核电厂系统设备不可用管理问题分析与改进

随着《核安全法》的颁布和实施,核安全监督管理部门对核电厂的核安全监管更加全面和深入.为保证核电厂安全,核电厂必须严格遵守运行技术规范.本文提出了当核电厂系统设备不可用时,未严格按照技术规定执行相应的措施并正确记录不可用的问题,并从不可用管理、运行技术规范文件、主控室操纵员行为等方面分析原因,给出优化和完善核电厂系统设备...     

AP1000厂用水系统管道焊接工艺

AP1000厂用水系统(SWS)综合管廊内管道选用高密度聚乙烯管材(HDPE),由于此类材料在国内核电厂SWS系统设计及建造过程中的使用尚属首次,没有相关经验可供参考。文章结合海阳核电厂综合管廊的设计特点,对HDPE管道热熔焊接及电熔焊接工艺进行对比分析,希望为后续国内核电项目的设计及建造提供参考。     

压水堆-回路管道的铸造工艺及其国产化

工艺评定表明,1 000 Mw压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求.本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平.     

三代核电厂设备闸门的关键制造工艺分析

设备闸门是核电厂中用于转运大型设备的重要核级设备,某三代核电厂设备闸门首次由国内制造厂承制且结构复杂,制造难度大。介绍了该设备闸门的基本功能、安全分级、主体结构组成及材料要求,对设备制造过程中的关键工艺如钢板的成形控制及成形工艺评定、主体部件的焊接工艺及防变形控制方法、关键部位如密封面、燕尾槽及插板外坡口的加工尺寸控制、泄漏率试验的准备及实施等进行分析探讨,详细论述了各环节中制造要点、难点及采取相应的工艺措施,从而有效保证设备闸门的制造质量,为三代核电厂提供了质量合格的设备。文中对后续设备的制造从焊接工艺、尺寸测量仪器、现场安装等方面提出改进建议。     

核反应堆堆内构件焊接工艺评定

核反应堆堆内构件、零部件及焊缝、焊点较多,存在焊接接头型式、母材及其厚度、焊接工艺方法、焊接位置和方向等的不同,导致焊接工艺评定的复杂性。文章介绍了焊接工艺评定的一般变素、堆内构件焊缝分布及堆内构件的焊接工艺评定。并针对RCC-M规范、ASME规范及国内相关标准对焊接工艺评定要求的差异,结合堆内构件焊接工艺评定过程中尺寸稳定化处理、焊接接头的横向拉伸试样、手工焊与自动焊的定义、破坏性试验的复验要求等方面的争议,提出了个人的理解和认识。     

核电厂物项分级

1 引言 核电厂的安全和可用率是由合理设计的承担不同功能的各个系统(以及合适的运行程序和合格的运行人员)来保证的。构成系统的各个部件对核安全以及电力生产具有不同程度的重要性,对各种内部和外部事件也具有不同程度的敏感性。这就需要对核电厂的物项进行分级。合理的物项分级以及对不同级别物项采用不同的设计、建造、检验和质保要求是实现核电厂设计意图和降低建造成本的重要保障。 因而可以说,物项分级是核电厂标准体系中具有普遍意义的关键课题。从标准化这一角度对物项分级进行研究,对建立自洽的核电厂     

Ω焊缝焊接工艺参数的正交试验设计

为了确定核电厂反应堆控制棒驱动机构（CRDM）焊接机焊接工艺参数,应用正交试验设计法进行了Ω焊缝焊接工艺评定试验,用数理统计方法分析了对焊缝质量产生影响的各焊接参数的主次顺序,得到了最优生产条件。     

核电厂焊评标准NB/T 20002与ASME-Ⅸ的比较研究

对三代核电厂机组ACP1000与AP1000采用的焊接工艺评定标准NB/T 20002与ASME-Ⅸ展开了结构和内容上的比较研究;以焊接工艺评定中最具代表性的焊条电弧焊、对接接头为例,分析ASME-Ⅸ和NB/T20002的差异,同时对工艺评定的检验项目和验收标准进行了对比,并给出评价结论。     

燃料组件上、下管座组装焊接工艺

秦山200MWe核电厂燃料组件的上、下管座是由不同厚度的板角块、角钢等拼焊而成的。焊缝集中,有长有短,形成交叉接头。在焊接过程中易产生焊接缺陷,如夹渣、气孔等,且整个管座焊接后变形难以控制;因此,焊后精加工尺寸无法达到设计要求。该厂采用组装-焊接工艺,自行设计、加工了三套管座焊接用转动夹具,完成了焊接工艺评定试验;确定了焊接工艺参数,制定了一套管座组装、焊接工艺质保措施等。1987年8月7～9日的部工艺审定会上通过了工艺审定,目前已用于管座生产。     

燃料组件上、下管座组装焊接工艺

秦山300MW核电厂燃料组件的上、下管座是由不同厚度的板角块、角钢等拼焊而成的。焊缝集中,有长有短,形成交叉接头。在焊接过程中易产生焊接缺陷,如夹渣、气孔等,且整个管座焊接后变形难以控制;因此,焊后精加工尺寸无法达到设计要求。该厂采用组装-焊接工艺,自行设计、加工了三套管座焊接用转动夹具,完成了焊接工艺评定试验;确定了焊接工艺参数,制定了一套管座组装、焊接工艺质保措施等。1987年8月7～9日的部工艺审定会上通过了工艺审定,目前已用于管座生产。     

核电厂核仪表系统安装与布置影响分析

基于核仪表系统的设备组成,对设备的安装与布置进行了详细论述,结合已运行核电厂的经验,对安装产生的影响进行了分析.在核电厂建造阶段,应确保核仪表系统各个组成设备的正确安装与布置,使得投入运行后的系统设备能做到对微弱信号的准确监测和可靠运行,从而发挥核仪表系统在核电厂运行中的重要作用.     

核电站安全壳钢衬里埋弧自动焊工艺评定

安全壳钢衬里是核电站非常重要的设备，其安装主要是通过焊接的方式。为了提高安全壳钢衬里的焊接施工质量和施工效率，在预制阶段采用埋弧自动焊可以起到很好的效果。而工艺评定是焊接工艺能用于产品焊接的前提，在核电站建设中尤为重要。本文主要介绍对安全壳钢衬里的埋弧自动焊进行工艺评定的要求、步骤和评定的结果。     

核电厂土建施工三大原材料质量控制

核电厂的建造运行是一项系统工程。为了保证核电厂的质量安全,从设计立项到运行使用,每一个环节的工作都对质量安全产生不同程度影响。与之相关的每一步工作都必须做到质量受控。从核电厂建造过程中土建施工环节中的原材料质量控制入手,着重分析了土建施工中钢材、混凝土材料、模板材料三大主材如何实施质量控制和管理。     

风险依据型决策方法在核电厂维修中的应用

分析了核电厂建立在事故分析确定论方法基础之上的运行技术规范 ,对维修实施过程进行核安全管理的局限性。介绍了 90年代后期在核电发达国家提出的风险依据 (Risk Informed)安全管理的决策原则 ,提出了在核电厂维修管理中应用风险依据决策的范畴和建议     

核电厂运行准备与实践

核电厂的运行准备,是核电厂生产准备中的重要工作,由于核电厂从开工到投产的建设工期较长,一般需要5年左右,且核电运行的专业性要求很强,对核安全的要求也极高。特别是日本福岛事故后,国家层面、监管部门和各大核电集团都对核电厂的安全运行提出了更高要求。依据核电机组建设阶段的特点及结合工程实践,文章阐述了核电厂运行领域的体系建立,并概括性分析了相关管理创新。     

管道系统的功能性评定准则研究

管道系统的功能性是不同于管道系统压力边界完整性的一项要求，美国核管理委员会（NRC）提出了管道系统功能性的2种评定准则。为了探讨功能性评定准则的来源以及应用，通过研究经典文献中有关功能性评定准则的内容，阐述了2种评定准则的来历和依据，分析了2种功能性评定准则的特点，指出了使用功能性评定准则的注意事项。通过一个管道系统功能性评定的实例，提出2种功能性评定准则在不同的核电厂设计阶段的应用策略。对于新建的核电厂，尽量使用C级限值来保证管道系统的功能性，如果是已建造的核电厂，则可以用D级限值附加5个条件来保证管道系统的功能性。      

对秦山CANDU2×700MW核电厂质量保证标准的采标建议

由于核电厂存在着潜在的危险,出于公众对人身和环境不安全性的忧虑,承包商和业主,甚至于政府,必须对建造和运行的核电厂提供有效的、有据的质量承诺,以确保核电厂的安全性和提高其经济效益。因此,在核电厂设计、建造、运行、甚至退役的各个阶段,质量保证始终是应考虑的重要问题之一。 鉴于我国准备引进的秦山CANDU2×700MW核电厂（以下简称合同电厂）的业主是秦山核电公司（QNPC）,而主承包商是加拿大原子能有限公司（AECL）,故合同电厂有关质量保证的文件化的承诺必须遵守中国管理机构发布的有关法规和标准,同时还要兼顾加拿大在质量保证方面的     

PSA在核电厂技术规范优化中的应用

本文阐述了风险指引型技术规范(Risk-informed Technical Specification,RITS)和风险管理型技术规范(Risk-Managed Technical Specification,RMTS)的技术内涵以及对于核电厂运行和安全管理的重要意义,并对PSA技术在技术规范优化中的应用情况以及具体应用工作中的一些问题进行了分析和讨论。     

压水堆核电厂运行模式总体设计研究

根据电网需求和建造成本选择适当的反应堆功率控制方式并确定运行模式的功能要求,然后根据确定的运行模式功能要求,进行运行模式设计、控制系统设计及甩负荷设计;最后对采用该运行模式的核电厂进行堆芯功率能力分析和相关事故分析,结果表明采用该运行模式的核电厂是安全的;以先进的六十万千瓦级中国压水堆（ACP600）核电厂运行模式研制的全过程为实例进行论述,结果也表明了本文的运行模式总体设计方法切实可行。      

概率安全评价在核电厂设计和运行期间的技术特征及应用

概率安全评价（以下简称PSA）作为核电工程项目中的一项风险评估方法和应用技术,其模型开发的详细程度随着核电工程项目的设计认证、建造调试和装料运行依次提升,对电站的安全性、可靠性以及经济性方面作出巨大贡献。为了更好地完成从设计阶段到运行阶段PSA模型的升级完善,更好地发挥PSA在核电厂整个寿期内的作用,通过分析梳理PSA技术在核电厂设计和运行阶段所支持的应用,凝练PSA的技术特征并总结模型完善的要点,促进PSA模型转化更加平顺,对更好地支持PSA技术在核电厂中的应用有重要意义。此外,本文根据分析对PSA建模提出了建议,对未来PSA模型动态化、模块化趋势进行了展望。