- 车济尧;
在严重事故下,核电厂状态千变万化,如何缓解事故是对核电厂人员的极大挑战。《AP1000核电厂严重事故管理导则》指导技术支持中心评估事故状态,分析缓解措施的正反两面影响,确定最佳缓解策略,由主控室操纵员进行实施并监视其有效性。本文对《AP1000核电厂严重事故管理导则》的框架结构进行了梳理,以便核电厂工作人员更好地理解和使用这一导则。
2014年03期 v.13;No.46 16-20页 [查看摘要][在线阅读][下载 971K] [下载次数：180 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 杨安义;李晶;卞玉芳;曹亚丽;王晓峰;周林;
核与辐射安全监管信息化的顶层设计与规划是一项事关我国核与辐射安全监管事业大局的重大任务和挑战,对提高我国核与辐射安全监管技术水平具有十分重要的意义。本文分析了我国核与辐射安全监管信息化的现状和存在的问题,提出了顶层设计的目标原则,并对顶层设计的具体内容进行了研究和探讨,为我国核与辐射安全监管信息化建设的有序开展提供了参考。
2014年03期 v.13;No.46 21-26页 [查看摘要][在线阅读][下载 1002K] [下载次数：226 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 夏丹阳;
为保证国产化的核电厂集散控制系统(DCS)的安全性和可靠性,必须对其实施验证和确认(V&V)过程。为使V&V过程顺利进行,建立适用的V&V体系是十分必要的。本文提出了V&V体系的建立,该体系包括:明确具有层级关系的V&V指导文件;定义支持DCS研发生命周期的V&V过程;指定DCS软件完整性等级的划分方案以及确定V&V独立性、人员资质和工具的要求。该V&V体系适用于核电厂DCS软件研发项目,并对促进自主化开发和取证工作具有非常重要的意义。
2014年03期 v.13;No.46 27-32页 [查看摘要][在线阅读][下载 1034K] [下载次数：245 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 杨鹏;郭新海;赵丹妮;
核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈。而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型(M310)核电厂面临的重要共性问题之一。本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论。
2014年03期 v.13;No.46 33-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 1097K] [下载次数：101 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：8 ] |[阅读次数：0 ] - 徐智;陈杰;雷晴;
本文通过研究AP1000基于数字技术的ΔT超温/超功率保护功能的实现方式,分析了该实现方式相对于其他ΔT超温/超功率保护功能的实现方式的主要改进,说明了这种保护功能具有简单、有效和能够扩大运行范围的优点,指出了需进一步研究的内容。
2014年03期 v.13;No.46 39-44页 [查看摘要][在线阅读][下载 1015K] [下载次数：192 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 肖三平;叶杰;钱辉;王亮亮;陈树山;
本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故工况下堆芯补水箱(CMT)的水位变化情况。分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统(ADS)动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件(URD)的规定。
2014年03期 v.13;No.46 45-49页 [查看摘要][在线阅读][下载 995K] [下载次数：163 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：0 ] - 肖红;郑继业;石俊英;路燕;
本文介绍了核电厂一回路冷却剂系统、主蒸汽系统及安全壳系统的超压事故分析,涉及内容包括超压验收准则、初始参数和边界条件、分析范围、分析方法等。结合核电厂执照申请文件和最新研究成果,围绕核电行业要求"利益和安全平衡"的特殊原则,本文概述了在审评过程中遇到的问题及其解决方案,旨在探讨如何进一步完善超压分析,推进核电厂的执照申请和审评工作。
2014年03期 v.13;No.46 50-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 972K] [下载次数：125 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：0 ] - 田冬青;高润生;焦殿辉;杨丽丽;陈鹏;
某制造厂在核级阀门返厂维修过程中出现核1级阀门锻件违规补焊事件,之后又在核级阀门制造过程中出现无损检验违规事件,两起事件造成核级阀门出现了质量隐患。该违规事件反映出制造厂质量保证体系运转存在严重问题,工程公司和业主监造不力。事件相关方应加强质量管理和过程控制,消除质量隐患,做好经验反馈,确保核设备质量。
2014年03期 v.13;No.46 56-61页 [查看摘要][在线阅读][下载 1050K] [下载次数：130 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：10 ] |[阅读次数：0 ] - 唐济林;
本文以失去交流电源事故作为计算条件,对AP1000核电厂堆芯节块模型的敏感性进行了研究。利用现有AP1000核电厂的资料建立了堆芯节块划分模型并修改了堆芯节块划分,经计算并与安全分析报告进行对比,验证了推芯节块划分模型的正确性。在获得验证的模型的基础上,通过修改堆芯节块划分,进行了模型敏感性分析。分析结果表明:堆芯节块数目的变化对事故计算的结果有较大影响,随着堆芯节块数目的减少,核电厂反应堆冷却剂系统(Reactor Cooling System,以下简称RCS)系统压力的下降速度降低;温度升高;堆芯补水箱(Core Makeup Tank,以下简称CMT)系统投入时间延迟;非能动余热排出系统(Passive Residual Heat Removal,以下简称PRHR)提前工作;CMT和PRHR的最大流量显著增加。
2014年03期 v.13;No.46 62-66页 [查看摘要][在线阅读][下载 1068K] [下载次数：70 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 宋大虎;张弛;杨丽丽;李斌;刘英伟;安洪振;高思旖;刘婷;孟德;
本文分析了核与辐射安全标准的内涵和作用,论述了这类标准的定位及其与有关法规的关系,结合我国核与辐射安全标准应用的现状、存在的问题及需求,提出了构建我国核与辐射安全标准体系的总体架构设想,对建立和完善我国核与辐射安全标准体系提出了初步建议并进行了有益的探索。
2014年03期 v.13;No.46 67-72页 [查看摘要][在线阅读][下载 1039K] [下载次数：232 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ] - 倪依雨;王鑫;谈遗海;陈斌;杨博;储志军;
本文从AP1000废气活性炭延迟处理技术出发,以科研试验为依托,结合在役核电厂的运行经验,获得了一套可应用于各核电厂废气延迟处理系统的专用活性炭选型指标,为今后的工程设计、运行、改进提供了指导。
2014年03期 v.13;No.46 73-77页 [查看摘要][在线阅读][下载 1010K] [下载次数：387 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：9 ] |[阅读次数：0 ] - 黄炳臣;焦殿辉;沈伟;石红;
主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求。简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考。
2014年03期 v.13;No.46 78-83+55页 [查看摘要][在线阅读][下载 1158K] [下载次数：96 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 傅小城;王茹静;杜风雷;
本文对美国核能管理委员会(以下简称NRC)的RESRAD-BIOTA程序和欧盟推荐的ERICA程序进行了对比。通过设定相同的参考生物和核素浓度,对比分析了两个程序计算的差异性。结果表明,两种方法得到的生物受照总辐射剂量率在一个量级上,变化趋势相同,具有一定的通用性;但在不同核素对剂量的贡献份额上,两种方法的计算结果有一定的差异,因此可根据不同核电机型的实际源项选用适当的程序。
2014年03期 v.13;No.46 84-89+77页 [查看摘要][在线阅读][下载 1161K] [下载次数：132 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 陈旭;孙树海;刘泽军;张庆华;
安全壳是在核电厂纵深防御原则中的最后一道屏障,是保证核电厂在严重事故条件下安全的重要设施。由于钠冷快堆的固有安全性,其安全壳与压水堆安全壳的功能和作用相同。通过对钠冷快堆安全壳的设计分析,阐述了其在设计基准、结构设计上区别于压水堆安全壳的特点,为确定钠冷快堆安全壳设计和审评原则做出了有益的探索。
2014年03期 v.13;No.46 90-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1020K] [下载次数：297 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] 下载本期数据