田湾核电站物项的安全分级

核电站物项的安全分级工作中应特别注意全局性、适度性、均衡性这3项原则．物项安全分级的;基本方法,一般是根据物项（部件）的承压外壳损坏对安全的影响,对物项的安全功能进行分级田湾核电站采用的是俄罗斯VVER-1000／428型反应堆装置,其物项安全分级主要采用俄罗斯法规标准：电气和仪控设备采用IEEE-308（80）标准,分为1E级与非1E级;仪控系统及设备的安全分级采用国内标准GB／T15474—1995,分为安全1E级,安全相关SR级和NC非安全级,田湾核电站物项的安全分级必须经中国核安全当局审批并满足中国核安全法规要求．     

高频地震激励对核级阀门危害性分析

利用试验和修正后的集中质量有限元模型预测安装在管道中阀门在不同频率成分地震激励下的响应，研究高频地震激励对管道中质量较大核级阀门的危害性。研究结果表明：高频地震激励对核级阀门的危害在于使阀门以其自身固有振型发生共振，此时阀门顶部取代阀门与管道连接位置成为阀门中响应最大的位置，这会导致安装于阀门顶端的驱动机构遭受苛刻的地震工况。增加管道阻尼和阀门刚度能有效降低高频激励对阀门的危害，但增加阀门刚度会导致管道响应增大。利用等效静力法对阀门进行抗震鉴定时，分析结果对阀体水平部位内力估计不足，对阀体垂直部分、阀盖等阀门上部构件的内力估计结果具有较大裕度。     

AP1000核电厂对安全有贡献的非安全物项质量保证要求

在AP1000核电厂中,由于全面采用非能动安全系统来缓解事故,除有限的提供安全相关隔离功能(如安全壳隔离)的系统外,所有能动系统均设计为非安全级的。但这些非安全级设备、系统和构筑物有提供电厂安全纵深防御和补充反应堆冷却剂及导出衰变热的功能。因此,这些需要额外监管的对安全有贡献的非安全物项都应满足10 CFR 50中附录B关于QA的18项要求,通过将这些要求与ISO 9001:2008《质量管理体系要求》进行对比,得出了针对安全有重要贡献的非安全物项,除一般的非安全级别物项的ISO 9001外附加的核质量保证要求,并提出了需要业主和供应商关注的事项和采取的措施。     

非安全级优选控制技术在CPR1000核电工程中的应用

在CPR1000核电工程项目中存在着诸多参与安全功能的同时受1E和NC级DCS信号控制的非安全级设备,当1E和NC级命令同时到达时,需对1E和NC级DCS命令进行优选处理。本文提出一种优选控制技术,充分考虑不同信号优先级逻辑比较和1E级信号的定期试验回路设计。结果表明,非安全级优选控制技术通过了SL1和SL2抗震试验,为这类非安全级设备的不同级别的控制命令优选处理以及1E级命令的定期试验提供了解决方案。     

高温气冷堆蓄电池组地震易损性研究

为验证核电厂发生地震外部事件时的电力安全，需要对蓄电池组进行抗震鉴定试验。本文以高温气冷堆（HTR）核电厂安全级蓄电池组为研究对象、以安全级蓄电池组抗震鉴定试验数据和工程经验为基础，通过识别、量化蓄电池组的地震易损性变量，并应用基于试验的易损性分析法推导出地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力。研究结果表明，安全级蓄电池组的抗震能力远高于核电厂设计基准地震动需求。      

智能优化算法在华龙一号核级管道布置优化中的应用

华龙一号(HPR1000)作为三代核电堆型,与二代改迚型核电机组相比有很大改迚。这些改迚对管道力学分析和布置优化提出了更高要求,管道在地震载荷下的应力、阀门地震加速度、预埋板评价等成为管道力学分析评价的制约因素,初始的布置往往不满足力学评价要求。迚行HPR1000核级管道力学分析时,开发了基于遗传算法的智能优化程序,并对管道上支撑的位置、支撑功能、管道局部走向等变量迚行优化,快速得到满足所有力学评价要求的布置方案,大幅提高了管道力学分析和布置优化的效率。     

反应堆中核安全级管道的安装技术问题讨论

反应堆中管道种类繁多,布置复杂,安装难度大.本文针对影响反应堆安全的一回路管道以及其它压力管道安装中的一些关键技术问题进行讨论,主要涉及管道、阀门、密封件等的安装与试验,预判安装中可能发生的问题,并提出了应采取的处理措施.     

压水堆燃料组件抗震试验研究

燃料组件属I类抗震物项，其抗震问题直接关系核电厂运行安全，通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式，设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置，针对不同组件数量布置方案，在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明，水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz，最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处，试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。     

乏燃料后处理厂通风控制系统设计方案

针对乏燃料后处理厂通风系统的测量和控制需求,设计了一套集中控制的分布式控制系统。在后处理厂通风特点和需求的基础上,分析了其仪控系统的安全分级;阐述了非安全级仪表和安全级仪表的需求,给出选型方案;使用SIEMENS PCS7 DCS系统,基于PROFINET工业以太网技术构建分布式非安全级控制系统;采用满足放化安全级要求的智能二次仪表配合模拟元件的方式集成安全级控制系统,研究并给出了测量、控制和联锁逻辑的构成方式。     

49-2游泳池式反应堆一回路非能动破坏虹吸功能的建立

2013年49-2游泳池式反应堆增加了一回路非能动破坏虹吸功能,以弥补手动破坏虹吸阀门在特殊情况下不能打开的不足。在改造前,分别计算了在不同孔径的虹吸破坏孔下一回路正常运行时的漏流和事故情况下虹吸破坏能力。根据计算结果,在堆水池内一次水管道6.5m高处打了一个1.6cm直径的孔作为非能动破坏虹吸孔。验证表明,新增的非能动破坏虹吸孔即不影响反应堆的正常运行,也具备了破坏虹吸的功能。     

国际原子能机构SSG-30安全分级方法应用解析

安全分级的目的是确保物项的设计、制造、建造、调试和运行采用恰当的要求，使物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量，进而确保安全功能的实现。国际原子能机构（IAEA）2014年颁布的核电厂构筑物、系统和部件（SSC）安全分级导则（SSG-30），其安全分级原则涵盖核电厂5个纵深防御层次，从设计预防措施和安全功能分类两个维度识别安全相关物项的重要性，考虑核电厂运行工况状态和放射性与运行限值的要求，进而确定物项的安全级别和相关的规范要求。      

核电厂物项分级及相关标准

本文评述了涉及核电厂物项分级的法规、导则和标准.对不同文件中的安全分级、抗震分类、规范分级、质保分级进行了分析对比.对一些概念,如安全重要物项、安全4级、规范级与核级等进行了阐述、解释并提出了建设.对标准中存在的一些问题提出了看法.     

核电站执行机构接收不同安全级指令的控制方法研究

集散控制系统现已成为核电站主流控制系统,分为1E级和非1E级两个部分。对于核电站安全级执行机构,由于其接收来自不同安全级系统的指令,使得对安全级执行机构的控制成为核电控制中的难点。本文就此类执行机构的控制方式展开讨论,首先介绍国内某新建核电项目中已实施的对这类执行机构的控制方式。文中基于已实施的方案提出修改措施,主要是两点:(1)在信号优选模块中增加"就地控制模式"功能,当优选模块在收到到安全级指令的时候相对非1E级控制系统进入"就地控制"模式;(2)在非1E级控制系统中的安全级执行机构模块中设置远程控制模式,使得该设备在执行安全级命令时,非1E级控制系统放弃对其控制。基于对修改方案逻辑正确性的验证,并对修改前后的方案在可靠性、安全性和经济性方面的对比,得出修改后的方案优于已实施方案的结论。     

核动力厂物项安全分级中的剂量准则研究

核动力厂的设计中通过对物项进行安全分级，来确保物项的设计、制造、建造等满足适当的要求，达到与其执行的功能相符的可靠性。本文简要介绍了根据安全重要性对核动力厂物项进行安全分级的方法以及应考虑的因素。针对物项安全分级中应考虑的未能执行某一安全功能的后果，使用核动力厂不同工况下对公众和工作人员的剂量准则来划分“高、中、低”后果。通过研究提出放射性“高、中、低”后果定量化的建议，以使得该方法在用于核动力厂物项安全分级时更具有可操作性。     

核电厂安全级仪表在线监测系统技术研究

目前国内核电厂主要采取定期校准的方式对安全级仪表漂移进行管理,但该方法过于保守且经济性差。基于此,本文对安全级仪表在线监测系统技术进行了研究,首先对安全级仪表实际漂移数据进行了分析,明确了核电厂安全级仪表漂移的主要类型,证明了对安全级仪表开展在线监测的可行性。其次,通过对相关法规及标准的分析和研究,明确了核电厂安全级仪表在线监测技术的基本要求。最后,开展了在线监测系统技术的数据分析研究,对冗余仪表提出了等价平均算法,对非冗余仪表算法进行了分析并对多元状态估计模型（MSET）方法开展了基于电厂实际数据的建模验证,证明了该方法在核电厂应用的可行性。      

秦山核电厂的厂址选定

本文简要介绍了我国第一座300MW压水堆型核电站——秦山核电厂的厂址选定情况。文中对已选定的秦山厂址的地理、地质、地震、水文、交通、电网、环境等都作了简要描述,并进行了一定的评价,指出该厂址选定的主要理由。文中还扼要介绍了秦山核电厂的总布置情况。     

核电厂安全级DCS T2试验方案研究

核电厂安全级分布式控制系统（DCS）的T2试验对于保证其逻辑功能的可靠性有重要作用。基于安全级DCS定期试验、定期试验相关法规、标准,对各安全级DCS平台T2试验的方案及特性进行了论述,分析了其优缺点。提出T2试验设计中需要综合考虑的因素,给出T2试验的建议方案及改进建议。      

核电厂凝结水主调节阀故障原因分析

分析了中核核电运行管理有限公司百万千瓦汽轮机组在运过程中凝结水主调节阀出现故障关小导致瞬态工况的原因,通过更换阀门定位器、汽缸活塞和下气缸密封O形密封圈及修改控制方法、修改给水流量逻辑定值、布置减振点等技术措施,有效解决了凝结水调节阀及其管道振动问题,消除了凝结水系统运行中的安全隐患,保障了机组安全稳定运行。     

CPR1000核电厂一级管道应力分析

核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全.分析内容包括3个方面:计算管道应力,并使之满足RCC-M规范规定的限值要求;计算管道对与其相连的机器、设备的作用力,并使之满足标准规范的要求,保证机器、设备的安全;计算管道对支吊架的作用力,为支吊架的设计提供依据.管道应力分析工作的步骤是:首先,对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解,划分分析范围;其次,根据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型,并定义材料属性;然后,按照规范规定的载荷组合形式加载;最后,计算、评定并输出支反力,核级管道的应力分析不仅可保证管道、支架、设备的安全,而且可优化设计,在核电厂建造和运行中起到重要作用.     

核电厂数字化仪表控制系统商品级物项适用性确认方法研究与应用

随着核电建设步伐的加大，国产化核电厂数字化仪表控制系统（DCS）面对着极大的市场需求，但是DCS中执行或影响安全功能所需的大量零部件难以寻找到满足法规要求的核级供应商，只能采用非核级供应商的基于一般工业要求的非核级设备即商品级物项。这些商品级物项根据法规要求，需要对其品质进行充分的控制和保证。参考当前国际经验，应用商品级物项适用性确认（CGD）是一个成功的方法。本文结合田湾核电站5&6号机组安全级DCS的设计与供货工作，对国内外相关标准及CGD过程和方法进行研究和探讨，摸索出一套适合国内CGD的工作体系和方法。相关方法已在田湾核电站5&6号机组中得到成功应用，对未来在国内乃至国际整个核电领域中商品级物项的正确应用具有一定的参考价值。