美国内陆核电厂环境特征

对美国内陆核电厂的环境特征进行了调研。调研结果表明：每个厂址最多建造3台机组,密西西比河流域一共分布20个厂址、31台机组;部分电厂近距离处涉及到生态环境保护区。在水源条件方面,多个电力公司专门筑坝截流为核电厂提供冷却水源,水资源较少的河流也建有滨河核电厂;内陆核电厂址多处于温和气候带,有些厂址尽管年平均相对湿度较大,但是年平均风速较大、年静风频率较小;厂址周围的人口密度小。     

核电厂选址放射性后果分析的几个问题

厂址安全、环境保护和应急准备是评价核电厂厂址适宜性主要关注的3个方面.本文概述了核电厂选址法规的基本要求,以及目前核电厂选址放射性后果分析中存在的问题,对选址阶段放射性后果审查中应当注意的几个问题进行了讨论.     

与环境相关的水文条件在核电厂厂址比选中的考虑

参照国内外核电厂厂址选择的相关法规和标准的要求,从洪水、取水、排水和地下水等与环境相关的水文条件中选取相关的特征参数,并分别从厂址安全、建造投资、环境辐射影响等角度进行了优劣比较。厂址洪水条件主要考虑了核电厂厂坪标高和厂址设计基准洪水水位的差值;取水条件主要考虑了岸滩稳定性、水深条件、水量、输水干线长度、水体平均含沙量和水资源分配等指标;排水条件主要考虑了水弥散特征和受纳水体的规模;地下水条件主要考虑水文地质单元独立性和地下水开发利用程度。     

新建核电厂重要安全要求探讨

针对新建核电厂几个重要安全要求和安全改进方向进行分析,在安全目标实现、厂址安全评价、内外部事件设防、严重事故预防和缓解,以及堆芯、安全壳和仪表控制系统的设计及工程技术优化等方面提出技术观点,为我国新建核电厂的设计、建造及安全改进提供参考。     

台山核电厂EPR核电机组烟羽应急计划区评估

采用事故后果分析程序(MACCS2)对台山核电厂欧洲压水堆(EPR)机组应急计划区范围进行评估。气象数据采用厂址气象塔2007年9月至2008年8月逐时气象数据,源项和释放特征等数据采用二级概率安全分析(PSA)研究成果。对台山核电厂应急计划进行评估的结果表明,台山核电厂应急计划区半径应小于0.5 km,这与EPR的设计目标是一致。但根据国家法律法规要求,结合厂址特征,推荐台山核电厂应急计划区内区半径为4 km,外区半径为7 km。     

国内核电厂厂址资源开发、保护和利用问题研究

介绍了核电厂厂址资源成立的条件和程序,阐述了核电厂厂址资源的属性,并分析了目前核电厂厂址资源的开发模式,进而提出了核电厂厂址资源的保护、利用和转让规范管理的建议,希望能为核电厂厂址资源开发管理提供一个适应当前国内形势的参考。     

城镇化对我国核电厂厂址选择的影响研究

本文引入我国城镇化发展指标,并给出城镇化指标在我国核电厂厂址选择中的应用方法,提出城镇化发展指标的应用要求,特别是人口集中系数。本文推导出不同区域的人口数、不同区域划分方法条件下人口集中系数的要求,为核电厂选址过程中人口分布分析提供参考。本文还结合江苏省某地区的核电厂厂址普选工作实例,证实了城镇化指标在分析城镇化对厂址选择影响时的可行性。     

核电厂放射性流出物监督性监测工作的一些探讨

简要概述了国内核电厂放射性流出物现行有效的法规、标准和要求,结合我省多年来对核电厂环境监测的实际经验,分析了环境保护主管部门监督性监测工作中存在的问题,并提出尽快制订放射性流出物监督性监测技术导则和流出物浓度排放标准,建设放射性流出物监测实验室、海水连续监测系统等建议,进而规范核电厂放射性流出物监督性监测工作,为政府监督和环境管理提供技术支持,保障核电厂厂址周边环境和公众安全。     

开发性核电厂厂址保护工作探索与初步实践

核电厂厂址是保障安全高效发展核电国家战略实现的必备稀缺资源,核电项目开发周期长,随着社会经济快速发展,核电厂厂址易在较长的项目前期工作中遭到破坏或挪作他用,核电厂厂址保护工作显得越来越重要。以禁止限制为主要手段的保护措施已经面临挑战,需要在总结传统厂址保护工作基础上结合项目前期工作新形势进行开发性厂址保护的探索与实践。     

关于核电厂厂址安全工作的若干问题讨论

从《核电厂厂址选择安全规定》和安全导则所规定的基本要求出发,探讨了实际工作中提出的有关厂址安全的内涵、工作程序、内容及应注意的事项等方面的问题;涉及到对“安全规定”和安全导则的理解与执行问题。     

Assessment the safety performance of nuclear power plants using Global Safety Index (GSI)

The safety performance of the nuclear power plant is a very important factor enhancing the nuclear energy option. It is vague to evaluate the nuclear power plant performance but it can be measured through measuring the safety performance of the plant.In this work, the safety of nuclear power plants is assessed by developing a “Global Safety Index” (GSI).The GSI is developed by introducing three indicators: probability of accident occurrence, performance of safety system in case of an accident occurrence (during an accident), and the consequences of the accident.The GSI is developed by tracking the performance of the safety system during a design basis accident such as loss of coolant accident (LOCA). This is done by using the PCTran simulation code in simulation a PWR LOCA and introducing four indicators: the sensation time, the response time, and the recovery time together with Core Damage Frequency (CDF). Then Fuzzy Inference System is used for obtaining the GSI.The GSI is also evaluated for the advanced types for nuclear power plants, such as AP1000, and a comparison is made between the GSI evaluated for both conventional and advanced types.     

基于时间常数的核电厂主循环泵惰转模型开发与验证

在核电厂初步设计阶段，针对反应堆进行的工况设计和安全分析均需要泵的惰转模型提供输入。现有泵的惰转模型几乎都需要已知泵的设计参数和管路系统阻力特性，但在电厂初步设计阶段，泵的详细结构设计尚未开展，管路阻力特性也难以获取。针对上述问题，提出了两种基于时间常数的主泵惰转特性曲线计算模型，并采用核电厂主循环泵的惰转试验数据进行了对比验证。分析结果表明，模型A在高转速时与试验值吻合较好，低转速时偏差较大，而模型B在整个惰转过程中与试验值均较接近，可用于核电厂的工况设计和安全分析。     

技术型物项管理在核电厂建造期间的应用

通过描述核电厂建造期间安装物项特点,阐述技术型物项管理模式的形成,并结合技术型物项管理模式在田湾核电站建设期间的运作和效应,展现技术型物项管理的优势,为核电厂建造期间进行安装物项管理提供借鉴与参考。     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及“华龙一号”堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上，从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展４个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗（MC）方法的要求。MC方法在“华龙一号”辐射屏蔽优化设计的应用实践表明，基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后，可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用，显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。      

秦山核电厂燃料管理策略改进的研究和实施

堆芯燃料管理是涉及核电厂安全性和经济性的重要管理工作,也是核电厂运行期间最具灵活性的管理工作。在保证堆芯燃料安全运行目标的同时,合理确定堆芯燃料管理策略和换料技术路线,可以提高燃料的利用率,降低燃料循环成本,实现较好的核电厂经济性指标。秦山核电公司基于自身的燃料管理特点,从第四燃料循环起,通过燃料管理策略改进的可行性分析、分阶段实施燃料组件加深燃耗的随堆考验和性能跟踪评价等研究。逐步将国产化燃料的批平均卸料铀燃耗从设计之初的25 GWd/t提高到34 GWd/t,取得了国产化核电机组反应堆运行的安全性与经济性双重效益。     

关于核电厂可靠性保证大纲的核安全审查探讨

核电厂可靠性保证大纲对于提升设备的可靠性、可用率、可维修性和经济性具有重要作用。在设计阶段，对于风险重要的SSCs进行分析、归类，确定合理可行的可靠性参数指标，并在每一个阶段制定严格的质量控制措施，整体SSCs的累积可靠性会大幅提高，从而电厂的安全性和经济性会不断改善。通过分析当前国内外的可靠性法规要求，结合最新的研究成果和技术见解，整理提出了设计可靠性保证大纲的构成要素，并就大纲的审查问题进行了分析探讨，提出了一些建议措施供监管部门和设计单位参考。      

核安全条件下基于神经网络集成的供应商评价模型

核安全是核电站运行的关键目标.除了建立严格的运行规程外,确保核安全的重要方面之一就是对供应商的评价.供应商的选择与评价是一个包含定性分析和定量处理的分类问题,其中涉及的指标存在复杂的耦合关系,由此导致其中的数据存在高度的非线性特性.本文在对大亚湾核电站的实际管理运行状况进行调查分析的基础上,通过对国内外资料的搜集和分析,借鉴神经网络集成技术,建立与核安全相适应的供应商评价体系及其模型,提高了供应商选择过程的客观性.     

负荷跟踪机械补偿运行策略研究

经济、灵活及与电网匹配的运行控制是先进核电厂的设计目标之一。本文对核电厂典型的控制模式和机械补偿运行控制策略进行了介绍,进一步以机械补偿设计理念为基础,研究分析了其在各种负荷跟踪模式下的运行特性。分析结果表明,采用机械补偿运行策略可实现多种模式下的负荷跟踪运行,并且在绝大部分寿期内可实现URD要求的50%额定功率以上不调硼日间负荷跟踪运行。且在满足功率负荷变化及能量输出需求的前提下,功率峰因子还具有足够的裕量。由此说明机械补偿运行策略可以较大幅度地提升电厂的运行灵活性、经济性以及与电网匹配的适应性。     

Power-generating unit with dual-loop sodium-cooled fast reactor and dual-wall steam generator

The results of a probabilistic analysis performed to validate the safety of AES-2006 designed for the site of the Novovoronezh nuclear power plant are presented. The requirements for the AES-2006 design are examined. The characteristic features of the AES-2006 design for the conditions at the Novovoronezh nuclear power plant site are described, including the diversity of the equipment and operating regime, passive systems, and scheduled maintenance of safety systems with the reactor operating at power. The scope of the probabilistic safety analysis performed at the development stage of the technical design is described. The important problems which must be solved in a probabilistic safety analysis for the designs of new nuclear power plants are discussed. Translated from Atomnaya énergiya,Vol. 106, No. 3, pp. 123–129, March, 2009.