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中法核电技术交流会

召开年：2000
召开地：深圳
出版时间： 2000-12

主办单位：中国核学会

会议文集：中法核电技术交流会论文集

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1.由德法两国核电界联合开发的欧洲压水堆计划之现状
- Xavier POUGET-ABAIE;Marcel LALLIER;P.LAURET;Dieter SCHNEIDER
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：作为法德合作的一部分，欧洲压水堆的初步设计工作已如期完成。法马通公司和西门子公司1989年共同决定成立国际核电公司，当时设立欧洲压水堆项目的初衷是，进行核岛设计以满足将来电力的需要。法国电力公司以及德国一些主要的电力公司在1991年加入到该项目中，并从此完全参与进来。另外，得益于法德两国安全当局之间长期通力的合作，到1998年底双方共同制定了适用于未来核电站的通用要求。法国安全当局将于2000年底颁布最终文本。
- 核电站;
- 压水堆;
2.核电厂运行经验反馈
- 沈国章
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文简要叙述了秦山核电厂内外部运行经验反馈的来源及其实施情况，以及经验反馈对电厂运行和管理所带来的作用，及如何在今后工作中加强经验反馈工作的一些想法。
- 核电厂;
- 经验反馈;
3.法国核电机组老化评估第2次10年停堆检修后的状况：关键部件(反应堆压力容器和反应堆安全壳)，对可能的电厂运行寿期的评价
- M.SABATON;Y.MEYZAUD
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
4.为延长反应堆部件的寿期而进行的维修/更换方法的研究
- GILLES GOYAU;ALAIN DUBREUIL CHAMBARDEL
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
- 反应堆部件更换;
- 核电站预防性维修;
5.反应堆压力容器检查：对延长容器寿命的最新改进和贡献
- F.Bodson
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文阐述了国际检验局在反应堆压力容器在役检测方面的经验，及在探头和工艺鉴定、专业鉴定工状、数据采集和分析软件方面的最新进展。针对用户的需要，并考虑到每个被检区域特定的标准和缺陷，根据法国RSEM及美国ASME标准已对该工艺进行了评定。反应堆压力容器在役检查是对容器部件完善性的连续性评估，并通过此检查状况来延长容器寿命。
6.欧洲电力公司要求(EUR)文件的全面修订版即将问世
- Pierre BERBEY
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：自1992年以来，欧洲的主要电力生产者已经编制了一份对未来轻水堆电厂的共同要求文件，以期获得业主、公众和主管当局都能接受的规格。这样，设计者能开发出欧洲任何地方都能被接受的轻水堆标准设计，而电力公司也能在共同基础上向供货者公开咨询。公众和主管当局的接受程度也应得到改善。预期在开发费用和建造成本方面会有显著节省。
7.法国核电站的核燃料循环：燃料循环参数的最优化，高燃料的开发和试验
- J.C.Barral;G.Masuy
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
8.百万级核电站长周期低泄漏堆芯燃料管理研究
- 程和平;陈康林;姚红
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文利用SCIENCE程序包对百万级核电厂进行了周期、低泄漏堆芯的燃料管理设计研究。堆芯装载177个燃料组件，换料组件数68个，实现了在堆芯边缘不装载新燃料组件的低泄漏，平衡循环长度为475DFPD、F<,XY>＜1.42，计算结果满足设计目标和准则的要求。
9.可视化的核电站风险分析软件的开发与应用
- 黄卫刚
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：大亚湾核电站可视化风险分析软件(Plant online risk monitor PORM)可逐步深入到各个分系统、子系统和支持系统。可视化的PORM软件，可自动完成核电站系统和设备状态的实时数据采集、处理。并通过快速的PRA(Probabilistic Risk Assessment)计算，得到核电站实时风险值，从而为保证核电站的可靠性运行提供了强有力的决策参考功能。使核电站的运行、维修、管理人员随时可以通过PROM了解到自己进行的操作活动对系统和电站安全所带来的影响。
- 核电站;
- 风险管理;
10.事故后的应急措施：法国观点之现状
- Pierre POLLIER
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
11.核电站状态风险管理及应用
- 童节娟;薛大知
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：核电站状态风险管理是采用概率风险技术对核电站技术规格书的有效性进行研究和改进中的一个主要研究方向。该文着重讨论了进行核电站状态风险管理研究的各方面内容，包括方法、管理标准和管理要素等方面，并在文章最后给出部分实例分析的结果。
12.法国反应堆堆芯热工裕度计算的最新进展
- J.L.Mourlevat;C.Bonneau
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：法马通公司在堆芯热工裕度计算领域内的最新进展包括利用CATHARE程序采用现实的确定论法进行的失水事故分析，以及采用MANTA对二类瞬态进行的偏离泡核沸腾的计算。法国电力公司在其CYCLADES项目中已使用了现实的确定论分析法，而在目前正在进行的PARITE MOX项目中也采用了MANTA程序。为响应法国电力公司选用的实现高卸料燃耗的新的燃料管理方案，法马通公司在SMART三维中子动力学程序的基础上开发一种用于分析弹棒瞬态过程的新方法。
- 核反应堆堆芯;
- 热工裕度计算;
13.大亚湾核电站堆芯换料设计
- 李冬生;咸春宇;章宗耀
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文介绍了大亚湾核电站堆芯换料设计规程、计算机程序、换料设计的内容以及主要设计预计值与测量值的比较。结果表明，中国核动力研究设计院承担的大亚湾核电站换料设计满足核电站安全性和经济性的要求，设计预计值与实测值符合良好。
14.法国在运行与维护(OM)反馈组织方面所做的工作。标准化反应堆的好处：OM费用降低计划，ALARA原则的应用
- Franco
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
15.大亚湾核电站运行维修风险管理
- 郭嘉平
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文主要介绍如何控制运行/维修活动可能引起的机组安全/可用性的风险分析管理，经验反馈和过程控制，因为不同的活动可能产生的风险是不同的，以及类似的活动因当时条件不同或所在系统/设备不同所产生的风险亦不相同，所以，风险分析是以活动为基础的。例如试验、维修、大修所包括的各种活动，这就要求在准备阶段指明该项活动的风险，以及该项活动中某一步骤的风险并给出确切的预防方法，大修经验反馈提醒大修某阶段或某活动曾经发生过的事件，以防止重复发生。
16.大亚湾核电站运行阶段的质量保证
- 蔡康元
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文阐述了大亚湾核电站质保组织机构组织机构及其功能和职责。描述了质保部是如何通过它的主要活动：质保监查和质保监督来验证质保大纲执行的有效性，同时描述了大亚湾核电站的质量缺陷分级、跟踪验证体系和报告系统。同时强调在保持质保独立性的同时如何做好质保支持和服务工作，在开展以业绩为核心的质量保证方面如何推动生产系统开展管理者自我评估活动以及如何实施大修时的实时监督活动。
17.项目管理方法应用于核电站生产准备工作的研究与实践
- 张志雄;汤峥嵘
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：生产准备在核电站设计、建造、调试、运行等过程中十分重要，但很容易被忽视。该文研究如何采用项目管理的方法，系统、有效地实施生产准备工作。该文首先简要介绍项目管理的基本概念，发展历史和特点，然后分析核电站生产准备工作采用项目管理方法的可行性和必要性，最后详细探讨了岭澳核电站采用项目管理方法实施生产准备工作的研究与实践。理论研究和实验经验表明，项目管理方法是核电站等能源企业生产准备管理的有效工具。
- 项目管理;
- 核电站;
18.大亚湾核电站维修工作过程管理优化
- 高歌
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：广东大亚湾核电站是中国全套引进国外先进技术和设备的第一座大型商用核电站。几年来，随着运行管理自主化的提高、维修、运行经验的获得和电站对业绩水平逐年提高的要求，以及原有管理模式在文化背景、习惯和思维方式与现存的差异，工作过程获得了一些改进。从97年前发生多次跳机，到98，99年两台机组始终保存连续运行，无停机停堆的良好记录。该文从几个方面阐述了GNPS对工作过程修改的思路和做法，并提出了今后的改进方向。
19.物理启动试验优化
- 熊春华;李现锋
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：物理启动试验是每一循环必须进行的换料在修关键试验项目，是与核安全和生产密切相关的一项试验活动。经过对多年实际工作经验的总结，对国际上先进压不堆核电站物理启动试验的调研，大亚湾核电站的物理启动试验进行了全面优化，包括：精简零功率试验的试验项目，成功解决了慢化剂温度系数为正给正常运行带来的困难；有效合理地调整了升国率试验台阶的设置；对确定RPN系统的测量系数也进行了优化。新的试验方案大大缩短了试验时间，避免人力、物力的浪费。为提高机组可用率作出了贡献，取得了非常可观的经济效益。
20.就安全要求的发展对法国现有核电机组的改进：定期安全审查
- Bernard PAYAN;Alain OLIOT
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：法国现有58座运行中的动力堆(900 MWe、1300MWe和1450MWe)，其运行经验约为1000堆年。每10年对这些堆进行一次定期安全检查(PSR)。通用研究是针对标准化系列进行的，而厂内遵章检查涉及每个具体的反应堆。目前，已经完成2项定期安全检查，还有1项正在顺利进行之中。定期安全检查的主要目标是：检查动力堆是否仍然符合其现行的安全参考标准的要求；和以与适用于较新式的动力堆(N4系列)的规则进行比较的方式，评估这个参考标准。已广泛采用概率安全评估(PSA)方法。只有在下述条件下才会决定对动力堆做出改动：与改动的潜在缺点及其费用相比，所获得的安全改进的收益是非常明显的。
21.以固定堆芯为基础的在线堆芯裕量监测系统
- J-L. Mourlevat
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：计算有关堆芯运行极限在线裕量的设备为堆芯三维在线监视系统。有关堆芯三维功率分布的知识是裕量的计划处基础。位于堆芯固定位置的铑式自给能中子探测计测量得到的信息，结合通过在线的三维中子物理计算而得到的理论理论数值就可以确定裕量的数值。使用在线的三维芯监测堆芯监测系统可在运行裕量方面获得得很大的收益，相应地提高反应堆的名义功率或延长燃料循环的周期。预计这套工业设备的首次安装将于2002年在法国电力公司的Cattenom 4电厂进行。
22.法国在状态导向方法和应急操作规程方面的作法
- Emmanuelle OLIVIER;Bruno de MAGONDEAUX and Helene PERROUX
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
23.大亚湾核电站燃料组件供应国产化和燃料管理自主化
- 肖岷;伍志明;和卫东
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
24.法国乏燃料与核废物的工业管理：后处理方案
- D.Greneche;T.Devries
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：随着核工业国家大多数国家计划现已成熟，解决废物问题成为其首要任务。为确保公众安全和保护环境，无论是现在还是未来，都需要对核废物进行可靠管理。尽管短寿命废物通常得到了永久性管理(法国在地表处置库中处置)，但高放废物和长寿命废物的管理似乎是一个根本问题。该报告旨在说明法国和其他几个国家是如何选择后处理作为其核燃料循环后端方案的，并说明其原因。首先简要介绍法国核部门的组织机构和监管框架，重点是与废物管理有关的法律法规。然后，介绍法国的后处理和相关的废物管理工业及其所取得的成就和前景。最后特别强调的是，根据法国广泛的经验，从整体上讨论选择后处理作为废物管理方案的主要优势。
- 乏燃料;
- 核废物处理;
25.大亚湾核电站运行业绩管理指标体系
- 方春法
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：大亚湾核电站从投产开始，即引入现代企业的动态目标管理理念，采用业务计划对各项生产活动进行管理。为了有效地衡量各项业务活动的进展状况，电站通过借鉴国际上有关同行的经验用做法，建立了一些量化考核指标。几年来，经过不断总结和创新，已经逐步形成了一套覆盖面广、层次分明、管理规范的业绩指标体系，并在超世界一流核电站的进程中发挥了积极的作用。
26.EDF核电站监督与维护政策和计划:RCM(以可靠性为核心的维护)方法，10年停役
- Alain DUBREUIL CHAMBARDEL
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：从法国核电站计划伊始，维护就一直被视为它的一个重要的组成部分。其目标是既保证安全发电又实现最佳的经济实绩。
- 核电站维护;
- 预防性维护;
27.大亚湾核电站运行良好实践
- 柯国柱
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：大亚湾核电站自商业运行以来取得了良好业绩，1999年总体业绩已经进入世界先进行列。业绩取得与大亚湾核电站良好的运行实践分不开。大亚湾核电站自商业运行以来，在电站运行方面建立了自己的管理模式和管理经验。该文对大亚湾核电站在运行方面的良好实践进行简介。
- 大亚湾核电站;
- 良好实践;
28.核电站关键设备的寿命评估和寿命管理
- 窦一康;孙汉虹;曲家棣
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文在对国内外核电站寿命管理方面的近期发展进调研的基础上，对建立中国核电站关键设备寿命评估和寿命管理体系提出了初步的看法。其要点是：(1)核电站关键设备寿命评估和寿命管理需要管理当局、核电站业主和科研院所分工协作、密切配合。(2)寿命评估和寿命管理构成一互相促进的循环，即好的寿命管理体系保证寿命评估有真实准确的输入；准确的寿命评估结果为完善寿命管理体系提供反馈。(3)首先对关键设备开展寿命评估和寿命管理工作。文中分析了这些设备寿命管理工作中需要解决的关键问题。
29.大亚湾核电站反应堆压力容器的辐照监督--GD1和GD2首根辐照样品管的试验
- 吴宇坤
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文提供了大亚湾核电站RPV首根辐照监督样品管Charpy V型缺口(CVN)冲击试验的结果。与法国相关数据库比对的结果表明，大亚湾机组的RPV材料具有良好的抗辐照脆化性能。对1号机组而言，其母材的性能处于EDF数据库中的平均水平，而焊材属于低辐照脆化材料。试验表明，1号机母材和焊材的△RT<,NDT>分别为24℃和18℃，2号机母材和焊材的△RT<,NDT>分别为10℃和19℃。试验结果与理论计算结果的对比表明，FIS公式可能不太适用于大亚湾核电站RPV的理论预测计算。
- 反应堆压力容器;
- 辐照监督;
30.法国保持采购部件长期合格的作法
- Jacques DELMAS;Philippe RUFENACH;Regis TAMPIGNY
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
31.核电厂设备老化和电厂寿期管理的研究
- 王金昌;凌建群
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：核电厂构筑物、系统和部件随着时间的推移可能出现老化，当它们不能满足核电厂安全性和经济性要求时，将使电厂寿期终止。中国应尽快实施有效地核电厂老化管理，确保该电厂运行的安全性和经济性，并为尽可能地延长核电厂剩余寿期创造条件。
32.CNP1000仪控设计目标可行性分析
- 郑明光;徐济均;张琴舜
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文从国家整体的1E级计算机硬件与软件生产所具备的工业水平和现有核电站仪表控制系统设计水平出发，探讨分析了CNP1000数字化仪表控制系统应该达到与所能达到的设计目标，论述了对设计目标的影响因素及开展科研设计项目的必要性与科研项目完成后所能过到的自主设计水平。
33.岭澳核电站厂用电负荷运行瞬态分析
- 石俊英;郑滨
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：该文采用动态仿真和一、二回路闭环的模拟方法，分析了岭澳核电站的厂用电运行瞬态。从100℅FP甩负荷到厂用电负荷运行是机组最为严重的正常运行瞬态，要求机组瞬间甩掉95℅的负荷并能够稳定地运行在降低的功率水平上。计算结果表明，在寿期和手动厂用电荷运行均能够取得成功，但是在寿期末电网故障引起的自动厂用电负荷运行中，可能会触发高中子通量停堆保护信号，威胁瞬态的成功进行，应引起足够的注意。
34.法国核电厂安全壳完整性试验的方法和结果
- Laurent BESSADI
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
35.大亚湾核电站五年计划和运行业绩
- 张善明
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：《公司第一个五年发展计划》（以下简称“五年发展计划”）是电站进行管理和生产的指导性文件。大亚湾核电站根据五年发展计划中确定的目标、改进项目，通过严谨、规范的管理，逐步实现电站业绩提升。大亚湾核电站自1994年进行商来运行以来，为广东和香港两地可持续增长做出了巨大贡献。截止到1999年底，大亚湾核电站累计上网电量达699亿度；在国际核电行业通用的WANO指标中，广东大亚湾核电站共有6项指标达到了世界先进水平，9项指标进入了中间水平。
- 大亚湾核电站;
- 上网电量;
36.一回路和二回路水化学在核电厂回路腐蚀控制中的应用
- Pierre TILLETChristian BRUN
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
37.高燃耗燃料设计中新技术的应用
- 朱关仁;刘承新
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：高燃耗燃料设计中采用复合燃料柱等技术可以改善铀利用率和安全性。
38.反应堆三维物理计算的先进节块法研究
- 蒋国兵;胡永明
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：现代节块法已广泛应用于反应堆三维物理计算程序中。在轻水反应堆堆芯中，材料的物理特性有很大的不均匀性，如控制棒，反射层，以及MOX燃料。它们的物理特性与二氧化铀燃料有很大的差别，热中子通量在它们的交界处面附近有很大的梯度，从而引起物理计算上的困难。人们注意到节块展开法(NEM)在这种情况下就不能准确的估计交界处面的中子流，从而给全堆芯功率分布及增殖因子的计算带来误差。在这篇文章中讨论了近年来基于横向积分近似的中子扩散方程发展起来的几种节块法。解析节块法(ANM)能给出一维横向积分方程的精确解，因而可以作为分析比较节块展开法，半解析节块法(SANM)，数学解析节块法(MANM)，和一种发展的谐波解析节块法(HANM)的参考。为了消去横向积分近似带来的影响，采用了一维模型。所有这些方法一起应用于同一个一维MOX燃料的基准问题的计算。结果显示HANM方法能准确的估计交界处面的中子流密度，对基准问题中子增殖因子的计算误差较小。
39.Gd,,2>O<,3>可燃毒物在中国的发展状况
- 梅晓辉
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
摘要：介绍了国际上普遍采用的两种压水堆用可燃毒物，介绍了Gd<,2>O<,3>可燃毒物在中国的发展历史和现状，提出了自主发展中国可燃毒物燃料的建议。
- Gd,2O,3;
- 可燃毒物;
40.法国核动力堆使用MOX燃料的经验反馈和考虑的发展
- Jean-Luc PROVOST
- 《中法核电技术交流会》 | 2000年
- 核动力堆;
- 核燃料回用;