基于浮动式核电站的严重事故源项分析评估技术体系研究

目前针对陆地核电站严重事故开展的源项分析不完全适用于浮动式核电站。以浮动核电站严重事故为研究领域,基于对国内外核电站、研究堆、船用堆源项分析方法和后果评价方法的相关研究,根据浮动核电站的特点,确定了严重事故源项分析计算软件和计算方法,构建出源项分析技术路线图,从而建立了基于浮动核电站严重事故的“MELCOR耦合FLUENT-MACCS”源项评估技术体系。为浮动式核电站的安全运行、安全审评及环境评价提供放射性源项方面的数据支持,为核应急决策提供进一步的理论基础。     

岭澳核电站启动给水系统设计分析

本文介绍岭澳核电站为提高核电运行安全性能而采取的一项系统优化设计。主要介绍增加的启动给水系统APD的系统组成及主要功能,以及该系统在控制运行上与核岛安全设施辅助给水系统ASG的逻辑关系,分析了启动给水系统的设计特点以及在核电站运行中的作用,同时也指出了该系统通过承担ASG系统在启动时的给水任务,从而提高了ASG系统的安全性能,满足核电站设计中对安全设施功能单一性的要求。     

某AP1000核电站汽水分离再热器设计特点分析

汽水分离再热器(Moisture Separator Reheaters,MSR)是压水堆核电站二回路的重要组成设备,其安全稳定运行对核电站的安全运行至关重要,同时其再热器端差等性能参数对机组的经济性影响亦较大。为此,首先对MSR的功能及其技术发展进行了阐述,进而对AP1000 MSR的总体结构及翅片管的强化传热、扫汽管束的应用、节流孔板配汽的应用、低压缸入口蒸汽温度控制特性等设计特点进行研究。通过对AP1000 MSR先进设计技术的引进、消化、吸收,从而促进自主创新技术的研发和应用。     

船舶操纵模拟器在港口通航安全评估中的应用

根据港口水域的特点,将船舶在港口的航行过程划分为航道航行和靠离泊两个阶段;提出了运用船舶操纵模拟器进行港口通航安全评估的一般步骤:确定评估要求,制作电子海图,模拟外界环境,选择及检验船型,实施模拟方案,分析试验结果;并结合实例详细论述了评估方法的可行性和具体实施步骤,最后简要概述了操纵模拟器在通航安全评估应用中的局限性.     

核电站主管道自动焊焊缝缺陷的返修研究

核电站主管道自动焊是一种先进技术,是三代核电站主管道焊接的首选技术。中广核工程有限公司在压水堆核电站主管道自动焊技术中开发了窄间隙、单层单道焊接工艺,该工艺较手工焊相比能显著提高焊接质量和效率、降低工人劳动强度。在该工艺开发及现场实施过程中,由于其自身焊接特点,也会产生一系列缺陷。为确保焊缝质量,中广核工程有限公司根据主管道特点、坡口形式以及缺陷特点等,研究和开发了压水堆主管道焊缝返修技术。     

极限安全地震动下核电站安全壳楼层反应谱

核电站安全壳结构的抗震分析对核电站设计和安全性评估起着至关重要的作用。采用ABAQUS有限元分析软件,对核电站CPR1 000安全壳结构建立精细的三维有限元模型,在极限安全地震动下使用时程法进行非线性抗震分析;选取一些关键楼层位置的代表点计算结构的楼层反应谱,分析比较不同目标阻尼比对楼层反应谱的影响。结果表明:所建立的三维有限元模型能够真实有效地反映结构抗震分析时的具体响应,并且在极限安全地震动作用下仍然保持完整性,分析得到的结构楼层反应谱可作为子结构抗震分析的输入数据。     

某核电站凝结水精处理系统浅析

从安全的角度,介绍了果核电站凝结水精处理系统形式设置的主要特点,针对其树脂分离再生的工艺特点进行了分析,并简述了系统调试运行过程中需重点关注的问题.     

核电站发电机励磁调节系统的改造与设计

本文主要介绍了核电站励磁调节系统的特点与功能,阐述了核电站由于其核安全的特殊性,导致励磁配置的特殊性,分析了励磁调节器改造设计需满足的条件。     

大亚湾核电站与燃煤电站放射性排出物对环境的影响

根据核电站和燃煤电站放射性排出物放射性浓度、地表沉积量及其辐射剂量计算模式,讨论了核电站和燃电站放射性排出物在大气和水体中输运过程和放射性照射途径;计算了假定建在广东核电站厂址上功率１．８ＧＷ燃煤电站放射性排出物放射性的影响,并与广东核电站作了分析比较,结果表明：燃煤电站气态排出物放射性影响与核电站相近,两者气态放射性排出物影响比国家核电厂环境辐射防护标准小两个数量级。     

结构强度试验中真空吸盘技术研究与应用

在航空结构强度试验中通常采用的试验方法有胶布带、拉压垫及卡板加载方式。对于有些结构和试验要求有特殊性的项目,应用传统加载方式难以满足试验要求或存在较大试验实施风险。对比现有的试验加载方式特点和新的试验要求之间的矛盾,提出了一种应用真空吸盘进行结构强度试验加载的方法。对真空吸盘的工作原理进行分析、对多种吸盘进行在典型航空结构件上的静力性能测试,总结真空吸盘试验加载的特点。介绍了真空吸盘加载技术的研究及其在EC175/Z15平尾疲劳试验中的应用。对真空吸盘加载技术的系统构成、设计和试验实施过程中的相关问题进行了分析。应用实践证明真空吸盘加载技术具有安装实施方便、可靠、高效、安全,且具有无损检测便利性。     

加强核电站施工质量监理的几点建议

核能发电是我国新型发电能源中最为重要的一种方式,核电站的建设能够对我国社会经济的发展起到促进作用。因此,在进行核电站施工的时候,一定要加强对其施工质量的监理,确保核电站能够安全、顺利的进行施工。该文对核电站施工质量监理的概念进行了归纳,并结合核电站施工质量监理的重要性和要点,对其中存在的问题进行了分析,并提出了相应的解决方案。     

核电站人员培训中仿真技术的应用

随着仿真技术的不断进步和发展,其在核电站技术和管理人员培训中应用广泛。按照要求,世界各国核电站均建造了不同等级、不同应用领域的仿真技术产品,目的是提升培训效果和质量,确保机组安全运行。本文就国外核电站仿真技术的发展进行概况,并对目前国内核电站中仿真技术的应用进行了简述,为从事核电站培训工作及管理的人员提供参考。     

CPR1000常规岛钢结构施工准备

核电站常规岛钢结构施工因与常规岛厂房周边及地下设施关联较多,文中以某核电站为例,分析了常规岛钢结构的特点,对其施工准备工作进行了总结,分析整理出施工准备中需要关注的事项。     

某核电站渠道边坡抗震稳定性研究

对拟建的某核电站引水渠道进行了地震反应分析以验算其液化的可能性与岸坡的稳定性,提出了在动力分析中考虑动水压力对岸坡作用的简便计算方法.另外,还编写了根据有限元分析算出的每一单元静、动应力用PC-1500机验算土坡稳定性的程序.液化可能性分析的结果,为兴建核电站的可行性提供了论据,其结果与现场标准贯入试验基本一致.     

核电站火灾安全研究的主要科学问题

对核电站火灾安全研究的主要科学问题进行简要总结.基于核电站内火灾特性,针对严重制约我国核电火灾安全研究发展的相关基础研究及软件研发,重点阐述近年来核电站火灾安全相关的研究进展.根据目前我国核电火灾安全研究的薄弱环节以及未来发展趋势,提出若干重点研究方向.     

基于核电站事故处理的人因可靠性研究

 近些年人因可靠性研究对于核电站安全性这一问题越来越重要。在核电站控制室采用数字化技术以后,计算机化的操纵员工作站带来了便捷操作方式,但庞大且集中的信息量也带来了操作任务可靠性的风险。因此,在核电站的设备可靠性大幅度提高的前提下,人因可靠性也需要不断提高,以保证核电站运行具有更好的安全性和经济性。根据美国布鲁克海文国家实验室最新发布的NUREG 0700标准,先进控制室(ACR)被定义为“采用数字化技术的控制室”。国内核电站数字化控制室自主化设计从岭澳二期项目首次开始实施,2010年岭澳二期核电站顺利商运,标志着首个国内自主化设计的先进控制室的成功。本文正是针对数字化控制室的设计过程,将“失水事故”(LOCA)和“蒸汽发生器传热管破裂”(SGTR)选择为初始事件。同时,在此基础上,叠加一些设备或系统的失效。通过在事故状态下对操纵员在模拟机上处理事故的过程进行分析,以获得合理的人因绩效数据,从而更利于人因可靠性的分析,也能对核电站的设计,尤其是控制室的设计起到改善的作用。通过收集人因绩效,尤其是在事故状态下的人因绩效,将会对提高人因可靠性起到非常重要的作用。     

CPR1000核电站主管道自动焊技术的工程实施

自动焊是一项先进的焊接技术,其应用在核电站主管道焊接上,可大大提高主管道焊接质量,降低劳动强度,最大限度地降低人因对焊接质量的影响。主管道自动焊技术在CPR1000核电站的应用,其工程实施方法与传统手工焊的实施方法有较大区别。本文根据宁德核电站、阳江核电站、红沿河核电站主管道自动焊现场实际情况,详细论述自动焊技术在CPR1000核电站主管道上的实施。     

宁德核电站1号机组堆芯吊篮的梁型振动特性

核电站反应堆堆芯吊篮的振动在一定范围内是允许的;但其异常振动可能会导致故障甚至事故的发生。掌握核电站堆芯吊篮振动特性能够对核电站的安全运行提供保障。运用中子噪声分析技术,对宁德核电站1号机组多个燃料循环周期内的堆外中子噪声信号的自功率谱、互功率谱和相干、相位进行了分析,得到了吊篮梁型振动频率和中子噪声信号峰功率均方根值变化趋势。对核电站堆芯吊篮梁型振动特性的研究成果,为堆芯吊篮早期故障诊断奠定了基础。     

医疗器械产品安全评价体系分析

本文根据个体案例分析医疗器械产品电器安全设计和评价．并对其进行系统分析和实施过程分析。     

核电站调试阶段的最小TOTO系统移交管理浅析

核电站工艺系统复杂、建设周期长,调试实施和移交过程的顺利开展是保障机组商运准备的关键环节,其移交管理成效直接影响工程项目建设的进度和质量。本文阐述了核电站移交接产管理特点,总结了机组调试阶段最小TOTO(Take Over for Temporary Operation,临时运行移交/交接试运行)系统的设置原则,并对调试阶段最小TOTO系统的引入意义进行了分析,为后续核电工程的调试实施和移交管理做好指引。