非核级蓄电池柜安装方式对抗震性能影响研究

电气设备安装方式一般分为螺栓连接和焊接。为验证2种安装方式对电器设备抗震性能的影响,将2台完全一样的蓄电池柜用不同安装方式固定在振动台上进行抗震试验。试验结果表明:焊接机柜的加速度响应大于螺栓连接机柜的,共振频率较高,机柜位移较小,整体刚度较大,焊接部位出现较大的应力;螺栓连接机柜因力矩作用易出现底梁紧固失效,电池及机柜变形大、应力大的问题。为提高机柜的抗震性能,需采取必要的措施来减少机柜变形及蓄电池与机柜之间的碰撞。大质量、高重心的电池柜宜采用焊接方式安装,以减少几何变形对蓄电池柜抗震性能的影响。

某核电站核废物厂房通风系统设计特性与模拟研究

核废物厂房具有工艺房间种类多、辐射分区齐全、建筑体量大的特点,其通风系统功能多样、设计复杂、系统庞大。本文介绍了核废物厂房包含的各通风子系统,针对冷负荷强度较高的电气设备间进行了温度场和速度场模拟,提出了风口布置需注意的事项;研究了狭窄工艺隔间的流速场,验证了气流组织的合理性。给出了通风系统设计的优化方向,为后续工程设计提供参考。

M310机组模拟机DCS组态批量自动更新研究

为了实现对DCS组态下装的可控,将不可见的逻辑转化为可实现的设备真实反映,研发了一项能在模拟机上实现组态真实验证的方法。然而由于模拟机的特殊性,现场真实数据无法直接安装于模拟机,需要人为修改一层组态为模拟机所允许的匹配关系,这将耗费大量人力,因此提出一款适用于M310机型模拟机且可快速自动批量更改DCS一层脚本的软件设计思路,旨在提升DCS数据验证的可靠性,同时降低人为修改带来的偏差。

核电厂DCS系统功能验证工程模拟机研究

建立了核电厂分布式控制系统(DCS)功能验证工程模拟机系统。该系统采用RELAP5建立热工水力模型,利用MATLAB/Simulink建立电厂主要控制系统数学模型,利用MYSQL建立数据库,利用Visual Studio.NET开发了系统控制台;采用数据采集系统实现工程模拟机与现场DCS系统间的实时信号通讯,从而实现对DCS系统的功能验证。验证结果表明,系统能实现实时运行,并满足DCS系统硬件和逻辑功能测试的要求。

核电厂配电柜火灾中电缆绝缘失效概率分析

以核电厂配电柜火灾为例,采用FPRA方法分析了配电柜火灾中相邻区域电缆绝缘失效概率。引入消防队现场火灾处置影响因素,对消防队到场与扑灭时间的累积分布函数进行离散化处理,确定区域样本数据,建立了配电柜火灾电缆绝缘失效事件树。结合电缆绝缘失效预测模型计算得到各火灾场景条件下的电缆绝缘失效情况,得到配电柜火灾中电缆绝缘失效发生的概率。结果表明,对于案例场景当配电柜火灾HRRmax为750kW时,电缆不会发生绝缘失效;当配电柜火灾HRRmax为1 000kW时,电缆绝缘失效概率为12.6%。

浅析核电厂周围人口分布的现状

本文综合分析了全球核电厂半径30km和80km范围内的人口分布现状,并对我国大陆拟建核电厂与全球核电厂周围人口的分布进行了比较分析,结果表明:滨海核电厂周围陆域人口密度整体上高于内陆核电厂。其中,分布于人口数较低区间的核电厂(约占90%)中,滨海与内陆核电厂周围的人口相当;分布于人口数较高区间的核电厂(约占10%)中,滨海核电厂周围人口显著高于内陆核电厂。在厂址选择过程中,建议对核电厂周围人口给予足够的关注。

核电站安全级DCS机柜结构抗震分析及试验研究

对核电安全级数字化控制系统(SDCS)机柜结构进行详细设计,采用有限元分析中的响应谱分析法,对该设备的抗震特性进行校核。加工出设备样机进行抗震性能鉴定试验,对地震作用下机柜的结构响应特性与抗震性能进行分析。研究结果表明:该核电仪控机柜首阶模态频率为15.257 Hz,其主要振型为机柜框架整体沿横向的偏摆运动,机柜的自然频率远离地震幅值放大区,具有一定的安全裕度。响应谱分析结果表明:在机柜的首阶模态振型与配重区域共同作用下,机柜最大应力位于机柜右前立柱与底框的焊接区域,最大Mises应力为158 MPa,小于机柜材料的屈服极限,因此在地震作用下该型机柜具有较好的抗震能力。地震试验分析结果表明:地震台面的振动信号在逐渐传递至机柜的过程中经过一定程度的放大。在纵向方向上,机柜重心处的振动加速度幅值最大。在横向方向上,振动信号放大最为明显,振动幅值随着机柜高度逐渐变大,使得在机柜柜顶区域,地震信号放大效果最为显著。抑制机柜的横向运动是改善结构抗震性能的关键。设计的核电仪控系统抗震机柜顺利地通过核级设备抗震试验,所提出的设计、分析、试验和结果为核电仪控机柜的设计提供参考依据。

人的认知可靠性模型分类及实验研究

通过秦山核电站操纵员的模拟机实验,讨论了人的认知可靠性模型的参数和分类的确定方法,给出了模拟机实验操纵员响应时数据的处理分析方法,确认了响应时影响分类的主要因素是规范化拟合标准偏差,它是威布尔分布拟合的隐含参数。应用本文的数据处理和分类方法对秦山模拟机实验数据进行分析,取得了秦山操纵员认知可靠性的参数,将结果与美国IAEA实验结果进行比较,得到了基本一致的结论。

秦山核电厂气态流出物气溶胶粒径分布测量

对秦山核电基地烟囱流出物的粒径分布谱进行了实验测量,结果表明:气态流出物中的气溶胶粒径大多在1μm以下,但总粒子数浓度随机组类型不同而不同。测量结果为评估核电厂气态流出物监测系统采样的有效性提供了参考。

核电站电气柜地震易损性分析的一般方法概述与相关问题讨论

基于若干实际评估的经验,概述了核电站安全评估中对电气柜进行地震易损性分析的一般方法,包括获取分析的前提条件、对电气柜进行保守确定性分析以辨识其潜在失效模式、对最可能失效模式进行确定性分析以确定危险点、以及对各危险点进行不确定性失效分析以获得电气柜的地震易损度等。然后从评估经验的角度,介绍了评估分析中遇到的一些问题及其处理方法,包括对评估前提条件缺失的解决方法、对确定性和不确定性参数值的取定方法、以及对电气柜螺栓连接与焊接连接的比较。这些方法有助于评估分析人员更加容易地开展相关评估工作,并合理解决评估中可能出现的问题。

广西某核电站周边地区龙卷风调查与评价

龙卷风是核电站在选址和设计阶段需要考虑的最重要的极端气象参数之一。通过调查和收集广西某核电站周边300 km×300 km区域范围内1962-2012年的龙卷风资料,对龙卷风的时空分布、灾害特征、强度定级以及最大设计基准等级等进行了分析和评价。结果发现:龙卷风富士达风力等级集中出现在F0、F1级,最强龙卷风等级为F3级;主要分布在厂址附近和广东沿海一带,东北和西北部的内陆地区也时有发生;一年之中主要出现在春、夏两季,以4月最多;1 d之中白天比夜间多,傍晚18时段最多;推荐龙卷风设计基准等级为F3级,采用最大设计风速为75 m/s。

不同气象场对核电厂核素大气扩散的影响

核电厂事故时放射性核素大气扩散特征是核电厂环境影响评价中重点关注问题。目前核电厂环境影响评价中采用单一气象场驱动进行预测分析不足以真实反映放射性核素事故时大气扩散特征。以某核电厂厂址为研究对象,利用核事故短期大气弥散因子计算软件PAVAN(Potential Accident Consequence Assessments at Nuclear Power Plants)模拟不同气象场驱动情景下核电厂事故时放射性核素大气扩散特征,以确定气象场驱动差异对事故时放射性核素大气扩散的影响。结果表明:多年气象场驱动条件下非居住区边界和规划限制区边界的短期大气弥散因子年均值最大值分别为单一气象场驱动条件的1.05和1.04倍,均出现在S方位。不同情景下非居住区边界大气弥散因子年均值最大值在CASE2和CASE4情景下相同,但出现方位不同,分别出现在S和NE方位;CASE4情景下大气弥散因子年均值变异程度大于CASE2情景;非居住区边界30 d内CASE2、CASE3和CASE4情景下短期大气弥散因子的最大值分布范围依次为(6.01E-5~7.78E-5)、(5.72E-5~7.79E-5)和(6.29E-5~7.79E-5)s/m3。不同情景下规划限制区边界大气弥散因子最大值从大到小依次为CASE2>CASE4>CASE1>CASE3,依次出现在S、NE、S、NE方位;规划限制区边界30 d内CASE2、CASE3和CASE4情景下短期大气弥散因子的最大值分布范围依次为(1.17E-5~1.95E-5)、(1.09E-5~1.98E-5)和(1.24E-5~1.98E-5)s/m3。

核电站地震易损性分析方法的研究进展

地震概率风险评估是核电站地震安全评估方法之一,其中地震易损性分析是地震风险评估方法中的重要一步。本文针对核电站地震易损性分析方法研究进展进行了全面综述:首先介绍了三种核电站地震易损性分布模型,叙述了地震易损性由于数据来源不同而形成的多种分析方法:解析易损性分析、设计易损性分析、试验易损性分析、经验易损性分析、专家判断易损性分析和混合易损性分析,然后列表总结了美国三种核电站易损性分析方法:Zion法、SSMRP法和BNL法,并对基于保守确定性失效裕度分析的混合易损性分析方法进行了简要介绍,最后对全文进行了总结和评述。

核电厂操纵员可靠性理论模型与实验研究

采用核电厂模拟器作为研究平台,以人的认知可靠性模型为参考,运用两参数威布尔分布对原有理论模型进行改造,建立了中国核电厂操纵员可靠性研究理论模型。应用该模型对核电厂操纵员可靠性进行研究,并与国外同类研究成果进行了比较。

核电站仪控系统数字化改造方案分析

针对在役核电站仪控系统数字化改造这一问题,首先分析了改造所要实现的目标,然后阐述了目前DCS和FCS两种改造方案,接着从备件、老化、系统性能、系统功能、系统安全可靠性、运行管理、经济性、改造实施、成熟供货商等多个方面进行分析和比较,最后认为后者有着诸多显著的优越性,应该尽快发展核电站FCS仪控系统。

我国滨海核电站防护工程设计标准研究

面对全球极端气候频发的趋势,国内外核电站海岸防护工程普遍采用"可能最大台风暴潮"、"设计基准洪水"等具有含混性的规定作为确定防灾设计标准的依据,其内涵的各种不确定性因素必然会对防灾决策带来重大的致灾隐患。按照国务院核电站安全规划(2011-2020)提出的"必须按照全球最高安全要求",全面开展滨海核电站防护工程设计标准研究己势在必行。使用多维复合极值分布理论及双层嵌套多目标联合概率模式,将核电站水文与气象的研究标准合二为一,对IAEA及我国滨海核电站防护工程设计标准进行了风险评估,供有关部门参考。

凝结水精处理DN3600柱形高速混床进水配水装置优化

压水堆核电站二回路凝结水精处理系统处理水量庞大、出水水质要求高。为此,采用Fluent软件对DN3600柱形高速混床的多种进水装置布水均匀性进行数值模拟,提出了将一次向上弯挡板+填料的进水装置应用于DN3600柱形高速混床,并在1∶1样机上进行模拟试验。结果表明,在最大设计流量下,设备运行压降低、配水均匀、树脂层平稳、无扰动,解决了大直径凝结水精处理高速混床配水均匀性差的难题。

湖北大畈核电站周边飑线时空分布与灾害特征

湖北通山大畈核电站是我国政府批准兴建的第一个内陆地区核电站,为了保障核电站的绝对安全性,在选址和设计阶段对飑线出现的一些基本气候特征和设计参数进行科学评估尤其重要。通过气象站记录、灾害大典、气候影响评价等多条途径,收集了湖北通山核电站周边80 km×80 km区域1956—2000年间的飑线资料,并据此对其时空分布和灾害特征进行了分析,同时与龙卷风对应特征进行了比较。结果表明:(1)飑线发生频次的年代、季(月)、一日内差异明显,且主要集中在对流强盛的时期(段),这些特征与龙卷风基本一致;飑线平均持续时间为95 min,远比龙卷风的17 min长。(2)飑线局地性很强,其中站址东北部和南部50 km以外的地区最多,而站址中心区的通山及邻近的崇阳没有出现,这种特征与地理位置、地形以及系统移动路径有关。(3)飑线的移动方向以自西向东为主,即主要集中在NNW—SSW等7个方位,尤其是WNW、W、WSW等3个方位最多。(4)除风灾外,飑线出现时常伴有强烈的雷电、暴雨和冰雹天气,使灾害加重。(5)与龙卷风相比,飑线风力略小,所以设计风速取12级应当比较恰当。

福清核电厂5^(#)、6^(#)机组反应堆保护系统的设计

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研究对象,通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论,提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容,并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明,系统总体拒动率不高于5.0×10^(-7)/指令,达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。

核电厂操纵员认知可靠性研究模型的选择与实验

本文采用核电厂模拟器作为研究平台 ,利用国际上流行的人的认知可靠性模型作为参考 ,运用两参数威布尔分布对三参数威布尔分布进行改造 ,建立了具有特色的中国核电厂操纵员可靠性研究理论模型 ,并应用该模型对核电厂操纵员可靠性进行了深入研究 ,与国外同类研究成果进行了比较 ,得到了一致的结果 ,该研究的进行可对核电厂的安全运行起到有益作用。