核电关键设备加速老化分析与维修策略研究

针对核电站关键设备出现的加速老化问题,给出了加速老化的因素,制定了技术路线,对设备的老化状态、可靠性做了评估分析.并对加速老化机理分析和对策做了研究,为下一步设备维修策略的制定奠定基础.     

大亚湾核电站中压配电盘中间和出口继电器加速老化原因分析和管理对策

针对大亚湾核电站中压配电盘的中间和出口继电器加速老化问题,结合采集的老化数据和国外经验反馈,详细分析了老化机理,总结了继电器加速老化的根本原因,并对目前继电器的老化管理和剩余寿命进行了评估.根据分析结果并结合核电厂的实际,提出了继电器老化管理流程和建议,为解决核电厂继电器加速老化的管理问题提供了新思路.     

核电厂凝汽器橡胶伸缩节加速老化原因分析

根据大亚湾核电站凝汽器狗骨形橡胶伸缩节的实际情况,结合国外电厂的经验,分析了凝汽器狗骨形橡胶伸缩节加速老化的根本原因.对伸缩节进行了寿命评估,并给出了具体的管理对策和建议.分析表明,伸缩节老化的机理是力学、环境等因素引起的脆化老化、疲劳老化、接触介质老化及应力疲劳与热老化;其中主要老化机理是脆化老化.     

如何发现和解决大亚湾和岭澳核电厂存在的加速老化现象

从振动、腐蚀和有机材料材质三大方面对国内外核电厂设备加速老化现象进行了阐述。根据大亚湾和岭澳核电厂的特点,提出了目前核电厂常规岛可能存在的加速老化问题和主要影响因素,并对如何发现和准确评估已存在的老化现象,以及如何分析和研究加速老化现象和具体的解决措施进行了详细介绍。     

核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发

根据IAEA系统化老化管理的理念和USNRC以执照更新为核心的老化管理方法出发,论述了核电厂反应堆压力容器老化管理大纲开发中需要考虑的要素.从法规体系、设备老化管理的基本要求、主要老化机理分析、文件体系审查及两种老化管理模式的适用性等角度,全面叙述了反应堆压力容器老化管理大纲开发中涉及的内容.以典型核电厂反应堆压力容器为例,给出老化管理大纲的工程应用实例.     

核电厂继电器加速老化分析及管理研究

通过对大亚湾和岭澳核电站中压配电盘的中间和出口继电器老化与失效数据进行统计,分析核电厂继电器加速老化的主要因素。继电器加速老化的影响因素为运行环境,主要是湿度、温度和振动冲击;老化机理为氧化腐蚀、机械磨损、电磨损、有机气体腐蚀、绝缘老化和电磁干扰。建议对继电器分类管理、替代使用,进行周期检测、更换或维护。     

热-氧-辐照复合环境下硅泡沫加速老化研究进展

硅泡沫是特殊工程装置中的关键结构材料,其在服役过程中不仅承受机械载荷,还将长期承受气氛-温度-辐照等复杂环境载荷。研究发现,硅泡沫在热-氧-辐照-机械等多种应力作用下发生老化,从而导致材料性能下降,且硅泡沫内部具有多级复杂微结构,与传统的硅橡胶热降解相比,在热-氧-辐照组合条件下的硅泡沫老化本质上更复杂,准确预测硅泡沫寿命一直面临巨大挑战。开发新的实验技术、发展更强的数值建模能力、建立硅泡沫多应力因子老化的理论模型等,对于预测硅泡沫使用寿命和指导性能评估具有重要意义。本文从单因子热氧老化、辐射老化机理以及多因子加速老化三个方面对近年来硅泡沫加速老化研究成果进行了梳理,对当前的研究进展进行了综述。     

复合绝缘子紫外辐射加速老化的试验方法

为了研究复合绝缘子高温硫化(HTV)硅橡胶紫外辐射老化特性,以我国高海拔(云南)地区日光中的紫外光和可见光能谱和辐射强度为依据,参照相关标准,设计并搭建了光谱成分和功率密度可调的紫外辐射老化试验箱,并对试验箱的辐射量与云南地区户外条件下的辐射量作了等价计算。进行了HTV硅橡胶紫外辐射(250-500 h)加速老化试验和户外自然老化试验。通过两种老化试验前后试样的扫描电镜(SEM)测试结果的一致性来评价紫外辐射加速老化试验方法的可行性。结果表明,紫外辐射加速老化和户外自然老化后试样表面均出现了平整度下降,孔洞和颗粒数增加,试样发生了老化。在有效辐射总量相当的条件下,两种老化试验条件下HTV硅橡胶老化程度相当。紫外辐射加速老化试验可再现性强,大大缩短了试验时间,操作简单,并为HTV硅橡胶紫外老化性能的研究提供了较好的平台,用于HTV硅橡胶加速老化试验研究是切实可行的。     

核动力装置设备老化管理方法研究

指出了设备老化是核动力装置服役过程中不可避免的问题,它影响到核动力装置的可靠性、安全性、经济性及其寿命;给出了设备老化的概念与管理的目的;分析了设备老化的机理并详细阐述了设备老化管理的方法,指出了把老化机理研究与设备状态监测和故障诊断结合起来,采用主动性维修为主、其它运行维修策略相结合的方法对设备进行老化控制,在实际中是切实可行的．     

考虑环境和运行状态影响的设备老化等效龄模型

以等效龄为老化评价指标,建立了考虑使用环境和运行状态的设备老化评价模型——加速寿命模型。研究了连续工作、周期工作状态下设备的使用环境和运行状态对其可靠性及等效龄的影响,分析了等效龄对使用环境、运行状态的敏感性。实例验证表明,该老化评价模型允许对设备寿龄及可靠性相关的重要参数的作用进行量化,得出的结论与实际相符。     

核电厂数字化安全系统人机接口设计研究

核电厂安全系统人机接口分别与电厂安全系统和整个仪表与控制(I&C)系统人机接口相关。本文对核电厂控制室中数字化安全系统人机接口的设计进行了描述,同时也论述了作为安全系统重要组成部分的反应堆保护系统人机接口的有关设计内容以及在安全系统人机接口设计中应关注的有关要求,并展望了未来在新技术方面的应用发展趋势。     

基于PSA技术的核电厂数字化仪控系统可靠性设计及应用

传统意义上核电厂数字化仪控系统主要依靠提升设备的可靠性来满足电厂安全目标。随着监管要求的逐步提高,在提升设备可靠性基础上,基于概率论技术的设计手段逐步成为核电厂安全设计新的研究方向。本文应用概率安全评价（PSA）技术,对典型电厂始发事件进行分析及研究,之后对仪控设计方案整体进行PSA建模,再将其置于电厂PSA模型中,通过定量评估分析,识别薄弱环节,给出优化改进措施。在此基础上提出了一套确保核电厂仪控系统满足整体安全目标的可靠性设计流程。      

核动力仿真技术及其发展

文章评述核动力仿真技术的发展状况及其特点，重点分析了核动力仿真机的发展，探索了核动力仿真技术发展的新动向。分析指出：模块化、集成化、数字化、可视化、虚拟化、网络化和智能化仿真是未来核动力仿真技术发展的重要趋势；核动力仿真逐渐突破传统的模式，向以三维数字化仿真设计为基础的核动力系统设计、制造方面拓展；以全寿期管理为目标的数字化核电厂设计是未来核动力仿真技术的一个重要的研究与应用领域。     

基于FPGA的核安全级仪控系统设计与验证

为解决基于微处理器技术的核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）中软件共因故障（CCF）的问题,通过多样性手段避免当未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）发生或反应堆保护系统（RPS）因CCF导致丧失安全功能的风险,本文设计了一种基于现场可编程逻辑门阵列（FPGA）技术的核安全级DCS系统平台,并以核电厂中RPS为实例测试验证平台的功能性能。结果表明:基于FPGA的核安全级DCS系统平台在可用性、适用性和可靠性等方面都满足核电厂安全级数字化仪控系统的要求。      

基于CIMS的核电厂集成管理系统设计研究

以计算机与现代集成制造系统（CIMS）的“集成”思想为指导,提出了核电厂集成管理的新方法。对核电厂集成管理系统的设计进行了分析。采用数据库和工程数据管理技术（PDM）实现核电厂异构环境下的信息集成。针对核电厂的特点和管理需要,先将核电厂的所有工作按性质分为不同的类型,然后在总系统下设计若干个分系统,每个分系统完成一种类型的管理工作.在基于CIMS的集成环境下．每个分系统既相对独立又相互联系,通过全局信息共享系统实现信息共享。该方法为充分利用核电厂的人力,物力与信息资源,构建核电厂科学的管理体系提供了一个新思路。     

核电厂操纵员心理特质分析及评价研究

基于国内外有关心理特质定量研究 ,提出了一套完整的程序和方法 ,来获取核电厂操纵员全面的心理特质定量数据及利用这些定量数据来评价操纵员的行为。利用此程序和方法 ,对我国核电厂操纵员的心理特质和行为评价进行了初步研究 ,研究结果显示了利用心理特质定量数据进行操纵员行为评价的可行性和重要性     

Cognitive model research of nuclear power plant operators

Human cognitive reliability (HCR) model is a very useful quantitative model to the reliability research of nuclear power plant (NPP) operators based on simulators. The event non-response probability versus normalized time curve of HCR can be evaluated by statistical distributions such as three-parameter Weibull distribution and lognormal distribution. The paper analyses the HCR model and the characteristics of Chinese NPP operators. Firstly, two-parameter Weibull distribution is used to evaluate the fitting curve of HCR. Then the reliability of NPP operators and the verification of HCR model are studied. The research shows not only the quantitative results of Chinese NPP operators but also a new method to verify HCR model, and can be referred to the real NPP operation, and hence, is of importance to safe operation of NPP.     

核电厂操纵员职业适宜性研究

文章涉及核电厂操纵员的工作任务分析和核电厂事故中相关人误分析的结果。从人机工程学原理出发，提出了包括认知、人格特质、心理健康三个方面的核电厂操纵员职业适宜性心理测评系统，并讨论了该系统的应用方式以及重要性。     

秦山核电厂二期扩建工程反应堆保护系统设计中核安全原则的应用

秦山核电厂二期扩建工程(3~#、4~#机组)反应堆保护系统的设计是在秦山核电厂二期工程(1~#、2~#机组)反应堆保护系统设计的基础上经过改进而成的.本文通过对一个经过论证且已实施的改进项和一个由业主提出但没有被采纳的改进项的分析,阐明了保护系统设计中核安全原则的应用:让反应堆更加安全,使电站在发生事故后能够将反应堆转入并保持在安全状态.如果对反应堆保护系统设计的修改能够在不影响核电站安全性的同时提高电站的经济性,那就是可行的.否则,无论其能带来多么可观的经济利益,都不宜采用.     

测温热电偶自动插装技术及插装机械手

核电站反应堆测温热电偶插装机械手是堆芯热电偶安装，检修更换的专用设备。本文结合３００ＭＷ的反应堆型，介绍了一种新型的热电偶插装技术以及插装机械手的结构和工作原理。经实例应用认为，该插装技术可作为导管引导式铠装热电偶的安装设备。