核电厂1E级电气设备鉴定试验研究

以相关标准及技术资料为基础,介绍了核电厂1E级电气设备鉴定的方法和原则.对核电厂设备鉴定的方法和试验程序以及国内试验条件进行了深入分析.研究表明,现阶段我国1E级电气设备应以型式试验法为主.文章还给出了鉴定试验流程、需提供的文件、试验项目及相关验收准则.     

1E级安全壳内用电动机鉴定的核安全审查

对压水堆核电厂1E级安全壳内电动机的鉴定过程和鉴定文件进行审查,要求对鉴定试验结果与标准法规的符合性以及与安全壳内环境要求的一致性做出评价。首先介绍1E级安全壳内用电动机的老化试验、设计基准事故试验等主要鉴定试验,对随后审查过程中遇到的典型问题进行分析,并将IEEE 334与RCC-E两套标准进行对比探讨。     

核电厂1E级电气设备环境鉴定

从核安全纵深防御的视角，阐述了核电厂1E级电气设备环境鉴定的安全意义、核心要素，以及实施策略、方法和程序，并对国内外现行的环境鉴定标准（如IEEE323、R．G．1．89、IEC780等）所确立的核心思想和基本原则，作了延伸和具象化描述，以建立和完善其可操作性。出于同样的目的，笔者根据多年的经验，针对实践中最常面对的．也是存在问题较多的．和缓环境1E级电气设备鉴定的关键点——老化评价，作了较多的描述。     

核电厂安全级蓄电池质量鉴定相关问题的探讨

针对核电厂安全级(1E级)蓄电池鉴定试验项目和条件、加速老化过程中的部件更换、老化过程中的容量试验等3个问题进行讨论,结合国内外1E级蓄电池的鉴定实践,提出关于这3个问题的一些看法和见解。     

非能动核电厂1E级阀门电动装置的鉴定与试验

介绍了三代非能动核电厂1E级阀门电动装置的设计及其鉴定要求,阐述了鉴定试验方案,包括基于IEEE 382-2006标准的代表性样机选型和鉴定试验序列,以及电磁兼容性、热老化、热循环、辐照老化、磨损老化、正常循环加压、振动老化、抗震和设计基准事故模拟等一系列的鉴定试验方法和结果。对抗震试验、设计基准事故试验中的技术问题进行了探讨,指出了相应的解决方案和措施。通过对国内自主研制的阀门电动装置样机的鉴定试验,最终验证电动装置在核电厂服役过程中能够达到规范书的安全功能性能要求,并具有60年鉴定寿命。     

核电厂安全壳内碎片迁移关键问题探讨

本文结合法规规范的要求,在充分研究碎片迁移理论、试验和分析技术的基础上,提出了颗粒碎片迁移特性与颗粒形状、颗粒尺寸、颗粒密度之间的关系,应选取安全壳内典型颗粒碎片开展迁移试验以获得迁移速度,并可结合理论研究结果外推出各种不同安全壳内工况下的碎片迁移特性.碎片迁移因子可通过联合使用计算流体动力学(CFD)仿真和碎片迁移试...     

百万千瓦级核电厂安全壳结构设计与试验研究

通过建立符合先进核电厂安全壳结构特点的线性和非线性有限元分析模型,得出合理的安全壳预应力张拉顺序,计算出安全壳在设计事故内压、严重事故内压状态下的工作生能及其极限承载能力,并与110的大比例尺结构模型试验结果相互比较,取得一致的结论先进核电厂安全壳符合国际上极限承载力≥25倍设计内压的合格标准.从而验证了先进核电厂安全壳概念设计的合理性.     

简析核电厂安全级连续工作制电动机的鉴定

文章对核电厂安全级连续工作制电动机的鉴定目标、服役环境条件、鉴定寿命、老化分析、设计基准事件模拟试验、状态监测等鉴定要素进行了系统化阐述,并对鉴定方法和鉴定程序进行了总结,可以为鉴定单位编制具体的安全级连续工作制电动机鉴定规程和开展具体的鉴定活动提供有效指导。     

核电厂1E级充电器及逆变器设备鉴定方案的研究

基于IEEE、IEC、RCC-E等标准及文献,阐述了1E级电气设备的质量鉴定方法,进而结合国内外设备鉴定的实践经验,制定了1E级充电器、逆变器的鉴定方案,对元器件评估、性能及应力试验、EMC试验、抗地震试验、软件鉴定等环节进行重点剖析。可为1E级充电器、逆变器设备国产化过程中的质量鉴定提供参考。     

核电厂安全壳模型的加压试验

【美国《桑迪亚科学新闻》1987年4月第22卷第4期报道】今年春季,美国桑迪亚国家研究所的工程师们计划对一个比例为1/6的核电厂安全壳模型进行加压试验,试验将进行到安全壳破裂为止。这个高37英尺的钢筋混凝土结构物,是     

核电站1E级设备的抗震鉴定试验

在简略介绍了地震载荷特性之后,着重说明了模拟地震环境时要注意的一些问题。对地震荷载、持续时间、试验方向以及 OBE 和 SSE 试验要求等问题作了较详细的说明;最后,给出了试验实例.     

核电厂1E级电缆的核安全审查

阐明对核电厂1E级电缆核安全审查的基本要求.     

核电厂1E级电缆一致性判别方法的研究

本文提出了红外线光谱分析、热失重法、差示扫描量热法等方法来判别1E级电缆所用材料与鉴定时所用材料是否一致。文中对不同原材料制成的电缆进行了红外线光谱分析曲线测试,以验证该方法的有效性。本文对1E级电缆监管提出了创新性的建议。     

核电厂安全壳及其功能保障问题

根据国内外最新研究结果,综述了核电厂安全壳及其功能保障方面的主要问题,重点叙述了安全壳在严重事故下的行为、失效模式和导致安全壳失效的物理现象,讨论了安全壳功能保障中的排热减压、消氢、防止高压熔堆及防止底板熔穿等问题,最后简评了安全壳的改进措施。     

核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究

核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。      

核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方法分析

对我国核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳内氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳内氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。     

AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析

AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h~(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。