核动力工程

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高立刚, 韩庆浩, 肖岷, 李晓明

2005, 26(S1): 1-6.

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摘要:
介绍了岭澳核电站先进燃料管理的策略和思路,岭澳核电站实施的先进燃料管理与大亚湾核电站的不同。分析了岭澳核电站燃料管理的最佳宏观过渡方式,尤其是岭澳核电站在混合堆芯后(涵盖第二至五循环)实施先进燃料管理的过渡策略和步骤。深入论述了从第六循环之后应该采用什么样的先进燃料管理技术路线(年度1/4换料还是18个月换料)才最符合岭澳核电站的实际情况。从先进燃料管理策略的经济性、实施年度1/4换料的优点、岭澳核电站年度1/4换料项目采用的先进技术等方面论证了岭澳核电站先进燃料管理策略的可行性。通过不同先进燃料管理策略(年度1/4换料、18个月换料和24个月换料)的综合比较得出:岭澳核电站燃料管理实施年度1/4换料可以扬长避短,具有很高的燃料经济性,是有利于4台机组安排非夏季大修和避免重叠大修的最佳策略。18个月换料虽有多方面的好处,但岭澳核电站的售电环境和电价模式都不同于大亚湾核电站。电网对岭澳核电站的限制更苛刻,追求多发电或超发电不是岭澳核电站的最佳选择。

岭澳核电站混合核燃料堆芯与提升燃料富集度项目的研究论证及实施

肖岷, 张洪, 黄文有, 张世顺

2005, 26(S1): 7-10,18.

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摘要:
岭澳核电站与大亚湾核电站燃料的首循环相同,从第二循环开始,岭澳核电站的燃料管理模式怎样设计及怎样充分利用大亚湾核电站的成功经验是目前所面临的问题。在正常情况下,核电站第二循环在堆芯设计和运行方面本来就比较困难,能否将大亚湾核电站在第九循环实施18个月换料时更换新型AFA3G核燃料的经验提早在岭澳核电站第二循环实施,岭澳核电站第二循环是否更换燃料及更换什么样的燃料组件(带还是不带MSMG的AFA3G),这是必须解决的问题。如果在第二循环中使用与大亚湾核电站一样的AFA3G,则岭澳核电站第二循环造成混合堆芯,存在特殊安全分析和执照申请困难。此外,还介绍了如何系统、全面地考虑岭澳核电站燃料第二～第五循环的设计与优化问题。

中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探

肖岷, 郝思雄, 韩庆浩, 李现锋, 刘道和

2005, 26(S1): 11-18.

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摘要:
CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。

岭澳核电站混合堆芯落棒事故分析

张世顺, 周洲

2005, 26(S1): 19-23.

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摘要:
岭澳核电站从第二循环开始采用新的AFA-3G燃料组件,并从第三循环开始提高燃料235U的富集度。因此,大亚湾核电运营管理有限责任公司于2001年开始进行岭澳混合堆芯项目的论证。本文用SCIENCE、ESPADON、CINEMA、CANTAL、FLICA等分析工具对混合堆芯提高燃料富集度的落棒事故进行了分析。分析结果表明,在落棒事故条件下的最小DNBR值满足设计限值。

岭澳核电站1号机组第三循环主蒸汽管道断裂事故堆芯后果分析

张世顺, 孙吉良, 肖岷

2005, 26(S1): 24-29.

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摘要:
在大亚湾和岭澳核电站近几年换料设计的安全评价中,经常出现主蒸汽管断裂(SLB)事故堆芯后果超限的情况,导致该事故需要进行再分析评价。因此,SLB事故堆芯后果分析就成为大亚湾和岭澳换料设计中重要的安全分析工作。该分析基于法马通公司的堆芯设计方法,大亚湾核电运营管理有限责任公司技术部(DNMC)针对岭澳核电站1号机组第三循环所作的换料设计,进行了主蒸汽管断裂事故堆芯后果分析。分析结果表明,在发生主蒸汽管断裂事故条件下,DNMC设计的岭澳核电站1号机组第三循环的堆芯是安全的。

大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序改进

黄辉章, 杨玲, 孙吉良, 林树谋, 肖岷

2005, 26(S1): 30-32,44.

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摘要:
根据大亚湾核电站严重事故管理导则实施过程中的程序接口,介绍了大亚湾核电站应急运行规程接口的确定办法及核电站应急计划的修改内容。

大亚湾核电站严重事故管理导则的审查和验证

肖岷, 孙吉良, 张世顺, 阎术, 安军靖, 卢向晖

2005, 26(S1): 33-34,51.

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摘要:
根据大亚湾核电站严重事故管理导则(SAMG)编写过程中的审查和验证行动,介绍了SAMG的审查过程以及验证过程的组织、方法和验证结论。

广东核电机组模拟装料错误的安全分析

李现锋, 梁薇, 李雷, 肖岷

2005, 26(S1): 35-38.

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摘要:
2001年4月,法国Dampierre4机组发生了燃料装载错误,导致次临界度降低。虽然广东核电机组一直采用“蛇形”装料方式,仍然需要对其发生类似装料错误后的次临界度进行计算,分析其堆芯的安全性,以验证广东核电机组装料过程的安全保障。本文通过对不利循环的保守计算分析表明,如果岭澳核电站和大亚湾核电站发生与法国Dampierre4机组同样装载错误,虽然会造成一定程度的新燃料集中摆放,但仍能满足FSAR要求的次临界度,可以保证不发生超临界的安全事故。

反应堆机组停堆检修后重返满功率运行的堆芯控制策略研究

廉志坤, 李现锋, 彭松

2005, 26(S1): 39-44.

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摘要:
核电站压水堆(PWR)在寿期末长时间停堆后重返满功率的运行过程中,堆芯控制存在困难,常常不能够安全快速地进入满功率运行。本文通过对影响堆芯控制的各种因素和物理过程进行分析,提出了一套基于临界点状态选择,在升功率期间采用提升功率控制棒和硼浓度稀释相结合的堆芯控制策略,并进行了实际验证。对重返临界点的选择和影响因素的分析直接影响后期操作,是堆芯控制策略的基础。策略对相同状况下的PWR堆芯控制有一定的指导意义。

岭澳核电站二期18个月换料燃料管理研究

李雷, 肖岷, 梁薇

2005, 26(S1): 45-47.

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摘要:
对岭澳核电站二期从首循环开始向18个月换料过渡,并于第四循环达到平衡循环的燃料管理策略进行了研究,包括对燃料循环长度的计算、可燃毒物的使用、堆芯装载方式的布置、主要中子学参数计算等。从燃料管理的角度论证了岭澳核电站二期18个月换料的可行性,为最终的燃料管理方案的确定提供一定的理论依据。

三维理论刻度曲线在灰棒功率负荷曲线试验中的应用

李雷, 卢向晖, 李现锋

2005, 26(S1): 48-51.

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摘要:
大亚湾和岭澳核电站的定期试验规程规定:在机组启动后,要完成一次灰棒功率负荷曲线试验(RGL4试验)。试验的内容是通过快速降负荷来校核事先输入的功率棒棒位与汽轮机负荷的对应关系曲线。大亚湾核电站两台机组在进入18个月换料之后,原来用一维程序计算的刻度曲线出现了越来越大的偏差。本文提出用三维程序代替一维程序来计算刻度曲线,并证明了三维的刻度曲线与现场试验结果吻合很好。

大亚湾核电站安装氢气复合器方案计算分析

张世顺, 孙吉良, 肖岷

2005, 26(S1): 52-54.

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摘要:
针对大亚湾核电站在严重事故条件下安全壳内氢气的产生、释放以及氢气复合器对氢气浓度的影响进行了研究。在假设安全壳内安装一定数量的NIS型被动催化式氢气复合器的条件下,研究了氢气浓度在安全壳内的变化。结果表明,当安全壳内安装大约50个氢气复合器时,最大氢气浓度可以控制在10%左右。

大亚湾核电站全厂断电诱发的严重事故过程研究

齐盼进, 肖岷, 孙吉良, 张世顺

2005, 26(S1): 55-57,61.

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摘要:
在大亚湾核电站严重事故计算分析结果的基础上,对全厂断电诱发的典型的严重事故序列及缓解对策进行了分析。结果表明,全厂断电事故发生后,大约1～2h堆芯上部会裸露,压力容器在5～7h后失效。在约100h安全壳超压失效,而堆坑地基在事故后8.7d会被熔蚀5.5m。结果还表明,堆坑注水措施可以防止堆坑地基熔穿并且减少事故中由于堆芯熔融物与混凝土反应产生的氢气。

岭澳核电站硼稀释事故分析

李雷, 张洪, 肖岷

2005, 26(S1): 58-61.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
在岭澳核电站混合堆芯及提高富集度论证项目中的反应性事故中,硼稀释事故分析占据着重要的地位。因为硼稀释事故分析的结论中要对冷停堆和热停堆下的控制棒棒位进行定义,其中热停堆下的控制棒棒位又是次临界下提棒事故分析的前提,而且在次临界提棒事故裕量不够时,可以通过硼稀释事故分析来对热停堆标准工况下的棒位进行一定的调整以提高次临界提棒事故裕量。对混合堆芯论证项目中的硼稀释事故分析的方法、结论进行了说明。

岭澳核电站延伸运行工况下的功率能力分析

厉井钢, 张洪, 梁薇, 李雷, 毛国平

2005, 26(S1): 62-64.

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摘要:
本文主要分析了岭澳核电站延伸运行工况下的功率能力。利用中子学计算程序对岭澳核电站延伸运行I类工况和II类工况下可能的堆芯功率分布进行了模拟,论证了I、II类工况下反映堆芯安全性的线功率密度裕度和偏离泡核沸腾比(DNBR)裕度。与自然循环相比,延伸运行工况下的功率能力具有更大的裕度。

核电站设备可靠性管理体系的探索与运作

卢文跃, 李晓明, 韩庆浩, 戴忠华, 洪振旻, 陈世均

2005, 26(S1): 65-72.

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摘要:
设备可靠性是维系核电站安全和生产的关键因素之一,设备的可靠性管理是提升企业核心竞争力的重要手段。近年来,大亚湾核电运营管理有限责任公司在设备可靠性管理上进行了诸多创新和实践,建立和完善了适应核电站的设备管理运作模式,逐步形成了以设备可靠性分析和设备维修策略优化为核心、以设备状态监测和设备缺陷管理为手段、覆盖日常生产活动和大修活动的电站各职能部门全范围参与的设备可靠性管理体系。

以可靠性为中心的维修在核电站维修优化中的应用与创新

李晓明, 陈世均, 武涛, 周世梁, 戴忠华, 卢文跃

2005, 26(S1): 73-77.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
以可靠性为中心的维修(简称RCM)是目前国外广泛采用的维修优化方法。本文介绍了RCM分析方法以及该方法在大亚湾核电站的应用情况,并介绍了对RCM决断逻辑进行优化和改进的情况,最后通过实例说明RCM改进后所取得的效果。

以技术特性为导向的仪控维修技术研究

卢文跃, 洪振旻, 张睿琼

2005, 26(S1): 78-81.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
介绍了大亚湾核电站以技术特性分析为导向的仪控设备维修方法的创建与应用,包括该技术研究的特点与结构,以及用于分析成果的仪控设备状态预测与趋势分析系统;并结合典型案例,说明状态维修在核电站仪表控制设备上的应用情况。

应用设备故障根本原因分析(RCA)方法改进核电站重要设备的安全性能

高立刚, 吕群贤

2005, 26(S1): 82-86.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
简要介绍了设备故障根本原因分析(RCA)方法,介绍了电站在RCA人员培训、分析工作、组织、纠正措施等方面的改进和RCA在大亚湾核电站的应用。通过实例和结果分析阐述了RCA在加强电站重大设备管理方面的意义和作用。最后提出了电站RCA待改进方面的建议。

大亚湾核电站的老化和寿命管理

戴忠华, 刘鹏, 卢文跃, 陈世均

2005, 26(S1): 87-89,115.

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摘要:
首先简要介绍了国际原子能机构(IAEA)对核电厂老化管理的基本要求以及所推荐的实施老化和寿命管理方法,然后对大亚湾核电站实施老化和寿命管理工作的进展进行了描述。文中指出,老化和寿命管理的首要任务是关注核电站的关键设备。随着经验数据的积累,工作重点逐步由老化机理理解、敏感部件筛选向老化趋势分析和寿命评估转变。

汽轮机检修中的关键点分析

陈增兴

2005, 26(S1): 90-92,119.

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摘要:
给出了大型汽轮机检修的关键点。文章指出,在检修过程中,应该把握汽轮机各部位的动静间隙、轴系对中、轴承及滑销系统等4个方面的关键点,并对其相关数据进行仔细检查,综合考虑相关因素进行分析评估,以期在无法实现最优决策的情况下达到合理决策,保证检修的有效性,最终实现汽轮机组的安全高效运行。

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

刘鹏, 薛飞, 戴忠华, 陈世均, 朱文彬, 汪小龙, 遆文新

2005, 26(S1): 93-96.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。

阀门组件老化敏感点预警值的确定及老化缓解对策

梁汉生, 蒋定功, 张朝文, 卢文跃, 张鸿泉

2005, 26(S1): 97-102.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
对大亚湾核电站死管段相关的核一级电动阀阀门组件的机械老化机理进行了讨论,并针对阀门组件的失效模式,对老化敏感点进行了识别,选出最重要的老化敏感点进行分析讨论,确定其预警值,最后提出并归纳了一些适合大亚湾核电站实际情况的老化缓解对策。

压水堆核电站一回路工况变化对主泵主要机械性能的影响

王勤湖, 李社坤, 卢文跃, 于海峰, 曹智鹏

2005, 26(S1): 103-108.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
论述了大亚湾和岭澳1000MW压水堆核电站反应堆冷却剂回路(一回路)主要瞬态工况对反应堆冷却剂泵的主要机械性能参数的影响,为避免主泵受瞬态干扰,以及通过改变系统参数调整来改善主泵机械参数提供了理论依据。

岭澳核电站应急柴油机活塞开裂根本原因分析

胡鼎金, 李卫军

2005, 26(S1): 109-115.

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摘要:
应急柴油发电机组作为核电站的中压辅助电源,在电站失去其他外电源工况下为电站的重要核安全相关系统提供应急电源,确保电站反应堆安全停堆。2003年底至2004年初,先后对岭澳核电站的4组共8台柴油机的解体检查过程中,发现总共96个活塞中的29个存在明显的裂纹。大量的活塞裂纹可能会严重威胁应急柴油机的可用性。本文介绍了对活塞裂纹产生原因与机理的分析过程,并对活塞产生裂纹的风险进行了分析。

岭澳核电站2号主变压器B相油中出现乙炔气体的原因分析

关建军, 韩庆浩, 杨吉成

2005, 26(S1): 116-119.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
针对岭澳核电站2号主变压器B相油样色谱分析发现乙炔事件,将主变压器停运并进行了内部检查,在完成了必要的改进性维修后变压器恢复运行。运行后不久,该变压器油样中再次出现0.86μL·L^-1的乙炔,考虑到要保证变压器在一个循环周期内的安全运行,决定对该变压器进行更换处理。本文基于对变压器的吊罩检查和分析,提出了可能的肇事原因,并给出了应进一步采取的改进措施。

大亚湾核电站RRI/SEC热交换器压差高问题的处理

曹智鹏, 张朝文, 戴忠华, 王勤湖

2005, 26(S1): 120-122.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
采用根本原因分析法(RCA),应用故障模式分析矩阵,对大亚湾核电站RRI/SEC热交换器频繁出现压差高这一故障的原因进行了分析,并通过试验验证,最后确定了RRI/SEC热交换器故障的根本原因。采用修改SEC系统的加药方式,很好地解决了故障问题。经过两年的运行验证,曾出现压差高的8台热交换器运行状况良好,压差值已控制在设计范围内。

大亚湾核电站汽轮机电液控制阀模块烧损原因分析

夏红卫, 卢文跃, 屈月启

2005, 26(S1): 123-125.

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摘要:
大亚湾核电站2号机组曾多次发生汽轮机电液控制阀门模块内部直流调压块烧损事件,本文对该模块烧损的原因进行了分析。结果表明,导致汽轮机电液控制阀门直流调压块烧损的主要原因是:内部三极管质量有缺陷、阀门模块的结构过于紧凑,以及其控制机柜通风散热不良导致三极管长期在过热的情况下运行。针对故障原因采取了有效的纠正行动。

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2005年第26卷第S1期

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2005年 第26卷 第S1期

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