- 殷勇;王超;朱贺;
台山EPR核电厂作为三代先进核电机组建立了完善的设备鉴定体系,制定了适合的鉴定策略,大大缩减了不必要的鉴定工作;建立了完整的鉴定文件体系,并引入了鉴定维持的概念,通过鉴定维持单的形式来保障设备在运行阶段的鉴定合格状态;合理确定鉴定工况条件种类及数量,保障了鉴定执行的可行性;首次将设备鉴定运用到严重事故阶段,实现了对严重事故下设备可用性的可靠保障。
2016年03期 v.15;No.54 14-20页 [查看摘要][在线阅读][下载 219K] [下载次数：186 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 初永越;黄志超;依岩;李虎伟;钱晓明;
本文叙述了我国概率安全分析数据库创建的工作过程,对国家核安全局发布的《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》的内容进行了详细说明,并与国外通用数据库进行了对比分析。最后,总结了概率安全分析数据库平台的应用情况和概率安全分析数据库的下一步工作内容。通过创建概率安全分析数据库,采集整理核电设备的可靠性数据,并在进一步研究的基础上,建立健全了核电行业的可靠性标准体系,为我国核电行业在保证安全性、可靠性基础上的高速发展提供了重要支持。
2016年03期 v.15;No.54 21-26页 [查看摘要][在线阅读][下载 225K] [下载次数：187 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：1 ] - 张红见;曹芳芳;张亮;刘瑞桓;
目前我国民用核材料安全监管尚没有国家法律的规定,现行有效的核材料管制行政法规是国务院颁布的核材料管制条例。本研究主要从我国核材料管制法规体系的现状、核安全监管独立性在民用核材料管制中的具体体现以及加强核与辐射安全监管独立性等方面进行了深入调研。调研结果表明,在我国民用核材料管制体系中,存在现有核材料许可证颁发没有结合核材料利用过程中的职业和公众的辐射安全、核燃料循环设施的行业主管具有民用核材料安全监管的职能、核材料安全监管职能部门之间存在一定的重复现象等问题。研究也给出了加强核安全监管独立性的必要性,并提出了实施独立性安全监管需要政府部门做出统筹计划和有效实施的建议。
2016年03期 v.15;No.54 27-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 391K] [下载次数：235 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：8 ] |[阅读次数：0 ]
- 张礼兵;梁中起;谢逸钦;李刚;江国进;白涛;
堆芯冷却监测系统(Core Cooling Monitoring System,简称CCMS)用于对压水堆堆芯冷却状态进行监测,属于安全级系统。北京广利核公司采用FirmSys安全级数字化仪控平台产品,对大亚湾核电站CCMS系统进行了数字化改造,以解决原系统可用性降低、堆芯冷却状态算法存在不足、记录功能较弱的问题,同时满足大亚湾核电站事故管理规程从事件导向规程(EOP)向状态导向规程(SOP)过渡的需要。改造后的1#机CCMS系统在2013年11月投入使用,运行稳定可靠。这是国内在役核电厂安全级数字化仪控系统的首次改造,也是国产核级安全级数字化仪控产品FirmSys在国内核电站安全级的首次应用。改造方案可供同类系统改造借鉴。
2016年03期 v.15;No.54 35-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 733K] [下载次数：121 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 许磊;周国华;陈鹏;
本文介绍了秦山核电基地针对日本福岛核事故后我国核电厂安全改进行动设计的一种应急补水装置;通过对核电厂严重事故状态下的应急补水要求所做的技术分析,进行了装置的整体方案设计及专用设备选型,并做了相应的创新设计。经过核电厂现场的试验测试,验证了该装置满足设计要求,可以在丧失交流电源情况下为核电厂提供应急补水从而为在严重事故情况下核电厂的安全提供保障。
2016年03期 v.15;No.54 42-47+78页 [查看摘要][在线阅读][下载 987K] [下载次数：61 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 马波;
我国某核电厂核岛基坑边坡形状不规则,体形复杂,坡顶有较大吊装荷载,边坡采用预应力锚索+腰梁进行支护。本文针对边坡的三维效应,采用三维弹塑性有限元强度折减法计算边坡的稳定性,分析了支护完成后边坡等效塑性应变区、安全系数、位移分布和主应力分布。结果表明边坡设计与支护满足了工程实际需求,三维强度折减法在复杂边坡分析中具有明显优势。
2016年03期 v.15;No.54 48-52页 [查看摘要][在线阅读][下载 876K] [下载次数：62 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 朱秀云;何玮;潘蓉;路雨;
核电机组的重要厂用水泵房作为核电厂重要的取水构筑物,属于抗震I类物项。为了评价某泵房不均匀地基的安全性,本文分别建立了不均匀地基的平面应变和三维有限元模型,对其进行了施工阶段与正常运行期间的非线性静力沉降计算。此外,本文从谐响应动力求解方法的基本概念出发,基于粘弹性人工边界场地模型,进行了三维自由场地的动阻抗计算,以上结果均与假想的均质地基结果进行对比分析,为下一步泵房结构的抗震计算分析提供了依据。
2016年03期 v.15;No.54 53-58页 [查看摘要][在线阅读][下载 1196K] [下载次数：78 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 张亚东;杨笑;郭玥;王占文;岳芷莛;
2013年49-2游泳池式反应堆增加了一回路非能动破坏虹吸功能,以弥补手动破坏虹吸阀门在特殊情况下不能打开的不足。在改造前,分别计算了在不同孔径的虹吸破坏孔下一回路正常运行时的漏流和事故情况下虹吸破坏能力。根据计算结果,在堆水池内一次水管道6.5m高处打了一个1.6cm直径的孔作为非能动破坏虹吸孔。验证表明,新增的非能动破坏虹吸孔即不影响反应堆的正常运行,也具备了破坏虹吸的功能。
2016年03期 v.15;No.54 59-63页 [查看摘要][在线阅读][下载 738K] [下载次数：113 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ]
- 吴楠;黄树明;刘新建;
核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱。鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用"欧洲用户要求(EUR)"文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同"大量释放"间的关系。研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考。
2016年03期 v.15;No.54 64-71页 [查看摘要][在线阅读][下载 1124K] [下载次数：116 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：9 ] |[阅读次数：0 ] - 张黎辉;李小丁;刘黎明;李光辉;曲云欢;董毅漫;
我国在核能发展的政策制定、规划研究等方面基本采用专家座谈会的方法进行研究,本文采用德尔菲法对我国未来核能发展趋势进行判断。本文对德尔菲法做了适当改进,包括邀请专家集中打分、事先设计好调查因素并在数据处理时增加了专家权威程度权重因子进行数据矫正。改进后的德尔菲法继承了其匿名性、反馈性、趋同性的主要优点,避免了改进前耗时长和调查问卷回收率低等缺点。共邀请20位有代表性的权威专家通过四轮调查之后,专家意见逐渐趋同,确定了28个影响我国核能发展的主要因素,并成功判断出14个为"十三五"期间促进我国核能发展的正面因素和14个阻碍我国"十三五"期间核能发展的负面因素。得出了"十三五"期间,我国核能发展将达到或略好于预定目标的结论,并总结了德尔菲法在我国核能发展的复杂情况下成功应用的三个关键。
2016年03期 v.15;No.54 72-78页 [查看摘要][在线阅读][下载 193K] [下载次数：395 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：0 ] - 张丹;张航;张舒;邹志强;陆雅哲;
在采用铍材作为慢化剂或反射层的热中子反应堆中,由于~(235)U裂变产物放出的高能γ光子会与~9Be发生(γ,n)反应,产生光激发缓发中子,即铍光中子,会对反应堆的动态特性产生影响。本文选取经典的铍光中子分组参数,采用系统程序relap5,研究了铍光中子对研究堆瞬态特性的影响。研究表明,铍光中子的存在导致反应堆剩余裂变功率增多和持续时间增加,从而提高了余热水平;铍光中子的存在使得瞬态中核功率变化滞后,对反应堆安全有一定的影响。
2016年03期 v.15;No.54 79-83页 [查看摘要][在线阅读][下载 407K] [下载次数：67 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 张佳佳;杨英豪;肖军;李春;倪曼;
内部水淹是核电厂面临的重要风险之一,对其定量化是识别核电厂水淹风险的有效手段,也是进行内部水淹概率安全评价的基础。本文通过对国内外各种水淹事件定量化分析方法的研究,提出核电厂内部水淹事件定量化的一般方法,并定量分析了我国某900MW核电厂重要厂用水系统内部水淹事件,对国内核电厂开展内部水淹风险评估有重要参考价值。
2016年03期 v.15;No.54 84-88页 [查看摘要][在线阅读][下载 349K] [下载次数：109 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 施锦;薛山虎;
由于运行规程文件体系的复杂性、运行规程对核电厂安全运行的重要性,为了充分保证运行规程的正确性和规范性,实现核电厂运行规程的标准化开发是十分必要的。本文基于规程体系和内容结构的分析,对CAP系列核电厂运行规程标准化开发的需求进行了分析,通过程序设计和代码实现开发了规程标准化开发工具并建立了规程标准化开发平台。规程开发人员能够通过平台应用使开发出的规程文件标准化、规程重要技术内容信息化,并在后台实现数据管理。实践表明,运行规程标准化开发平台能够有效提高规程的质量和开发效率,满足核安全法规对运行限值和条件的跟踪、配置管理要求,能够从设计源头降低主控室操纵员出现人因失误的可能性,对保障核电厂的运行安全有重要意义。
2016年03期 v.15;No.54 89-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 232K] [下载次数：162 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ] 下载本期数据