核级阀门抗震鉴定试验方法探讨

核级阀门必须通过抗震鉴定,抗震试验是阀门的主要鉴定方法。在第1次对阀门进行抗震鉴定时,宜采用试验法。现有的阀门抗震鉴定规范中,阀门抗震试验方法有单频正弦拍波法、连续正弦扫波法、多频波法等。本文以某型号阀门为例开展抗震鉴定试验,初步比较了这3类试验方法的结果差异,为核级阀门的抗震鉴定提供了思路和参考。     

高频地震激励对核级阀门危害性分析

利用试验和修正后的集中质量有限元模型预测安装在管道中阀门在不同频率成分地震激励下的响应,研究高频地震激励对管道中质量较大核级阀门的危害性。研究结果表明：高频地震激励对核级阀门的危害在于使阀门以其自身固有振型发生共振,此时阀门顶部取代阀门与管道连接位置成为阀门中响应最大的位置,这会导致安装于阀门顶端的驱动机构遭受苛刻的地震工况。增加管道阻尼和阀门刚度能有效降低高频激励对阀门的危害,但增加阀门刚度会导致管道响应增大。利用等效静力法对阀门进行抗震鉴定时,分析结果对阀体水平部位内力估计不足,对阀体垂直部分、阀盖等阀门上部构件的内力估计结果具有较大裕度。     

核级阀门模拟件制作及鉴定要求

核安全级阀门作为核电厂的一类典型重要设备,一直受到国家核安全监管部门的重点关注。申请核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的单位,按照相关核安全法规的要求,需要制作对应的模拟件,并须完成全部相应的鉴定试验。但相关规定中对于模拟件的尺寸选择、需要完成的鉴定试验项目没有给出具体的要求。本文结合许可证技术审查的经验反馈,对于申请核安全级阀门设计/制造许可证的申请单位选择模拟件的尺寸参数、准备模拟件制作的前期工作及实施模拟件制作的工艺过程控制等方面提出了一些基本要求,指出鉴定试验过程中可能产生的一些问题,为核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的申请提供技术参考。     

核级阀门密封面堆焊

叙述了核级阀门密封面堆焊用钴基合金的牌号分类、化学成分、硬度、金相组织及主要性能,较为详细地介绍了几种堆焊钴基合金方法的工艺特点及堆焊核级阀门密封面的技术要求,明确了核级阀门密封面堆焊的焊接工艺评定准则和质量控制要求。     

核级阀门故障概率的时变性研究

核级阀门具有高可靠性、长寿命的特点,阀门历史失效数据的小子样问题突出,并且由冲击、振动、磨损、腐蚀等耗损性因素引起的故障,其故障概率具有时变性,随时间的增加而增大。故障概率p为常数的Jeffreys先验模型不能以合理概率复现观察数据,故满足不了分析p的时变性要求。对服从Binomial分布的阀门故障数据建立广义线性模型,研究概率p的时间趋势;在评价模型复现观察数据能力时不仅进行定性图检验,而且还利用贝叶斯?2统计量进行定量化检验;经过定性和定量的双重检验,表明该模型具有良好的预计能力,可以分析阀门故障概率p的时变性。     

ASME B&PVC中核级阀门承压边界的建造要求分析

在核电厂中,流体系统需要通过各种各样的阀门进行控制。本文主要是根据ASME B&PVC对核级阀门承压边界的建造要求进行了讨论,详细分析了ASMEB&PVC在核安全1级、2级、3级阀门的建造要求,核级压力释放阀承压边界的建造要求,以及核级阀门的鉴定要求。     

CPR1000新项目T3试验阀门计时实现方案研究

本文提出了T3试验阀门计时设计原则。结合CPR1000新项目DCS平台,重点研究了T3试验阀门计时如何实现来满足设计需求,并做了设计原则的符合性分析,详细说明了计时的信号路径,并对硬接线和网络计时精度进行分析和评估,解决了CPR1000 DCS自主设计过程中的关键技术问题。最后根据目前DCS结构和设备特性分析,提出一种采用ESF（engineered safety features）的AT （automatic tester）的计时方案,为后续CPR1000新项目T3试验计时自主设计改进提供了一种方法。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统核级阀门的选型设计、采购、安装及调试

总结了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统阀门专业所从事的设计选型、采购(包括谈判,签订合同,阀门监造,验收试验等)、安装及调试等工作.     

压水堆核容器的密封分析与试验

对有关 GH169管、环的冷、热态性能测试,光弹性接触应力分布,1∶4模型冷、热态试验,以及密封分析、三维瞬态热分析和程序系统、计算方法等方面的主要报告的要点作了简要说明。本文偏重于专题研究的总体构思和主要结果;最后就试验和设计作了讨论。     

压水堆燃料棒堆内瞬态试验技术研究

燃料棒堆内瞬态试验是高性能燃料组件研究的重要课题之一。试验的最终目的是确定国产压水堆燃料棒在不同燃耗下运行的破坏阈值,研究其破坏机理,为国产高性能燃料组件的设计积累数据。 瞬态试验的堆内试验于2001年5月在中国原子能科学研究院重水研究堆上进行。试验装置位于反应堆的中央孔道,燃料棒的释热由堆内试验回路带出。试验中燃料棒的功率跃增是通过移动固体中子吸收体实现的,即反应堆在稳定运行时,利用移动固体中子吸收体调节反应堆局部功率的方式,使燃料棒的辐照功率由低功率跃增到高功率。为获取功率测量数据并验证试验的可重     

核电厂一回路压力边界止回阀在线密封性能测试

320 MW压水堆一回路压力边界止回阀为核Ⅰ级关键设备,严密性要求非常高,直接关系到主系统的内泄漏率.焊接式止回阀维修后常采用密封面色印检查的方式,对其密封性能进行判断.如果管道内有存水或者湿热水汽,会影响到色印检查的准确度.针对在线止回阀密封性试验的特殊性,有的核电厂采用水压压降法试验设计过在线检测装置,但存在一些缺点和使用上的限制.文章采用低压气密封试验流量测定法,设计出可靠、便携的试验装置,对压力边界止回阀检修后密封性做出准确、定量的判断.     

先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构

为提高核电厂的安全性和运行裕量，本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构，该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。     

核电厂流出物中14C的管理控制

介绍了国内外压水堆(PWR)和重水堆(HWR)核电厂流出物中14C的产生和释放管理现状、减少14C产生和释放的方法以及14C的提取、净化和分析方法,为我国核电厂气态和液态流出物中14C的监测和控制提供基础资料.此外,针对我国核电厂14C的排放和监测情况,提出了几点建议.     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

宁德核电站一号机组首循环启动物理试验结果分析

宁德核电站一号机组作为世界首例首循环采用钆作为可燃毒物的大型商用压水堆,堆芯首次启动物理试验是检验堆芯设计的重要依据。本文叙述了宁德核电站一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差均满足验收准则。     

On-line neuro-expert monitoring system for Borssele Nuclear Power Plant

A new method for an on-line monitoring system for the nuclear power plants has been developed utilizing the neural networks and the expert system. The integration of them is expected to enhance a substantial potential of the functionality as operators support.

The recurrent neural network and the feed-forward neural network with adaptive learning are selected for the plant modeling and anomaly detection because of the high capability of modeling for dynamic behavior. The expert system is used as a decision agent, which works on the information space of both the neural networks and the human operators. The information of other sensory signals is also fed to the expert system, together with the outputs that the neural networks generate from the measured plant signals. The expert system can treat almost all known correlation between plant status patterns and operation modes as a priori set of rules.

From the off-line test at Borssele Nuclear Power Plant (PWR 480 MWe) in the Netherlands, it was shown that the neuro-expert system successfully monitored the plant status. The expert system worked satisfactorily in diagnosing the system status by using the outputs of the neural networks and a priori knowledge base from the PWR simulator. The electric power coefficient is simultaneously monitored from the measured reactive and active electric power signals.     

先进压水堆核电厂多样性驱动系统需求分析结构

核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS ）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下,对先进压水堆核电厂的多样性驱动系统需求进行分析研究,阐明了先进压水堆核电厂多样性驱动系统的设计特性、过程、依据、方法及系统结构。     

秦山核电厂蒸汽发生器水位控制试验

简要介绍了蒸汽发生器水位控制系统的运行方式和试验方法。试验项目包括旁通阀控制试验、主给水阀控制试验和旁通阀与主给水阀的切换试验。文中给出了试验结果,即在液位扰动和核动率扰动时,蒸汽发生器液位的变化过程。经过两个月的运行和瞬态试验,证明蒸汽发生器水位控制系统满足设计要求。     

核电厂严重事故下卸压对氢气产生的影响分析

研究了1000MWe压水堆核电厂在典型的高压严重事故序列下卸压对氢气产生的影响。分析结果表明,开启1列、2列和3列卸压阀进行一回路卸压均会在堆芯熔化进程的3个阶段导致氢气产生率的明显增大：1）堆芯温度1500～2100K;2）堆芯温度2500～2800K;3）从形成由硬壳包容的熔融池（2800K）到熔融物向压力容器下封头下落。开启卸压阀的列数越多,氢气产生率的增大越明显。     

国内压水堆核电厂安全壳喷淋试验的比较分析

以秦山第二核电厂1、2号机组和田湾核电厂1、2号机组为例,对国内已运行的压水堆核电厂在调试阶段进行安全壳喷淋试验时所采用的两种方式进行了比较分析,总结出两种喷淋试验方法各自的优缺点,可为国内新建核电机组的安全壳喷淋系统的调试试验提供借鉴。