第三代压水堆核电站CAP14001E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。CAP14001E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CAP14001E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。

第三代PWR核电站1E级热缩套管辐照老化研究

对第三代压水堆(PWR)核电站1E级热缩套管分别进行了β射线和γ射线9个不同剂量下的辐照老化试验,测得热缩套管的机械性能。在辐照老化试验过程中,以断裂伸长率作为热缩套管受射线辐照老化后损伤的评定参数;当热缩套管在一定剂量的β射线辐照后和另一剂量的γ射线辐照后的断裂伸长率相同时,则认为两种剂量是等效的。根据测试结果,对断裂伸长率随辐照剂量的变化情况进行曲线拟合,得到热缩套管在两种不同类型射线辐照下的等效比例关系,为第三代PWR核电站1E级壳内热缩套管的研发及质量鉴定试验条件提供了参考依据。