一、二级概率安全评价技术研究及其在300MW核电厂二期工程设计中的应用

通过引进及自行研制,建立了一、二、三级概率安全评价(PSA)分析程序;结合300MW核电厂二期工程(C-2)设计,对一、二级PSA技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率(LERF)的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。建造了C-2一、二级PSA模型,通过在C-2设计过程中基于PSA的发现进行了一些重要设计改进,如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进;化容系统的往复式上充泵的设计改进;重要厂用水系统的设计改进等,得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率(CDF)为7.25×10-6/堆年,LERF定量化结果为3.24×10-7/堆年。

基于IDM的建筑工程设计阶段流程图描述方法研究

IDM(Information Delivery Manual)是将IFC标准应用到特定阶段、特定目的 BIM的关键。国外对IDM的研究涉及结构设计、能量分析、设备运维和基建工程等多个方面,而国内却少有相关文章。该文旨在规范化建筑工程设计流程,细化IDM标准。结合建筑设计企业的实际设计过程,利用BPMN(Business Process Modeling Notation)方法,详细描述基于IDM的建筑工程设计阶段建筑专业的流程图,对其他专业设计流程有借鉴意义,为IDM标准的顺利实施奠定基础。

核电文件单套制归档业务流程和关键技术研究

在国家推广支持单套制归档的大背景下,核电行业结合文档数字化转型的契机,也在积极探索单套制归档的有效途径和技术方案。核电项目具有建设周期长、参建单位多、文档类型多、数量大的特点,采用传统的双套制归档容易出现纸质原件遗失、归档质量参差不齐、管理成本投入大等问题。上海核工程研究设计院从提升核电项目文件归档质量和效率的角度出发,积极探索单套制归档模式,将归档业务流程拆分为产生、整理以及归档三个阶段进行业务重塑,同时引入电子签名、电子印章、数字摘要、四性检测、智能组卷、区块链等技术,从本质上解决双套制归档面临的诸多问题,为企业和社会创造绿色价值。

百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究

通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作性能及其极限承载能力,并与1:10的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得一致的结论:先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥2.5倍设计内压的合格标准。从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性。

RTDP方法在大型先进压水堆热工设计中的应用初步研究

偏离泡核沸腾(DNB)设计基准是反应堆热工水力设计中的重要基准之一,为评价该设计基准是否满足热工水力设计要求,首先需确定堆芯偏离泡核沸腾比(DNBR)设计限值。本工作详细论述了使用统计学方法确定运行参数及核设计参数等不确定性的RTDP原理,并应用该方法和堆芯子通道分析程序对大型先进压水堆DNBR设计限值及含汽率限值进行计算并给出结论,为DNBR设计基准的验证提供了关键判据。

压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计

在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX(钚铀混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明:1)装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2)UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。

三维设计和协同设计平台在核电设计院的应用

结合上海核工程研究设计院(SNERDI)三维设计和协同设计平台的建立、推广和应用经验,阐述了以传统设计方法为主流的核电设计院应如何完整、有序、可控地建立满足核电工程设计需求和核电质量保证要求的协同设计平台的方法。

无铍钍基熔盐堆堆芯设计与安全研究

为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超速及降速、丧失热阱等典型瞬态的计算,分析了各种工况下堆芯功率与温度的变化情况。结果表明,在各种运行瞬态及事故情况下,新型的TMSR设计具有良好的安全特性。

钢筋锚固板在核电工程中的应用研究

钢筋锚固板为锚固板与钢筋构成的组件。基于ANSYS探讨了钢筋锚固板的受力机理;对比了中美规范对带钢筋锚固板锚固长度的相关规定,推导出了锚固长度建议公式;统计某核电厂核岛辅助厂房与屏蔽厂房拉筋材料用量,研究了采用钢筋锚固板替代普通弯钩的经济性及可行性。研究表明:在工程结构中采用钢筋锚固板代替弯钩完全可行,且具有良好的安全性和经济性,可在工程建设中推广应用。

核电厂人因工程运行经验评审研究

本文论述了人因工程(HFE)在核电厂设计,尤其在人机接口设计中的重要性；简要介绍了核电厂人因工程的范围和内容。本文的重点是核电厂人因工程运行经验评审的意义和作用,以及运行经验评审的范围、内容和具体实施过程。文章总结了运行经验评审的范围；分析了运行经验评审的具体内容,并举例予以说明；归纳了运行经验评审一般的实施过程。最后,简单介绍了目前国内运行经验评审的形势。

百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究

通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作性能及其极限承载能力,并与1:10的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得一致的结论:先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥2.5倍设计内压的合格标准。从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性。

核电站棒电源机组设计研究

根据核电厂棒电源机组的功能要求,设计棒电源机组结构,研究分析棒电源机组设备容量选择和计算基本方法,并根据电厂运行要求和电气设计要求给出棒电源机组的保护、控制设计要求。

RG 1.183修订对核电厂设计基准事故(DBA)放射性后果分析的影响研究

RG 1.183(核电厂设计基准事故(DBA)放射性后果评估所用源项分析导则)规定了核电厂DBA放射性后果分析过程中应遵循的设计原则、假设条件和验收准则等重要内容。自2000年首次出版RG1.183(0版)以后,美国核管会(NRC)仍致力于导则技术内容的研究,在导则完善方面开展了大量工作。2009年,基于上述研究成果,NRC起草了RG 1.183的修订稿(DG-1199),随后根据业界反馈意见对DG-1199进行了修订并拟在此基础上对原有的RG 1.183进行升版。考虑到RG 1.183对DBA放射性后果分析的深远影响,本文以AP1000核电厂作为参考电厂,对RG 1.183(修订版)中更新的内容开展了合理性评估以及影响分析,从而排除该导则的更新对目前的DBA放射性后果分析造成的影响和冲击的可能性。

广义非能动流体控制单元的设计及试验研究

针对广义非能动流体控制单元(GPFC)在核电厂大容量非能动安全壳冷却系统的设计和试验进行研究,结果表明,GPFC运行可靠,可实现冷却水喷淋流量的精确非能动控制。

核电厂地震自动停堆系统设计研究

日本福岛事故后,地震条件下核电厂的安全性引起了更广泛的关注。我国及其他一些国家在总结福岛经验教训的基础上,建议增设地震自动停堆系统(ASTS),以降低地震引起核事故的风险。由于我国尚无相关法规标准,为ASTS改进措施的实施带来了一定的困难。为此,本文对国际上已有ASTS设计进行了分析,并结合国际原子能机构相关要求,对我国ASTS设计需考虑的若干关键问题进行了研究,以期为我国核电厂ASTS系统的设计、制造和监管提供参考。

重水堆生产放射性同位素^(60)Co堆芯物理设计研究

放射性同位素^(60)Co是一种性能很好的γ放射源,在工业和医疗方面有广泛的用途。上海核工程研究设计院针对秦山第三核电厂CANDU-6型重水堆调节棒组件进行变更设计,用^(59)Co替换不锈钢经堆内辐照后生产^(60)Co。本文介绍了重水堆生产放射性同位素^(60)Co堆芯物理设计方法和程序系统,并利用电厂实测数据(调节棒组反应性价值和^(60)Co出堆活度)验证本文所建立的堆芯物理设计方法和程序系统是正确和有效的。

用于核电厂抗撞击设计的某型号大型宽体商用飞机有限元模型及其荷载特性研究

在CAP1400核电厂抗飞机撞击分析研究中，根据上海核工程研究设计院开展的前期工作、特别是荷栽调研的结果，决定采用撞击速度为156m／s的某型号大型宽体商用飞机作为输入荷载。并采用LS—DYNA显式有限元分析软件进行模拟。本文研究了飞机模型的建立方法并分析了模型的荷载特性。

小型一体化压水堆主设备设计比较研究

归纳了世界主要一体化压水堆的主设备设计特征,对各种堆型的整体结构以及蒸汽发生器、主泵布置、控制棒驱动机构、稳压器等主设备的设计特征进行了阐述。通过比较分析各种方案的技术差异及潜在问题,为新型一体化压水堆主设备的研发设计提供指导。

非能动安全壳用无机锌与耐辐照环氧涂层的设计及影响因素研究

安全壳用涂层在非能动核电站中起着重要的作用，涂层的失效会影响安全相关系统、设备、构筑物的安全功能以及事故后流体系统的正常运行，进而削弱安全停堆。本文基于非能动安全壳用涂层的核级功能要求，重点研究了无机富锌和耐辐照环氧涂料的设计对涂层性能的影响．主要包括无机富锌底漆的锌粉含量、成膜物质、涂层厚度等对涂层性能的影响和环氧耐辐照面漆的基料选择、颜填料和固化剂等对涂层性能最优化过程的研究与分析，为涂层的国产化提供了理论依据和指导。

钢板混凝土模块平面外抗弯设计研究

文中针对目前核电厂钢板混凝土结构的设计规范,以国内外钢板混凝土结构试验为基础,对比分析了几种钢板混凝土受弯承载力计算模型,对我国核电厂钢板混凝土结构设计的实际操作提出了建议。指出ACI349规范在目前的钢板混凝土结构平面外抗弯承载力设计中具有一定的保守性。