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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。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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王根生 《核标准计量与质量》2011,(2):2-5
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. 相似文献
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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. 相似文献
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安全分级的目的是确保物项的设计、制造、建造、调试和运行采用恰当的要求,使物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量,进而确保安全功能的实现。国际原子能机构(IAEA)2014年颁布的核电厂构筑物、系统和部件(SSC)安全分级导则(SSG-30),其安全分级原则涵盖核电厂5个纵深防御层次,从设计预防措施和安全功能分类两个维度识别安全相关物项的重要性,考虑核电厂运行工况状态和放射性与运行限值的要求,进而确定物项的安全级别和相关的规范要求。 相似文献
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反应堆压力容器是核电厂最重要设备之一,其辐照脆化状态决定了核电厂的实际运行寿命。通过借鉴国外反应堆压力容器安全评估方法,开发出一套反应堆压力容器辐照脆化时限老化分析(TLAA)的方法。该方法从上平台能量、反应堆运行压力-温度曲线及承压热冲击3个方面评价压力容器材料在正常工况和事故工况下的安全裕度。采用该方法在秦山核电厂运行许可证延续(OLE)项目中对反应堆压力容器进行了辐照脆化TLAA安全评估,其评估方法和评估结论到得国家核安全监管局的认可,为秦山核电厂延寿20 a奠定了基础。 相似文献
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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。 相似文献
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CAP1400是经过国际原子能机构的反应堆安全评审,达到国际安全法规最新要求的先进非能动核电技术。CAP1400 1E级壳内电缆附件是连接核岛安全壳内贯穿件和电缆、电缆和电缆以及电缆和其他电气设备的关键部件,对其在核电站运行期间的服役性能有很高的要求。本文详述了CAP1400 1E级壳内电缆附件的技术要求、材料研究、结构设计、研制及鉴定试验过程,首次在国内完成了该系列产品的试制及鉴定试验,为未来该系列电缆附件应用于第三代压水堆核电站CAP1400壳内打下了基础。 相似文献
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核电厂延续运行前,由于缺乏瞬态监督管理对核电厂延续寿命影响的具体认知,相关瞬态监督和控制仅限于设计寿期范围内,没有涉及到延续运行。这导致核电厂在运行前期没有针对性地管理瓶颈瞬态的消耗,从而减少了核电厂实际可达的寿命长度;或者相关瞬态数据收集不够详细,不足以支撑更细致的疲劳分析,在延续运行评估时只能采取更多的包络处理,难以实现更长的评估寿命。本文针对上述此问题,通过汲取秦山核电厂延续运行研究中瞬态相关经验,从日常运行监督和专项延续评估两个方面,对核电厂延续运行瞬态监督和数据处理进行研究,形成了适用于核电厂延续运行的瞬态管理技术方法,可有效指导后续核电机组开展延续运行工作。 相似文献
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由于核岛电缆敷设路径长,其电缆截面普遍较民用工程大,经常出现设备接线端子与电缆不匹配的问题。核电厂中的常规做法是更改设备端子或增加转接箱进行转接。但该方法同时也增加了工程造价和工程建设周期。文章提出了一种精细化低压电缆选型与长度校核方法,有效减少了核电厂电缆转接箱的数量,降低了工程造价。 相似文献
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控制棒驱动机构(CRDM)用于实现对反应堆功率的调节与控制,其运行可靠程度直接影响着核电厂的安全性和经济性。目前核电厂和设备制造厂均缺少对CRDM进行可视化、智能化的故障诊断系统或数据分析方法。针对以上情况开发了一种控制棒驱动机构线圈电流曲线分析算法,用于对CRDM的线圈电流进行数据分析和故障诊断,从而可以实现对CRDM的智能分析和系统健康状态评估,以便于在核电厂调试及大修期间对CRDM进行全面的检修和维护。 相似文献
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秦山核电二期工程核岛电缆敷设设计实践 总被引:2,自引:0,他引:2
核电厂电缆敷设设计具有电缆数量多、分类复杂和要求严格的特点,这导致了核电厂特别是核岛的电缆敷设从设计过程到完成形式都与一般民用工程有很大的差别.在秦山二期电缆敷设设计中,中国核动力研究设计院(NPIC)与业主和核二院密切合作,并借鉴了国外的先进技术,采用了电厂布置设计软件(PDL)和电缆敷设设计软件(PERICLES 2),完成了电缆敷设的设计工作,保证了工程的顺利进行.本文主要介绍了秦山核电二期工程核岛电缆敷设的设计过程及方法. 相似文献