核电厂操纵员认知可靠性模型的实验研究

为了提高核电厂操纵员在真实核电厂操纵过程中的可靠性,需要对核电厂操纵员的可靠性进行模拟研究。采用核电厂模拟器作为研究平台,参考目前国际上流行的三参数人的认知可靠性研究模型,结合中国核电厂操纵员的实际情况,对其参数加以改造,建立并运用以两参数威布尔分布为基础的核电厂操纵员认知可靠性研究理论模型,对核电厂操纵员可靠性进行了实验研究,并将实验结果与美国、匈牙利等国同类研究成果进行了比较,得到了一致的结果。该研究实验的结果可对核电厂的安全运行起到有益作用。     

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。     

核电厂环境风险评价框架及方法

 目前核电厂风险评价技术分为核事故风险评价及非人类物种电离辐射防护评价。为发展一个包括非人类物种防护在内的核电厂辐射防护体系,本文借鉴环境风险评价的关键流程要素,提出包括公众健康和非人类物种的核电厂环境风险评价框架。在这一框架的危害排序环节,对所选择的各评价终点指标采用层次分析法,计算评价终点对核电厂环境风险的权重并进行排序,旨在发现对环境风险贡献较大的评价终点并在风险管理中对其优先管理控制。     

AP1000核电厂厂用电切换方式探讨

从现实的角度来看,AP1000核电厂厂用电切换方式的选用对于核电厂日常管理工作的有序运作有着重要的意义.该文以AP1000核电厂为例,从其设计理念着手进行论述,探究AP1000核电厂厂用电切换方式的利与弊,并结合现实状况对该核电厂厂用电设计以及设备选型进行剖析,以期相关论述内容能为实践提供有益的借鉴.     

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。     

核电厂计量管理体系研究

核电厂将在国内进入一个高速发展的时期,而核电厂在生产过程中由于利用核能带来的放射性问题,在生产管理上有不同于常规电厂的特点。计量管理活动作为核电厂生产活动的重要组成部分,有其与常规电厂不同的任务和要求。本文分析了核电厂计量管理工作的特点与现状,对比了国内有代表性的两种核电厂计量管理体系的运作方式,对核电计量管理体系的建立从目标、内容、实施途径、关键工作等方面进行了探讨。     

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中.轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开.本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议.     

IA Series控制系统在核电项目调试中出现CSA问题及解决方法

福清核电厂34号机组的DCS系统采用Foxboro公司生产的IA系列产品,DCS系统对核电厂的设备进行监控处理,对核电厂安全运行起着至关重要的作用;而CSA功能作为IA系统重要的功能,一旦出现异常,就会导致ICC组态器添加功能块,compound失败,影响核电厂调试及安全运行。该文简单介绍IA系列产品的软件及硬件,分析福清核电4号机组出现CSA问题的原因及过程;消除了核电厂调试期间CSA功能异常对整个控制系统的影响。     

核电厂用冷却剂泵的抗震分析与评定

核电厂用冷却剂泵是抗震Ⅰ类物项,为保证核电机组的运行安全,必须对其进行抗震分析．本研究以核电厂用冷却剂泵为研究对象,根据实际工况建立有限元分析模型,得到冷却剂泵的固有频率及振型,同时计算出冷却剂泵在自重、内压与地震等多种载荷作用下的应力及变形,并按照《RCC-M压水堆核岛机械设备设计和建造规则》对计算结果进行评定．结果表明,该冷却剂泵的设计满足规范要求,应力及变形均小于允许极限值．     

核电厂海域放射性后果评价系统

 基于中国海域海流预报数据和核电厂近岸海域的高分辨率岸线及海底地形资料,建立了核电厂海域放射性后果预测与评价系统。该系统采用成熟的海流预报模型和输运扩散数值模型及直观的剂量评估方法,可对中国不同核电厂址核事故下液态放射性物质的排放进行污染物输运路径模拟,并可以在中国特定核电厂的近岸海域进行精细化3维后果评价,为应急响应行动提供决策技术支持。本文针对宁德核电厂进行了假想核事故案例计算,结果表明一般情况下模拟海域内潮流类型为半日潮流,落潮流向偏东,涨潮流向偏西,海流速度较小,扩散过程缓慢,会在近岸海域积累较高的放射性浓度。     

某核电厂建设前期电磁环境监测分析

该文对某拟建核电厂厂址及其周围环境敏感目标的电磁辐射现状进行了监测,为厂址区域工作人员及公众所接受的电磁辐射照射水平、无线电干扰影响等环境影响收集本底数据。监测结果显示:核电厂拟建开关站、一期出线线路走廊周围以及核电厂周围的工频电磁环境现状良好、无线电噪声现状水平较低。核电厂周围区域的电磁辐射现状水平较低,电磁环境状况良好。     

福岛核事故后核电厂安全改进行动分析

在福岛发生了核事故之后,世界上各大核电国家对其核电厂相继展开了安全改进行动。中国、美国和法国等一些核电国家分别提出,在福岛核事故之后对核电厂的安全要求、建议还有行动进行了改进,并且制定了详细的工程措施:提高外部极端事件的防护,对严重事故预防与缓解制定策略,对通风、电、水等实体进行加强,限制发生严重事故下放射性物质的释放与应急手段。该文主要对福岛核事故后,核电厂安全改进行动进行了简要分析,并对其未来安全技术发展进行展望。     

核电厂火灾自动报警系统设计

由于核电厂的特殊性,火灾发生时如何更好地保护工作人员的人身安全问题尤为重要,该研究主要分析了目前使用较广泛的火灾自动报警系统,并在保留各自优点的情况下给予了改进意见,使其在功能和安全方面得到提高。随着网络技术的发展,核电厂的管理也趋向于网络化,此火灾报警系统亦通过对实施网络控制的软件进行设计,更进一步完善了核电厂的火灾自动报警系统。     

核电厂操纵员综合能力评价研究

为对核电厂操纵员的综合能力进行定量分析与评价，以保证核电厂安全运行，以核电厂模拟器作为研究平台，采集小样本的核电厂操纵员的可靠性数据，利用模糊数学的综合评判方法对操纵员进行了综合能力的定量评价，得到了核电厂操纵员对模拟事故响应的综合能力排名。结果定量地反映了核电厂操纵员的综合能力，可以为真实核电厂安全运行与操纵员的选聘管理提供参考与借鉴。     

压水反应堆核电厂的蒸汽发生器的可靠性及安全性

压水反应堆核电厂的蒸汽发生器的关键安全性问题就是其液位的仪表检测及控制问题,因此其可靠性与安全性就是极重要的因素。该文提出一种线性数字化与恒常增益的数字化最优进水控制系统,讨论了它在核电厂中在线测试校准仪表通道的技术,附有计算例子,最后结果证明是成功的。     

移动电源车在核电厂的应用探讨

“福岛核电站事故”后,核电的安全性引发了社会的广泛关注,通过对移动电源车的研究和应用,提高了核电厂的安全水平。本文首先介绍了移动电源车在核电厂的产生背景,并结合移动电源车的特点,阐述了移动电源车在核电厂的应用范围,并结合核电厂的运行环境,对移动电源车的特殊要求进行描述,为移动电源车在核电厂的推广应用提供了经验。随着中国“十三五”规划的推出,将稳步推行核电建设,移动电源车在核电厂的应用有更广阔的前景。     

核电厂培训大纲开发项目管理

确保核电厂安全、可靠的必要条件是要使核电厂的运行、检修、管理和技术支持人员获得并保持规定的资格和工作能力,实现核电厂安全和可靠地运行的目标不能仅靠设备和硬件的质量,更重要的是还取决于具有规定资格和工作能力并且能够履行其职责的足够数量的人员。根据国际原子能机构(IAEA)推荐,国际上已普遍认为系统培训法(SAT)是获得并保持核电厂人员资格和工作能力、保证人员培训质量的最好的培训方法。电站人员特别是生产领域关键岗位人员必须按照SAT方法开展培训以满足运行期对电站人员资格的要求,为此需要按照SAT方法开展岗位任务分析和岗位培训大纲开发工作。本文对核电厂生产领域关键岗位培训大纲开发项目的目的、意义及管理方法进行分析,为今后同类型项目开发总结经验。     

寿命周期成本控制在某核电厂外补给水设计中的应用

与常规火电厂相比,核电厂具有设计使用寿命长,可用率、可靠性要求高等特点.厂外补给水系统的功能在决策和设计阶段就基本确定,决策及设计阶段是对其寿命周期成本影响最大的阶段,也是其成本可能节约和潜力最大的阶段.在某核电厂厂外补给水系统设计中,根据取水条件和水用户特点和业主要求,以提高系统的可用率、可靠性、可施工性、可维修性,...     

场地硬夹层对核电厂结构地震响应的影响分析

针对含有硬夹层的土层场地,考虑地基与结构之间动力相互作用的情况下,采用频域分析方法分析场地土层中的硬夹层对某核电厂结构地震响应的影响,计算了不同硬夹层场地情况下核电厂结构的地震动峰值加速度和加速度反应谱响应值,探讨了硬夹层场地上核电厂结构的地震响应特征.计算结果表明:核岛结构地震响应的峰值加速度和加速度反应谱受场地中硬夹层厚度影响而改变,其影响不可忽视.场地中存在硬夹层总体上会减小核岛结构的水平向响应而增大竖直向响应,对较高频段谱和峰值加速度值的影响更为显著,但硬夹层厚度很大时,其影响趋势出现相反的结果,会增大结构的水平向响应而减小其竖直向响应;场地中硬夹层对核岛结构响应的影响特征较为复杂,尤其会改变核电结构响应的频谱特性,其影响程度与覆盖土层厚度、硬夹层厚度以及输入地震动特性、核电厂结构特性等均有密切关系.核电厂选址在有硬夹层的场地时,应特别关注其对核电厂结构地震响应的不利影响,为实际核电工程选址及结构抗震能力评估提供合理的地震动输入.     

基于费茨定律的数字化核电厂操作员绩效定量评价方法研究

提出一种评价数字化核电厂操纵员操作绩效的新方法并进行了实验验证.基于数字化核电厂操纵员的基本操作,模拟四种基本操作:良好环境下切屏点击、干扰环境下切屏点击、良好环境下不同距离与角度阀门点击、干扰环境下不同距离与角度阀门点击.通过专家打分确定各项操作的初步绩效权重,再由熵值法进行调整,克服了其它权重法不能随着具体情况的变化而变化的缺点.实验结果表明,该方法能对数字化核电厂操纵员的绩效进行定量、有效地评估,既能用于各数字化核电厂对主控室操纵人员的选拔,又能用于对在岗操纵员进行绩效考核,可以在数字化核电厂中得到广泛应用.