- 刘燕芳;赵兵;李楠;秦文娟;
本文介绍了根本原因分析(RCA)方法的重要性、必要性及工作流程。以某核电站设备运行期间插件指示灯出现闪亮/不亮事件为例,按照RCA工作流程,使用头脑风暴法,分析得到了指示灯闪亮/不亮事件的可能故障模式及相关证据,初步确定出了造成事件后果的可能性原因。使用无替换定时截尾试验方法,计算出了指示灯的平均寿命不满足插件设计寿命的要求,确定出指示灯自身质量缺陷是造成系统插件指示灯闪亮/不亮事件的根本原因。制定了纠正行动,采取了纠正措施,建立了经验反馈体系,从根本原因上解决了系统插件指示灯闪亮/不亮的问题。通过效果跟踪评价,验证了RCA方法应用的正确性。
2019年01期 v.18;No.66 24-30页 [查看摘要][在线阅读][下载 1091K] [下载次数：127 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ] - 蔡振;梅金娜;韩姚磊;王勇;张国栋;薛飞;
本文阐述了核电厂蒸汽发生器完整性评估的三个发展阶段,分析了不同国家SG完整性评估技术的现状及异同,并从技术层面、核电厂层面和核安全监管机构层面展望建立适用于国内的SG完整性评估技术体系需进行的工作。
2019年01期 v.18;No.66 31-39页 [查看摘要][在线阅读][下载 2557K] [下载次数：283 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 马谷剑;陈平;
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。
2019年01期 v.18;No.66 40-46页 [查看摘要][在线阅读][下载 1833K] [下载次数：174 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 尹剑航;苏小雨;胡宇航;
在调研了国外及中国核能电力股份有限公司关于开展核电厂运行值绩效观察(Crew Performance Observation简称CPO)各项工作的基础上,分析了现阶段开展运行值绩效观察评估标准研究的必要性,提出了核电厂运行值绩效观察评估标准,可为后续开展核电厂运行值绩效观察提供参考,促进运行值绩效提高。
2019年01期 v.18;No.66 47-52页 [查看摘要][在线阅读][下载 367K] [下载次数：86 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ]
- 孙琳;浦晨晨;闫雄伟;
文章通过统计XX项目完成后的核材料数据情况,计算核燃料研制过程中的核材料不明损失(即MUF),使用MUF评价方法计算MUF的标准偏差σ_(MUF)及相对标准偏差δ_(MUF)。MUF评价结果显示MUF <2σ_(MUF)满足评价标准要求,说明核材料的不明损失量的置信度达到了95%以上,在国家法律法规允许的范围内;但δ_(MUF)> 0.3%不满足评价标准要求。文章对此造成的原因进行深入分析研究,并提出应采取建立健全系统滞留量测量方法以及选取适宜的测量方法,分析方法和取样方法来完善和提高核材料衡算工作。
2019年01期 v.18;No.66 53-57页 [查看摘要][在线阅读][下载 132K] [下载次数：142 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 许利民;
"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电站。"华龙一号"反应堆压力容器在M310基础上进行了更进一步的设计改进和优化,避免发生泄漏导致冷却剂丧失和堆芯裸露的可能性,确保华龙一号压力容器(RPV)的设计可靠,同时,为后续反应堆压力容器的设计提供宝贵的经验。
2019年01期 v.18;No.66 58-65页 [查看摘要][在线阅读][下载 3170K] [下载次数：416 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：0 ] - 何川;邹全;李松发;王江文;戴斌;邓云李;胡文琪;王贺;
本文基于事故处置规程研究了核动力装置的事故诊断问题。通过对规程中事故诊断程序的分析,建立事故-征兆映射体系的数学模型,清晰地描述了征兆与事故之间的映射关系;基于事故-征兆矩阵提出了缺失有效数据诊断事故的方法,阶段I利用矩阵筛选出可能的事故集合,阶段II通过计算观测矢量与参考矢量间的几何距离评价阶段I的筛选结果;最后,基于两阶段判别设计了核动力装置事故诊断系统,并连接事故仿真程序PCTRAN/PWR,进行了在线仿真诊断测试,验证了事故诊断系统的有效性。
2019年01期 v.18;No.66 66-71页 [查看摘要][在线阅读][下载 1834K] [下载次数：110 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 赵祥鸿;周鑫;孔晓中;王家彦;
主要描述了AP1000堆芯熔融物冷却的重要组成——蒸汽排放组件的功能,在功能验证过程中发现的卡涩问题及解决过程。同时,结合AP1000机组的现场监督情况,进行了总结和探讨。
2019年01期 v.18;No.66 72-76页 [查看摘要][在线阅读][下载 2504K] [下载次数：34 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 段锋;张珍;
在核电厂接受的同行评估活动中,包含国际同行评估和国内同行评估两种类型。在国际上,核电厂接受国际原子能机构(IAEA)组织的运行安全评审(OSART);在国内,核电厂接受中国核能行业协会(CNEA)组织的同行评估(PR)等。CNEA PR与IAEA OSART之间究竟有何异同点,本文从两者的评估目的、评估范围、评估标准、评估组织流程及评估结果报告方式等多个方面进行比较分析,以供参加和接受这两种同行评估的人员参考,使得两种同行评估更能发挥其应有的作用。
2019年01期 v.18;No.66 77-82页 [查看摘要][在线阅读][下载 1692K] [下载次数：124 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：0 ] - 荆旭;肖军;
为了明确浮动堆的抗震设计准则,分析了法规标准中工程抗震设计准则的内涵和应用范围,建议采用基于性能的方法确定浮动堆的抗震设计基准。以地震资料相对丰富的渤海地区为例,计算了区域内部分场点的地震危险性。基于计算结果,初步统计了基岩水平方向峰值加速度随地震动超越概率的变化情况,为确定浮动堆设计抗震基准提供了参考。
2019年01期 v.18;No.66 83-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 2063K] [下载次数：66 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 王康;高桂清;张晶晶;秦园丽;
本文以核安全与国家安全的密切关系为切入点,从武器部署、国际核失控风险不断上升等方面着手,分析研判了我国面临的核安全环境问题。指出军队作为我国战略核力量的主体,在维护国家核安全方面必须主动作为,应注重发挥遏制涉核战争、核事故应急处置以及参与军控核查严防核扩散等作用,通过加快推进核事故应急体系建设、核军控核查体系建设、加快提升核事故应急处置能力等举措,不断加强核安全能力建设。
2019年01期 v.18;No.66 88-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1478K] [下载次数：235 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ]