核电厂堆芯热电偶接头故障修复工艺方法研究

M310堆型核电厂的堆芯热电偶用于堆芯冷却剂温度监测,是堆芯参数监视的关键设备。因特殊的使用环境,热电偶设计为分段式结构,其各段间的连接器成了易损点,而其中的A接头最易损坏,而热电偶更换困难。为了应对堆芯热电偶A接头的故障,探索一套可行的维修方案,通过改进原接插件,增加注胶套件,以容纳绝缘、密封树脂和铠装固定;采用柔性芯线作为接头信号引出线,提高操作灵活度;应用绝缘的热凝固树脂密封,有利于除潮处理;应用冷压压接工艺,芯线连接可靠性高、易操作,采用绝缘瓷珠刚性分隔和树脂填充胶粘的综合绝缘处理方案,方案稳定高效;采用卡套进行铠装固定,成熟可靠;提出了高温热环物理屏蔽潮气方案,确保绝缘关键参数可控。

应用CDAG方法进行EPR机组的严重事故堆芯损伤研究

介绍了堆芯损伤评价的指导方法,并将西屋公司的CDAG方法论应用于EPR机组进行严重事故堆芯损伤研究。CDAG堆芯损伤程度的评价主要由2个参数判断:安全壳辐射监测值(CRM)和堆芯出口热电偶读数(CET)。本文讨论了CRM与CET的堆芯损伤估算结果存在差异的原因,分析结果表明:①CDAG是一种适用于EPR机组严重事故下堆芯损伤评价的方法;②CDAG方法能反映实时的堆内裂变产物释放的份额,能够快速地为应急组织决策提供支持;③基于EPR设计的CRM和CET整定值的保守计算结果显示出一个较为合理的趋势和范围;④释放方式、燃耗、RCS裂变产物滞留等因素对堆芯损伤估算结果有较大的影响。

CAP系列核电站堆内外核测系统国产化探讨

当前,国家已制定非能动大型先进压水堆(CAP)系列核电站批量化建设的国家战略。堆内外核测系统是核电站关键仪控系统。与以往二代加核电站相比,第三代CAP系列核电站(NPP)堆内外核测系统的探测技术和设计理念存在较大的不同。针对CAP系列核电站堆内外核测系统的设计特点,从系统设计架构、实现的安全功能和主要性能参数等方面进行分析研究。对三代核电站堆内外核测系统相比国内以往的二代加核电站堆内外核测系统的设计优化和设计改进等方面进行梳理总结,提出目前国际上对于堆内外核测系统的主要发展趋势。同时,从堆内外核测系统关键设备的设备国产化角度,提出设备国产化的研制重点及难点,为将来实现设备国产化、自主化指明方向。

福清核电反应堆象限功率倾斜比测量方法

福清核电反应堆象限功率倾斜比表征了反应堆径向功率的偏离,目前福清核电LSS系统只有象限功率倾斜度,未直接给出象限功率倾斜比,且在反应堆功率量程测量仪表故障情况下,LSS不能给出象限功率倾斜。在福清核电日常运行工作中,需要使用象限功率倾斜比这一参数。因此,本文从象限功率倾斜比的定义出发,通过LSS现有参数和堆芯热电偶的温度参数给出一种象限功率倾斜比测量方法,可很好地指导运行人员工作。