Variants of Nuclear Power Plants of Small and Medium Power with Heavy Liquid-Metal Coolants

New design solutions have been proposed for a BRS-GPG type reactor circuit, which are different from transport and stationary low and medium-powered reactor installations cooled with heavy liquid-metal coolants, and which correspond to the evolutionary development of such installations. While developing these solutions, the available experience in creating and operating Soviet pilot and commercial power plants cooled with lead-bismuth coolants was used, including investigations, primarily experimental ones, carried out by team of authors in justification of a capacity range (50 - 250 MW) of low and medium-powered reactor plants with horizontal steam generators (BRS- GPG) proposed and elaborated at the NNSTU.

基于超声TOFD技术的管道焊缝在役检查方案研究

为增强“华龙一号”核电机组主蒸汽管道焊缝在役阶段缺陷定量的准确性,利用便携式自动超声TOFD检测系统对52mm厚低合金钢产品环焊缝开展检测试验,结果表明,超声TOFD技术可以较好地适用于厚壁焊接结构的检测,具有较高的检测灵敏度。基于对超声TOFD技术近表面盲区问题的分析讨论,提出了采用超声TOFD技术与常规脉冲反射技术相结合的方案对“华龙一号”核电厂主蒸汽管道焊缝进行自动化超声检查,以满足焊缝缺陷精确定量和结构完整性评价需要。

核电厂便携式低放废水在线监测设备关键技术探讨

结合核电厂的实际情况和需求,梳理了低放废水的特点,明确了其对便携式在线监测设备的技术要求,其中最关键是能同时满足低探测下限(MDAC≤8 Bq/L)和便携性(设备总重≤50 kg)的限制。讨论了测量方式、探测器选型和校准方式等在线监测设备的关键技术,对低放废水进行了放射性在线监测,测量方式选择取样式,探测器选择大体积NaI晶体,校准方式选择代表点法。调研了低放废水在线监测设备的研究现状,现有的在线监测设备重量都在200 kg以上,与核电厂的要求之间存在较大的差距,有必要开展同时具备低探测下限和优异便携性的新型在线监测设备的研制。对新型探测器的应用、结构和新型测量方式的发展这三个研究方向给出了建议。最后,从提高探测效率的角度,提出了一种基于环形NaI晶体的新型探测器结构,初步论证了其探测下限和设备总重指标有望满足核电厂的要求。

基于数据驱动的核电站主给水泵故障预测研究

目前,核电站设备传感器每天都会产生大量的监测数据,但这些数据的利用程度较低,对于利用监测数据进行核电站重要设备的故障预测研究还处于探索阶段。针对这种情况,本文以核电站主给水泵作为研究对象,将表征主给水泵运行状态的各类监测数据进行预处理和降维,进而通过多个选定的机器学习模型预测设备在未来是否会发生故障。通过对预测模型的效果评估发现,长短时记忆网络模型(LSTM模型)具有较好的预测精度。当模型预测结果超过阈值时发出预警信息,提醒核电站运维人员加强关注,及时采取故障诊断和维修措施,以有效防止因设备的突然故障停运造成较为严重的后果,保证核电站的安全和经济运行。

核电全厂通信系统设备采购管理浅析

核电站全厂通信系统具有种类繁多、数量多、覆盖全厂等特点。目前,通信设备采购在设计、采购、安装单位管理3个方面均存在较多问题,此类问题制约工程进展。针对上述问题,论文从设计、采购、安装管理3个方面提出了工作对策,旨在提高采购工作效率,保证设备按时到货,保障现场安装进度。

土耳其Mw7.8地震工业厂房及设施震害调查与分析

2023年2月6日,土耳其卡赫拉曼马拉什省在短时间内相继发生Mw7.8和Mw7.5地震。与以往地震相比,此次地震具有强度高、双主震的特点,造成了严重的灾害。地震发生后,通过资料收集、对地震中受损的工业厂房及设施进行现场震害调查,探讨了本次地震的地震动特征,比较了土耳其典型强震台站记录到的地震动加速度响应谱与我国规范谱的差异;总结了该地区典型工业厂房及设施的震害特征,并对其破坏原因进行了分析;选取土耳其典型强震台站记录到的地震波,对某核电厂耦合体系进行了单向地震作用计算,探讨了核电厂耦合体系在强震作用下的响应特征。现场调查结果表明:此次土耳其地震的强度远超我国规范的最高标准,且竖向地震动强度显著;一系列高强度地震造成灾区工业厂房及设施受损严重,厂房主体结构发生了严重的倒塌破坏,厂房中的非结构构件和生产设备也遭到了较为严重的破坏,其中非结构构件的破坏以墙体倒塌和吊顶掉落为主。核电厂房耦合体系计算结果表明,在土耳其强震作用下,核电厂内蒸汽发生器的响应大于其抗震能力中值,主管道应力响应大于其允许应力值。调查证明,工业厂房及设施的抗震薄弱环节在于厂房内部设施和设备,完善工业厂房及设施的抗震措施,提升工业设备的抗震能力,是提高工业厂房及设施抗震韧性的有效举措。

核电厂高压蒸汽管道焊缝切割装置的研制

为了修复某核电厂GPV高压缸排汽管膨胀节导流筒焊缝因热处理不当导致的开裂,研发了一款焊缝切割装置,用于将开裂的焊缝切除并加工坡口以进行下一步的自动焊接修复。首先利用SolidWorks对焊缝切割设备进行了机械设计并三维建模,对驱动电机进行了选型计算,设计了控制系统架构,随后制作了设备样机和膨胀节导流筒模拟体,最后在试验室利用模拟体对设备样机的性能进行了连续切削试验,验证了该装备能够高效完成膨胀节导流筒开裂焊缝的切除和坡口加工,且坡口加工质量优良,装置性能稳定。

基于相变蓄冷的核电厂主控室非能动冷却系统

为提高现有核电厂主控室紧急可居留系统的蓄冷能力及热舒适性水平,提出了基于定形相变蓄冷材料的核电厂主控室非能动冷却系统。基于主控室热负荷分布情况,该冷却系统在主控室顶板与吊顶之间、内墙面、地板底面及循环风道内,针对性地布置相应的含有定形相变材料的非能动冷却装置,进而实现事故工况下对主控室温度的精确控制。该非能动冷却系统无需引入额外冷源和管道,可靠性强,同时不破坏主体结构,且可灵活布置,解决了现有主控室非能动热阱时间余量小、热舒适性差的问题。

基于风险指引型设备分级的核电厂电动阀预防性维修周期替代技术的研究

本文基于风险指引型设备分级的要求,确定了核电厂电动阀预防性维修替代技术的具体方法和流程,用于保证核电厂安全经济运行并提高电动阀可靠性。

核动力厂火灾自动报警系统设备鉴定研究

对核动力厂火灾自动报警系统设备鉴定进行介绍,对设备鉴定适用的标准体系进行分析。首先从主体标准、配套标准、通用标准3个层次对设备鉴定适用标准进行分析。后续基于核动力厂火灾自动报警系统设计及设备设计的特殊性,整合不同堆型电厂需求并进行融合,同时结合实际的核动力厂工程经验和研究成果,提出核动力厂火灾自动报警系统设备鉴定要求。主要包括一般性能鉴定要求、特殊鉴定要求及非标设备鉴定要求。在一般性能鉴定试验通过后,进行特殊鉴定试验,在特殊鉴定试验后进行抗震鉴定、耐压试验等偏重机械安装结构的鉴定试验以及软件鉴定试验,最后开展火灾自动报警系统非标设备鉴定试验。通过实现鉴定程序和准则的标准化,提升我国核动力火灾自动报警系统设备的成熟性和先进性,从而提高核动力厂整体防火安全性。

某核电工程SBO柴油发电机组设备鉴定方案研究

全厂断电(Station Block Out,SBO)柴油发电机组在全厂断电事故工况下,除作为水压试验泵的电源外,还为主控室和重要机柜间通风系统、安全壳环形空间通风系统、主泵相关电动阀门及非能动专用电源系统供电,保证控制室某些指示仪正常工作,并使单元机组运行必需的控制器可用,是核电厂的最后一道安全电源防线,其重要性不言而喻。为了确保设备的可靠性,某核电工程SBO柴油发电机组的安全分级为F-SC3(安全重要的非安全设备),且电气设备需要满足K3类鉴定要求。基于此,对某核电工程SBO柴油发电机组的鉴定要求和项目实施方案进行研究。

核电厂主管道窄间隙焊缝射线检验疑似线性缺陷分析

为探究核电厂主管道窄间隙焊缝射线检验出现的疑似线性缺陷的产生机理,采用扫描电镜、原子探针等方法分析了存在疑似线性缺陷的焊缝微观组织与显微硬度,讨论了显微组织中的微细孔隙形成原因,并采用孔隙率表征了微细孔隙分布。研究表明,疑似线性缺陷不是真正的焊接缺陷,存在疑似线性缺陷的焊缝组织均由奥氏体与δ铁素体构成,不同区域的δ铁素体含量基本相同,存在疑似线性缺陷的焊缝的孔隙率为0.06%,高于无疑似线性缺陷区域的0.03%。显微组织中微细孔隙率的差异是导致疑似线性缺陷产生的主要原因,但孔隙率的差异不影响焊缝的显微硬度分布。该研究为类似射线检验出现的疑似线性缺陷提供了评判新思路。

核电厂小型柴油发电机启动马达故障原因分析及其处理措施

通过对TAD734GE型柴油机仪控设备故障、电气设备故障及机械设备故障三方面进行分析,对可能的数十种原因分析进行逐一排除和论证,同时对旧的启动马达进行模拟验证试验和内部部件拆解做根本原因分析,最终确定了柴油机收到启动信号后未转动原因为启动马达组件故障(包含电磁继电器开关故障、启动马达电缆接触不良或开路、启动马达电气部件故障)和马达设计的问题。本次故障消除的处理措施是更换启动马达组件,后续增加启动马达定期维护预防性检查大纲、讨论优化启动方式等任务,避免类似情况再次发生。同时供其他有同类型主设备的核电站作经验反馈参考。

基于机器视觉的核电厂巡检机器人冷却设备水迹检测方法

随着电力需求日益增长,电力设备不断增加。为确保这些设备稳定运行,越来越多的巡检点位由巡检机器人完成巡检。在巡检过程中,冷却设备的冷凝水现象以及设备漏水问题时有发生。这些问题不仅会破坏现场环境,还可能给电力设备带来安全隐患,进而影响整个电力系统的稳定运行。因此,准确、高效地检测和处理这些滴水漏水现象,对于保障电力设备稳定运行具有重要意义。基于此,深入分析电力设备的滴水漏水现象,并提出基于机器视觉的核电厂巡检机器人冷却设备水迹检测方法。

核电厂主给水泵仪表可靠性提升措施

为进一步提升核电厂主给水泵仪表的运行可靠性,以某核电厂为例,指出主给水泵仪表的运行缺陷,包括异常波动、密封失效、元件老化、计量偏差、备用故障报警逻辑问题,详细阐述了可靠性提升措施,并对提升效果及未来改进方向进行了总结。

AP1000核电厂基于精细化理念的设备鉴定管控体系构建与实施

针对AP1000核电厂运行期间设备鉴定有效维持工作的规范化与精细化问题,结合三门核电厂设备鉴定管控工作实践,分析了AP1000核电厂机组运行阶段设备鉴定维持管控现状,阐述了AP1000核电厂设备鉴定精细化管控体系构建及实施。通过系统构建了包括设备鉴定大纲管理、清单管控、业务程序管控、多专业协同保障等要素在内的“1+2+3”精细化管控体系,并实施鉴定设备分类管控策略、建立延寿评估流程、构建运行限制监督机制等措施,规范实施AP1000核电厂设备鉴定精细化管理。该体系的实践取得了显著的经济效益和社会效益,为核电企业开展设备鉴定有效维持精细化管控积累了经验。研究成果对于推动核电设备鉴定管控工作规范化具有重要意义,为核电事业的高质量发展提供了有力支撑。

方家山核电厂主控室火灾PSA情景分析

核电厂防火一直都是核电厂必须考虑的关键性安全问题。主控室作为机组正常控制的中心,集中了操纵员所需的监控设备,一旦发生火灾,机组的安全将受到严重威胁。由于主控室的安全重要性,以及主控室里面有大量的点火源和可燃物,因此,主控室火灾风险分析是火灾PSA中不可或缺的重要部分。本文主要从火灾PSA的角度,对功率工况下方家山核电厂主控室火灾开展情景分析,定量计算主控室火灾导致的堆芯损伤频率,找出薄弱环节,给出风险见解。

热预应变对反应堆压力容器材料断裂行为影响研究

压水堆核电站反应堆压力容器(RPV)辐照脆化问题是制约其长期安全服役的主要因素,现有的美国ASME和法国RCC-M规范尚未充分考虑RPV用钢(铁素体材料)的热预应力(WPS)对断裂评价的有益影响。针对某RPV材料(16 MND 5),采用标准CT试样进行室温加载(L)、保持载荷降低测试温度(C),最后加载直至断裂(F)的测试方案(LCF的测试过程)。试验结果表明,在LCF的最后低温断裂阶段,RPV材料实际断裂韧度为基于RCC-M规范预测结果的两倍左右,也明显高于主曲线预测的断裂失效概率为95%对应的材料断裂韧度。因此,在RPV寿期末的脆性断裂评价中,考虑WPS效应会显著提高其安全性能评估裕量。

海洋核动力装备国内外发展现况与前景展望

海洋核动力装备是解决深远海资源开发中持久动力能源供给、海洋领域“碳减排”等问题的重要支撑。我国作为核电大国、海洋大国,虽然在核工业和海洋装备产业领域具有较好的优势基础,但在民用海洋核动力装备领域尚未实现“从零到一”的突破。本文基于对国内外海洋核动力装备发展实践研究,总结了海洋核动力装备的优势特性和技术策源,分析了未来海洋核动力装备发展的应用场景和主要趋势,厘清了我国发展海洋核动力装备的战略需求与问题,并提出了相关发展建议。研究认为海洋核动力装备总体呈现由军用向民用拓展、由陆地向海洋拓展的发展趋势,技术策源以紧凑型和一体化压水堆为主,装备类型近期将聚焦于海上浮动核电站和核动力破冰船。研究建议,通过顶层规划明确我国海洋核动力装备发展的重点应用场景,通过建立示范工程形成与发展需求相匹配的法规标准和监管制度等措施,突破海洋堆系统建造和核动力平台总装建造等方面的关键技术,推动海洋核动力装备高质量发展。