风险指引的CPR1000核电厂LBLOCA分析方法初步研究
浅析CPR1000核电厂防甩装置安全性试验设计
浅析CPR1000核电厂防甩装置安全性试验设计通过本文的防甩装置安全性试验设计验证CPR1000核电厂防甩装置的安全性；获取实测的U-bolt冲击试验和材料动态拉伸试验数据，对现有甩击力计算方法进行验证与改进，为设计提供参考和依据；有助于实现核岛防甩装置的国产化。
标签：核电厂；防甩装置；安全性试验1 引言核电厂高能管道在运行期间会有压力的脉动和过高的压力出现，使管道材料机械性能降低，从而可能引起管道破裂。
管道突然破裂，泄露的高压流体会对管道产生很大的横向力，在喷射力的作用下，破裂的管道会产生很高的横向速度，并使管道绕着管道上的一个局部变形区作高速旋转运动，即管道甩动现象，破裂的管道会打到其他管道、设备或仪表上，造成这些器件的破坏，从而加剧事故的严重性，造成连锁式的危害。
为了减轻管道破裂产生的后果，需要对管道破裂后的甩动规律进行认真研究，并设置相应的防护措施，尽量减少可能的破坏。
为了验证验证CPR1000核电厂防甩装置的安全性，对防甩装置（以下简称U-bolt）进行冲击试验、材料动态拉伸试验和计算机仿真模拟，以获取实测的U-bolt冲击试验和材料动态拉伸试验数据，对现有甩击力计算方法进行验证与改进，为设计提供参考和依据，同时也将有助于实现核岛防甩装置的国产化。
2 试验设备和仪器2.1 电子万能试验机低应变率拉伸试验使用电子万能试验机进行。
该电子万能试验机型号为DDL50，由长春机械科学研究院有限公司制造，可实现0～500 mm/min的加载速度，最高载荷达50 kN，主要包括加载试验系统和数据采集系统。
配置不同夹具，可用于金属材料、非金属材料、复合材料性能的拉伸、双向拉伸、压缩、剪切、压弯、扭转、剪切、剥离、撕裂以及应力、应变控制试验等。
同时和试验机厂家合作开发，将试验室非接触图像采集系统集成于一体，提高了试验中变形测量精度。
2.2 中应变率液压伺服材料试验机中应变率拉伸试验使用中应变率液压伺服材料试验机进行。
CPR1000核电厂液态流出物排放系统排放能力探讨10.17
因此，在正常运行时，SEL003BA与TER003BA均应当处于 备用状态，一般不得使用。
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1.设计基准及国家标准的要求
2020/9/15 SEL运行需要“两用一备”同时也是现行国家标准的要求
而且，营运单位的排放管理程序也未对SEL系统备用 贮槽的日常管理做出规定。进一步调查还发现，一些电厂 运行处的操纵员、机组长均认为“两用一备”仅是针对 TER的，对SEL没有该要求，SEL003BA可以用来接收和排放 正常的废液。
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3.核电厂SEL系统培训情况
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3.核电厂SEL系统培训情况
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流出物排放“两用一备”情况 SEL排放管理问题探讨 思考与建议
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2.与参考电厂的设计比较
为了更深入地搞清楚SEL “两用一备”问题，笔者对相关单位进行了 访谈，并查阅了一些历史文献。我国的M310/CPR1000机组参考电站可追 溯至大亚湾核电站。最初，总承包法国电力公司(EDF)在设计大亚湾核电 站时，核岛和常规岛废液排放都是连续排放（直排），TER的三个贮槽仅 用于异常工况。国家环保局在审查大亚湾核电站的EIR和在现场进行“三 同时”检查中，认为TER连续排放方式不符合《轻水堆核电厂放射性废液 处理系统技术规定》（GB9135-88）“经过处理的废液在向环境排放前， 必须先送往监测槽逐槽分析，符合排放标准后方可排放”的规定。
CPR1000核电站COC(失电)试验风险分析方法研究
CPR1000核电站COC(失电)试验风险分析方法研究
辛英;曹宁;周创彬
【期刊名称】《科技与企业》
【年(卷),期】2012(000)011
【摘要】核电站仪控仪表失电试验(COC试验)是核电站调试中特有的大型联调试验，具有风险高，实施难度大，风险分析不足及控制不当极易造成重大设备损坏、机组失控等严重后果。
该文通过岭对岭澳二期核电站A列125V直流系统(LBA)失电试验的介绍及后果分析，开创性的提出了开展核电站失电试验的风险分析方法，并对识别的风险编制控制预案，确保试验顺利、安全进行。
实践证明，此分析方法对目前正在建造的CPR1000核电站调试具有良好的推广应用价值。
【总页数】2页(P158-158,160)
【作者】辛英;曹宁;周创彬
【作者单位】大亚湾核电运营管理有限责任公司;中广核工程有限公司调试中心广东深圳518124;中广核工程有限公司调试中心广东深圳518124
【正文语种】中文
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1.EPR和CPR1000核电站水压试验泵的差异分析及选型研究 [J], 陈兴江;谢坚;王学灵
2.CPR1000型核电厂辅助电源系统通流试验的方法研究 [J], 易宁;刘森;余良;柳强
3.基于CPR1000堆型的核电站紧急停堆系统定期试验设计浅析 [J], 宗翔鹏;李景志;张红梅;袁志胜
4.CPR1000核电站压力容器保温层“离线安装”方法研究 [J], 王东;李福东;刘瑜;聂岩
5.CPR1000压水堆核电站模拟量控制整定方法研究与应用 [J], 杨振兴
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核电厂运行操作风险评估标准和风险管控探讨
核电厂运行操作风险评估标准和风险管控探讨摘要：本文旨在研究核电厂运行操作风险评估标准和风险管控的重要性。
通过对核电厂运行操作的风险识别、评估和控制方法的分析，提出了一套完整的评估标准和风险管控措施。
本文认为，核电厂运行操作风险评估标准的建立和风险管控的落实，对确保核电厂的安全运行和保护环境具有重要意义。
关键词：核电厂；操作风险；风险评估；风险管控；引言核能作为一种清洁、高效的能源形式，正被越来越多的国家采用。
然而，核电厂作为核能的主要发电方式，其运行操作风险也不可忽视。
核电厂运行操作风险评估标准和风险管控的建立，对确保核电厂的安全运行和保护环境具有重要意义。
核电厂运行操作风险的识别和评估是确定风险来源、风险程度以及风险等级的过程。
在此过程中，应采用科学有效的方法进行风险分析。
一、风险识别方法风险识别是指确定潜在风险事件及其可能导致的损失的过程。
常用的风险识别方法包括故障模式与影响分析（Failure Mode and Effects Analysis, FMEA）、逻辑树分析（Fault Tree Analysis, FTA）和事件树分析（Event Tree Analysis, ETA）等。
核电厂运行风险的识别方法通常可以分为以下几种：1.故障模式与影响分析（Failure Mode and Effects Analysis, FMEA）：FMEA是一种通过分析故障模式、故障原因以及故障影响，识别潜在风险的方法。
它通过对系统、设备或过程可能出现的故障模式进行评估，确定可能的失效模式、故障原因和故障影响，从而识别可能的风险。
2.事件树分析（Event Tree Analysis, ETA）：ETA是一种通过构建事件树的方式，分析事件序列和可能的后果，识别潜在风险的方法。
通过分析事件发生的逻辑关系，确定可能导致事故的直接或间接原因，从而识别风险。
3.常规操作风险识别：通过对核电厂常规操作环节进行细致的识别和分析，识别可能存在的操作风险。
CPR1000核电厂主给水泵备用泵启泵逻辑优化
CPR1000核电厂主给水泵备用泵启泵逻辑优化林伟波【摘要】核电厂的安全运行越来越受到人们的关注,首先介绍了CPR1000核电厂主给水系统的特点及功能,针对核电厂调试过程中出现的主给水泵备用泵无法正确联锁启动的问题进行了分析,充分考虑核电厂主给水泵运行的各种工况,对主给水泵备用泵启泵逻辑进行了优化,增强了核电厂运行的安全可靠性.%There is more and more attention for the safe operation of nuclear power station. The features and functions of main feedwater system for CPR1000 nuclear power station is described. The not correctly interlock of standby pump of main feedwater pump is analyzed which is happened during commissioning. Full consideration to all kinds of operation conditions of nuclear power station main feedwater pump are given. The stand-by pump control logic of main feedwater pump is optimized. The safety and reliability of nuclear power station operation are enhance.【期刊名称】《科学技术与工程》【年(卷),期】2012(012)028【总页数】3页(P7399-7401)【关键词】CPR1000核电厂;主给水系统;主给水泵;逻辑优化【作者】林伟波【作者单位】广东省电力设计研究院,广州510660【正文语种】中文【中图分类】TM623.1;TK39日本福岛核电厂核泄漏事故发生以后，人们对核电厂的安全稳定运行越来越关注，核电厂能否安全稳定运行得到了国家层面的重视，本文以CPR1000核电厂为例，阐述主给水泵系统备用泵启泵逻辑的优化，对核电厂的安全稳定运行起到至关重要的作用。
CPR1000核电厂安全级DCS研究
2012年8月第24期科技视界SCIENCE &TECHNOLOGY VISION 科技视界Science &Technology Vision0引言随着分散控制系统(DCS)的快速发展,DCS 所具有的开放性、高可靠性、快速性和可操作性逐步被认可,常规火电厂普遍采用DCS 作为综合控制系统。
DCS 是分散控制系统(Distributed Control System)的简称,它是一个由过程控制级和过程监控级组成的,以通信网络为纽带的多级计算机系统,其基本思想是分散控制、集中操作、分级管理、配置灵活、组态方便,大大增加了电厂控制的可靠性[1-3]。
数字化控制系统可以通过通信网络将分散在现场执行数据采集和控制功能的远程控制站与控制中心的各种操作站联接起来,共同实现分散控制、集中监控与管理[4]。
1核电站控制系统设计DCS 一般采用现场总线技术,大量信号通过网络传输,总线为虚拟环网结构,有较高的通信可靠性[5-7]。
核电站控制系统由安全级DCS、非安全级DCS、专用控制系统等3部分构成。
核电站控制系统设计应遵循如下原则:单一故障、多样性、独立性、冗余性等。
考虑安全性,核岛控制系统设置了部分硬接线的控制按钮和显示仪表,安全保护系统采用A、B 2个系列,4个保护通道,执行“4取2”逻辑。
2CPR1000核电站安全级DCS 控制系统设计目前新建的CPR1000核电仪控系统采用日本三菱电机和北京广利核联队提供的数字化仪控系统DCS,其中安全级DCS 采用日本三菱电机的MLETAC 系统,非安全级DCS 采用和利时的HOLLIAS-N 系统。
本文将对安全级DCS 系统进行研究。
安全级DCS 主要是由RPC,ESFAC,SLC,ARC,CCMS 以及SRC 等系统组成。
RPC 系统主要完成停堆保护功能,ES⁃FAC 和SLC 系统主要完成安全专设功能,CCMS 主要完成堆芯状态监视功能,而SRC 主要执行模拟量部分的SR 功能和部分手操功能。
谈CPR1000型压水堆核电厂内照射控制
谈 CPR1000型压水堆核电厂内照射控制摘要：本文介绍了CPR1000型压水堆核电厂内照射的来源、危害，分析总结了内照射控制与防护措施，并对控制限制、内污染监测手段进行了总结，丰富现场作业人员内照射防护的理论素养，同时也为在建核电厂及其他存在内照射风险的相关单位在内照射控制方面提供参考和借鉴。
关键字：核电厂；内照射；控制防护1.核电厂内照射的来源CPR1000型压水堆核电厂的放射性物质存在于一回路系统中，绝大部分在燃料组件的包壳中，核电厂运行过程中，反应堆冷却剂回路是重要的辐射源项；反应堆冷却剂在流经堆芯时将核裂变热带出反应堆，也将反应堆的放射性裂变产物及系统内活化了的腐蚀产物带至冷却系统及与之相连的辅助系统，如化学和容积控制系统，余热排除系统等。
CPR1000型压水堆核电厂导致内污染的放射性核素有裂变产物、活化产物。
裂变产物包括137Cs，131I，133I，134Cs,144Ce等核素；活化产物包括51Cr，58Co, 60Co，54Mn,59Fe，55Fe，65Zn，3H，124Sb,110m Ag，63Ni, 59Ni，93Zr，93Mo等核素。
放射性物质进入人体的途径包括：•吸入被放射性物质污染的空气；•食用被放射性物质污染的食物和水，或口腔接触了被污染的器具和物品；•接触放射性物质，导致放射性物质从破损的皮肤直接进入体内，或者通过完好的皮肤渗透入体内。
内照射主要发生方式包括：•未采取任何防护措施进入空气污染场所；•放射性管道开口作业，风险识别不到位，未进行有效控制；•放射性设备切割打磨时未采取必要的控制手段；•污染颗粒再次悬浮；•放射性液体异常扰动；•表面污染转移体内。
1.内照射的特点及危害内照射是指放射性物质进入人体内，造成对人体器官或组织的持续照射。
与外照射不同，在内照射的情况下，人员即使脱离了造成内照射的环境，已经进入体内的放射性物质依然会造成对人体的照射。
在其它因素相同的情况下，穿透能力较弱的、辐射引起的内照射危害性远大于穿透能力较强的X辐射引起的内照射危害性。
CPR1000压水堆核电站辐射源项研究分析
CPR1000压水堆核电站辐射源项研究分析十八大以来,国家高度重视环境保护和生态治理,发展清洁能源成为了当今社会必然的选择。
核能作为安全、清洁和高效的能源,自然成为了国家发展清洁能源政策的主要举措之一。
核电站的蓬勃发展给我们带来了巨大的能源供应,但与此同时,也产生着核辐射风险。
如何降低核电站的辐射水平,进而降低核电站从业人员的受照剂量,这是核电站一直追求的安全目标之一。
经过运行实践经验的总结,降低核电站工作人员的受照剂量,最根本的方法就是通过辐射源项控制,从源头上、整体上降低机组的辐射水平。
为了能够降低CPR1000核电机组辐射水平,故开展此项辐射源项研究分析相关工作。
结合CPR1000压水堆核电机组实际生产运营情况,本文研究的内容主要有两个:1.CPR1000压水堆核电站的辐射源项组成;2.CPR1000压水堆核电站辐射源项的控制方法。
通过核电站实际工作经验的总结和相关理论知识的学习,总结出以下结论:1.裂变产物辐射源项和活化产物辐射源项组成了CPR1000压水堆核电站的辐射源项。
裂变产物是最大的辐射源,也是最初的辐射源,正常运行工况下,由于受时间和空间的限制,裂变产物对一回路的辐射源项影响不大,对集体剂量的贡献相对较小。
活化产物是一回路及其辅助系统主要的辐射源,也是CPR1000压水堆核电站集体剂量的主要贡献者。
2.降低裂变产物对机组辐射源项的影响,最重要的方法之一就是降低燃料组件包壳发生破损的几率和破损的严重程度。
3.控制活化产物的产生和有效去除已产生的活化产物,是降低机组辐射水平的主要方法。
控制活化产物的措施主要有:1)一回路及辅助系统尽可能使用含钴、镍、银量低的材料,从源头减少可活化的物质的量;2)通过物理或化学的手段,控制一回路(尤其堆芯)的高放射性物质迁移至其他辅助系统,并通过物理或化学的手段(例如过滤、净化、p H值优化等)去除一回路的活产产物和未被活化的腐蚀产物。
通过对CPR1000压水堆核电站辐射源项的研究分析,掌握了控制辐射源项的基本方法,但对具体的措施研究的还不够深入。
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风险指引的CPR1000核电厂LBLOCA分析方法初步研究宋建阳;杨江;刘井泉;刘萍萍;王婷;吕逸君
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2018(052)006
【摘要】随着核电厂安全分析方法的不断发展,结合传统确定论分析与概率风险评价(PSA)的风险指引型安全分析方法逐渐引起安审当局和核电业主的广泛关注.本文基于国际上风险指引型分析方法在其他领域的应用现状,提出了风险指引的大破口失水事故(LBLOCA)分析方法,并重新评估了CPR1000核电厂的堆芯燃料包壳峰值温度(PCT)裕量.在PSA分析中,识别并量化了 LBLOCA发生后可能发生的162个事件序列,并采用确定论现实分析方法(DRM)对筛选出的18个概率较大的事件序列进行了计算分析.然后通过期望值评估法和特定序列覆盖法对LBLOCA的 PCT 裕量进行了评估.结果表明,本文方法下LBLOCA的PCT裕量约为36～55 ℃,相比于传统的DRM裕量提升了16～35 ℃.
【总页数】6页(P1028-1033)
【作者】宋建阳;杨江;刘井泉;刘萍萍;王婷;吕逸君
【作者单位】中广核研究院有限公司,广东深圳 518026 ;中广核研究院有限公司,广东深圳 518026 ;清华大学工程物理系,北京 100084;中广核研究院有限公司,广东深圳 518026 ;中广核研究院有限公司,广东深圳 518026 ;中广核研究院有限公司,广东深圳 518026
【正文语种】中文
【中图分类】TL364.5
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