- 徐宇;张敏;盛朝阳;凌礼恭;
在压水堆核电站的设计中需要考虑管道破裂产生的动态效应,这些动态效应会使相关的管道、设备和构筑物中产生非常大的动态载荷,这些载荷不仅提升了电站的设计难度,还直接影响电站的经济性和安全性。本文介绍了几种常用的消除高能管道破裂动态效应的方法,通过这些方法的应用可以减少甚至不再考虑管道破裂动态效应,可以简化核电站设计。本文介绍了几种方法各自的特点、应用范围,并对其在在役电厂应用的可行性给出了建议。
2021年06期 v.20;No.83 17-23页 [查看摘要][在线阅读][下载 1677K] [下载次数：96 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：19 ] - 许友龙;刘莞;郑丽馨;
核电厂应急柴油发电机是核电厂应急安全电源,且与核安全直接相关,在核电厂厂用电源与辅助电源都发生故障不可用时启动,以保证反应堆安全停堆并防止关键设备损坏,是核电机组非常重要的安全级设备。国内外的运行经验反馈发现:目前我国M310及其改进型核电机组应急柴油发电机组的油、水、气、电等管线与周围的固定结构距离很近,在地震发生时,会加剧移动和固定的部位间的位移偏差,移动管线可能会与土建、支撑件、固定管线等固定结构发生碰磨,管线、结构有可能破裂或折断,导致应急柴油发电机组故障失效。本文分析了我国M310及其改进型核电机组的应急柴油发电机抗震性能不足的现状及原因,并提出合理建议。
2021年06期 v.20;No.83 24-29页 [查看摘要][在线阅读][下载 2161K] [下载次数：85 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：23 ] - 余毅;张敬;孙兴见;
根据HAF 102—2016的总体要求,借鉴美国核管会发布的核电厂数字化仪控系统纵深防御和多样性评价导则NUREG 0800 BTP 7-19第8版中的主要观点,提出了核电厂控制系统等安全影响重要性较低仪控系统的软件共因故障的应对策略,以及相应的评价方法和准则。
2021年06期 v.20;No.83 30-35页 [查看摘要][在线阅读][下载 1406K] [下载次数：137 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：63 ] - 俞雅静;郭景远;余慧平;
某三代核电厂在首堆安全管理上积极探索和创新,在充分吸取国内外同行良好实践的基础上,摸索出一套适合自身建设的安全管理模式。本文分别从核安全管理、经验反馈管理、国际同行评估及工业安全管理方面的创新与实践进行总结,重点阐述土建施工、安装、调试及启动期间的安全管理模式和方法,以及相关实践在首堆建设过程中所取得的成效。实践证明,该核电厂的安全管理模式能够适应首堆建设复杂而艰巨的形势要求。
2021年06期 v.20;No.83 36-42页 [查看摘要][在线阅读][下载 1801K] [下载次数：126 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：21 ]
- 赵雷;
核燃料设施构筑物核安全标准包括厂址安全要求和设计建造安全要求,目的是确保构筑物在寿期内避免放射性污染的发生。美国燃料循环设施构筑物的选址和设计具有完备的安全标准体系,其核心内容是以风险分级办法确定结构安全分级;国际原子能组织颁布的《除核电厂之外的其他核设施设计中对外部事件(以地震为主)的考虑》(TECDOC-1347)给出了该类构筑物的安全分级原则;我国在实践过程中积累了一定的实践经验,但尚未形成标准体系。建议以风险分级办法确定结构安全分级,通过结构分级原则确定厂址选择要求,再根据厂址条件和结构分级的性能要求确定设计方案。
2021年06期 v.20;No.83 43-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 1389K] [下载次数：174 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：18 ] - 车皓;韩建伟;乔睿;
本文介绍了智能配电的背景,阐述了智能配电的定义及特征,以及实现智能配电的关键技术,并对核燃料后处理厂的基本情况、配电模式以及配电系统特征进行了简要介绍。在关注民用核设施供电安全可靠的基础上,正常配电系统应考虑应用最新配电技术和配电装置,建设高度融合的物理信息配电网络,使用人工智能及大数据处理等信息挖掘技术,着眼用户交互与用户配电管理的智能化,实现配电系统的可视化运维、定制化检修和精细化管理。
2021年06期 v.20;No.83 48-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 2124K] [下载次数：110 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：19 ] - 高超;杨广宇;蒋林中;刘亚飞;柯松长;
本文根据国内外最新的老化管理方法,论述了核电厂开式循环冷却水老化管理大纲开发中需要考虑的要素。从法规体系、设备老化管理范围的基本要求、主要老化机理及老化效应分析、现有检查体系有效性审查及老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了开式循环冷却水老化管理大纲开发中涉及的内容。并以国内某核电厂开式循环冷却水为例,介绍老化管理大纲的工程应用实例,提出一种有效的老化管理方法体系。通过建立系统化的老化管理大纲形成有效管理,对于核电厂其他系统的老化管理具有重要参考意义。
2021年06期 v.20;No.83 56-61页 [查看摘要][在线阅读][下载 1818K] [下载次数：78 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：18 ] - 梅华平;陈超;张思纬;王海霞;
氚是聚变堆的关键核燃料,国内现有产氚能力不满足聚变能工程应用的需求,利用商业核电站产氚,具有成本低和有利于军控核查等优点。本文针对国内商业核电站反应堆特点,开展了轻水堆产氚方案设计和初步安全评价研究,提出了产氚靶棒的概念方案和核电站堆芯首装料方案,评估了产氚靶棒装载对核电站堆芯反应性、功率分布和慢化剂温度系数的安全影响,探讨了利用国内现有轻水堆核电站进行产氚的可能。
2021年06期 v.20;No.83 62-67页 [查看摘要][在线阅读][下载 3625K] [下载次数：156 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：17 ] - 孙超杰;刘长亮;朱京梅;刘嘉维;
小型堆采用内设钢制安全壳和外置混凝土安全壳的双层安全壳结构,非能动安全壳空气冷却系统是小型堆重要的非能动安全系统之一。采用Flow Simulation软件对该系统进行三维建模和计算分析,通过研究入口倾角、入口面积、空气导流板距钢壳间距、扩散区域高度等因素对系统换热特性的影响,指导系统设计的优化。结果表明:入口倾角宜取45°;系统换热功率随入口面积增大而增大,当增加到一定面积时,换热功率随入口面积增大而趋于平稳;系统换热功率随空气导流板距钢壳间距增大而呈现出先增大后减小的趋势,即存在一个最佳距离,使得换热功率达到最大;系统换热功率随扩散区域高度减小而增大。
2021年06期 v.20;No.83 68-72页 [查看摘要][在线阅读][下载 2036K] [下载次数：158 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：15 ] - 杨江;罗汉炎;刘仲昊;崔旭阳;陈韵茵;
大破口失水事故(LB LCOA)是事故后果最恶劣的设计基准事故之一,传统LB LCOA分析采用保守方法,近年来逐渐采用最佳估算叠加不确定性的方法。本文基于最佳估算的热工水力系统分析程序LOCUST,对CPR1000核电厂大破口事故进行不确定性分析,既考虑了程序模型方面的不确定性输入,也考虑了电厂状态参数的不确定性,分析得到了95%置信度下95%概率的燃料包壳峰值温度(PCT)。结果表明,采用不确定性分析方法可以挖掘LB LOCA的安全裕量。
2021年06期 v.20;No.83 73-79页 [查看摘要][在线阅读][下载 2434K] [下载次数：214 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：23 ] - 张萌;张志刚;
核能作为一种清洁高效的能源,与常规化石能源相比,可以在满足我国能源需求的同时缓解碳排放压力。长期以来,受涉核项目科技含量高、保密性强等因素影响,我国公众对核能的认识普遍不足。在后福岛时代涉核事件敏感性增加、公众支持度降低的大背景下,笔者通过社会调查分析,并结合对我国能源领域相关数据的研究,针对性的提出了拓宽核安全文化内涵、强化核安全文化大众化普及、提升特定时代背景下的核电支持度等建议。
2021年06期 v.20;No.83 80-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 2287K] [下载次数：424 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：13 ] - 李彪;郭明;吴飞;
针对高后果系统无法开展系统级的安全试验等问题,美国桑迪亚国家实验室提出基于丧失确定性安全概率(Probability of loss of assured safety,PLOAS)的安全性评估方法,即在异常环境下,不去评估系统出现事故的概率,而是评估确保系统安全的相关措施失效的概率,由于这些措施的失效分布容易试验验证,因此具有更高的预测性和可信度。目前,PLOAS已成为美军核武器安全性评估的重要方法。本文简介了PLOAS产生背景和基本原理,从温度/时间相关系统中的PLOAS模型、PLOAS中的认知不确定性研究等方面总结了PLOAS的发展历程,并分析了PLOAS的发展趋势,指出认知不确定性、与QMU的结合应用、PLOAS对高后果系统安全性设计的指导方法和PLOAS方法的推广应用是当前的研究重点。
2021年06期 v.20;No.83 88-93页 [查看摘要][在线阅读][下载 1683K] [下载次数：70 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：16 ] - 李淑庆;苟渊;王丽娜;徐明琦;刘彬;
本文阐述了核电维修与技术服务对核电厂安全运行的重要性,分析了国内核电维修与技术服务企业的主要特点以及在安全管理方面面临的挑战,重点介绍了成都海光通过传承中国核动力研究设计院的核安全文化,并借鉴核电厂同行所积累的成功经验,建立了核电维修企业核安全文化标准,为核电维修与技术服务企业的核安全文化建设提供借鉴和参考。
2021年06期 v.20;No.83 94-97页 [查看摘要][在线阅读][下载 1430K] [下载次数：165 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：12 ] - 杨永灯;
本文介绍了秦山第二核电厂严重事故管理导则概况,分析了核电厂系统设施在预防或缓解严重事故后果方面的能力,找出了对应的系统和设备相关的薄弱环节;此外,对核电厂严重事故缓解系统薄弱环节对应的系统和设备的定期试验监督进行了分析,提出了相关建议。
2021年06期 v.20;No.83 98-102页 [查看摘要][在线阅读][下载 1411K] [下载次数：78 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：15 ] - 邢晓峰;张正楼;汤建明;郭天翔;王帅;陶征;
为寻求核电厂应对冷源取水堵塞问题发展方向,提升保障冷源取水安全能力,本研究基于调查手段对事件特点以及根本原因进行深入探析,分析存在的关键科学技术难题,研究并提出应对举措。研究结果表明,核电厂面临冷源取水海洋生物堵塞风险依然较大,建议监管部门规范核电厂取水安全应对体系,建议核电厂建立取水安全常态化管理机制,建议设计关注精细化识别威胁源及其驱动因素、生态特征,注重多种监测技术融合及关键监测装备开发,聚焦机械化、自动化防控处置技术手段,评价取水构筑物导流对海洋生物迁移卷载影响。本研究提出的应对策略对提升核电厂冷源安全保障能力具有一定的指导意义。
2021年06期 v.20;No.83 103-109页 [查看摘要][在线阅读][下载 1760K] [下载次数：479 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：14 ] - 王逊;黄力;李小丁;田宇;吴彦农;白刚;
本文通过对突发公共事件与核事故两者相通性和不同特点的探讨,概述了我国核事故应急法规体系与组织体系现状,并透过此次新冠疫情应急与防控过程中暴露的薄弱环节,借鉴疫情防控工作中的经验教训和成功举措,基于我国核事故应急管理工作实际情况,提出对核事故应急管理的相关建议,希望对我国未来的核事故应急管理工作提供参考。
2021年06期 v.20;No.83 110-113页 [查看摘要][在线阅读][下载 1336K] [下载次数：610 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：14 ]