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
【相关文献】
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
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

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。

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。

CPR1000项目核电厂实时信息监控系统的功能实现与验证刘高俊;倪立功;尹建玲;王婷
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】2012()S2
【摘要】核电厂实时监控信息系统(KNS)是中广核自主设计、开发、调试、安装的系统,它是中广核集团核电厂自采用DCS以来的新增系统。

KNS提供了生产一线数据的桌面延伸功能,核电厂的调试人员及运行人员通过该系统在办公室就可以实时监视电站的调试数据及电站运行状态。

解决了只有去现场一线,电站人员才能实时了解电站状况的信息孤岛问题。

为了发挥其调试阶段数据共享的重要作用,其必须在核电厂冷试前投运。

中广核该在该系统设计、研发阶段利用工程仿真机模拟电站运行数据,验证了整个系统的数据传输、存储、应用过程。

是一种全新的开发模式,可为其他电站建设该系统提供参考和借鉴。

【总页数】5页(P87-91)
【关键词】厂级监控信息系统;工程仿真机应用;功能验证
【作者】刘高俊;倪立功;尹建玲;王婷
【作者单位】深圳中广核工程设计有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL
【相关文献】
1.网闸技术在核电厂实时信息监控系统中的应用与改进 [J], 王婷;顾海霞;吴锵
2.CPR1000核电厂DCS缺省值设置及验证方法研究 [J], 苏朝葵;赵鸿斌;张焕欣
3.CPR1000核电厂主控室数字化人机界面的验证与确认 [J], 贾明;刘燕子;张建波
4.CPR1000核电厂数字化仪表控制设计验证技术探讨 [J], 谢红云;徐晓臻;张焕欣
5.CPR1000核电厂反应堆功率标定系统设计及验证 [J], 伍家彬;郑鑫;高明
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

DOI:10.19392/ki.1671-7341.201819156核电厂失水事故大LOCA 处理策略分析张志强中国核电工程有限公司㊀北京㊀100800摘㊀要:本文通过对失水事故LOCA 的物理机制,大LOCA 主要演变过程的的分析,结合大LOCA 时的风险,对事故规程EOP 体系中处理大LOCA 的事故策略进行了分析㊂关键词:失水事故;LOCA ;事故规程处理策略㊀一㊁物理机制失水事故LOCA 定义为反应堆冷却剂系统管道或与系统连接的在第一个隔离阀以内的任一管线的破裂㊂破口的原因可能为:一回路一根管道或辅助系统(RCV RRA)的管道破裂;系统上的一个阀门意外打开或不能关;泵的轴封或阀杆泄漏;一根管道完全断裂;破裂㊂因为失水事故的后果随破口的大小㊁位置和系统的初始状态的不同而有明显的不同,这里主要针对大破口介绍:图1压水堆LOCA 事故后堆芯主要参数的变化大破口 当量直径>345mm 直到最大的一回路管道的双端剪切断裂,PZR 压力迅速下降直至等于安全壳内的压力,由于大量的质量和能量释放到安全壳内,安全壳内的压力和温度将升高,SG 的压力同时也将逐渐下降㊂当PZR 压力为低和低 低时,将分别自动启动紧急停堆和安注㊂二㊁大破口LOCA 的主要演变过程(一)降压的力学影响(1)降压波在回路中的传播㊂(2)主泵超速:下游出现大破口时,由于主泵的出口处压力突然下降,这台主泵就会超速运转㊂上游出现大破口时,泵内的流动将反向,转动也换向㊂在这种情况下,主泵转飞轮的惯性很重要,它的设计应考虑能抗拒这种作用㊂(3)控制驱动棒驱动机构㊁堆内构件㊁压力容器㊁一回路的支撑件在设计中均要考虑接受这种冲击㊂(二)热工水力的影响一般的热工水力过程分为:一回路快速降压㊁排空;堆芯再淹没;燃料棒再浸湿㊂(三)点考虑燃料和安全壳㊂对于燃料棒,有如下方面要考虑:温度的变化;包壳的机械特征;镐 水反应㊂(四)对于安全壳,有如下方面要考虑间隔的压力上升;安全壳内的压力上升;压力壳坑的压力上升;热应力和机械应力;安全壳内的氢气㊂三㊁风险分析LOCA 失水事故至少使第二道屏障暂时失去完整性,并对其它两道屏障和一回路部件及其支撑构件产生危险,主要有以下三个方面的危险:包壳 发生DNB 及锆水反应;安全壳 温度压力升高及氢爆;一回路 降压波及流体喷射的冲击㊂四㊁采取的措施设计阶段,考虑到一回路破口形成的冲击,一回路是按以下4个基本准则来设计:某一环路的主管道破裂不应导致另一环路的主管道破裂;某一环路的某一段破裂不应导致同一环路的另一段破裂;一回路管道破裂不应导致二回路管道破裂;一回路管道破裂不应导致一回路设备的损坏㊂自动保护要达到以下目的:停止产生核功率(事故紧急停堆);当堆芯出现失水危险时应避免或限制堆芯失水(安注);压力容器下封头再充水和堆芯再淹没(安注);限制安全壳内压力峰值,特别是限制温度升高(安全壳喷淋);禁止放射性释放到安全壳外(安全壳隔离)㊂手动保护达到以下目的:为保证安全壳的密封性,在一定条件下手动启动EAS 喷淋;堆芯长期冷却的建立需要冷㊁热端的安注转换;RRA 连接时的破口处理可能手动启动低压安注㊂五㊁大LOCA失水后事故规程处理策略图2规程处理的目的是在大破口失水事故时使堆芯获得冷却,保证安全壳的完整和冷却㊂由冷却剂丧失引起的反应堆冷却剂卸压将触发反应堆停堆和安全注射系统自动启动,这个事件的结果是高压安注泵和低压安注泵把PTR 水箱中的水注入冷段(直接注入阶段)㊂当PTR 水箱中水排空后,低压安注泵从地坑吸水,地坑中的水由安全壳喷淋系统(EAS)热交换器冷却㊂低压安注泵把地坑水注入冷段并为高压安注泵增压,高压安注泵也把地坑水注入冷段(冷段再循环阶段)㊂稍长一段时间后,由于在堆芯可能析出硼和地坑中硼浓度的减小,要求转入热段注入㊂因此最终的运行模式是冷热段同时注入再循环,低压安注泵从地坑吸水㊁注入冷段和热段并为高压安注泵增压,高压安注泵同样把地坑水注入冷段和热段㊂同时,安全壳喷淋系统也可能投入运行使安全壳内的温度㊁压力保持在可接受的范围内,从而保证安全壳的完整性㊂如果安全壳喷淋系统没有在安全壳压力高4信号下自动启动,运行人员就必须连续监视安全壳穹顶的温度,当该温度超过阈值时手动启动安全壳喷淋系统㊂六㊁结论对于现有的EOP 规程体系,针对大LOCA 事故的处理可以起到缓解事故后果,使堆芯冷却,保证安全壳的完整性和冷却的作用㊂但是存在一定的不足,比如未考虑叠加事故时的处理策略及与其他事故处理策略的衔接问题,这个是需要在事故规程优化中需要考虑的问题㊂571㊀科技风2018年7月水利电力。

CPR1000核电厂RRA系统等幅震荡问题分析作者：项洪一李永洪李锵刘鹏吴启烈来源：《科技创新导报》2017年第18期摘要：针对中国改进型压水堆某核电站（CPR1000）4号机组，RRA（余热排出系统）系统在装料后的首次启动中，RRA013VP阀门上气缸进气铜管断裂，控制系统产生等幅震荡等问题。

该文从系统设计、工艺流程、DCS组态、阀门定位器等方面进行分析，结合历史数据，找到问题的根源并处理。

故障处理后，经过大量的扰动试验进行再验证。

验证结果表明，故障已经彻底消除，控制系统能够稳定运行。

关键词：余热排出系统阀门故障等幅震荡扰动中图分类号：TM623 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2017）06（c）-0123-04余热排出系统（Residual Heat Removal RRA），作为核电站的重要系统，其主要功能是在正常停堆以及事故紧急停堆时，用于去除堆芯衰变热及一回路显热（统称为余热）[1]。

作为余热排出系统的流量调节阀，RRA013VP调节性能的好坏直接影响余热的排出，影响到核电站的安全停堆问题。

文章针对某CPR1000核电站4号机组RRA系统在装料后的首次启动过程中，RRA013VP 阀门产生了上气缸进气铜管断裂故障，EP线性度下降输出量程不够、定位器输入压力小表漏气、定位器零点漂移、控制系统产生等幅震荡，即RRA013VP和RRA006MD（余热排出流量）等幅震荡等问题，从系统设计、工艺流程、DCS组态、阀门本体等方面进行分析，结合历史数据，找到问题的根源并处理。

故障处理后经过RRA系统流量设定值扰动（910～1300 m3/h）、泵切换试、阀门开5%、关10%扰动等进行再验证，验证控制系统的稳定。

1 RRA系统的主要功能介绍RRA系统的主要功能是在电厂停堆期间，经蒸汽发生器初步冷却降压后，从堆芯和反应堆冷却剂系统（RCP）排出热量。

将反应堆冷却剂的温度从180 ℃降到60 ℃。

４９６原子能科学技术第４２卷由于反应堆压力容器是一级核承压设备，其安全评定是非常重要的，这直接涉及到核电厂的安全运行，因此，对其安全评定要严格遵守相关的规范和标准，本工作所参照的标准和规范是压水堆核岛机械设备设计制造规范规则ＲＣＣ＞Ｍ２０００。

１计算模型根据反应堆压力容器的结构和载荷对称性［１］，忽略细微部分，对其建立１／３模型进行有限元力学计算，其中，建模基于以下几点假设：忽略反应堆压力容器顶部和底部的小开孑Ｌ；根据ＲＣＣ－ＭＢ篇规定，设计工况和试验工况下，结构强度应力计算时不计内部不锈钢堆焊层的厚度［２１；在整体计算时，对于接管与筒体接合部分即有倒角或过渡区，通过子模型技术来计算得到结构细部或局部位置的应力。

建立的有限元模型示于图１、２。

其中，图２为接管和筒体接合部位的子模型。

计算模型和子模型均采用ＳＯＬＩＤ４５号单元划分，１／３对称模型划分单元数为１０１８９１，节点数为７１３８１。

子模型单元数为９３４４４，节点数为４４３０６。

在网格划分时，计算模型大部分采用了计算精度较高的六面体映射网格。

通过不同网格密度对图１计算模型Ｆｉｇ．１Ｓｉｍｕｌａｔｉｏｎｍｏｄｅｌ计算结果敏感性对比分析，表明本工作所采用的图１、２所示网格密度符合计算精度要求。

图２子模型Ｆｉｇ．２Ｓｕｂｍｏｄｅｌ２计算思想根据ＲＣＣ—Ｍ规范，本工作计算所采用的强度准则为Ｔｒｅｓｃａ屈服准则，构件中某点处的应力强度为该点处的最大剪应力的２倍［２］，即：Ｓ＝ｍａｘ｛ＩＳ１２Ｉ，ＩＳ２３ｌ，ｌＳ３ｌｌ｝式中：Ｓ为构件中某点处的应力强度；Ｓ。

：＝口。

一口２，Ｓ２３一晚一口３，Ｓ３ｌ＝口３一口１，仃１、口２、仃３分别为：滚点处的第１、第２和第３主应力。

分析设计法要求对构件各部位的各种应力（包括温差应力）进行详细计算，并根据应力在构件上的分布、产生的原因以及对失效所起作用的差异分为一次应力、二次应力和峰值应力。

一次应力Ｐ也称基本应力，是指由外加载荷在容器中产生的应力，一次应力为直接参与和机械载荷平衡的应力类别，具有非自限性的基本特征。

CPR1000核电机组各类安注控制研究摘要：本文针对阳江核电厂事故规程中各类安注的控制做了简要介绍，分别对三类安注适用的情况、控制的风险以及控制的关键点进行了分析，对事故过程中安注的控制有一定的指导意义。

关键词：安注；风险；关键点1.引言安注主要有以下几种功能：用来向一回路补水，以重新建立稳压器水位；重新淹没并冷却堆芯，限制燃料元件温度的上升；补偿由于一回路冷却剂连续过冷而引起的正反应性，防止堆芯重返临界；在再循环注入阶段，低压安注泵从安全壳地坑吸水，安注在安全壳外的管段成为第三道屏障的一部分。

本文主要分析了事故过程中遇到的各类安注，根据事故SOP规程的理解，明确了不同类型的安注控制要点，对事故过程中安注的控制有一定的指导意义。

2.安注的信号和事故中的分类2.1安注信号主要有以下几点：a、稳压器压力低；b、两台蒸汽发生器蒸汽流量高且蒸汽管道压力低；c、两台蒸汽发生器蒸汽流量高且一回路平均温度低低；d、主蒸汽管道间压差高；e、安全壳压力高2；f、手动启动。

2.2安注在事故中主要分为以下三类1)误安注：安注的启动和前期运行是不符合机组控制需求的；2)多余安注：安注的启动和前期运行是符合机组控制需求的，但是安注运行到一定时间后，其存在不利于机组的控制；3)有用安注：安注对机组控制而言是必须的，需要采取一切手段保证它的有效性。

3.误安注的适用情况和控制误安注事故的主要风险在于，因为并不存在一回路失水或者收缩（即使主蒸汽隔离阀下游破口，随着主蒸汽阀的自动隔离动作冷却效应也很快失去了）如果安注停运不及时，稳压器水位将快速上涨直至满水位；进一步甚至造成稳压器安全阀的开启；更加严重的情况是，因为稳压器安全阀长期带水排放有发生卡座的风险，一旦发生将造成人为将“误安注”演变为“一回路破口事故”，使事故后果趋于复杂化。

触发误安注的情况主要由以下几点：1、误发信号造成安注；2、人为误操作造成安注；3、稳压器喷淋阀卡在开启位置无法关闭；4、主蒸汽隔离阀门下游蒸汽管道破口。

CPR1000严重事故专用仪控系统方案探讨
刘真;孙永滨;黄伟军
【期刊名称】《核科学与工程》
【年(卷),期】2011()S2
【摘要】福岛核电站事故发生后,对于核电安全的认识达到了一个新的高度。

业内普遍认为在丧失场内外电源的情况下,为了完成执行严重事故缓解措施,需设置严重事故专用仪控系统以提供安全信息监控功能并考虑独立供电。

本文描述了
CPR1000堆型严重事故需求分析以及严重事故专用仪控系统方案设计,同时简要说明了其他先进三代压水堆项目相关技术要点,以期为核电厂严重事故专用仪控方案设计提供有用借鉴。

【总页数】5页(P30-34)
【关键词】福岛;严重事故;专用仪控系统
【作者】刘真;孙永滨;黄伟军
【作者单位】深圳中广核工程设计有限公司
【正文语种】中文
【中图分类】TL
【相关文献】
1.CPR1000核电站全厂数字化仪控系统不同 DCS 平台的比较分析 [J], 朱雯;王强
2.一种严重事故仪控系统人机界面的人因设计 [J], 高超;彭立;马建新;傅春霞
3.CPR1000核电站数字化仪控系统常规岛I/O通道自动测试工具的应用 [J], 霍建
波;古丹;高连国
4.CPR1000项目消防水系统仪控设计研究 [J], 张禹;江磊
5.CPR1000新项目安全级仪控系统定期试验方案 [J], 张龙强;江辉;田亚杰
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

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【摘要】With the development of the safety assessment approach of nuclear power plants(NPPs),a risk-informed analysis methodology combining traditional determinis-tic methodology and probabilistic safety assessment(PSA)has aroused a widespread concern in nuclear safety authorities and nuclear power plant owners.Following the international application of risk-informed analysis methodology,the framework of risk-informed large break loss of coolant accident(LBLOCA)was proposed,and the peak cladding temperature(PCT)margin of CPR1000 nuclear power plant was re-evaluated in this paper.In the PSA analysis,162 probabilistic sequences were identified and quantified after LBLOCA occured.Then 18 probabilistically significant sequences were selected for the deterministic methodology analysis with deterministic realistic method(DRM).Then the risk-informed PCT margin was evaluated by two different methods,namely the expecting value estimation method and the sequence probability coverage method.The results show that the PCT margin evaluated by the risk-informed LBLOCA is about 36-55 ℃,w hich is greater than that of the DRM by 16-35 ℃.%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 ℃.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2018(052)006【总页数】6页(P1028-1033)【关键词】风险指引;大破口失水事故;包壳峰值温度裕量【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传统的安全分析方法以选定的单一序列为基础，考虑一定的系统假设和单一故障等，通常采用可能导致最严重事故后果的事件序列，这种方法采用保守的假设包络不确定性，但过于保守的假设可能使分析结果偏离现实情况。

AP1000核电厂RELAP5SB-LOCA分析模式建立与应用林支康;殷煜皓;梁国兴【期刊名称】《电力与能源》【年(卷),期】2011(032)006【摘要】建立了AP1000核电厂RELAP5 SBLOCA分析模式,并与美国西屋公司NOTRUMP程序计算结果进行比对.迸一步应用此分析模式对第三代核电技术AP1000在小破口失水事故下的设计特性、破口面积大小以及功率提升对小破口失水事故现象的影响进行了量化的分析研究.自动降压系统ADS失效量化分析结果显示,ADS失效时堆芯内的水在17 500 s左右堆芯水位将无法有效覆盖燃料,说明自动降压系统对AP1000的反应堆冷却系统在小破口失水事故工况下的泄压是不可缺少的.分析结果进一步显示,在小破口失水事故下,破口面积越大,包壳峰值温度会越高,破口面积每增加0.012 26 m2(5％管道面积),PCT温度上升约36 K;提升功率也会使包壳峰值温度升高,分析结果显示每增加5％功率,小破口失水事故的PCT上升约42.26 K.【总页数】5页(P457-461)【作者】林支康;殷煜皓;梁国兴【作者单位】上海交通大学核科学与工程学院,上海200240;上海交通大学核科学与工程学院,上海200240;上海交通大学核科学与工程学院,上海200240【正文语种】中文【中图分类】TM623.7【相关文献】1.AP1000核电厂RELAP5 SB-LOCA分析模式建立与应用 [J], 林支康;殷煜皓;梁国兴2.全浇注母线在AP1000核电厂中应用的可行性分析 [J], 张力文3.潜在通路分析技术在AP1000核电厂主回路设计中的应用 [J], 徐智;鲍麒4.金属反射式保温在AP1000核电厂的应用特点和难点分析 [J], 何致敏;王艳文;沈夏萍5.金属反射式保温在AP1000核电厂的应用特点和难点分析 [J], 何致敏;王艳文;沈夏萍;因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。

CPR1000核电机组延伸运行风险控制研究宋和航发布时间：2021-10-20T04:31:05.101Z 来源：《河南电力》2021年6期作者：宋和航1 张国辉2 张彬彬1 [导读] 通过降低一回路温度和功率来延长反应堆的运行时间的一种反应堆运行模式[1]。

（1.辽宁红沿河核电有限公司辽宁大连 116300；2.国核示范电站有限责任公司山东威海 264200）摘要：核电机组的延伸运行技术已较为成熟，国内多个核电站多次采用延伸运行来延长机组的功率运行、调整大修的时间。

但由于各核电站所在电网区域不同，所在海域不同，以及内部管理水平的差异，延伸运行依然存在一定的风险，尤其是长时间的延伸运行。

文章从内部和外部两个角度分析了延伸运行期间存在的风险，并针对风险给出了切实可行的应对措施，保证在延伸运行期间机组的安全与稳定运行。

关键词：CPR1000核电机组；延伸运行；风险控制；轴向功率偏差Research of Risk Control for Stretch Out of CPR1000 Nuclear Power Unit Song Hehang1，Zhɑnɡ Guohui2，Zhɑnɡ Binbin11. Liao Ning Hong Yan He Nuclear Power Co.，Ltd.，Dalian，Liaoning，116300，China2. State Nuclear Power Demonstration Plant Co.，Ltd Weihai 264200；Abstract：The stretch out technology of nuclear power plants has been relatively mature application. Many domestic nuclear power plants have used stretch out to extend the power operation of units and adjust the overhaul time. However，due to different power grid areas，sea areas and internal management levels，there are still some risks in stretch out，especially long-term stretch out. This paper analyzes the risks existing in the stretch out period from internal and external perspectives，and puts forward feasible countermeasures to ensure the safe and stable operation of the units during the stretch out period.Key words：CPR1000 nuclear power unit；stretch out；risk control；axial power deviation引言延伸运行（Stretch Out，简称SO）是指在循环的燃料寿期末（此时堆芯硼浓度为10ppm左右，无法再使用硼浓度调节的手段来增加反应性；功率控制棒在全部提出的位置），通过降低一回路温度和功率来延长反应堆的运行时间的一种反应堆运行模式[1]。