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  • 简介:为保证国产化核电厂集散控制系统(DCS)安全性和可靠性,必须对其实施验证和确认(V&V)过程.为使V&V过程顺利进行,建立适用V&V体系是十分必要.本文提出了V&V体系建立,该体系包括:明确具有层级关系V&V指导文件;定义支持DCS研发生命周期V&V过程;指定DCS软件完整性等级划分方案以及确定V&V独立性、人员资质和工具要求.该V&V体系适用于核电厂DCS软件研发项目,并对促进自主化开发和取证工作具有非常重要意义.

  • 标签: 核电厂 集散控制系统 验证和确认 验证和确认过程
  • 简介:中国散裂中子源核心装置是质子加速器,在加速及打靶过程中,产生中子和γ射线会在加速器大厅内形成较高辐射剂量,假如人员误入正在产生脉冲辐射高辐射区,将会造成严重的人身伤害事故。辐射安全联锁门禁系统设计目的就是要避免人员误入或误留在高辐射区。本文基于PLC和高安全门禁控制器,实现了一个稳定性高、安全性好,简单可靠可扩展联锁门禁系统,阐述了该联锁门禁系统系统组成、工作流程和系统建造情况。

  • 标签: 散裂中子源 PLC 联锁 门禁
  • 简介:加速器驱动次临界系统利用散裂反应产生外源中子驱动次临界堆运行,具有次临界固有安全性,同时具备能谱硬、嬗变能力强等特点,被国际公认为核废料处理最有效手段。ADS系统中外中子源由质子柬流轰击散裂靶产生,束流瞬态变化将直接引起次临界堆堆芯功率波动,从而影响整个ADS系统安全运行。本文在调研分析国际现有的ADS束流瞬态分析模型基础上。提出一种新型ADS束流瞬态分析模型。基于通用CFD程序FLUENT,通过用户自定义功能(UOF)将中子动力学模型(PKM)和燃料棒瞬态热分析模型(PTM)集成进入FLUENT软件中,完成FLUENT—ADS束流瞬态分析模型开发。采用OECD/NEA发布ADS失束事故国际基准例题进行模型验证,关键校验参数与发布结果吻合较好,最大计算误差为5.2%,与国际同类功能计算程序相当,模型具有一定可信度,可满足ADS柬流瞬态特性初步分析研究要求。

  • 标签: ADS 束流瞬态 模型开发
  • 简介:以福清核电工程安全壳内可燃气体控制系统设计安全评价验证分析为例。阐述了所建立管理体系关键要素和独立验证工作流程。福清核电一期工程安全评价独立验证项目的实施表明所建立研发工作管理体系能够有效管理项目的研发并实时地监控项目进度,是确保独立验证工作顺利实施必备条件。

  • 标签: 安全评价 独立验证 技术要求 管理体系
  • 简介:国内某核电厂运行技术规范规定反应堆功率运行模式下“一回路系统压力维持在155±1bar.a”,但反应堆冷却剂系统正常压力调节可能导致一回路压力超出此范围。文中对一回路压力调节原理进行了分析,列举了相关文件技术要求,回顾了运行技术规范发展历史,最终说明运行技术规范内容不适当。最后,给出了运行技术规范关于一回路压力管理建议。

  • 标签: 一回路压力 运行技术规范 期望值
  • 简介:主蒸汽超级管道是核电厂重要核级设备,申请此类设备厂家需完成模拟件试制工作,但目前在国家核安全局发布《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件试制提出具体要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道技术要求,并结合许可证审查实践、对模拟件型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.

  • 标签: 主蒸汽超级管道 模拟件 许可证 审评
  • 简介:描述了我国压水堆燃料制造设施1987~2005年安全相关事件统计和分析。结果表明,事件主要包括与安全相关系统和重要设备故障、导致密封屏障失效或损坏事件、可能导致临界事件和其他事件,它们占事件总数68.9%。对事件原因和事件后果作了统计分析。最后,为减少事件发生提出了一些建议。

  • 标签: 压水堆燃料元件制造设施 安全相关事件 统计和分析
  • 简介:本文针对田湾核电厂铀-钆燃料燃料管理策略,探讨了相关主要安全问题。它主要包括燃料管理论证范围、铀-钆燃料芯块熔化温度限值、相关事故分析以及铀-钆燃料设计运行经验。最后指出了对我国压水堆核电厂燃料管理经验反馈。

  • 标签: 田湾核电厂 燃料管理 铀-钆燃料
  • 简介:本文对核电厂液态流出物和气载流出物排放氚化学类别进行了分析,根据调研给出了可能排放量。结合对环境生物、空气中氚监测经验,分析了开展核电厂液态流出物和气载流出物中不同化学类别氚监测可行性。最后提出了开展相关监测和剂量评估模式改进有关建议。

  • 标签: 核电厂 流出物 化学类别 监测
  • 简介:岭澳核电厂3、4号机组作为刚投入运行新建核电厂,在装料运行后一年内发生了20起运行事件。本文通过对发生运行事件进行归纳总结,发现事件原因主要是在以下3个方面:调试与运行衔接、数字化控制系统(DCS)和人因管理。针对这些事件和原因分析提出了一些经验反馈建议,可供同类核电厂进行参考。

  • 标签: 运行事件 DCS 经验反馈
  • 简介:水法后处理工艺过程涉及很多化学反应,反应条件和反应产物不同,需要关注化学安全问题也不同。描述了后处理主工艺不同阶段化学反应,分析了各阶段应关注主要化学安全问题,为商用后处理厂设计和事故分析提供参考。

  • 标签: 后处理 工艺 化学安全
  • 简介:AP1000核电厂文件编码是一项基于信息分类和编码理论设计管理技术.简要描述了AP1000文件编码规则和应用范围,分析了它在核电前期工程应用领域中局限性,通过分析它在核电前期工程中主要工作,提出了文件编码在核电前期工程应用解决方案,并给出了文件编码示例.

  • 标签: AP1000 文件编码 核电工程 前期 可行性研究
  • 简介:本文从辐射安全管理体系基本概念“豁免”、“排除”和“解控”出发,说明普通工业排放废气和废液是豁免或排除,核与辐射设施排放气态和液态流出物是解控,是非放射性.本文目的在于澄清概念,达到形成核与辐射设施排放气态和液态流出物是非放射性,对人体健康和环境安全不构成危害共识.

  • 标签: 气态流出物 液态流出物 解控排放
  • 简介:介绍了破前漏分析方法发展历程,以及破前漏方法在运用中遇到限制之处,并由此引入了基于概率论破前漏分析方法,介绍了其基本原理、分析流程,并对流程中每一步具体方法进行了介绍,同时本文还通过美国核电站具体计算案例,给出了主管道发生泄漏及双端剪切断裂概率。最后,本文介绍了该方法当前研究进展及未来可能发展方向等。

  • 标签: 概率论 破前漏 管道断裂概率
  • 简介:柏崎·刈羽核电厂在超设计基准地震发生后未造成严重事故,证明了日本核电厂具备抵御超设计基准地震能力;日本在地震后如何检查、修复和恢复核电厂运行值得密切关注;文中对一址多堆、地震与应急、业主与责任和地质地震调查提出了见解。

  • 标签: 核电厂 设计基准 地震
  • 简介:美国联邦法规10CFR.Part50《DomesticLicensingofProductionandUtilizationFacilities》所规定"二步法"核电厂许可证管理程序已自20世纪50年代开始在美国执行.为了进一步降低新建核电厂投资风险和技术风险,美国在1989年颁布了新联邦法规10CFRPart52《EarlySitePermits;StandDesigndardCertifications;andCombinedLicensesforNuclearPowerPlants》,即"一步法"核电厂许可证管理程序.新联邦法规已被新设计核电厂,如AP1000所采用.根据中国核安全法规HAF001/01《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之一--核电厂安全许可证申请与颁发》规定,自20世纪90年代以来对核设施许可证管理一直执行"类似于两步法"许可证管理程序.本文介绍了中关两国相应核电厂许可证管理程序要求,并对其特点进行了分析和比较.

  • 标签: 核电厂 许可证 法规
  • 简介:为对我国核电厂选址、水资源论证及用水指标提供参考,本文调研了美国核电厂冷却方式、取水量和相关水资源问题,分析了美国在核电厂取水等方面的法规标准要求。美国核电厂水资源条件有较大差别,近年来部分地区已开始逐步淘汰直流循环冷却方式。分析了不同冷却类型核电厂取水水平,直流循环冷却方式和自然通风冷却方式取水水平分别约为4.8xl0-2m3·S-1·MW-1和1.2x10.-3m3·S-1·MW-1。

  • 标签: 美国 核电厂 取水水平 水资源条件
  • 简介:电厂运行状态(POS)分析目的是将核电厂低功率停堆运行这一连续动态过程离散化,这是用事件树表示发展事故序列必要条件。以某300MW参考核电厂设计、运行经验、操作规程等基础做为参考,采用相关准则进行详细POS分析,得到合理POS,并根据该参考电厂实际运行情况计算得到每个POS持续时间。这项工作为开展低功率及停堆工况PSA奠定了重要基础,其分析方法和內容为国內开展此项工作提供了参考。

  • 标签: 低功率及停堆工况PSA 电厂运行状态分析 POS的持续时间
  • 简介:对于蒸汽发生器传热管破裂事故,现有的分析主要是计算对于环境释放量,并分析至一、二回路压力平衡,而未对冷却至安全停堆状态进行研究。SGTR长期分析采用CATHARE程序以原有瞬态分析为基础,将分析拓展至安全停堆状态,并额外地考虑丧失厂外电和一些非安全级系统不可用情况下事故处理策略。分析结果表明:对于我国CPRl000系列堆型,与SGTR短期阶段不同,在事故长期阶段分析中对事故缓解必须考虑非安全级系统或设备投入,这就与设计基准事故分析保守性要求不符。本文为此对我国CPRl000系列核电厂提出管理建议。

  • 标签: SGTR 事故分析 长期阶段