CPR1000核电厂主给水泵备用泵启泵逻辑优化

核电厂的安全运行越来越受到人们的关注,首先介绍了CPR1000核电厂主给水系统的特点及功能,针对核电厂调试过程中出现的主给水泵备用泵无法正确联锁启动的问题进行了分析,充分考虑核电厂主给水泵运行的各种工况,对主给水泵备用泵启泵逻辑进行了优化,增强了核电厂运行的安全可靠性。     

我国极低水平放射性废物管理探讨

正极低水平放射性废物(以下简称极低放废物)是一种可以在浅层废物填埋场处置的固体废物,其所含的人工短寿命放射性核素的活度浓度高于免管水平,但不高于该标准推荐的活度浓度指导值或监管部门认可的活度浓度值。极低放废物主要来源于核电站、核燃料循环设施、核技术应用、核研究开发活动和某些非核工业,特别是核设施退役时会产生大量的极低放废物。     

AP1000核电厂放射性废液处理工艺研究

随着我国核电的发展,AP1000作为第三代核电的代表,首次提出了非能动的理念,其放射性废物处理也有其自身的特点。AP1000核电站首次提出了厂址废物处理设施(SRTF)的概念,对传统核电厂单堆放射性废物处理系统进行了改进。该文仅对AP1000核电厂的放射性废液处理工艺进行研究,以期为我国核电放射性废物处理技术的发展提供借鉴和参考。     

不同堆型的核电站旁路系统设计概述

核电厂汽机旁路系统的设置是为一回路系统提供一个＂人为负荷＂,以适应机组的启停及事故处理的需要。核电厂旁路系统十分重要,其设计涉及核岛的安全,必须满足核岛的设计要求。本文通过对以岭澳二期核电厂、山东海阳核电厂、台山核电厂等为代表的CPR1000、AP1000、EPR核电机组常规岛旁路系统的设计进行研究,总结常规岛旁路系统的设计特点,为自主设计核电站旁路系统提供一定的参考。     

核电厂放射性固体废物处理

核电厂在运行和换料大修时,会产生一些废物.这些废物中有非放射性的(废气、废热、化学产物),也有放射性的(气体、液体、固体),为了保护周围环境免受放射性污染,防止对工作人员和居民过量的放射性辐照,所有放射性废物在排放到环境和最终处理前,必须经收集和处理.本文介绍了核电站放射性三废的来源、分类以及对不同种类废物的不同处理方式.     

CPR1000核电机组压力容器水压试验实施过程概述

CPR1000核电机组是我国核电版图的重要组成部分,该项技术是在引进法国M310技术后改良、优化,形成的核电技术。CPR1000机组的压力容器需结合法系规范《压水堆核电厂核岛机械部件在役检查规则》（RSE-M）对容器在一定的周期实施水压试验,用以验证容器的密封性和完整性,以保障容器在役阶段的安全可靠运行。安全有序的试验实施有助于压力容器的性能验证,重点介绍压力容器水压试验实施的关键步骤,为CPR1000核电机组压力容器水压试验工作过程管理提供参考。     

AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间三维流动特性数值模拟

AP1000核电厂第一跨空间内布置了设备冷却水系统(component cooling water system,CCS)驱动泵,能够保证核电厂事故工况下设备冷却水系统、余热排出系统等关键安全系统的正常运行,从而保证核电厂安全.然而在蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下,大量的水会泄放到第一跨空间内,对第一跨空间内的关键设备造成严重威胁.因此,对AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间内泄放流体三维流动特性进行数值模拟.采用ANSYS系列软件,建立第一跨空间三维模型,基于流体体积模型(volume of fluid model,VOF)计算冷却剂喷放事故下,第一跨空间内流动特性及水位变化规律.计算结果表明,破口水从入口进入第一跨空间后在5.334 m层漫流,绝大部分泄放水通过该层设置的预留开孔流出,部分水在该层堆积.但是,由于设置挡水沿,泄洪水并未漫流到0 m层与-3.8 m层,随着冷却剂喷放引发给水泵跳泵,第一跨空间内水位将逐渐下降,不会造成重要设备防水台的漫流淹没.计算结果对核电厂主要泄洪途径、关键设备布置设计与优化提供了数值参考.     

核电站主管道自动焊三维测量与组对技术的研究

核电站主管道自动焊技术是一种先进的焊接技术,广泛应用于核电站建设与运行维修阶段.在中广核CPR1000和三代EPR堆型核电站建设过程中均采用了主管道窄间隙自动焊技术.为了保证窄间隙自动焊技术的组对要求,需要对核岛主回路设备进行三维精密测量和模拟计算.由于CPR1000与EPR主管道自动焊施工逻辑不同,其三维测量与计算的方法也不尽相同.该文详细对比和分析了两者的自动焊施工逻辑、三维测量与计算的原理,测量实施方案等,找出其各自的优缺点,为主管道自动焊三维测量组对技术的改进提供参考.     

核电厂外部灾害对布置的影响分析

外部灾害对核电厂安全造成影响,核电厂总体布置阶段需要充分考虑外部灾害的影响,以保证电站的安全运行。本文重点论述核电厂总体布置设计中需要考虑的外部灾害及影响分析评估方法。     

浅谈核电工程建设阶段经验反馈体系策划与工作实施

经验反馈是核电厂重要管理工作之一,对于保障核电厂建造质量和核电厂安全稳定远行有着重要意义。该文介绍了核电工程建设阶段经验反馈体系构建和开展经验反馈工作的思路,以期为在建核电工程经验反馈体系策划和具体实施工作提供借鉴和参考。该文参考运行核电厂经验反馈管理标准,结合工程建设阶段核电厂管理实践,总结提出工程建设阶段核电厂经验反馈管理体系策划和管理实施方面的良好实践,以期为核电工程建设单位经验反馈体系构建和工作实施提供借鉴和参考。     

湖南省境内主要铀矿山的辐射环境现状调查

本文对湖南省境内主要铀矿山的辐射环境现状进行了调查和分析.结果表明,已完成退役治理的铀矿山最大公众个人剂量估算值分别为0.23 mSv/a和0.14 mSv/a,均低于国家退役治理行业标准0.25 mSv/a;未完成退役治理的铀矿山最大公众个人剂量估算值分别为0.93 mSv/a、0.61 mSv/a和0.49 mSv/a,均高于此标准值,需要尽快完成退役治理工作.     

制造系统废物流及其分类研究

绿色制造的追求目标是消除制造系统中废物流。基于绿色制造哲理，阐述了制造系统中废物流的内涵从制造系统的主要运行环节分析废物流的产生，并对制造系统中的废物流进行分类描述。以切削加工为例对废物流产生机理及分类进行了具体分析。     

核电厂严重事故序列选取准则探讨

严重事故的预防和缓解是新一代核电厂的重要安全问题。本文主要讨论核电厂严重事故研究和管理中确定严重事故主导事故序列时应考虑的准则问题,包括定性和定量准则以及准则相应的意义。以此为基础,本文整理形成一套推荐中国核电厂进行严重事故主导序列筛选时采用的准则,并以1000MW非能动先进压水堆(AP1000)标准设计为研究对象进行应用尝试。分析表明,严重事故选取准则应从定性和定量两方面阐述。从定性的角度,严重事故的选取应根据核电厂状态划分,在超设计基准事故范围内,选取可能导致堆芯损伤和安全壳旁路,并且在后果上具有包络性的事故序列。从定量的角度,应确定导致核电厂严重事故风险的绝对筛选值和相对筛选值,同时还要包络陡边效应,补充确定论分析和工程经验的成果结论。根据建议准则选取的AP1000严重事故主导序列与其概率安全分析报告中进行重点分析的严重事故序列基本吻合。     

CPR1000全厂断电叠加小破口失水事故下一回路外部注水策略分析

严重事故管理导则(SAMGs)是目前缓解核电站严重事故进程的主要依据,而对反应堆一回路进行卸压和注水是严重事故下保证堆芯冷却最常用的策略,但是目前的SAMGs对于外部注水策略并没有给出具体的操作指导.为此,以我国目前广泛应用的CPR1000核电站作为研究对象,以全厂断电叠加小破口失水事故作为基础事故序列,采用模块化严重事故分析程序对其进行建模,并对一回路外部注水策略进行了详细分析.结果表明,根据不同外部注水时间采取合适的卸压速率及注水流量可有效缓解事故进程,使堆芯冷却,防止压力容器失效及大量放射性物质外泄.该研究成果可为完善CPR1000核电站SAMGs中外部注水的具体措施以及核电厂类似事故序列的培训课程提供参考.     

青藏铁路那曲物流中心建设中水土流失预测

青藏铁路那曲物流中心水土保持方案采用类比法进行预测,结果表明那曲物流中心工程建设施工过程中破坏地表植被707.77hm2,损毁水土保持设施500.1hm2,弃土弃渣194.97万m3和可能产生的水土流失量2.32万t,并分析了水土流失的危害。根据预测结果表明,本项目的重点监测时段为施工建设期,重点防治工程为主体工程和取弃土场。     

基于监测信息的环境安全性控制技术研究

为了更好的在基坑开挖过程中对周边环境进行监测,从传统的基于监测信息的环境安全性控制流程出发,提出了集超前预测于一体的安全性控制新流程.在新流程图中主要通过时效曲线法和工程类比法来对下一施工阶段周边环境的安全性进行预测.时效曲线法是以已开挖的实测数据为基础,以泊松曲线为预测模型对下一施工阶段的变形量进行预测的方法.工程类比法是根据地质水文条件、支撑方式以及周边环境条件基本相同的工程实测时程曲线或经验公式对本工程的变形进行超前预报的一种方法.以两个工程实例验证了时效曲线法和工程类比法在实际运用中能够提前预测到可能出现的不安全因素,从而有效地采取避免措施,预防安全事故的出现.     

软件成本估算技术研究综述

国内外有关软件成本估算技术的研究,文献数量从多到少,依次可以分为五类：基于算法模型的估算技术、基于功能点的估算技术、基于类比法的估算技术、基于专家经验的估算技术和其它奏技术。其它类技术包括回归分析技术．神经网络技术、动态技术、贝叶斯分析技术、模糊理论技术、组合方法技术等等。本文首先综述了各类软件成本估算技术,然后总结了各类软件成本估算技术的优点和缺点。     

AP1000核电厂常规岛及BOP调试外委的策划与实施

从AP1000核电厂常规岛及BOP调试外委技术规格书与合同编制、调试文件编制、调试实施三个阶段分别入手,阐述了CI&BOP调试外委策划与实施的关注要点和管理事项。     

AP1000凝汽器抽真空系统设备及运行性能浅析

降低汽轮机背压是核电厂提高循环热效率的重要手段之一,而维持汽轮机背压有两个有效途径:一是加强密封减少泄漏,二是维持凝汽器的抽真空能力.凝汽器抽真空系统用来抽出凝汽器里的空气和不凝性气体,建立并维持凝汽器里的真空,从而为汽轮机提供一个合适的背压.该文主要介绍了三代核电技术AP1000的凝汽器抽真空系统设备及运行方式,并简要分析了AP1000抽真空系统运行特性及其优缺点.     

核电项目前期费用的投资控制研究

合理控制核电项目前期费用,对于树立良好的核电设计形象、顺利开展后续工作有着重要的意义。本文以核电厂A、核电厂B、核电厂C三个AP1000核电厂址为例深入分析了核电项目前期费用的差异性,在分析差异性原因的基础上提出了合理控制核电项目前期费用的方法。