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.     

核安全重要设备和系统的定期试验以及再鉴定试验

1前言 WWER型压水堆核电站利用低富集度铀核裂变释放大量热能产生的蒸汽推动汽轮发电机组发电。核燃料在核裂变过程中除了释放巨大的能量以外，还伴随着大量放射性物质的生成，为阻止大量放射性裂变产物释放到周围环境中，核电站采用了纵深防御设计概念，并贯彻予核电站安全有关的全部活动过程。     

核电厂核级金属石墨密封垫片国产化替代核安全审查要点

本文介绍了国产化核级金属石墨密封垫片的密封原理和技术概况,通过对稳压器及蒸汽发生器相关密封垫片国产化替代的核安全审查,提出应从标准及规范符合性、设备鉴定、失效分析及跟踪检查措施等方面进行全面的核安全审查,以期对后续的国产化设备替代核安全审查提供借鉴.     

核电厂1E级电气设备鉴定试验研究

以相关标准及技术资料为基础,介绍了核电厂1E级电气设备鉴定的方法和原则.对核电厂设备鉴定的方法和试验程序以及国内试验条件进行了深入分析.研究表明,现阶段我国1E级电气设备应以型式试验法为主.文章还给出了鉴定试验流程、需提供的文件、试验项目及相关验收准则.     

核安全级水泵鉴定试验系统模块化设计研究

作为压水堆核电机组中的水力能动设备,泵类产品的可靠性对整个核电站的安全起着及其关键的作用。核一级、二级泵的研发中,在样机鉴定阶段要进行各种苛刻的鉴定试验,以保证设计符合系统要求。然而目前国内在关于核级泵试验方面的研究较少,本文针对目前核电站采用的核二级泵鉴定试验要求,采用模块化设计的思想,对满足其要求的试验系统设计进行了研究,就试验台架的设计思路及问题进行了讨论,并提出合理的综合试验系统设计方案。     

核安全级(1E)铂电阻温度计及组件自主化研制

依托自主三代核电"华龙一号"技术需求,中广核工程有限公司联合重庆材料研究院有限公司成功开发了主回路直接测温仪表及组件工程样机,通过了三代核电环境条件的质量鉴定试验,实现产品供货.研制过程中解决了关键材料、总体结构、加工工艺、试验验证及性能评价等技术难题.     

核电厂1E级安全壳内电动机鉴定试验相关问题的探讨

核电厂1E级安全壳内用电动机作为在正常工况下和设计基准事件期间及之后向核电厂安全系统设备提供动力的重要设备之一,必须按照相关的标准制定鉴定大纲和程序,进行鉴定试验。对1E级安全壳内电动机的鉴定过程和鉴定文件进行审查是核安全设备审查的重要内容之一。本文结合实际审评经验,探讨了电动机的加速热老化试验和LOCA试验中相关问题,提出了审评者的观点。     

核电厂设备抗震鉴定的审评

介绍了核电厂设备抗震鉴定的标准和要求，鉴定的范围、步骤、方法和程序，以及抗震鉴定审评所依据的准则。详细论述了抗震试验鉴定中所采用的具体实施程序，并通过审评实践对核电厂设备抗震鉴定中常见的一些问题也进行了探讨。     

秦山核电厂安全壳强度与密封性试验的核安全监督

本文主要介绍了秦山核电厂一期工程首次装料前安全壳强度和密封性试验中核安全监督的主要内容。     

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。     

第三代压水堆核电站CAP1400 1E级壳内电缆附件研制及鉴定试验

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。     

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。     

核供热堆安全壳设计方案的探讨

介绍了壳式核供热堆几种安全壳的设计特点。根据核供热堆的实践和该堆安全壳功能的分析比较,提出了取消“紧贴式”钢安全壳,采用大容积砼壳作为第三道安全屏障的可能性。     

核动力装置的基本安全原则

要确保核动力装置的安全运行,必须严格执行安全法规和建立本国的核安全法规体系,并且遵循行之有效的核动力装置的基本安全原则。本文扼要地介绍了核法规的重要意义、经济效果以及各国多年实践所积累的基本安全原则.     

中国核动力研究设计院研究堆安全分析

本文就高通量工程试验堆、岷江试验堆和中国脉冲堆特点作出比较，重点分析高通量工程试验堆的安全性。经过比较，中国脉冲具有良好的安全性，安全性远比岷江试验堆和高通量工程试验堆好；高通量工程试验堆由于建造时间早，功率规模大，风险程度比岷江试验堆高。因此，必须加强高通量工程试验堆安全整治，才能确保该反应堆运行安全。