【摘 要】
：
核电厂高能管道破裂造成的高温高压液体喷淋和短时积液危害对管道附近电缆造成严重影响.IEEE 383-2015版对处于和缓条件下电缆提出了浸没试验要求.国内三代核电也提出了安全壳内外电缆进行非设计基准事故下的极端酸性或碱性溶液喷淋/浸没试验要求.本文分析了标准和技术规格书中试验要求,讨论了某三代核电厂电缆的极端酸性或碱性溶液喷淋/浸没试验方案和验收准则,进行了相应试验.结果表明:以聚烯烃材料作为绝缘和护套的电缆,在一个月酸性或碱性溶液高温喷淋浸没环境下,电气性能的变化满足验收标准,对后续的电缆鉴定工作提供借
【机 构】
：
生态环境部核与辐射安全中心,北京100082;中国核电工程有限公司,北京100840;常州八益电缆股份有限公司,江苏常州213031
论文部分内容阅读
核电厂高能管道破裂造成的高温高压液体喷淋和短时积液危害对管道附近电缆造成严重影响.IEEE 383-2015版对处于和缓条件下电缆提出了浸没试验要求.国内三代核电也提出了安全壳内外电缆进行非设计基准事故下的极端酸性或碱性溶液喷淋/浸没试验要求.本文分析了标准和技术规格书中试验要求,讨论了某三代核电厂电缆的极端酸性或碱性溶液喷淋/浸没试验方案和验收准则,进行了相应试验.结果表明:以聚烯烃材料作为绝缘和护套的电缆,在一个月酸性或碱性溶液高温喷淋浸没环境下,电气性能的变化满足验收标准,对后续的电缆鉴定工作提供借鉴.
其他文献
本文针对某核电厂励磁机故障事件,通过对励磁系统、直流系统、励磁机本体检查,初步确定故障发生的可能原因.利用系统仿真模型再现故障状态,进一步明确故障发生的根本原因是由于磁极接地叠加辅助强励回路满足串联谐振条件,回路产生谐振高电压,进而损坏直流系统相关设备.为避免此类事故的发生,结合核电厂调试及运行经验,提出应对措施.
1991年1月至2019年12月期间我国运行核电机组共发生23起误碰运行事件,其绝对数量不多,但其引起的后果较严重(60.9％造成紧急停堆),降低核电厂的安全性和经济性.误碰运行事件具有偶然性和随机性,其发生时间与反应堆投入运行时间的长短没有必然联系,因此,误碰运行事件的经验反馈对于各运行核电厂都是非常重要的.从事电气检修、脚手架搭设或拆除活动是发生误碰较多的时期,占比分别为39.1％和21.7％.误碰运行事件的根本原因可以归为6大类:操作人员原因,组织管理原因,设计原因,规程原因,培训原因,设备安装原因
本文综述了可用于聚变堆包层氚提取系统中氦氢混合气体分离氢气的工艺研究和发展现状,并就当前工艺进行比对发现:单独采用低温分子筛吸附法分离氦载气中氢无法得到高纯度氢气,同时氢在分子筛中有很强的滞留行为;采用钯膜扩散法分离氦载气中氢工艺成熟,在多国氚提取系统设计中应用广泛,但该工艺在氦中微量氢的分离效率较低,更适合氢中微量氦的分离,钯膜中Pd/bcc型复合膜性能优异,是今后研究发展方向;金属氢化物床吸附法工艺简单,安全可靠,分离效率高,特别是ZrCo系合金,ITER各国均有研究,应用前景广,但该工艺同样存在滞留
近年来我国M310系列核电厂在运行和试验期间多次发生一回路压力超出技术规范要求的事件.相关事件主要发生在机组余热排出系统冷却正常停堆模式(NS/RRA模式)和功率运行模式(RP模式)oNS/RRA模式下操纵员对一回路系统干预操作较多,由于操纵员技能不熟练、风险分析不到位、参数监控缺失、高风险操作监护不到位等因素导致操纵失误是NS/RRA模式下一回路压力超出技术规范要求的主要原因.RP模式下,M310系列核电厂运行技术规范对一回路压力的要求范围较小且没有规定超压后的干预措施,导致定期试验、设备故障或运行瞬态
秦山二期四台机组在冬季工况存在设备冷却水系统(以下简称“RRI”)水温低导致部分热负荷不能满足运行控制要求的问题,直接影响着机组运行的稳定性与可靠性.本文通过对机组运行RRI系统的热负荷数据、温度数据大量的收集、整理分析,查找出了 RRI系统水温低的根本原因.依据换热器的热交换原理,并结合RRI系统现场实际布置状况,应用排除法给出了提高RRI系统水温的改进方案并在现场成功实施,效果满意.提高了 RRI系统热负荷设备运行的安全性、可靠性.
伊朗“震网病毒”事件以来,全球核电厂仪表和控制系统(简称“仪控系统”)面临日趋严重的网络攻击威胁,而仪控系统的安全直接影响核电厂的安全稳定运行.国际电工委员会(IEC)已在核电厂仪控系统网络安全防范方面发布了若干标准,包括网络安全防范总体要求的标准(IEC 62645)及协调核安全(Safety)和网络安全(Cybersecurity)的标准(IEC 62859).然而,核电厂还迫切需要专门针对核电厂仪控系统的、涵盖仪控系统全生命周期的具体指引,用于指导核电厂实施网络安全管控措施,以预防、检测和处置网络攻
管子管板封口焊缝是蒸汽发生器制造过程中的关键焊缝之一,蒸汽发生器通过封口焊缝实现一二回路流体隔离.管孔熔损焊接修复后,因结构原因产生了不可避免的管孔变形,焊接变形会进一步影响后续封口焊缝的质量状态.本文探讨了采用回火焊道焊接技术修复熔损管孔后管孔变形情况和影响分析,分析表明,通过优化焊接工艺等措施,可将附近管孔变形控制在一定范围内,在该变形范围内,焊接修复对定位胀、封口焊质量以及修复区域力学分析等情况不会产生明显影响.通过分析,进一步验证了回火焊道修复技术的可行性,为其他核电项目管孔损伤修复提供借鉴.
以福岛核事故为参考,分析了海啸灾害对核电厂的影响,针对性的提出了建立三层防御措施的理念,给出了基于事故过程的海啸袭击滨海核电厂的事故模型.结合非能动和多样性的特点和要求,给出了具体防御方案的设计要求和设计基准,首次提出提升EDG厂房在海啸事故中可靠性的概念.为海滨核电厂防御海啸灾难提供了重要参考.
鉴于福岛核事故的教训,国家核安全局在CAP1000核电厂安全评审中十分重视严重事故缓解措施,安全壳长期超压失效问题更是其中的一个重要关注点.本文研究了可能引起安全壳超压失效的原因以及对应的安全壳超压缓解措施,并通过安全壳超压事故序列的计算模拟,分析相关缓解措施投入的时机及其效果.经过梳理和分析,认为:针对安全壳长期超压失效的缓解措施是合理和有效的,这些措施使CAP1000己实际消除了安全壳长期超压失效的可能性.
抑压水池可降低反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳的峰值压力.抑压能力的影响因素主要为抑压管淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量的影响.各影响因素参数组合方式多变,造成敏感性分析需要进行庞大的试验次数和数据处理,正交试验不仅可以降低试验次数,而且可以直观地分析影响因素的主次顺序,所以本文采用正交试验法对影响因素进行敏感性分析,以抑压水池的峰值压力为指标,通过正交试验极差分析获得影响因素从大到小依次为:淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量.