压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨

本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议,可供核安全监管和核电厂设计、运行管理参考。     

HTR-10常规岛热力系统中特殊子系统的运行可靠性分析

在利用事件树和故障树相结合的方法对核电站进行概率安全评价（PSA）分析中,其备用系统和可修复系统的运行可靠性分析是一个难点。本文利用故障树分析的技术和可靠性工程数学的分析方法,对10MW高温气冷堆（HTR－10）常规中的上述子系统的运行可靠性进行了深入的分析和研究,可供PSA分析人员参考。     

电力市场中核电适应的交易方式与竞价方式探讨

结合我国区域电力市场改革的目标、核电的成本特征和市场特征,通过对核电在不同电力市场模式、交易方式和竞价方式下的适应性分析,提出了适合核电的电力市场模式、交易方式和竞价方式.     

产品制造过程的质量监督方法探讨

结合核电燃料元件制造过程的实际,重点阐述核电燃料元件制造过程的质量监督基本做法、质量监督控制点的设置、质量监督的内容和质量监督的流程等,并对质量监督的方法、有效性及其信息处理进行了初步探讨.     

核级承压设备密封结构的有限元分析

在AP1000反应堆系统中,很多设备具有承压的功能,其密封性能直接关系到系统能否正常运行,因而密封失效是较之弹塑性失效、疲劳失效等更为基本的失效形式。在ASME规范中采用的密封结构设计方法是华脱尔斯法,此方法采用了一些保守的经验和假设,无法对密封结构处的变形和应力进行细致的计算。本文采用ANSYS有限元分析软件对核承压设备典型的密封结构进行了建模计算,提出了在有限元模型中螺栓预紧力和垫片的等效处理方法,能够对密封结构处垫片的回弹量、法兰的变形及应力分布进行预测。模型分析了采用华脱尔斯法进行密封设计时的设计余量,得到了垫片回弹量与设备内压之间的关系,对于核级承压设备密封结构的设计具有一定的借鉴意义。     

核电技术自主化发展中安全保障技术的探讨

秦山核电二期工程的全面建成投产，标志着中国已基本具备“问鼎”百万千瓦级核电厂的能力，已基本具备核电技术自主化发展的条件。现恰逢机遇．核电规划的历史机遇是中国核电技术发展的关键历史转折期。然而，核电的安全性始终是影响核电发展的主要因素，因此必须加强安全保障技术的研究，以确保核电的安全。参照国际通用核电安全标准，结合核电技术发展趋势和国情修订完善中国的核电安全法规、导则及相关的行业标准规范：发展核电安全分析审评技术、概率安全分析技术及核电厂数字化体系结构的研究等。     

基于泄漏率的核设备密封技术研究

本文以稳压器双锥密封结构为对象,采用多线性随动强化模型模拟了垫片的压缩回弹力学行为,探究了降温速率和螺栓预紧力变化对密封面接触压力的影响,利用基于泄漏率的密封模型对密封性能进行了科学表征,建立了以最大允许泄漏率为准则的螺栓法兰垫片连接设计方法,解决了依据ASME和GB-150规范密封设计系统在使用过程中多次发生泄漏的问题,为工业领域螺栓法兰密封系统设计提供了新的思路。     

我国核电建设管理模式的探讨

总结分析了我国核电建设管理模式和核电工程公司的发展现状.结合国家核电发展规划,参考我国核电工程建设的成功经验,探讨今后我国以核电工程公司为主体的核电建设管理模式.建议我国核电发展采用交钥匙工程总承包(EPC/Turn Key)的核电建设管理模式,由业主主导,以具有核电设计能力的工程公司为主体,以合同为纽带,分工合作,整合各方专业化的核电建设队伍.     

基于少合同分岛与多合同散件采购建造方式的核电工程项目管理模式研究

本文以批量化建设的核电工程项目为对象,针对少合同分岛以及多合同散件采购建造方式,对核电业主与专业核电工程公司之间的委托与代理关系进行了分析,提出了一种典型的项目管理模式结构。按照核电工程具体特点,对该模式下的项目管理组织系统进行了设计,对业主与核电工程公司等主要合作伙伴的职责分工进行了论述。     

DRAGON&DONJON程序在MSR中堆芯燃耗计算的适用性

DRAGONDONJON组件-堆芯"两步法"程序通过合理简化,理论可适用于任何堆芯与工况。使用蒙特卡罗方法 RMC(Reactor Monte Carlo code)、MCNP(Monte Carlo Neutron Particle transport code)程序验证DRADON程序是否能够承担快/热谱型熔盐堆(Molten Salt Reactor,MSR)焚烧TRU、Th U燃料燃耗计算。选出熔盐增殖堆(Molten Salt Breeder Reactor,MSBR)与熔盐锕系元素再循环和嬗变堆(Molten Salt Advanced Reactor Transmuter,MOSART)堆型进行比较,同时分别利用RMC程序验证DRAGON程序组件燃耗计算的准确性,利用MCNP程序验证DRAGON程序组件均匀化方法以及DONJON程序截面调用和程序全堆扩散的准确性。结果表明,组件燃耗计算中,TRU和Th U燃料满足燃耗计算要求;堆芯临界计算中,快/热谱堆芯计算误差均小于0.001。证明DRADON程序可以胜任快、热谱型MSR焚烧TRU、Th U燃料的物理计算任务。     

核岛安装专业化运作管理

核岛安装作为核电站工程建设中的重要一环,肩负着反应堆一回路主设备安装、核岛内管道安装以及相关程序审查等重要任务。然而,随着核岛安装施工管理由单项目管理向多项目管理的转变,核岛安装专业管理、技术人员匮乏的问题越来越突出,并成为制约核岛安装工作成功的关键因素之一。本文通过对单项目、单基地核岛安装管理模式的分析,结合当前核电建设多项目、多基地同时开展的实际形势,立足核岛安装管理的实践经验,提出了一整套核岛安装新型管理模式。     

核电与常规电的异同——浅议从常规电向核电工作转变的体会和认识

随着国家"积极推动核电发展"指导思想的贯彻落实,尤其是2006年国家确定引入美国西屋AP1000核电技术路线之后,以常规电为背景的一些电力集团均不同程度地参与了核电前期开发、工程建设等方面的工作,传统的核电企业如中核集团、中广核集团也大量地招聘、招收了一定比例的常规电从业人员。这些长期从事常规电工作的人员从事核电工作以后,如何能够尽快实现工作转变,早日适应核电的工作要求,做到从工作的转变到观念的转变,知识的转变,思维方式的转变,熟练驾驭的转变,从而成为一名合格的核电工作者。本文从核电的技术特点、管理特点、文化特点和从事核电工作应关注的几个方面问题进行阐述,以期为这一特定时期的核电发展贡献一份力量。     

压水堆核电厂核岛主设备国产化关注点——大型锻件

以核岛RPV和SG用低合金钢大型锻件为对象，分析了其重要性、供需、成熟性，以及法国20世纪七八十年代规模化发展核电的经验，力挺以进一步深入科研、集中、标准化的做法，加速提升国产大型锻件的供货能力。     

熔盐堆栅格参数优化

针对新型的采用无铍熔盐燃料的氧化铍慢化钍基熔盐堆,利用上海核工程研究设计院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统,通过大量的方案分析,在熔盐堆栅格尺寸、P/D(栅距与燃料孔道直径的比值)、233 U含量等关键栅格参数上对钍基熔盐堆进行优化。计算结果表明,采用较低的233 U浓度的小栅距栅格设计,新型的熔盐堆设计具有很高的增殖比,并保持负功率系数。与传统熔盐堆相比,新型钍基熔盐堆具有更高的核燃料增殖能力。经过栅格优化的新型钍基熔盐堆可满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。     

核岛施工能力的评估方法探讨

针对我国大规模核电建设需要,分析了核电建设的特点,总结了核岛施工能力评估的方法和大力提升核岛施工能力的有效途径,阐述了中核建核电工程建造柔性化管理机制与国家核电发展目标要求的适应性及能力匹配。     

EPC模式下方家山核岛土建关键路径工期优化分析

依据方家山核电工程核岛土建施工实际情况,结合计划编制及工序安排,对方家山核电工程核岛土建施工关键路径工期进行分析研究,并进一步优化。结果表明,在不影响工程合同价款、不增加工程总造价的前提下,通过加大土建工程关键路径的进度控制,合理压缩关键工作的持续时间,适当调整工序之间的搭接,完全可以减少土建总工期,实现土建在21个月的工期目标。从经济性角度分析,如果增加劳动机械投入、采取特别措施,在21个月的工期基础上仍可赶工压缩1个月的土建工期,实现20个月的工期目标。     

海岛核电对岛屿非人类物种辐射影响及风险研究

海岛核电厂址是目前国内核电厂址选择的重要方向之一。《环境影响评价技术导则 核电厂环境影响报告书的格式和内容》(HJ 808—2016)中明确要求估算核电厂对非人类物种的辐射剂量。本文利用国内某海岛核电厂气态设计排放源项,采用ERICA程序,结合海岛生态本底调查结果,估算了核电厂气载放射性流出物对海岛生物的辐射影响和辐射风险,并进行了海岛生物的“三关键”分析。结果表明,核电厂对海岛各生物的辐射剂量率小于欧盟推荐的筛选值10 μGy/h,总体辐射风险较小。针对ERICA程序中部分参数(如剂量率转换因子和核素转移系数)的适用性问题,提出了今后须重点研究的方向。     

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。