设计接口管理在研究堆中的应用与实践

设计接口管理按照业主统一制定的规则,由各参研参建方参与,对工程或项目的设计接口活动进行有效控制,确保接口内容要求满足设计要求。经过多年的工程实践,对于成熟的核电工程,当前已形成了一套较为规范和有效的接口管理方法。而对于研究堆,普遍存在着新设备、新工艺、新材料等新技术的大量应用,设计接口管理较成熟核电工程更为复杂。文章以研究堆的设计接口管理工作实践为基础,对研究堆的设计接口管理活动及经验反馈进行了系统阐述。

基于FirmSys平台的核电厂反应堆保护系统设计

反应堆保护系统用于监测与反应堆安全有关的物理和过程测量参数,确保在发生设计基准事故时自动触发紧急停堆和/或专设安全设施,从而保护反应堆中燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性,限制放射性物质向公众环境的释放。基于FirmSys平台,提出了应用于田湾5^(#)、6^(#)机组核电厂反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统结构、接口、多样性以及故障检测设计,并对保护系统设计方案与标准的符合性进行分析。分析结果表明,该系统设计方案满足单一故障、独立性、多样性、保护动作自动触发等安全设计准则,同时兼顾了电厂运行经济性,可为后续核电厂保护系统设计提供指导和借鉴。

福清1、2号机组外部设计接口管理

核电项目的设计接口发生在项目工程中的不同阶段、不同参与方之间,包含了不同专业的需求。设计接口管理,采用一定的方式及方法对设计接口活动进行有效控制,确保接口内容要求满足设计要求。作为福清1、2号机组的反应堆及反应堆冷却剂系统设计分包方,核动力院与国内外二十多个设计院和设备厂商有直接的设计接口关系,其接口管理较为复杂。为实现对福清1、2号机组核电项目繁杂接口的有效管控,项目部建立了一套完整的体系予以保证外部接口交换活动的有序开展。本文基于福清1、2号机组的外部接口管理工作的实践,本文系统地阐述了构成接口管理的三个层次即管理程序、管理工具和详细接口文件,同时对项目与技术并行开展的管理思路进行了探讨,得到外部接口管理工作中的经验反馈。

换料水箱焊接见证件背弯开裂原因分析及处理

换料水箱在核电机组出现失水事故情况下为反应堆提供应急水源,导出反应堆内核燃料的剩余释热,承担着核电机组的安全功能。介绍了换料水箱底板边缘板焊接见证件的制作工艺、背弯试验方法与试验结果,分析见证件背弯开裂的原因,采取一定的控制措施重新制作见证件,并取双倍试样进行背弯试验,试验结果合格。