核电厂电仪设备延寿再鉴定试验研究

在核电厂电气仪表设备（简称电仪设备）环境鉴定研究成果的基础上,开展核电厂电仪设备延寿再鉴定分析和试验研究。以秦山第一核电厂DDG-1型电气贯穿件（EPA）为研究对象,根据运行实际制定了再鉴定试验研究的遵循原则,在此原则下结合分析法确定了试验方案和试验项目序列以及EPA修复依据和方案,并在此基础上开展再鉴定试验研究。适当修复后的DDG-1型EPA按试验大纲依次通过了设备性能随时间变化的试验、抗震试验、设计基准事故（DBA）条件下热力学试验和DBA后极限电性能试验,试验后状态完好,表明该DDG-1型EPA经适当修复后能够完成继续延寿20 a的预期目标,可为核电厂其他电仪设备再鉴定试验研究提供指导和借鉴。      

秦山核电厂的老化及寿期管理

介绍了核电厂老化及寿期管理的相关背景以及国外核电厂在延寿方面采取的两种主要模式,即执照更新模式和PSR模式。结合目前秦山核电厂开展的主要老化管理工作,提出了秦山核电厂延寿的设想,并对核电厂寿期管理中存在的问题进行了讨论。     

核电厂运行许可证延续评估中电仪设备的老化管理审查研究

通过研读《<核电厂运行许可证>有效期限延续的技术政策（试行）》,并参考国外核电厂延寿活动中的经验,结合国内核电厂的运行许可证延续（OLE）评估活动的实际情况,介绍了核电厂OLE中的电仪设备老化管理筛选、老化效应识别评估和管理活动审查的实施流程及方法;分别以实例形式给出了“物项组”、“假想故障”以及“区域空间法”等的应用策略。策略的应用优化了筛选流程,提高了老化管理审查（AMR）活动的效率,对核电厂OLE有一定借鉴意义。     

核电厂通用老化经验报告分析与编制建议

美国核管会编制发布的通用老化经验报告是美国核电厂运行执照更新的基石文件,对指导核电厂设计、运行和延寿,包括水化学管理、在役检查等老化管理工作具有重要意义.同时国际原子能机构也组织各成员国共同开发国际通用老化经验报告,而国内尚未编制中国核电厂通用老化经验报告.本文从报告适用性、老化经验积累与反馈、老化管理和科研水平提升等...     

核电厂机械设备老化管理大纲内容探讨

通过对国内外核电厂老化管理经验的调研,以核电厂机械设备老化管理为主要关注点,结合国内老化管理经验和IAEA的老化管理指导原则,从老化管理的方法和步骤、老化管理设备筛选原则及分级、老化机理研究、系统化老化管理的模式和方法四个方面切入分析,提出了核电厂老化管理大纲内容的编写思路和建议。     

核电厂热疲劳监测技术研究

核电厂安全运行和设备寿命管理已成为核工业领域关注的重要问题,尤其是如何准确地确定超设计寿命电厂的典型设备老化参数（如应力、累积使用因子等）。然而,目前大多核电厂疲劳监测系统都是基于ASM E规范研发的,未分析管道内环境对疲劳分析的影响。本文提出了一种满足美国核管会（N RC ）RG1.207导则的疲劳监测方案,该方案将考虑环境因素对疲劳分析的影响。同时,新的疲劳评估方法具有通用性,可结合核电厂DCS运行数据,为电厂延寿提供数据支持。     

疲劳监测系统在核电厂老化管理及延寿中的应用研究

核级管道热疲劳失效是核电厂金属部件失效的主要形式之一,也是核电厂老化管理及延寿中的关注重点之一。本文采用核电厂疲劳监测系统测得管道的温度数据,掌握其真实的温度影响过程,对监测区域管道的疲劳状态进行评估,实现管道热疲劳状态寿命管理,最终可以为核电厂延寿工作提供数据支持。     

核电厂安全重要设备环境鉴定实施方法

为了实现核电厂的基本安全目标,核岛系统设置了一系列安全功能,并配置了相应胡系统和设备.这设备的鉴定对于保障核电厂设备良好运行起着重要作用.探讨了设备鉴定的目的、功能要求的确定、设备鉴定的环境条件以及重要老化机理的确定,从而给出了核电厂安全重要设备环境鉴定实施方法.     

美国核电厂GALL报告解读

GALL报告是美国NRC颁布的用于指导审查核电厂执照更新申请的技术文件,它采用表单化形式,从具体的构筑物与部件层面出发,详细记录了材料、环境、老化效应与机理、老化管理大纲间逐一对应的关系。基于文献调研与分析,从开发背景、发展历史、内容框架、应用情况等方面介绍了GALL报告的基本信息,应是我国对该文件的首次全面解读,对我国建立核电厂老化管理大纲及有关核电厂延寿的核安全监管法规具有重要参考价值。     

不受环境鉴定要求约束的核电厂低压电缆老化管理

本文基于对电缆老化应力、局部恶劣环境识别、电缆状态监测技术以及国际核电厂电缆管理经验的研究和分析,给出核电厂不受环境鉴定要求约束的低压电缆的老化管理方法,可为国内运行核电厂非环境鉴定要求的低压电缆的老化管理提供支持和参考。     

浅析中美核电站环境监测的通用要求

分析了中美两国核电站环境监测的管理机制及监测方案的通用技术要求,针对当前我国核电站环境监测现状提出了相关建议,旨在借鉴国外先进经验,促进我国核电站环境监测管理水平的提高。     

核电厂和缓环境、显著老化机理与设备鉴定

本文论述了安装在核电厂和缓环境中1E级设备老化机理的非显著性及确定鉴定寿命的不必要性,明确了该环境中一般1E级设备的鉴定试验要求.     

核电厂事故后应急环境监测谱仪国产化研制

事故后应急环境监测谱仪是福岛事故后开始在我国核电厂环境监测系统使用的一种新型探测器,但目前国内使用的此类设备基本都为进口设备,综合使用成本高昂,严重制约了核电厂应急监测能力的提高。本工作成功研制出事故后应急环境监测谱仪,经过一系列测试,性能指标已达到国际先进产品水平,且软件系统完全开放,批量生产成本仅约为进口设备采购价格的二分之一。研制的事故后应急环境监测谱仪能够在核电厂正常运行和事故情况下发挥有效监测作用,未来具有在其他核设施推广使用的前景。     

Safeguard assessment for life extension in nuclear power plants (NPPs) using a production function

Life extension is investigated as a safeguard assessment for the stability on the operation of the nuclear power plants (NPPs). The Cobb-Douglas function, one of the production functions, is modified for the nuclear safeguard in NPPs, which was developed for the life quality of the social and natural objects. Nuclear Safeguard Estimator Function (NSEF) is developed for the application in NPPs. The cases of NPPs are compared with each other in the aspect of the secure performance. The results are obtained by the standard productivity comparisons with the designed power operations. The range of secure life extension is between 1.008 and 5.353 in 2000 MW_e and the range is between 0.302 and 0.994 in 600 MW_e. So, the successfulness of the power operation increases about 5 times higher than that of the interested power in this study, which means that the safeguard assessment has been performed in the life extension of the NPPs. The technology assessment (TA) is suggested for the safe operation which is an advanced method comparing conventional probabilistic safety assessment (PSA).     

In search of extendable conditions for cable environmental qualification in nuclear power plants

The environmental qualification (EQ) for cable insulators in nuclear power plants (NPPs) has been developed on the basis of the design basis accident (DBA) to prevent reactor core damage. However, the latest safety principles require extending the design concept to prepare the utilized equipment for scenarios after core damage. Thus, we propose a modification to the EQ for cables connecting utilized equipment at design extension conditions. This paper surveys all electrical components for accident management in boiling water reactor-4 (BWR-4), and identifies their connecting cables’ functional category as low-voltage power, instrumentation, and control cables. The EQ temperature profile of these cables during the incident phase was addressed for extension. This required postulating maximum temperature environments according to accident scenarios, knowledge of cable integrity degradation, and their current evaluation by the EQ. To evaluate whether these environments are suitable stressors, heat testing was conducted on flame-retardant ethylene propylene rubber (FR-EPR)-insulated cables. On the basis of those results, we suggest a maximum primary peak temperature of the EQ temperature profile of 250 °C. We also suggest increasing the primary peak period of the EQ temperature profile to 48 h without experiment, on the basis of inherent excessive margin for mechanical integrity during the ageing phase.     

研究堆运行许可证有效期延续申请审查策略

生态环境部第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对核动力厂、研究堆和核燃料循环设施运行许可证件延续事项作出了新的规定。为推动我国研究堆老化管理标准体系建立,分析了我国研究堆延寿审查策略发展历程,结合高通量工程试验堆等研究堆运行许可证有效期延续申请审查工作中的几个关键问题,提出了以定期安全审查为主、重点依据老化管理并兼顾技术规格书审查及差异性审查的审查策略,研究成果为我国研究堆老化管理法规标准的建立提供了实践经验及理论指导依据。      

关于核电厂冷却方式的探讨

美国环保局即将发布的冷却水标准,可能冲击核电厂现有冷却系统的运行模式,这引起了我们对核电厂冷却方式的关注和探讨。简要介绍了国际上电厂主要冷却方式,以及各国电厂冷却系统的应用情况,分析了冷却系统带来的环境和社会影响,并探讨了对未来核电厂冷却系统提出更高要求的意义,最后提出了一些发展和完善我国核电厂冷却系统及标准的建议。