三代核电厂电气贯穿件用屏蔽双绞导体组件的设计及验证

根据三代核电厂对于屏蔽双绞（STP）电缆贯穿安全壳的功能需求，结合三代核电厂的环境条件和STP电缆的功能要求，设计了一种电气贯穿件（EPA）用STP导体组件专门用于安全壳内外的STP电缆的连接。重点介绍了STP导体组件的结构设计、材料选型，并通过型式试验对STP导体组件的密封性能、电气性能、耐辐照性能和电磁兼容性能等关键特性进行了试验验证。试验结果表明，STP导体组件满足规定的设计寿命、密封和电气等预期设计要求。      

研究堆低压电气贯穿件导体组件的研制

本文介绍了一种用于各种实验研究堆反应堆厂房内、外电缆连接的新型灌封组件式低压电气贯穿件.该贯穿件采取模块结构,便于拆卸和更换.导体组件自身的孔道密封采用阻燃型环氧树脂灌封实现,与端板孔道之间的密封由"O"型橡胶圈来保证,已通过气密性和电气性能型式试验的验证,满足实验研究堆工程要求.     

国内在役核电厂首例电气贯穿件更换改造

核电厂电气贯穿件作为安全壳上的关键设备，承担着核岛内外各种电力和信号传输以及保证安全壳压力边界完整性的重要功能。通过秦山核电厂一期工程30万千瓦机组第18次大修期间国产在役DDG-1型电气贯穿件更换改造项目的实施，分析了秦山核电厂一期工程在役电气贯穿件设备现状和改造的必要性；针对在役核电厂更换改造工期短和贯穿件密封性能验证难等问题，通过优化检验工序、制作专用检漏工装的方法，缩短了贯穿件改造的工期并验证了贯穿件密封性能。      

主蒸汽超级管道许可证模拟件制作的基本要求

主蒸汽超级管道是核电厂的重要核级设备,申请此类设备的厂家需完成模拟件的试制工作,但目前在国家核安全局发布的《民用核安全机械设备模拟件制作实施细则》中并没有针对主蒸汽超级管道模拟件的试制提出具体的要求.简要介绍了二代改进型核电厂主蒸汽超级管道的技术要求,并结合许可证的审查实践、对模拟件的型式选择、质量管理要求及在制作过程中工艺控制、检验和试验控制等方面给出了一些基本要求,可为主蒸汽超级管道制造许可证申请者及技术审查人员提供参考.     

CSA N285.0-12 CANDU核电厂承压系统和组件的一般要求

(出版日期:2012年)本标准规定了一个CANDU核电厂在其使用寿期内对于承压系统、组件、及支承件的设计、采购、制造、安装、改造、维修、更换、试验、检查和检验及其他相关工作的技术要求。本标准适用于CANDU核电厂中所有承压系统,包括其构件和支承件。本标准适用于安全壳部件,但并不适用于混凝土安全壳结构。     

三代核电厂设备闸门的关键制造工艺分析

设备闸门是核电厂中用于转运大型设备的重要核级设备,某三代核电厂设备闸门首次由国内制造厂承制且结构复杂,制造难度大。介绍了该设备闸门的基本功能、安全分级、主体结构组成及材料要求,对设备制造过程中的关键工艺如钢板的成形控制及成形工艺评定、主体部件的焊接工艺及防变形控制方法、关键部位如密封面、燕尾槽及插板外坡口的加工尺寸控制、泄漏率试验的准备及实施等进行分析探讨,详细论述了各环节中制造要点、难点及采取相应的工艺措施,从而有效保证设备闸门的制造质量,为三代核电厂提供了质量合格的设备。文中对后续设备的制造从焊接工艺、尺寸测量仪器、现场安装等方面提出改进建议。     

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。      

反应堆安全壳热电偶贯穿件

反应堆安全壳热电偶贯穿件，属于核工程过程变量检测技术领域。为了提供一种结构简单、制造工艺成熟、成本低、性能可靠、气密封和承压性能好的热电偶贯穿件，本发明公开了一种反应堆安全壳热电偶贯穿件。它包括预埋管、泄漏检测装置、连接法兰、贯穿件本体及通过热电偶电缆连接的热电偶贯穿组件。热电偶贯穿组件包括通过密封连接材料和机械承插口连接成一体的热电偶接插件、铠装热电偶和密封管，     

基于IEEE标准的电气贯穿件鉴定试验研究

本文简要介绍了核电厂安全壳电气贯穿件以及相关的鉴定标准,并着重介绍了IEEE 317标准的演变历程。阐述了基于IEEE 317标准的电气贯穿件鉴定试验方案的制定,并针对AP/CAP系列核电电气贯穿件的鉴定提供了鉴定试验序列的实例。结合实践经验,分析讨论了按照IEEE 317标准实施鉴定试验过程中存在的问题及解决方法。相关研究结果可为核电行业应用IEEE标准开展核电设备鉴定提供借鉴。     

HTR-10主氦循环风机的设计、试验和运行

主氦循环风机是10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的关键设备,在250℃、3．0MPa的氦气气氛下将反应堆的热能输送到蒸汽发生器。针对反应堆的特殊要求,主氦循环风机的设计包括总体结构、叶轮型式、冷却系统．轴承,测量仪表、电气贯穿件和隔断阀对设计制造的主氦循环风机进行了出厂试验和安装后的冷、热态性能试验。按照反应堆的调试要求,主氦循环风机随反应堆的调试进行了初步运行。试验和运行结果表明,主氦循环风机达到了设计要求,能满足HTR-10的运行要求。     

核电厂电仪设备延寿再鉴定试验研究

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。      

海上浮动堆燃料组件进入堆芯仿真分析

与陆上核电厂不同，海上浮动堆换料操作会受海浪环境的影响，因此对换料操作工艺和设备提出了新要求。本文选取海洋核动力平台的海上换料方案，对燃料组件在摇摆工况进入堆芯过程进行了仿真分析。分析结果表明，引入万向节的燃料组件进入堆芯过程中，燃料组件满足强度设计要求。      

乏燃料组件抓具混合双摆模型及地震响应分析

核动力厂对乏燃料组件抓具提出了抗安全停堆地震（SSE）的要求，而抓取过程的地震响应是评价其安全性的重要依据。为精确分析抓取过程的地震响应，根据乏燃料组件抓具的结构和工作方式，建立乏燃料组件抓具工作状态的混合双摆模型，推导其运动微分方程，采用Runge-Kutta法求解其在地震载荷作用下的响应，根据动力学理论进一步求得钢丝绳和抓具上的动态载荷，并对结果进行分析。此方法为类似结构的精确抗震设计、综合评定提供参考。      

CENTER燃料组件堆内辐照考验燃耗计算研究

为验证中国工程试验堆（CENTER）燃料组件设计，在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验，CENTER燃料组件在高通量工程试验堆（HFETR）内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点，开展了HFETR辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究，确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明，燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%，满足辐照考验要求。      

压水堆燃料组件抗震试验研究

燃料组件属I类抗震物项,其抗震问题直接关系核电厂运行安全,通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式,设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置,针对不同组件数量布置方案,在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明,水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz,最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处,试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。     

基于ANSYS的燃料组件事故动力分析程序

对燃料组件事故动力分析的流程、燃料组件轴向模型以及横向排模型建立方法、轴向和横向事故动力响应计算方法、格架作用力和导向管应力计算方法进行了研究。基于有限元软件ANSYS的APDL和UIDL语言,引入参数化和模块化的思想,编制燃料组件事故动力分析程序,并采用编制的程序与专用软件分别对某型燃料组件进行对比验证。对比结果表明差异较小,均在工程允许误差范围之内;采用编制的程序代替专用软件进行燃料组件事故动力分析,编制的程序分析能力增强,效率更高。选取某电厂作为分析对象,采用编制的程序进行了实例计算,分析结果满足规范要求。      

Design of the Vacuum Feedthrough for the EAST ICRF Antenna

Detailed design of the vacuum feedthrough for the Ion Cyclotron Radio Frequency (ICRF) antenna in EAST, along with an electro-analysis and thermal structural analysis, is presented. The electric field, the voltage stand wave ratio (VSWR) and the stresses in the vacuum feedthrough are studied. A method using the rings of oxygen-free copper as the cushion and macro-beam plasma arc welding is applied in the assembly to protect the ceramic from being damaged during welding. The vacuum leak test on the prototype of vacuum feedthrough is introduced.