- 张义科;彭军;李福春;余峰;张克强;赵登山;赵占奎;程浩博;雷琴;
在核电反应堆及研究型反应堆系统中,水锤是一种较为常见的现象。反应堆循环水供水系统、蒸汽系统及其他辅助系统(如热阱)和水力测功系统等都曾发生过多起水锤现象。水锤现象往往伴随很响的锤击声,轻则引起相邻管道振动,重则导致结构性缺陷,造成管网漏液甚至供给中断,时刻威胁反应堆运行安全。本文调研了国内外水锤现象的研究现状及进展,重点分析了反应堆系统管路水锤现象的成因以及采取的应对措施。
2021年01期 v.20;No.78 22-26页 [查看摘要][在线阅读][下载 1685K] [下载次数：227 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 郑成成;陈永祁;郑久建;马良喆;
增设阻尼器是处理核电厂主蒸汽管道振动与地震冲击问题的主要方法。本文利用Sap2000软件建立核电厂主蒸汽管道的有限元模型,分析出了管道的固有频率、振型等动态特性。分析结果表明,平动是主要的影响振型。本文应用非线性动力时程分析计算蒸汽管道在33 Hz频率下的振动及地震响应,得到了管道加设阻尼器前后的振动位移和振动速度数据,并进行了比较,探讨了阻尼器在管道减振与抗震中的应用效果。结果表明,在不改变管道原有结构、不影响管道正常工作的前提下,安装液体黏滞阻尼器可以对主蒸汽管道产生减振与抗震的效果。
2021年01期 v.20;No.78 27-35页 [查看摘要][在线阅读][下载 3745K] [下载次数：379 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：0 ] - 白日亮;原瑜;
在防城港核电厂二期工程3、4号机组中,部分产品选用了控氮奥氏体不锈钢作为仪表罐的主体材料,仪表罐需要按RCC-M 2007版标准进行制造。本文对控氮奥氏体不锈钢焊接的相关问题进行了总结,经过一系列的焊接工艺评定和焊接性试验,解决了诸多焊接方面的难题,同时收获了应用RCC-M 2007版S篇标准的一些心得。
2021年01期 v.20;No.78 36-40页 [查看摘要][在线阅读][下载 2900K] [下载次数：63 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 史国宝;郭东海;陈松;曲海汀;王喆;张亮;
福岛核事故后,世界各国对核电厂的安全十分关注,外部事件是否会引起核电厂大量放射性释放是关注的焦点。2012年,国家核安全局发布了《通用技术要求》,要求核电厂设置中压移动电源。针对AP1000依托项目非能动安全特性,选择中压移动电源为1E级蓄电池充电、需要时为正常余热排出系统(Normal Residual Heat Removal System,简称RNS)泵注射提供动力作为使用场景,给出了接入方案、规程以及试验条目等工程方案。
2021年01期 v.20;No.78 41-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 2319K] [下载次数：64 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ]
- 刘姚锋;耿波;高星;唐澍澍;
本文依据核电厂高风险作业管理要求,结合观察指导对人员行为绩效提升的管理实践,设计了核电厂高风险作业项目跟踪管理系统。该系统可以辅助高风险作业的观察指导管理,确保高风险作业实施环节中人员行为被有效地跟踪、观察、指导、记录和评价。本文介绍了系统的设计思路和模块功能,其设计实现过程可为核电厂高风险作业跟踪管理提供一定的参考。
2021年01期 v.20;No.78 54-58页 [查看摘要][在线阅读][下载 2032K] [下载次数：134 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 孙明;郁杰;
铅铋快堆属于第四代反应堆,其一回路采用液态铅铋合金冷却。铅铋快堆一回路充排系统可以调节反应堆主容器内液态金属液位,该系统充满含有放射性物质的液态金属,其可靠性水平对反应堆运行及安全有重要影响。本文以中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队自主设计的铅铋快堆一回路充排系统为研究对象,运用故障树分析方法对该系统进行可靠性分析。系统建模分析使用的是FDS团队自主研发的大型可靠性与概率安全评价软件RiskA。本文通过定性分析和定量计算得到了铅铋充排系统的不可用度、最小割集,同时进行了重要度分析、敏感性分析以及对结果的不确定性分析,找出了影响系统可靠性的关键环节,为充排系统的设计优化提供了参考。
2021年01期 v.20;No.78 59-64页 [查看摘要][在线阅读][下载 1905K] [下载次数：297 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 李冲;高业栋;韩良文;马小春;夏星汉;刘兵;
本文针对HFETR热功率自动测量系统,详细介绍了该系统的测量方式、组成和原理,在某炉段满功率运行和连续冷却两种工况下对相应的热功率计算误差进行分析,得到最大相对误差值为0.59%,一个运行周期的积分功率最大相对误差值为0.66%。本文分析了测量仪表精度对热功率计算的影响。研究表明,HFETR的热功率测量系统精度符合设计要求,满足反应堆安全运行的需要。
2021年01期 v.20;No.78 65-69页 [查看摘要][在线阅读][下载 1509K] [下载次数：103 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 王铁骊;高山;刘永;詹晶;
在核能利用领域,核安全和核安保一直是国际社会积极推进的两大安全议题。积极推进核安全与核安保文化的建设是当前我国国家核安全治理的必然要求。核安全文化与核安保文化在最终目的、运行基础和实施载体上存在着一致性;在政策支持、监管设计、组织责任、管理活动和员工行为等层面存在着不可分割性,从而为两个文化体系的互利共生和协同运行提供了可行性。
2021年01期 v.20;No.78 70-75页 [查看摘要][在线阅读][下载 1494K] [下载次数：531 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 赵鹏;李松发;韩良文;刘鹏;李子彦;赖立斯;何川;
状态报告是核电厂开展经验反馈的基础,通过学习和借鉴核电厂状态报告管理方法可以完善高通量工程试验堆(HFETR)的经验反馈制度,提高HFETR运行的安全性和日常运营管理水平。本文首先对核电厂状态报告体系开展了初步的分析;然后结合HFETR运维管理水平分析了相应的状态报告实施策略和组织接口,建立了HFETR状态报告事件分级准则,并完成了相关事件分级工作;最后本文为HFETR实际实施状态报告开发出模板,建立了状态报告流程,并提出了后续工作的重点内容。本文的研究为推动HFETR建立状态报告管理体系奠定了基础。
2021年01期 v.20;No.78 76-81页 [查看摘要][在线阅读][下载 1864K] [下载次数：64 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 赵国志;郝悦;曲鹏;张琦;
本文首先归纳国内外除核电外核燃料循环中典型的物料泄漏事故,为达到"全面深入、细致彻底、不留死角、不留盲区"的物料泄漏事故隐患排查目标,采用概率安全分析中始发事件分析、失效模式和影响分析、人因分析思想对除核电外核燃料循环各个主要环节进行了事故隐患分析,得到了各环节较为全面的事故隐患清单,可供相关环节的安全检查和隐患排查工作参考,预防和减少核燃料循环中物料泄漏事故的发生。
2021年01期 v.20;No.78 82-86页 [查看摘要][在线阅读][下载 1418K] [下载次数：151 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 戴立操;高山;刘永;
核电厂是积蓄能量巨大的复杂工业系统,其巨大的能量流动带来潜在的风险。核电厂系统的复杂性给核电厂安全研究提出了新的挑战。本文对核电厂安全研究的进展和方法论进行了研究,根据核电厂系统复杂性的特点提出了一种从"事前""主动"的角度对系统进行安全研究的思路,并提出了研究的基本概念模型。
2021年01期 v.20;No.78 87-92页 [查看摘要][在线阅读][下载 1507K] [下载次数：191 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ]