汽蚀余量和必需汽蚀余量,从系统设计和调试角度提出了修正方法,使得该低压安注泵能够满足该核电厂运行要求。
2015年01期 v.14;No.48 45-49页 [查看摘要][在线阅读][下载 1180K] [下载次数：82 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：138 ] - 侯春林;李小军;潘蓉;杨宇;王树国;
基于竖向地震动在核动力厂抗震分析及其在设备抗震试验鉴定中的重要性,本文总结了中国核电工程引用的法规在竖向地震动方面的规定,依据各个法规内容解读可能确定的竖向地震动,从而确定了4种相应的竖向地震反应谱。最后,结合中国核动力厂地震安全性评价要求以及压水堆M310、EPR、AP1000和CAP1400等机组竖向地震动设计的实际情况,说明竖向地震动的选取应区分近场、远场地震的影响,中国现用的法规和规范仍需进一步完善竖向地震动选取的规定。本研究结果可为我国核动力厂抗震设计和核安全审评提供参考。
2015年01期 v.14;No.48 50-55+37页 [查看摘要][在线阅读][下载 1050K] [下载次数：124 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：197 ] - 刘晓壮;
随着核电行业的发展,尤其是福岛事故之后,小型反应堆因具有放射性源项小、结构简化与大型压水堆相比有独特优势的特点,引起了人们的关注。美国、日本、俄罗斯和韩国等相继开发了小型堆技术,我国也相继开发了低温供热堆和高温气冷堆等小型堆技术。目前小型压水堆是各国优先开发的目标。针对世界上众多的小型压水堆技术,我国选取了m Power、Nu Scale、ACP100和NHR-I 4种反应堆技术为代表进行总结并对比其设计特点和设计参数,尤其对四种堆型的安全特性进行比较分析,为后续的堆型发展提供思路。
2015年01期 v.14;No.48 56-59+77页 [查看摘要][在线阅读][下载 1086K] [下载次数：681 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：14 ] |[阅读次数：249 ] - 黄雄;吕雪峰;陈彦霖;马国航;
本文采用一体化严重事故分析程序,以AP1000核电厂为研究对象,在以1#SG隔间主管道发生的小破口冷却剂丧失事故情况下,针对不同的破口尺寸及破口位置对氢气源项的影响进行分析。结果表明,氢气的生成量虽然与破口的尺寸有关,但并不呈现明显的变化规律,并且氢气释放的时间段较为集中,其主要来源于燃料包壳外的锆-水反应;而在破口尺寸相同的情况下,当破口位于主管道冷段时,氢气生成速率的峰值最大;同时最大总的氢气累积生成量出现在位于主管道热段的破口处。
2015年01期 v.14;No.48 60-64页 [查看摘要][在线阅读][下载 1032K] [下载次数：264 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：201 ] - 赵飞云;
本文结合三代核电对设备自主化和国产化的要求,讨论了标准化设计体系、先进核电标准体系、合格供应商体系、仿真与快速制造技术体系、设计制造单位联动体系等三代核电设备的设计和制造保障体系的建设,探讨了从设计和制造的源头提升三代核电设备安全性和可靠性的基本策略。
2015年01期 v.14;No.48 65-70+94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1087K] [下载次数：264 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：12 ] |[阅读次数：158 ] - 张弛;刘宇;庞宗柱;柴国旱;
通过对国外核电厂标准设计发展历程的梳理以及监管机构对标准设计的定位和监管流程的研究,结合我国近期对CAP1000型核电项目的监管创新探索和具体的技术审查实践,提出审查中关键事项,梳理未来标准设计认证工作的难点,并提出建议,以推动我国核电厂标准设计认证工作,不断提升核安全水平。
2015年01期 v.14;No.48 71-77页 [查看摘要][在线阅读][下载 1025K] [下载次数：140 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：191 ] - 姜子英;张燕齐;温保印;李红;於凡;
反应堆中的石墨废物体积庞大并且含有长寿命放射性核素,是放射性废物管理的难点。本文介绍了国际上放射性石墨废物处理技术、部分国家石墨废物处置策略和替代方案研究的进展;分析总结了石墨分类处理处置策略、适用中等深度处置的废物最小化发展方向;最后对我国在反应堆石墨废物处置方面所面临的挑战和相关研究提出了展望和建议。
2015年01期 v.14;No.48 78-84页 [查看摘要][在线阅读][下载 1137K] [下载次数：324 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：159 ] - 姚彦贵;祖洪彪;姚伟达;
本文介绍了核电蒸汽发生器几种典型的热工水力分析程序,阐述了一维稳态热工水力分析程序GENF、一维瞬态热工水力分析程序TRANFLOW和三维稳态/瞬态热工水力分析程序ATHOS的分析模型、原理和功能应用,介绍了这三种程序的试验验证和实堆验证情况,并分析了我国核电蒸汽发生器热工水力分析程序的现状与进展。
2015年01期 v.14;No.48 85-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1685K] [下载次数：360 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：239 ]