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。

关于PWR及CANDU堆先进燃料管理策略的研究

阐述开展先进燃料管理策略研究的必要性与紧迫性。对我国秦山核电厂的燃料管理策略的改进进行了初步探讨 ,包括提高富集度延长循环长度、增大平均卸料燃耗、应用先进可燃毒物和低泄漏优化换料、改进燃料组件设计和适当提高功率等 ,并对可能取得的重大经济效益进行了讨论。提出研究PWR的乏燃料在CNADU堆中应用及形成PWR/CANDU联合燃料循环的可行性 ,以提高燃耗深度 ,增加能量输出 ,降低发电成本。

先进型沸水堆核电机组热经济性矩阵分析方法

根据先进型沸水堆(advance boiling water reactor,ABWR)核电机组热力系统的结构特点,基于热力系统等效热降分析方法和矩阵方法,确定其主、辅系统的划分原则以及辅助汽水成分划分原则,对先进型沸水堆各种汽水成分进行归并处理,构建表达规则的先进型沸水堆核电机组汽水分布方程填写规则,推导出适合先进型沸水堆核电机组热力系统热经济性分析的通用矩阵方法,并给出该类型核电机组辅助汽水成分对热经济性影响的表达方式。该矩阵全面反映了先进型沸水堆核电机组热力系统主系统和各种辅助系统对机组热经济性的影响状况,每个子矩阵物理意义明确、规律性强,可使先进型沸水堆核电机组热力系统的整体计算和局部分析变得清晰、简单,适合于计算机程序化,并通过实例对该方法进行了验证。

商业核电站产氚概念设计及安全影响评价

氚是聚变堆的关键核燃料,国内现有产氚能力不满足聚变能工程应用的需求,利用商业核电站产氚,具有成本低和有利于军控核查等优点。本文针对国内商业核电站反应堆特点,开展了轻水堆产氚方案设计和初步安全评价研究,提出了产氚靶棒的概念方案和核电站堆芯首装料方案,评估了产氚靶棒装载对核电站堆芯反应性、功率分布和慢化剂温度系数的安全影响,探讨了利用国内现有轻水堆核电站进行产氚的可能。

三种堆型核燃料循环经济性比较

本文详细地分析了压水堆、高温气冷堆、快堆三种堆型核电厂的燃料循环过程,建立了燃料循环费用的计算模型和灵敏度分析模型。对三种堆型的核燃料费用进行了分析比较,指出快堆是燃料费用最经济的堆型。

三种堆型核电厂经济性评价

本文分析了核电投资的特点、建立了考虑价格浮动和通货膨胀等因素影响的核电厂建成价和核燃料成本的计算模型．对压水堆、高温气冷堆和快堆三种堆型的经济性进行了研究。结果表明，当高温气冷堆和快堆两种先进堆型实现商用概念设计后，其商业竞争能力可与现有的压水堆相媲美．

基于EEDM方程的ABWR核电机组热经济性矩阵分析方法

能效分布矩阵方程(EEDM方程)是火电机组热力系统热经济性分析方法的一种。将先进型沸水堆(ABWR)核电机组热力系统作为研究对象,沿用EEDM方程的分析思路,经过严格的理论分析和数学推导,构建了适合ABWR核电机组的能效分布矩阵方程,并通过实例对该方法进行了验证。

ABWR核电机组热经济性分析的扩展型EEDM方程

以先进型沸水堆(ABWR)核电机组热力系统为研究对象,在常规火电机组热力系统热经济性分析的能效分布矩阵方程(EEDM)的基础上,结合ABWR核电机组热力系统的特点,经过理论分析和数学推导,构建了适合ABWR核电机组热经济性分析的扩展型EEDM方程,并通过实例对方程的正确性进行了验证。

未来10年核电先进堆型介绍

根据世界核电工业的发展现状,系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划。综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况。研究工作对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。本期仅刊出该文的前半部分,涉及ABWR、AP600、AP1000、EPR、System 80+和CANDU等堆型;下期刊出后半部分,涉及AWR1000、ESBWR、IRIS、PBMR和GT-MHR等内容。

快堆核电厂热力系统加热器设计方案热经济性分析

核电厂热力系统设计需在保证安全性的前提下尽量提高经济性。经济性的影响因素较多,包括技术成熟度、设备成熟度以及系统热经济性等。为了从热经济性的角度确定最优的快堆核电厂热力系统加热器配置,以俄方800MW钠冷快堆热力系统为参考,基于热平衡分析法建立了适用于快堆核电厂的加热器、立式汽水分离再热器等设备的热力分析模型,进而开发了快堆核电厂热力系统热经济性分析程序,利用俄方设计计算值进行了程序验证。利用新开发的程序研究了不同加热器布置方案、给水焓升分配方案,确定了等焓降分配法的给水焓升分配方案热经济性最好。

未来10年核电先进堆型介绍(续)

根据世界核电工业的发展现状,系统讨论面向2010年核电市场的各种先进核电堆型、设计特点及主要核电供应商为获得潜在用户进行的商业计划,综述这些先进核电堆型近期投放市场的技术和商务准备情况,以期对近期中国核电工业选择先进核电堆型、确立商用核电技术的主导发展方向和健全完善核电站安全管理法规体系具有一定的参考价值。本文分两部分,上期刊出第1部分,介绍ABWR、AP600、AP1000、EPR、System80+和CANDU堆型,本期为第2部分,介绍SWR1000、ESBWR、IRIS、PBMR和GT-MHR堆型。

数字化仪控系统EUR-URD需求分析对比探讨

核电厂发达国家用户代表联合各相关机构建立了先进轻水堆(ALWR)核电厂需求文件,其中,具有重要意义和代表性的是美国核电用户需求文件(URD)和欧洲核电用户需求文件(EUR)。尽管这些用户需求文件不能代替核安全当局核电厂的审批原则和有关程序,但由于这些用户需求文件既考虑了有关国家核安全当局对核电厂的审批原则和技术要求,又在更高层次上考虑了业主的要求,因此,实际上只要满足这些用户需求文件,基本可以获得执照许可证。基于此,通过对两个核电厂用户文件进行研究分析,梳理出其中三代核电仪控系统设计需求差异点,为三代数字化仪控系统设计提供重要参考。

核电厂先进建造技术经济性评估方法研究

采用现行核电工程的经济性评估方法对以模块化建造等技术为特征的先进建造技术经济性评估有一定局限性,因此亟需建立适用新技术应用的核电厂经济评估方法。借鉴国外核电工程的经济性评估方法,研究分析并建立先进建造技术的直接经济效果、间接经济效果、财务效益、全周期经济性评估方法,为业内先进建造技术全周期的经济性评估研究提供参考。

AC-600厂房布置

本文对 AC-600核电站反应堆厂房和核辅助厂房布置作了简要说明和讨论。

核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台

核电厂营运单位的应急响应能力是核电厂安全运营的重要保障。在核事故中,核电厂营运单位成功实施应急响应是缓解事故进程、控制事故后果,保护人类健康和环境安全的关键途径。因此,核电厂营运单位应急响应能力建设能否支持其成功应对核事故,已成为业界关注的重点。本文在核电厂营运单位应急响应能力评估方法的基础上,研发了核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台,用于辅助核电厂营运单位应急响应能力评估方法的推广应用。结合已经形成的应急响应能力评估准则,分析了应急响应能力评估方法运用中的需求、提出的软件功能共含有7项,包括用户管理、性能指标的计算与数据维护、检查发现的资料管理与评价结果呈现、内部管理流程、综合评价、电厂管理、评估准则和关注点管理,并介绍了功能的软件实现。

先进核电站技术综合评价系统的研究

根据先进核电站研发现状及发展趋势,研究了核电技术评价决策方法,建立了核电站技术评价指标体系,并在此基础上,开发界面清晰、直观,操作简便、灵活的先进核电站专家表决系统。采用现代系统评估理论的层次分析法确定了评价指标的权重,并应用模糊综合分析法定量评价了近期可能在中国建造的数种核电站技术,评价结果可为国家核电规划机构和业主决策层选择新建核电站提供技术参考。

核电站关键设备及构筑物老化机理与寿命预测技术研究

核电关键设备及构筑物的服役寿命预测是制约核电站安全评价及延寿论证的技术瓶颈。目前,国内核电关键材料老化机理研究不够深入、基础试验数据相对缺乏、多因素耦合寿命预测自主模型不足。针对以上问题,本文以反应堆压力容器、堆内构件紧固螺栓、一回路重要镍基合金部件及主管道、安全壳及堆坑混凝土等关键设备和重要构筑物为研究对象,探究部件材料高通量辐照损伤、辐照促进应力腐蚀、疲劳损伤等材料性能退化行为,揭示核电环境高温高压水—辐照—应力等多因素耦合条件下关键设备及构筑物服役老化机理及行为规律,以期建立核电关键部件寿命预测模型和分析程序。