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        核電廠延壽審查對象范圍的探討

        2017-10-18 10:10:16周博陳佳卉
        關(guān)鍵詞:核電廠設(shè)備分析

        周博 陳佳卉

        摘要 《<核電廠運(yùn)行許可證>有效期限延續(xù)的技術(shù)政策(試行)》規(guī)定了界定延壽審查范圍的基本原則,電廠需依據(jù)該原則的要求,結(jié)合電廠的實(shí)際情況,制定具體的審查范圍界定方法。本文通過對技術(shù)政策的消化理解,結(jié)合國際核電廠許可證延續(xù)的實(shí)踐經(jīng)驗(yàn),提出了通用的核電廠延壽審查范圍界定方法,可供國內(nèi)核電廠延壽審查參考。

        關(guān)鍵詞 核電廠延壽審查范圍

        核電廠延壽在國際上已有很多成功實(shí)施的經(jīng)驗(yàn),且已經(jīng)建立了較為完善的技術(shù)支撐體系以及與之相適應(yīng)的法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)體系。截至2016年底,美國核管會已批準(zhǔn)了82座核電機(jī)組的延壽申請,正在審查18座機(jī)組的延壽申請,預(yù)計(jì)未來還會有8座核電機(jī)組提出延壽申請;其它核電發(fā)達(dá)國家,如西班牙、韓國、日本和匈牙利等國已批準(zhǔn)了若干核電機(jī)組的延壽申請。我國的秦山核電一期和大亞灣核電機(jī)組即將正面臨延壽問題。

        一、技術(shù)政策的要求

        2015年底國家核安全局頒布了《<核電廠運(yùn)行許可證>有效期限延續(xù)的技術(shù)政策(試行)》,用以指導(dǎo)國內(nèi)核電廠的延壽工作。根據(jù)《技術(shù)政策》的規(guī)定,界定延壽審查的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件范圍的原則如下:

        原則1:《核電廠最終安全分析報(bào)告》中所描述的執(zhí)行控制反應(yīng)性、排出堆芯熱量,以及包容放射性物質(zhì)和控制運(yùn)行排放,限制事故釋放幾項(xiàng)基本安全功能的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件;

        原則2:其故障可能影響上述構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件執(zhí)行功能的核電廠其他構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件;

        原則3:《核電廠最終安全分析報(bào)告》中所描述的防火設(shè)計(jì)、火災(zāi)探測和滅火系統(tǒng);

        原則4:《核電廠最終安全分析報(bào)告》中所描述的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的預(yù)防或緩解設(shè)施;

        原則5:未納入《核電廠最終安全分析報(bào)告》,但經(jīng)國家核安全局批準(zhǔn)或國家核安全局所要求的改進(jìn)項(xiàng)中涉及上述范圍的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和部件。

        二、延壽審查范圍界定方法

        根據(jù)《技術(shù)政策》提供的原則,結(jié)合國際核電廠的實(shí)踐經(jīng)驗(yàn),延壽審查的范圍界定解讀如下:

        (一)原則1

        原則1中的幾項(xiàng)基本安全功能與HAFl02規(guī)定的核電廠設(shè)計(jì)中總的安全要求是一致的。按照HADl02/03的規(guī)定,具有上述基本安全功能的設(shè)備為核安全級設(shè)備。電廠已按照HADl02/03的規(guī)定,對所有設(shè)備按其對安全的重要程度進(jìn)行了分級。其中,機(jī)械設(shè)備分為核安全1級、核安全2級、核安全3級和非核安全級,電儀設(shè)備分為1E級和非1E級,構(gòu)筑物分為核安全級和非核安全級。其中核安全級的設(shè)備和構(gòu)筑物屬于延壽審查的范圍。

        (二)原則2

        原則2包含的設(shè)備為支持核安全級設(shè)備執(zhí)行其預(yù)期功能或其失效會影響安全級設(shè)備執(zhí)行其預(yù)期功能的非核安全級設(shè)備,NEl95-10附錄F給出了開展此項(xiàng)原則范圍篩選的指導(dǎo)方法,滿足原則2要求的非核安全級設(shè)備可采用3種篩選方法:

        核電廠最終安全分析報(bào)告分析的事件中涉及非核安全級的設(shè)備;

        直接連接到核安全級設(shè)備的非核安全級設(shè)備;

        未直接連接到核安全級設(shè)備的非核安全級設(shè)備。

        1.核電廠最終安全分析報(bào)告分析的事件中涉及非核安全級的設(shè)備。各核電廠最終安全分析報(bào)告中包含的事件類別有所不同,但是通常包含以下類別:

        (1)飛射物撞擊。盡管電廠的設(shè)計(jì)中通常采用了很多措施來防止飛射物的產(chǎn)生,但出于保守考慮,還是會假設(shè)了若干飛射物進(jìn)行分析。典型的假想的飛射物源包括:內(nèi)部飛射物(安全殼內(nèi)和安全殼外)、汽輪機(jī)飛射物等。典型的飛射物防護(hù)措施有隔室設(shè)計(jì)、屏障設(shè)計(jì)、空間隔離設(shè)計(jì)等,相應(yīng)的防飛射物屏障有屋頂、鋼平臺、蓋板、混凝土隔墻等,這些防護(hù)措施屬于延壽審查的范圍。

        (2)重物墜落。核電廠利用吊車來支持運(yùn)行和維修,當(dāng)搬運(yùn)重物從核安全級設(shè)備上方通過、搬運(yùn)乏燃料或堆芯燃料時(shí),如果吊車或負(fù)載墜落,引起乏燃料損壞釋放出的放射性物質(zhì)可能導(dǎo)致廠外劑量超過法規(guī)限制,或重物墜落可能損壞與安全停堆相關(guān)的設(shè)備,因此這些吊車應(yīng)納入審查范圍。

        (3)防水淹。電廠防水淹包括防外部水淹和防內(nèi)部水淹。外部水淹主要指的是海潮、降雨等外部因素引起的水淹事件,內(nèi)部水淹指的是假想的管道破裂、容器或部件損壞、安全殼噴淋、消防系統(tǒng)噴灑、操作錯誤或系統(tǒng)誤導(dǎo)動作等內(nèi)部因素造成流體異常流入廠房和積聚而引起的水淹事件。

        (4)高能管道破裂(HELB)。高能管線破裂屏障指的是保護(hù)核安全級設(shè)備免受HELB影響的物理屏障,識別HELB屏障的關(guān)鍵在于明確高能管線的清單和分布及其防護(hù)措施。HELB防護(hù)措施有三類:采用足夠的距離隔離或用構(gòu)筑物隔離,口采用房間/隔室進(jìn)行包容,口以及在前兩種防護(hù)措施無法實(shí)施的情況下安裝管道防甩擊裝置。相應(yīng)的典型HELB屏障有隔墻、地板、管道防甩器等。

        2.直接連接到核安全級設(shè)備的非核安全級設(shè)備。對于與核安全級設(shè)備直接相連的非核安全級設(shè)備(通常是管道系統(tǒng)),從核安全級SSC開始,經(jīng)過安全,非安全交界面直到第一道抗震或等效錨固件的非核安全管道系統(tǒng)及其支撐,應(yīng)納入審查范圍。

        抗震錨固件是指確保將力和力矩限制在三個正交方向的裝置或構(gòu)筑物。等效錨固可能是大型設(shè)備(例如,熱交換器)或一系列的支撐,這些支撐作為電廠管道系統(tǒng)設(shè)計(jì)分析的一部分,以確保將力和力矩限制在三個正交方向。

        未直接連接到核安全級設(shè)備的非核安全級設(shè)備。對于與核安全級設(shè)備不直接相連或第一道等效錨固點(diǎn)之外的非核安全級設(shè)備,如果其故障會阻礙核安全級設(shè)備實(shí)現(xiàn)預(yù)期功能,則屬于審查范圍。

        這種情況下,設(shè)備之間構(gòu)成威脅的形式主要有:管道甩擊、破口射流、噴淋、抗震失效、水淹、飛射物、重物墜落等。對于這些設(shè)備,按照最終安全分析報(bào)告的典型事件分析原則已識別出了部分設(shè)備,為保證將所有的非核安全級但失效會影響安全功能的設(shè)備都納入審查范圍,本部分通過現(xiàn)場踏勘的方式對篩選結(jié)果進(jìn)行補(bǔ)充。通過現(xiàn)場踏勘確定的空間位置關(guān)系,分析潛在的危害類別,將防護(hù)措施或危害物來源納入延壽審查范圍。

        (三)原則3

        防火設(shè)計(jì)、火災(zāi)探測和滅火系統(tǒng)中需納入范圍篩選結(jié)果的設(shè)備包括以下3類:防火屏障(防火墻、天花板、地板)、防火門、防火封堵和消防水池等;安全重要設(shè)備所在區(qū)域的火災(zāi)探測系統(tǒng);消防供水管線及安全重要設(shè)備所在區(qū)域的滅火系統(tǒng)。

        如果上述這些設(shè)備失效不影響安全重要設(shè)備實(shí)現(xiàn)預(yù)期功能,且不會造成放射性物質(zhì)外泄,那么這些設(shè)備不屬于審查范圍。

        (四)原則4

        最終安全分析報(bào)告中包含的超設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故各電廠有所不同,但通常包含未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)和全廠斷電。

        未能緊急停堆的預(yù)期瞬態(tài)(ATWS)是一種假想的低概率運(yùn)行瞬態(tài)。在發(fā)生預(yù)計(jì)瞬態(tài)過程中需要反應(yīng)堆緊急停堆時(shí)而不能實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆緊急停堆。根據(jù)預(yù)期功能分析,用于降低ATWS發(fā)生概率和限制ATWS事故后果的設(shè)備應(yīng)納入審查范圍。

        全廠斷電意味著核電站失去所有廠內(nèi)和廠外交流電源,即失去全部廠外電源同時(shí)發(fā)生汽機(jī)脫扣和廠內(nèi)應(yīng)急電力系統(tǒng)(指應(yīng)急柴油發(fā)電機(jī)全部失效)不可用。NUREG-1800要求在全廠斷電事件中,“應(yīng)對”和“恢復(fù)”階段需執(zhí)行預(yù)期功能的設(shè)備,以及將電廠與廠外電源連接的電力系統(tǒng)都屬于審查范圍。

        (五)原則5

        國家核安全局批準(zhǔn)或要求的改進(jìn)項(xiàng)主要為核安全的改進(jìn)項(xiàng),在當(dāng)前的最終安全分析報(bào)告通常已將核安全局要求的改進(jìn)項(xiàng)納入其中,只有電廠正在實(shí)施且還未完成的改進(jìn)項(xiàng)尚未納入最終安全分析報(bào)告,在延壽審查時(shí),需要將這些改進(jìn)項(xiàng)納入審查范圍。

        三、結(jié)語

        本文基于《<核電廠運(yùn)行許可證>有效期限延續(xù)的技術(shù)政策》的原則要求,消化吸收國外核電廠延壽審查范圍界定的實(shí)踐經(jīng)驗(yàn),制定了依據(jù)《技術(shù)政策》實(shí)施延壽審查范圍界定的方法,對國內(nèi)核電廠界定延壽審查范圍具有借鑒意義。endprint

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