“华龙一号”核电站严酷环境用电缆研制难点问题解析

“华龙一号”核电站严酷的环境条件对电缆性能提出了很高的要求。为此,需要在该类电缆的科研工作中对电缆材料,结构和工艺等方面做出大量改进,并且需要进行一整套高难度的鉴定型式试验。本文重点阐述了研发该类电缆过程中碰到的难点问题和解决方法。包括该类电缆结构和材料的确定;验证该类电缆60年使用寿命的试验方案和计算方法;该类电缆为满足设计基准及严重事故环境要求而进行的高温高压试验和其后的浸没试验。文中详细介绍了使用试验数据通过阿伦纽斯公式和最小二乘法得到样品电缆材料的热寿命和活化能,并根据电缆材料的活化能数据得到成品电缆的热老化试验时间的计算方法。     

高温与反应堆辐照对玻璃纤维绝缘电缆的影响

试验在反应堆孔道内进行。所达到的最高累积辐照水平为热中子1.6×10~(20)n/cm~2,快中子(能量≥1 MeV)3.8×10~(19)n/cm~2,γ剂量1.1×10~(11)R。电缆在堆内辐照时的温度一般在550℃以上。试验结果表明电缆性能良好。得到的主要结论有:(1)电缆绝缘电阻受温度影响,与堆功率有关,在一定范围内与辐照积分通量关系不大;(2) 中子与γ射线在电缆上引起感应电流,其大小与堆功率成正比,在一定范围内与辐照积分通量无关,γ射线对感应电流有较大影响;(3)电缆辐照后的机械性能良好。     

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。     

核动力厂温排水环境影响审评原则的讨论

简要描述了制定核动力厂温排水环境影响审评原则的必要性,介绍了审评原则的编制过程中所参考的国外实践和技术基础以及审评原则的主要内容,并对审评原则中的热点问题进行了讨论。     

技术型物项管理在核电厂建造期间的应用

通过描述核电厂建造期间安装物项特点,阐述技术型物项管理模式的形成,并结合技术型物项管理模式在田湾核电站建设期间的运作和效应,展现技术型物项管理的优势,为核电厂建造期间进行安装物项管理提供借鉴与参考。     

核电站功率控制的问题探讨

核电站的功率控制是核电站的重要方面。从澄清各种功率的说法出发,详细分析说明了核电站各种功率的定义、表达式及相关显示,进而分析了各种功率的准确性问题。通过清晰几个功率的说法,较全面地分析了核电站如何在保证核安全的情况下,尽量提高热功率进而提高发电量的方法,对核电站的持续改进有所帮助。     

田湾核电站自动辐射监测系统设计

在田湾核电站自动辐射监测系统设计中,将辐射监测系统的功能分为工艺监测、场所监测、沾污监测和个人剂量监测,功能分类明确清晰。扫描式液体、气体γ谱仪首次应用于核电厂现场,减少了人员现场取样,并能快速实时获取数据。超设计基准事故的高量程γ测量仪的设置,为福岛核事故后的核电厂设计提供了参考。采用数字化技术,辐射监测信息及相关的工艺信息,可以集中显示在一个工作站和同时分类显示在不同的工作站;另外各工作站也具有控制功能,能实现远程操作辐射监测仪表,完成辐射监测信息的分散控制和集中管理。     

无线电子个人剂量计在核电站高辐射风险工作中的应用

本文介绍无线电子个人剂量计在压水堆核电站大修中水池冲洗、清洁以及蒸汽发生器装、拆堵板两项高辐射风险工作中的应用,并对其远程实时剂量监控效果进行了分析。实际应用表明,无线电子个人剂量计在核电站一些复杂环境的高辐射风险工作中使用,可以有效地控制工作人员剂量,避免超剂量事件的发生。     

气体绝缘组合式开关设备在核电厂中的应用

对气体绝缘组合式开关设备(GIS)在自然环境适应能力、设备使用的安全性、经济效益等方面的优势和不足进行了分析,论述了GIS设备的制造、运输、现场安装、运行、维护和扩建等应用问题。与传统的空气绝缘开关设备(AIS)相比,GIS设备具有抗震能力强、占地面积小、安装工序少、故障概率低、检修周期长、便于扩建以及经济效益高等特点,SF6气体绝缘保障了该设备使用的安全性和可靠性,模块化运输再拼接提高了该设备安装的灵活性,因此GIS设备可谓是核电厂一次设备的首选。     

核电用铸造奥氏体不锈钢的热老化性能研究

压水堆核电厂主管道用国产铸造奥氏体不锈钢(CASS)长期服役会面临着热老化问题。在400℃高温下开展CASS材料的加速热老化实验,采用夏比冲击试验获得了材料室温吸收能量随热老化时间延长的下降规律,采用扫描电镜观察到不同热老化时间冲击断口形貌的变化趋势。实验结果表明:经过15 000h的加速热老化实验,CASS材料的热老化程度逐渐达到饱和状态,吸收能量虽大幅下降,但仍能满足设计规范对CASS材料在未老化状态时的考核要求。     

显微硬度法分析核电站主管道热老化趋势

使用显微维氏硬度计和冲击试验机研究了核电站主管道材料Z3CN20.09M在400 ℃加速热老化10 000 h前后的力学性能变化。结果表明,热老化导致试验材料的冲击吸收能下降;构成试验材料的铁素体相的显微维氏硬度上升,奥氏体相的显微维氏硬度基本保持不变。通过研究材料组织特征,剖析显微硬度与冲击韧性的关系,探索将显微硬度测试方法作为核电站主管道材料热老化趋势预测方法的可能性。     

压水堆核电厂辐射工作分级标准优化改进及应用

介绍了某压水堆核电厂辐射工作分级标准的优化改进及实践应用情况。通过实践证明,优化改进后的辐射工作分级标准是合理的,对控制压水堆核电厂集体剂量和其他辐射风险是有效的。     

核电厂阻尼器的应用及创新

在建筑、桥梁与核电站中应用阻尼器可以很好地在地震来临时保护结构物和构筑物的安全,阻尼器可以视为一种结构保护装置。阻尼器是核电站中管道与机械设备的重要安全保护装置。本文从制造、使用和测试3个方面分别介绍了目前结构保护系统中阻尼器的相关内容,并对比了核电领域与土木工程领域中对抗震阻尼器的不同理解和认知,文中也对核电领域阻尼器的应用的创新和发展提出了建议。