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。     

核安全级电缆耐LOCA工况能力的试验研究

为保证核电厂安全可靠运行,要求核安全级电缆在整个寿期内能经受LOCA工况,执行安全相关功能。本文以绝缘电阻为指标,以我国已运行核电厂中使用较多的2个厂家制造的核安全级电缆为样品,分析比较了不同加速老化速率、不同累积热-辐照输入对电缆耐LOCA工况能力的影响。结果表明,不同厂商制造的电缆耐相同LOCA工况的能力存在差异:在一定的加速老化速率及累积能量输入范围内,老化速率、累积能量输入对电缆A耐LOCA工况的影响不明显;而累积能量输入对电缆B耐LOCA工况能力的影响较明显。     

时温平移法核级电缆热老化寿命评估及应用

基于时温平移法,根据非线性规划最优化确定平移因子,平移各温度组内老化寿命数据至参考温度,建立核级电缆热老化寿命模型。作为电缆老化状态监测管理必不可缺的工具,所建立的老化寿命模型可由状态指标推算电缆剩余寿命。基于此技术在Matlab GUI平台下开发的核级电缆热老化寿命评估的人机交互界面具有标准法、平移法两种计算模式,并能实现平移因子优化、活化能计算、老化寿命曲线拟合、老化机理一致性分析等功能。     

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.     

1E级电缆概率可靠性剩余寿命预测方法

1E级电缆是影响核电厂安全、可靠运行的重要部件之一。由于受多种老化降质因素的影响,在整个电厂寿期内又难于进行定期维修更换,随运行时间延长会发生老化或降质,需要有效的状态监测方法来进行监督。压入模量因其现场无损特性和与断裂伸长率良好的对应性,能够有效的对电缆老化进行跟踪,是一种有效的电缆状态监测方法。为开发一种建立1E级电缆压入模量与断裂伸长率关系模型和使用概率可靠性分析预测其剩余寿命的综合方法,对国内核电厂某种典型的1E级电缆在399 K-360 Gy/h下进行了热-辐照加速老化,测试了护套和绝缘的断裂伸长率及护套的压入模量。建立了电缆护套压入模量与绝缘断裂伸长率关系模型,分析了其在不同工作温度下的可靠性,开发了基于概率可靠性分析的1E级电缆剩余寿命预测方法。结果显示,累积辐照剂量为375 kGy时,在313 K和338 K的工作温度下,电缆预期剩余寿命分别为60年和35年。该方法可推广到电缆其他老化机制剩余寿命预测上。     

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.     

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。      

核安全级DCS功能安全与信息安全权衡技术

以典型核安全级分布式控制系统(DCS)为例,应用故障模式与脆弱性影响分析(FMVEA)技术评估功能安全与信息安全的兼容性,并采用事件树和风险分析相结合的方法给出功能安全与信息安全协同解决方案,最终得到核安全级DCS功能安全与信息安全一体化防护措施。一体化防护措施实践结果表明,应用权衡技术得到信息安全措施,可以较好地兼容原有功能安全措施。因此,本研究建立的权衡技术可以应用于核安全级DCS信息安全设计工作。     

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。     

核电厂电气贯穿件设备延寿再鉴定方法研究

以秦山一期核电厂电气贯穿件(EPA)为实施对象,基于已有设备设计、制造、鉴定和实际运行数据,并结合国内外核电厂的设备鉴定、老化延寿管理等标准规范和最新研究成果,开展了核电厂设备延寿再鉴定方法研究,同时结合目前国内核电厂类似EPA等1E级核安全设备老化管理的现状,提出了设备老化管理建议。     

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。     

核安全级阀门部件的抗震鉴定试验分析和实施

对国产核安全级K2、K3类电磁阀和行程开关进行了一系列的核级鉴定试验。介绍被鉴定设备抗地震试验的试验条件和试验要求,结合被鉴定设备实际情况,优选通用器件谱进行抗地震模拟试验。为确保设备在地震期间运行的安全可靠性,研制了电磁阀的相关负载回路及行程开关的触点抖动监测装置,在试验过程中对电磁阀进行可运行性操作试验、对开关触点进行抖动监测,试验条件及结果完全满足要求。     

HT-7U NbTi 管内电缆导体瞬态稳定性的实验研究与分析

在SULTAN 测试设备上进行了含分离铜股线CICC瞬态稳定性的实验研究,应用脉冲场对样品的脉冲场区域(390 mm)进行感应加热,发现设计的含分离铜股线CICC能够经受住很大的瞬态磁扰动,分析了这个现象的原因,并就股线上的电阻层对稳定性的影响进行了分析,对4个CICC导体的稳定性差异进行分析和稳定性裕度的理论计算,由理论计算值和实验测量值进行比较分析,为HT-7U纵场和极向场NbTi CICC的选择提供实验依据.     

基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析

反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素.本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施.     

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。     

核电厂安全级设备鉴定及技术发展的探讨

核电厂安全级设备鉴定是保障电厂安全功能完整的一项重要措施,也是核安全文化的重要体现。但是,目前设备鉴定存在着诸多理解偏差或缺失。本文结合核安全设计理念,阐述了设备鉴定的基本流程和方法以及具体的实施原则,指出了设备鉴定技术的改进和发展方向,从而为建立一个整体的设备鉴定体系提供参考和依据。     

核级设备鉴定计算分析与试验数据库的建立

采用Oracle数据库方案,遵循基于第三范式的基本表设计思路,提出并设计一个核级设备鉴定计算分析与试验数据库。该数据库的建立使用了索引、分区、SQL语言优化等方法,能够高效地整合计算分析和试验中产生的各种类型的数据,表现出良好的伸缩性、可扩充性、响应速度快且后期维护便捷。     

E_p≤300MeV质子-铅核核反应微观截面的理论计算

对５—３００ ＭｅＶ 能区质子与天然铅的各种反应截面进行了计算,在符合多种实验数据的基础上,预言了长寿命放射性核的累积产生截面及其随质子入射能量的变化和中子多重数。在分析实验数据的基础上,给出了中能质子引发天然铅核裂变质量分布的经验公式,计算了电荷分布,并将计算结果与实验数据进行了比较。     

基于Weibull分布的电磁脉冲损伤函数Bayesian分析技术

Weibull分布是电磁脉冲易损性分析常常用到的一种分布.论文采用Weibull分析方法运用Gibbs抽样技术求取了基于Weibull分布的固态继电器电磁脉冲损伤函数.     

125-碘标记、双抗体分离的环磷酸鸟苷放射免疫分析技术

环磷酸鸟苷(cGMP)和环磷酸腺苷组成一对矛盾。它们对细胞的生长、繁殖及生理过程起着重要的调节作用,在中医药基础理论及临床研究中日益受到重视。但是cGMP在体液及组织中含量甚微,因此需要有一个灵敏、简易、特异的测定方法。