在运核电厂设计基准定义及其内容技术框架研究

为应对核电厂在寿期内可能遇到的厂址条件变化、日常运维偏差、改造与改造累积效应等给设计基准带来的挑战问题,包括国际原子能机构(IAEA)、世界核电运营者协会(WANO)在内的一些国际组织提出在运核电厂应开展设计基准维护。明确设计基准的定义、内容及技术框架是开展设计基准的基础,但目前各个组织的定义却不尽相同。为此,本文首先研究了系统工程理论中通用的基准概念,比较分析了IAEA、WANO、美国核管会(NRC)以及我国在设计基准方面的定义和内容的异同,提出适用于在运核电厂的定义。基于上述结论,本文还进一步提出了分层级的核电厂设计基准内容技术框架,引入了设计基准维护的基本概念,为在运核电厂设计基准维护提供参考。

中国核电厂设计安全法规的发展

从中国核电厂设计安全法规回顾,到《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》和对《核动力厂设计安全规定》的主要内容都作了介绍,全面地介绍了中国核电厂设计安全法规修订和发布的情况,并重点阐述了《新建核电厂设计中几个重要安全问题的技术政策》的特点,以及《核动力厂设计安全规定》新老法规的比较。

新一代核电厂设计的安全要求——学习新版HAF102《核动力厂设计安全规定》的一些认识和体会

结合IAEA的文件No.NS-R-1《核动力厂安全:设计》(Safety of NuclearPower Plants:Design)的一些下层导则,总结了新版HAF102《核动力厂设计安全规定》在安全要求上的一些新变化,认为其主要是针对新一代核电厂的设计安全要求。

基于风险指引的核电厂设计改进评价研究

核电厂概率安全评价(PSA)可以论证核电厂的风险满足安全目标,也是对运行核电厂进行风险管理的有效工具,例如核电厂的在役检查、安全分级、技术规格书优化等。核电厂的风险指引管理是在确定论的基础上,充分利用概率安全评价的结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性。核电厂的重要设计改进通常基于传统的工程分析结果,没有分析其对核电厂整体风险的影响。重点探讨风险指引决策的基本原则以及方法,以核电厂设计改进实例探讨如何在分析时引入风险指引方法,并提出相关建议。

CAP1400核电厂设计分析器系统调试研究

本文系统研究了CAP1400设计分析器系统调试的难点及解决方案。根据分析器平台要求对各系统单机版程序及模型数据进行了适应性改善,成功地将CAP1400核电厂RELAP5工艺模型、SCADE电厂控制模型及人机显示画面等模型集成到了设计分析器平台,并分别进行了单系统调试及系统联合调试。在此基础上演示了线性升降负荷运行瞬态的调试成果。本文研究的主要工程价值在于为CAP1400核电厂控制系统验证、整定值分析等设计验证工作提供了一个综合性的仿真平台,并为相应的设计验证工作提供了很好的反馈。

核电厂设计分析的管理要求

依据我国《新建核电厂设计中几个重要问题的技术政策》与IAEA安全标准NO．NS—R-1《核电厂安全：设计》的有关规定，论述了设计分析在设计过程控制中的地位与作用，阐明了新政策与新标准对设计分析的新要求，推荐了可借鉴的设计分析管理程序的基本内容，并在管理的操作层次、体系层次与文化层次讨论了强化设计分析管理的几个重要问题。

核电厂设计基准风速若干问题的探讨

论述核电厂设计基准风速的若干问题,主要涉及到与设计基准风速有关的基本概念,数据来源与收集,数据组选择和统计分析方法。

西班牙发现其一核电厂设计有差错

【《欧洲核学会核新闻网》1992年2月5日报道】在位于西班牙首都马德里东北部大约90公里处的特列洛核电厂1号机组(974 MW,PWR)上发现了一个设计上的差错,西班牙国家核安全机构把它定为国际核事故等级表中的2级事件,而核电厂管理部门认为这仅仅够1级异常事件。

结合福岛核事故探讨IAEA核电厂设计安全要求

日本福岛核事故后,为确保核电安全发展,我国提出按全球最高安全要求新建核电项目。国际原子能机构2012年最新出版的核安全要求SSR-2/1《核电厂安全:设计》(Safety of Nuclear Pow er Plants:Design)是国际权威的、先进的核电厂设计安全要求文件。研究SSR-2/1可用于指导我国核电厂的安全设计,提升其安全水平。介绍了SSR-2/1的升版过程,具体分析SSR-2/1与其上一版本NS-R-1(2000年)在格式和内容方面的变化。对设计安全要求提高的部分,从设计安全性、寿期内电厂设计完整性、基本安全功能增加乏池排热功能、设计扩展工况与严重事故、场外服务最大延长时间以及场址上的若干机组同时发生事故等六个方面,结合福岛核事故后的经验教训进行重点分析和评价。

核电厂事故保护表设计方法研究

事故保护表(Fault&Protection Schedule)是英国核安全审评中的设计金线,其目的在于呈现所有设计基准工况要求的安全功能,完整地展现核电厂设计。基于国际法律法规调研以及华龙一号GDA审查经验,本文对事故保护表的设计方法及其应用进行研究,事故保护表从事故保护需求出发,通过安全功能分解,明确功能要求,并关联到具体实现保护功能的系统、仪控、电气等实体,呈现了事故保护功能的设计链条,同时能够呈现事故保护功能设计的完整性,为核电厂执照申请及审评提供了一种工具参考。

先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR-URD)中对核电厂抗震设计要求

"先进轻水反应堆业主要求文件(ALWR-URD)"的宗旨是明确美国电力公司对先进轻水堆核电厂的要求。对URD中关于核电厂抗震设计,特别是对核电厂构筑物、系统和设备的抗震分类、取消OBE地震后的抗震设计要求等方面提出的修正意见,以及对核电厂抗震裕度和地震风险评价提出的初步要求,本文作了全面的总结,在关键处浅讨了看法。供新核电厂设计中参考。

我国核电厂抗震设计反应谱和RG 1.60设计反应谱的比较分析

设计反应谱对评价核电厂在地震作用下的安全性极为重要。本文从统计核电厂抗震设计标准反应谱时选取的强震数据及统计方法两个方面,分析比较了美国RG 1.60设计反应谱和我国核电厂抗震设计规范反应谱的异同。通过对比分析,深入理解核电厂抗震设计反应谱的提出需考虑的关键因素,为核电厂抗震设计和审评工作提供参考。

核电厂设计安全规定与核电厂的安全设计

1 前言 核电厂设计安全规定和核电厂选址、运行、质量保证安全规定是我国核安全法规体系中第二层次的法规文件。该套文件经国务院授权由国家核安全局批准发布,是强制性法规。 制定这套文件的目的,是为了保证核电厂和环境的安全,使厂区人员和公众在核电厂正常运行期间和事故情况下受到的辐射照射保持在合理可行尽量低的水平。

浅谈ALARA在核电厂废物处理设计中的运用

随着科学技术快速发展,公众对核电的认知度不断加深,核电厂产生的废物对环境资源与公众的影响也越来越受到关注。本文阐述了ALARA(可合理达到尽量低)的涵义及其在核电厂废物处理设计中的多方面运用,以达到优化核电厂废物处理设计与放射性废物管理的目的。

核电厂厂用电设计的自主化道路

本文从核电厂厂用电设计自主化的重要意义、必要性和目的、需解决的重点问题、自主化建设路线的确定等方面对核电设计的自主化提出论述。

核电厂预装设备设计探究

根据系统和布置的要求,核电厂需要在核电厂核岛土建施工阶段预先安装相应主工艺设备(即"土建阶段一次引入设备"或"预装设备"),这些设备的设计和安装等进度都制约着整个核岛的安装进度要求,需要完善和健全预装设备的管理体制。

核电厂交互式电子手册设计与实现

文章介绍了一种用于核电厂的IETM装备保障信息化系统的设计与实现。系统以WEB形式支持交互式电子技术资料信息的浏览,可实现发布内容的样式编辑管理、展示和交互式访问。本系统能够将目标装备的研制和设计数据的用途多元化,为用户提供装备使用维修的资料查询、日常维护、培训学习、装备拆装等技术支持,从而在核电厂装备生命周期的每个特定时刻改善其运行和保障服务。

核电厂总平面设计分析研究——基于福岛事故改进及运营经验分析

从秦山核电厂一期工程至今,我国核电厂的自主设计、建造已经走过了30多年的历程,目前仍然运行良好。但期间日本发生的福岛事件,为我们敲响了警钟,我们必须从中吸取经验教训,使我国的核电厂免于事故,做到防患于未然。本文从福岛事件后的改进项及核电厂多年运营经验的角度分析,对核电厂总平面设计进行研究,希望可以对以后的核电厂总平面设计提供参考。

基于强震记录的核电厂抗震标准反应谱研究

依据基岩场地上的汶川地震强震记录,分析了地震动地面峰值和核电站抗震标准反应谱的特性,证明了在推导和使用标准反应谱时所考虑的地面峰值加速度与地面峰值速度之比(PGA/PGV)受地面峰值加速度和震中距的影响,将对标准反应谱形状产生明显的影响.另外还发现了基岩场地的竖向峰值加速度可能要远比通常认为水平向峰值加速度的2/3大.通过对比汶川地震强震记录的伪速度谱和规范给出的标准反应谱,发现规范中的标准反应谱在长周期段偏小.最后采用两种新的拟合反应谱的方法,不仅改变了以往先确定控制点的做法,而且很好地反映了均值加标准差反应谱.

关于先进核电厂技术内涵的探讨

通过第二代核电厂所面临的问题,探讨了先进核电厂概念提出的背景,并对先进核电厂的技术内涵进行了初步分析。