华龙一号设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法

本文研究国内外大量法规标准和安全审查要求,结合以往工程经验和示范工程经验,提出了华龙一号(HPR1000)设计扩展工况(DEC)选取原则和确定方法。研究结果表明,HPR1000可通过PSA方法筛选出一套初步的设计扩展工况清单,在此基础上,参照法规标准所列的设计扩展工况清单及以往同类工程项目确定的设计扩展工况清单,再结合确定论分析方法进行工程判断,进行合并和补充可得到最终的设计扩展工况清单。该方法满足《核动力厂设计安全规定》(HAF102—2016)的最新要求。本研究结果可以为后续HPR1000或其他同类核电厂提供参考。

关于核电厂设计扩展工况的初步探讨

福岛事故后,为进一步提高核电厂核安全水平,主要核电国家和组织正在开展新核安全目标和理念的研究。本文结合当前国际上核安全要求的发展趋势,对"设计扩展工况"(Design Extension Conditions,简称DEC)这一概念进行了初步探讨,主要包括其意义、内涵、可接受准则、对纵深防御原则的影响,以及设计扩展工况安全设施的设计要求等,希望为国内建立新的核安全要求起到抛砖引玉的作用。

空调工程设计方案的可拓学评价

将可拓评价方法引入到既有定性指标又有定量指标、既有最大值最优指标又有最小值最优指标的空调工程设计方案评价中,建立了空调工程设计方案的综合评价模型,给出了评价步骤,并用实例验证了其合理性和实用性。

正交试验设计在管道扩建优化设计中的应用

为了获得长输天然气管道干线扩建设计的最优方案,早日实现管网系统赢利的目标,以管道总年值费为目标函数建立了天然气管道系统参数优化设计模型,运用正交试验设计方法对模型进行求解,分别给出了水力约束条件、稳定性约束条件、管道强度约束条件和边界约束条件,并提出了采用正交试验设计法进行管道扩建优化设计的9个基本步骤。通过正交试验设计,不仅获得了各扩建管道与已建管道年值费用最低的最佳方案,还得到了管道管径、压力、压力比和管道壁厚等工艺参数的最优组合,实现了整个管网系统的全局优化设计。实例应用结果表明,该设计结果符合工程实际,该设计方法具有编程计算简单、计算次数少和不易漏掉最优方案的优点。

核电厂设计扩展工况供电要求分析

随着核电技术发展,核电厂的安全目标向扩展、深化的层次变化,新的核安全法规标准进一步提高了对核电厂安全的要求。设计扩展工况概念就是核电安全发展的重要内容。相对于设计基准工况,新核安全法规明确要求核电厂应设计具有用于设计扩展工况的安全设施。作为设计扩展工况安全设施的动力源,设计扩展工况电源的设计在核电厂电源系统设计中具有十分重要的作用。本文介绍了压水堆核电厂电源系统组成及设计,分析了新法规标准下设计扩展工况及其应对基本要求,并对设计扩展工况电源设计依据、要求和应用进行研究,提出了三代核电的设计扩展工况电源设计对策。

直接空冷系统运行特性变工况研究

阐述了随着空冷岛散热性能的日益老化,早期投产的直接空冷系统增容改造工作已提上日程安排。在对某600 MW机组直接空冷系统的设计特性及实际运行特性的变工况研究基础上,定量确定了不同环境温度下,主机及空冷系统性能不良对机组经济性的影响,研究结果对电厂直接空冷系统运行优化及系统改造工作具有重要的指导作用。

新建核电厂设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法研究

根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),新设计核电厂需要考虑设计扩展工况,包括复杂事故序列和严重事故。国内、外核安全法规和技术标准没有给出确定设计扩展工况中复杂事故序列的具体方法。本文系统分析和研究了设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法,提出基于核安全法规、导则和技术标准要求,基于概率安全评价(PSA)的风险见解,基于工程判断和基于类似核电厂设计经验四种具体方法,并应用于防城港核电厂3号、4号机组工程设计。本方法可用于指导新建核电厂设计,合理选择复杂事故序列和开展相关的安全特征设计,以进一步提高核电厂的安全水平。

先进轻水堆安全系统简化方案研究

本文研究了国内外工程经验、法规标准和用户要求,提出了一套简化先进轻水堆安全系统配置方案。这套安全系统采用非能动安全系统应对设计基准工况(DBC),采用能动安全系统应对设计扩展工况(DEC)。工程判断和分析表明,这套安全系统可以应对所有DBC和DEC,与现有“华龙一号”相比,安全性一定程度提升,经济性显著提升。

“华龙一号”示范工程DCS系统设计

"华龙一号"示范工程是我国自主研发的三代核电机型,其控制系统采用全数字化仪控系统和先进控制室设计(简称DCS系统设计)。"华龙一号"首堆DCS系统设计符合国内以及国际上最新的法规、导则和标准的要求,吸收了国内多个数字化核电厂的建设和运行经验,并充分借鉴国际先进核电厂DCS系统设计理念。与二代加核电厂相比,"华龙一号"首堆工程DCS系统设计充分吸收了福岛核电厂事故后一系列的技术改进,提高了自动化控制水平,满足事故后30 min不干预的设计原则;提高了仪控设备的鉴定水平,满足0.3g地面最大加速度的抗震要求;提高了对设计扩展工况(包括严重事故工况)的防御能力,在发生严重事故且全厂断电工况下,仍能在72 h内为核电厂的严重事故缓解提供必要的监控手段。

大化水电站扩建工程厂房通风空调系统设计

文章介绍大化水电站扩建工程厂房通风、空调系统设计中的设计参数、通风及空调系统的构成、消防措施等内容,以及该系统的设计特点。

三代核电厂过滤排放系统功能定位分析

安全壳是包容核电厂放射性产物的最后一道屏障。二代改进型核电厂为应对安全壳超压威胁,保证安全壳的完整性,设置了安全壳过滤排放系统,有效降低了安全壳晚期超压风险。HAF102-2016《核动力厂设计安全规定》中增加了关于设计扩展工况的设计要求,核电厂纵深防御层次出现了新的变化。在纵深防御第四层次提出实际消除目标,要求可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事件序列被实际消除。基于新的设计要求,三代核电厂为应对设计扩展工况,设置了严重事故专用的预防和缓解措施,降低了安全壳超压风险,因此安全壳过滤排放系统的功能及定位需要重新分析和明确。通过分析三代核电厂安全系统的设计及超压风险,从实际消除目标及大量放射性释放安全目标论证的角度,分析得出三代核电厂安全壳过滤排放系统的功能定位。三代核电厂中,安全过滤排放系统主要用于应对剩余风险,不将其作为专设的设计扩展工况缓解措施。

从多重故障角度探讨高放废液贮存系统DEC

设计扩展工况(DEC)分析是核电设施超设计基准事故分析的重要内容,目前后处理设施领域尚无这方面实践。以后处理设施高放废液贮存系统为研究示范对象,基于工程判断和确定论方法,从多重故障的角度识别DEC。研究结果表明:在高放废液贮存系统的29例工况中,14例不会造成放射性物质向外环境的超标释放,属于DEC;8例可能造成放射性物质向外环境的超标释放,如果混凝土浇筑层对废液具备包容功能、设备室具备泄爆或抗爆功能,则这8例工况不会对外环境造成超标释放,也可纳入DEC;剩余的7例会造成放射性物质向外环境的超标释放,应通过提高橙区过滤器间排风过滤、烟囱的设备可靠性,实现放射性气溶胶向外环境释放的量级不超过选址假想事故的释放水平。

新版HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》对核电厂混凝土结构设计影响的初步探讨

为进一步提高核电厂安全水平,2016年10月26日,国家核安全局发布了HAF 102—2016《核动力厂设计安全规定》。针对此次新版中增加的对核电厂混凝土结构设计有影响的"设计扩展工况"和"商用飞机撞击"两部分内容进行分析,并对相关核电厂混凝土结构设计标准的修订提出建议。