核电厂堆芯中子通量测量失效分析预防措施
核电厂核仪表系统信号异常原因分析及改进
中 图 分 类 号 ：T H - 3 ;T P 2
文献标志码： A
D O I：1 0 .1 6 0 8 6 /j. cnki. issn l000 -0 3 8 0 .2 0 1 5 1 1 0 1 3
Abstract ：The causes of the signal abnormal event of source range channels of nuclear instrument system ( R P N ) in domestic nuclear power
plants and related improving measures are researched. Through analyzing the composition, abnormal signal phenomenon, signal transmission
path, and transmission waveform, the equivalent circuit model of the source range channel is established. Circuit analysis is conducted for the
图 2 RPN传输波形示意图 Fig. 2 Schematic diagram o f RPN transmission waveform
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PROCESS AUTOMATION INSTRUMENTATION Vol. 36 No. 11 November 2015
核电厂核仪表系统信号异常原因分析及改进李天友，等
\n + 5°B — ^Li +24Ue + Q
(1)
信 号 的 处 理 由 RPN保护机柜完成，保护机柜包含 调理单元与处理单元。调理单元执行功能包括提供探 测器工作高压，进行脉冲信号前置放大、后 置 放 大 、滤 波 、甄 别 ，以消 除 7 射线噪声影响。处理单元实现计数 率计算、计数率转换为电流、对 数 放 大 、计算倍增周期 和输出模拟信号等功能。
堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理
堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理堆芯通量测绘是核能领域中重要的工作之一，它涉及到核反应堆的物理特性分析，如功率分布、中子流分布等。
堆芯通量测绘程序是为实现此目的而编写的计算机程序，它可以通过测量核反应堆内部的物理参数来计算出堆芯通量大小。
然而，在使用这种程序时，有时会发现它出现异常现象，如计算结果不准确、程序运行缓慢等。
针对这些问题，本文将对堆芯通量测绘程序异常的原因进行分析，并提出相应的处理方法。
一、异常现象1、计算结果不准确在使用堆芯通量测绘程序时，有时会发现计算结果与实际值不一致。
这可能是由于程序中存在误差项，或者受到其他因素的影响导致计算结果出现偏离。
此时，需要对程序进行检验和调整以提高计算精度。
2、程序运行缓慢有时使用堆芯通量测绘程序计算速度很慢，甚至无法顺利完成。
这可能是由于程序代码效率低下、计算机硬件性能较差等原因导致的。
二、原因分析① 数据源不准确堆芯通量测绘程序的计算结果直接依赖于测量数据的准确性，如果数据源不准确，就会导致计算结果不准确。
例如，测量设备出现偏差、误差累加等情况，都可能导致测量数据的失真。
② 算法不完善堆芯通量测绘程序中的计算算法有时可能存在缺陷或者不够精确，导致计算结果不够准确。
例如，计算公式中存在近似或忽略某项因素等。
③ 计算误差叠加在计算过程中，需要进行多次加减乘除等运算，这些运算过程中都可能产生误差，如果这些误差叠加起来就会导致计算结果偏差。
① 程序效率低下堆芯通量测绘程序中可能存在程序代码效率低下、算法复杂等问题，导致程序运行缓慢。
② 计算机硬件性能不足堆芯通量测绘程序对计算机硬件性能要求较高，如果计算机硬件性能不足，就会导致程序运行缓慢甚至退出。
三、解决方法① 提高测量设备的准确性，尽可能减少数据源因素对计算结果的影响。
② 完善算法设计，减少近似或忽略因素，提高计算精度。
③ 采用更准确的计算方法，如高阶近似或数值计算等方法来计算。
① 优化程序代码，尽可能减少程序运行时间，提高程序效率。
核电事故的原因分析与防范措施
核电事故的原因分析与防范措施核能作为一种清洁、高效的能源形式，被广泛应用于各个国家和地区。
然而，核电事故却时有发生，给人们的生命、财产和环境造成了巨大的安全风险。
本文将对核电事故的原因进行深入分析，并提出相应的防范措施。
一、核电事故的原因分析1. 设备故障核电站内的核反应堆、冷却系统、控制系统等设备是核电站正常运行的关键。
如果这些设备出现故障，将导致不可预见的事故发生。
设备故障的原因可能是制造过程中存在的隐患，也可能是设备老化或使用不当等。
2. 人为失误人为错误是核电事故的另一个主要原因。
在核电站的运行和维护过程中，人员的失误可能会导致严重后果。
例如，操作员的错误操作、不合理的维护计划或不严格的安全措施等都可能造成核电事故的发生。
3. 自然灾害自然灾害是核电站安全的挑战之一。
地震、海啸、洪水等自然灾害都可能对核电站的运行造成影响，引发事故。
特别是位于地震活跃地区的核电站面临更大的风险。
4. 设计缺陷核电站的设计缺陷也可能成为事故发生的根源。
如果在设计阶段存在错误或疏漏，那么这些问题将会在核电站运行的过程中逐渐暴露，并可能导致事故的发生。
二、核电事故的防范措施1. 强化设备管理核电站应加强对设备的管理，定期进行设备检修、维护和更新。
在设备投入使用前，要确保设备的质量和安全性，并建立完善的风险评估和检测机制。
2. 加强人员培训核电站应加强对员工的培训，提高其对设备和操作的熟悉程度，增强安全意识。
同时，要建立严格的操作规程，并且定期组织演练和模拟演习，以应对突发情况。
3. 加强安全监管政府和监管机构应加强对核电站的监管力度，确保其按照规定进行运行。
同时，要建立健全的应急预案，及时响应各类突发事件，并对相关责任人进行追责。
4. 抗灾能力提升核电站应针对可能发生的自然灾害进行全面评估和规划，并增强设备和结构的抗灾能力。
在建设核电站时，要选择合适的地理位置，避免地震和海啸等高风险地区。
5. 加强国际合作核电事故是跨国界的安全问题，国际合作是解决核电事故风险的重要手段。
浅谈核电厂运行的人因失效分析和预防措施
浅谈核电厂运行的人因失效分析和预防措施摘要：核电厂安全运行和员工自身行为有着密切的联系性，在大规模复杂环境系统中，因为人为失误引起的系统失效或者安全隐患普遍存在，在核电站运行期间，加强人因失误的防范和探究力度是很有必要的，这就需要合理的分析人因失误造成的不良现象，合理使用各项工具，减少对核安全造成危害的人因失误，在增强运行人员行为规范和合理使用工具的基础上实施各项工作。
关键词：核电厂运行；人因失效分析；预防措施核电是世界上十分重要的一项能源，其具备能源消耗量少以及能量大的特征。
在核电站建造的几十年中，诸多国家利用核能进行发电，我国是最近使用的一个国家，虽然核能发电产生的效果良好，可是从实际情况来看，也有着大大的危害性存在。
比如核能属于一项核裂变的能源，其能源的释放速度无法得到有效的控制，增加了核泄露出现概率，对周围环境产生了不良的影响，难以在短时间内加以恢复。
1、对于人因失效的论述1.1人因失效的定义和特征表现人因失效主要是指人的行为和结果与规定目标相分离，形成了不良的影响。
通过相关分析来看，产生人因失效的主要原因划分为两种，分别是工作条件设计不到位引起的，另外一方面则是人自身不安全行为造成的，人的不安全行为是导致人因失效的基本原因和重要影响因素。
人因失效的具体意思是人员某项事物行为引起的不良后果，该项结果并没有依照预期方向加以发展，而是产生了坏的后果，导致人的行为和努力得不到有效回报，失去了整体效果。
人因失效的发生主要是因为工作环境和人自身行为两方面形成的。
在核电厂运行期间，人因失效主要表现为各个环节的技术设计不合理、人安全意识缺失、人的行为没有按照标准和失误造成的，其中人的原因在核电厂人因失效中占据着非常大的地位。
在核电厂运行期间，人因失效的特征表现在以下几方面，第一，因为核电厂安全系数要求非常高，因此人因失效产生概率是非常低的，但是难以有效避免。
第二，工作条件可以导致人因失效的形成，比如核电厂技术高标准要求和工作环境的压抑性将会提升人因失效出现概率，为后期埋下严峻的后果。
核电厂堆外中子通量测量系统功率量程探测器老化趋势分析和处理
第24卷 第12期2017年12月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONEIC Vol.242017 No.12核电厂堆外中子通量测量系统功率量程探测器老化趋势分析和处理文艳辉，王国云，沙洪伟（大亚湾核电运营管理有限责任公司， 广东 深圳 518124）摘要：本文以大亚湾核电基地堆外中子通量测量系统（RPN）20多年的运行和维护经验为基础，以2011年和2016年两起功率量程探测器老化事件的分析处理过程为依据，综合生产厂家（Rolls-Royce公司）、法国国家电力公司（EDF）、国内核仪器厂、研究所等外部经验，对功率量程探测器工作原理、老化机理、维修策略、可用性标准和干预预案进行了深入地分析和总结，希望能为以后同类故障提供经验反馈和参考。
关键词：中子通量测量；功率量程探测器；电离室；老化；标准中图分类号：TM623 文献标志码：AResearch on the Ageing and Solution of Power RangeNeutron Flux Detector in Nuclear Power PlantWen Yanhui, Wang Guoyun, Sha Hongwei（Daya Bay Nuclear Power Operation and Management Co.,Ltd., Guangdong, Shenzhen, 518124, China）Abstract：This research on The Nuclear Instrumentation System (RPN) is based on more than 20 years of experience in operation and maintenance, on two aging events in 2011 and 2016. Also the feedback for reference were used, of the manufacturer (Rolls-Royce), the national electric power company (EDF), domestic nuclear instrument factory and research institution. The working and aging principles, maintenance strategies, usability standards and intervention solutions, are analyzed and summarized. We hope to provide experience and reference to similar failure events.Key words：neutron flux measurement；power range detector；ionization chamber；ageing；standardDOI:10.3969/j.issn.1671-1041.2017.12.020文章编号：1671-1041(2017)12-0076-06收稿日期：2017-10-16作者简介：文艳辉（1984-），男，工程师，广西桂林人，研究方向：堆外中子测量系统。
核电厂控制测量问题及对策探究
核电厂控制测量问题及对策探究摘要：核电厂的工程规模大，建设周期长，而且核电厂内储存的核能源对于社会有着重大影响，一旦出现核泄露或是爆炸等事故，必然会对社会产生毁灭性的影响，所以对于核电厂的控制测量问题以及解决对策尤其要重视，因此以下将以某工程为例针对核电厂控制测量问题与对策展开讨论，进一步明确提升测量质量的手段，才能够保证测量的可靠性。
关键词：核电厂；控制测量；问题及对策核电厂控制测量工作牵涉大量的数据，同时也包含很大的风险，一旦因测量问题而引发安全问题，后果是无法预测的，甚至是无法挽回的、毁灭性的。
因此必须要保证核电厂控制测量结果的可靠性，将误差的范围缩减到最小，才能够规避安全风险。
因此以下将从某工程实例出发针对核电厂的控制测量问题及策略展开分析，思考测量工作革新的方向。
一、核电厂控制测量安排该核电厂自初期规划设计阶段，到实际投产发电，整个施工建设过程当中，控制测量工作的重点在于以下两个方面。
其一是各个阶段的测量规划。
在核电站勘测设计阶段，测量控制工作主要的目标是测量地形图，对于大比例尺地形图测量误差的积累进行开工至，确保图上内容精准度更高，更加均匀，与相邻图幅能够顺利拼接。
正式施工阶段，测量工作包括施工首级网、次级网测量以及微网测量。
这一阶段的控制测量适用于核岛、常规岛与附属设施施工的放样，核电站的施工控制测量应当依照等级去进行测量，次序依次为首级网（即初级网）→次级网→微网。
首级网主要是指在测区起算点或是地区等级控制点上，为满足前期土建施工以及附属工程定位、放线、建立次级网等需求去布设的，范围涵盖整个核电站区域的、特定精度的控制网。
作为核电厂，对于控制测量的安排远远要比传统电厂更加精确，才能保证安全性[1]。
二、控制测量质量问题该核电厂前期的科研勘测设计阶段，业主将测量工作交由专业单位负责，该厂位置处于我国沿海区域，考虑到所处位置的测量控制需求，负责测量控制工作的单位色值了由十个点构成的GPS平面控制网，级别为Ｄ级，并且进行了一比两千与一比一千比例尺的地形图测量。
核电厂运行的人因失效分析和预防建议
核电厂运行的人因失效分析和预防建议摘要：随着科技的发展，设备可靠性和工作环境的改善，设备故障引发的核电站事故所占比重已经降低到相对低的程度，其中人为因素错误已成为引起核电站重大事故的原因。
实际上，美国、日本、法国、德国、瑞典、瑞士等多国最近几年所做关于核电站人员伤亡统计数据显示，这六国核电站事故发生率都在60%以上，最高的甚至达到85%以上。
从大亚湾核电站的实际情况来看，人为因素在核电站事故中所占的比例也很高约为50%，表明单纯依靠提升系统的可靠性，已无法确保核电站的安全。
由于人是设计、建造、运行和维护的主要力量，也是整个过程的管理者，主要的设备故障基本上都是由人引起的。
关键词：核电厂；人因失效分析；预防建议引言伴随着核电技术的持续发展，核电设备的稳定性有了很大提升。
当前，核电厂的安全隐患并没有因为设备问题而产生，但最主要原因却是人为事件。
根据国内核电站的数据库无论是程序问题，还是设备异常，都是人为造成的，另外，在对人为造成事故的整个过程展开了一次有效的分析，并对各个阶段的人为事件展开了一次趋势分析。
本文提出对人为故障进行标准化的方法，并指出要想解决核电站事故，最重要的方法就是提升核电站的管理水平，同时，加强员工的安全教育可以提升核电站安全系数。
一、人因失效概念对于“人因失效”的定义，学界尚未形成统一的认识。
对此，各有专家、学者从各个方面进行界定，从心理学视角给“人因失效”下定义：“人因失效”是指在完成一系列有规划心理操作行为后未能实现期望的效果，且无法将其归结为某种外部因素的干扰。
其中，在工程领域对人因故障也下了一个定义即：凡是超出某种接受准则（即对系统正常运行所要求接受准则或允许的范围）人的行动。
有的人认为只要对制度起作用的人的行动（包括完成或未完成的行动）超过制度允许限度就是人为因素，还有的人把人因失效界定为：在未超出人机系统设计功能范围的情况下，人们为完成自己工作而采取有规划的行为失败，包括个人、团队、组织。
核反应堆中的故障检测与应急响应
核反应堆中的故障检测与应急响应核反应堆是一种重要的能源发电设施，但由于其特殊性质，一旦发生故障可能会引发严重的后果。
因此，对核反应堆中的故障进行及时检测和应急响应是至关重要的。
本文将探讨核反应堆中的故障检测方法以及应急响应措施。
一、核反应堆故障检测方法1. 传感器监测核反应堆中的传感器可以实时监测各种参数，如温度、压力、流量等。
通过对这些参数的监测，可以及时发现异常情况。
例如，当温度超过设定范围或压力异常升高时，传感器会发出警报，提醒操作人员进行检修。
2. 振动监测核反应堆中的振动监测系统可以检测到设备的振动情况。
当设备出现异常振动时，系统会发出警报。
这种方法可以有效地检测到设备的故障，如轴承损坏、不平衡等。
3. 声音监测核反应堆中的声音监测系统可以检测到设备发出的声音。
当设备发出异常声音时，系统会发出警报。
这种方法可以有效地检测到设备的故障，如泄漏、磨损等。
4. 图像监测核反应堆中的图像监测系统可以通过摄像头实时监测设备的运行情况。
当设备出现异常情况时，系统会发出警报。
这种方法可以有效地检测到设备的故障，如裂纹、变形等。
二、核反应堆故障应急响应措施1. 紧急停堆一旦发现核反应堆中存在故障，首先要立即进行紧急停堆操作。
紧急停堆可以通过控制系统中的紧急停堆按钮来实现。
停堆后，核反应堆的核链式反应将停止，从而避免进一步的事故发生。
2. 冷却措施在核反应堆停堆后，需要采取冷却措施来降低反应堆的温度。
冷却措施可以通过启动冷却系统来实现，例如启动冷却水循环系统。
冷却措施的目的是防止核反应堆过热，从而减少事故的风险。
3. 辐射防护在核反应堆发生故障后，可能会释放出辐射物质。
为了保护工作人员和周围环境的安全，需要采取辐射防护措施。
辐射防护措施可以包括建立辐射防护区域、佩戴防护服等。
4. 事故调查与修复在核反应堆发生故障后，需要进行事故调查，找出故障的原因，并采取相应的修复措施。
事故调查可以通过分析故障记录、检查设备等方式进行。
堆芯核测探测器故障处理及现象分析
设备管理与维修2021翼3（上）堆芯核测探测器故障处理及现象分析赵亮，王佳，陈锦裕（福建福清核电有限公司，福建福清350318）摘要：反应堆堆芯核测系统是核电站核测量系统的一个重要组成部分，其主要作用是测量反应堆堆芯功率分布，校刻堆外核测系统和提供堆芯燃耗的历史数据。
而微型裂变室探测器是堆芯核测系统中子注量率测量部分的主要元件，多个探测器故障将失去堆芯核测的测量作用迫使机组退防，影响机组安全稳定运行。
分析福清核电运行过程中出现的探测器故障，总结维护探测器的经验。
关键词：堆芯核测；裂变电离室；时域反射中图分类号：TM623；TL352.2文献标识码：B DOI ：10.16621/ki.issn1001-0599.2021.03.360引言反应堆堆芯核测系统是核电站核测量系统的一个重要组成部分，其主要作用是测量反应堆堆芯功率分布，校刻堆外核测系统并提供堆芯燃耗的历史数据。
作为堆芯核测系统的重要部件，目前国内外常用的中子探测器主要有可移动微型裂变室探测器、固定式自给能钒（铑）中子探测器和气动球活化测量探测器。
福清核电（即福建福清核电有限公司）1号、2号机组采用法国AREVA 公司的微型裂变室探测器进行堆芯中子注量率的测量，是目前国内多数M310核电机组采用的测量方式。
堆芯核测探测器的运行性能直接影响到机组的稳定经济运行。
为了有效维护堆芯核测探测器的运行，本文通过分析福清核电功率运行以来出现过的多起探测器相关故障，总结提高系统设备可靠性的维修方法。
1微型裂变室工作原理堆芯核测探测器是堆芯测量的敏感元件，又称微型裂变室，外径4.7mm ，长66mm 。
中子是不带电荷的粒子，不可能直接探测它们。
微型裂变室通过中央涂有二氧化铀的电极，两层同心包壳之间充以氩气。
裂变室端部连接到螺旋驱动电缆上，在相关外设的配合下驱动电缆促使裂变室进入反应堆中心区域，由热中子射入到微型裂变室灵敏体内，打在涂有二氧化铀的电极上，使235U 核发生裂变。
保护装置如何预防核能事故？
保护装置如何预防核能事故？一、提升核反应堆的安全性能核反应堆作为核能发电的中心设施，其安全性能至关重要。
为了预防核能事故的发生，我们需要采取一系列措施来提升核反应堆的安全性。
首先，应加强核材料的物理防护措施，确保核材料不会因外界因素遭到破坏或泄露。
同时，要增强对核反应堆控制系统的监测与控制能力，确保核能系统的稳定运行。
此外，还要加强对核反应堆建筑物的结构安全监测，以提前发现并解决可能存在的问题，确保核能系统的长期稳定运行。
1. 强化核材料的物理防护措施核材料是核反应堆的核心部分，一旦核材料受到外界因素的破坏或泄露，极有可能引发核能事故。
因此，我们需要采取一系列物理防护措施来保护核材料的安全。
首先，要建立完善的装置和设备来阻止外界因素对核材料的影响，如设计合理的屏蔽装置和防护层。
其次，要加强对核材料的监测与检测，及时发现并处理可能存在的隐患。
最后，要加强核材料的储存和运输管理，确保核材料的安全性。
2. 提升核反应堆控制系统的监测与控制能力核反应堆控制系统是核能发电的重要一环，其稳定运行对于预防核能事故至关重要。
为了提升核反应堆控制系统的监测与控制能力，我们需要采取一系列措施。
首先，要完善核反应堆控制系统的监测设备和技术手段，以确保对核反应堆运行状态的准确监测。
同时，要加强对核反应堆操作人员的培训，确保其在紧急情况下能够正确、迅速地采取应对措施。
此外，还要建设完善的紧急灾害管理系统，以应对可能发生的突发灾害。
3. 加强核反应堆建筑物的结构安全监测核反应堆建筑物的结构安全是核能发电中的另一个关键因素。
为了确保核反应堆建筑物的结构安全，我们需要加强其监测与控制。
首先，要定期对核反应堆建筑物进行结构检测与评估，及时发现并处理可能存在的结构问题。
同时，要建设完善的结构安全监测系统，对核反应堆建筑物进行实时监测，以预警可能的结构安全隐患。
此外，还要加强核反应堆建筑物的防护设施建设，提升其抗灾能力，为核能系统的安全运行提供保障。
核电技术中的失效分析与风险评估
核电技术中的失效分析与风险评估核电技术是利用核反应堆产生的热能来发电的一种清洁、高效的能源技术。
然而，核电站的失效可能导致灾难性后果，因此进行失效分析与风险评估对核电技术的安全运行至关重要。
本文将探讨核电技术中的失效分析方法，并介绍风险评估的关键步骤。
失效分析是一种通过研究设备故障和事故来识别潜在失效模式的方法。
在核电站中，失效可能是由于各种因素引起的，如材料老化、设计缺陷、操作人员错误等。
为了确定失效的原因和可能性，失效分析可以结合实验数据和工程经验，对设备进行故障树分析、事件树分析和故障模式与影响分析等方法。
故障树分析是一种定性的失效分析方法，用于识别主要事件和其背后的基本事故原因。
通过构建树状图，将主事件作为根节点，将导致其发生的故障模式和其他事件作为分支节点，可以清晰地展示出故障链的关系。
例如，当一台设备失效时，可以追溯到制造缺陷、材料老化或设备运行不当等多个故障模式。
通过故障树分析，可以找出主要故障发生的概率和可能的根本原因。
事件树分析是一种定性的失效分析方法，用于评估特定事件发生的概率和后果。
通过树状图的形式表示，将特定事件作为根节点，将不同的发生路径和结果作为分支节点。
例如，在核电站中，一次应急停堆事件可能由于供电故障、控制系统故障或人为错误等多种原因引起。
通过事件树分析，可以确定每个发生路径的概率和可能的后果，从而评估事件发生的风险程度。
此外，还可以利用故障模式与影响分析(FMEA)来进行失效分析。
FMEA是一种定量的失效分析方法，通过评估每个潜在失效模式的严重性、发生概率和检测能力来确定风险等级。
对于高风险的失效模式，可以采取相应的措施来预防或减轻其后果。
失效分析的结果对于核电站的风险评估至关重要。
风险评估是根据失效分析的结果，结合概率统计及其他相关信息，对核电站的风险进行定量或定性的评估。
风险评估的目的是确定风险的严重性和优先级，以便采取适当的措施来控制和降低风险。
在核电技术中，风险评估通常采用层级结构，将风险分为不同的级别。
堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理
CANDU 堆 用 于 堆 芯 通 量 测 绘 的 探 测 器 是 自 给 能 钒 探 测 器 遥 FLUX 程 序 执 行 的 所 有 计 算 的 基 础 是 反 应 堆 内 102 个 钒 中 子 通 量 探 测 器 的 中 子 通 量 读 数 遥 根 据 统 计 数 据 , 该 探 测 器 在 堆 芯 使 用 10 年 后 总 体 失 效 率 会 达 到 50 % , 但 在 前 6 年 内 一 般 不 会 出 现 失 效 现 象 , 在 6 年 之 后 失 效 率 呈 直 线 上 升 , 在 运 行 后 第 6 年 到 第 10 年 期间, 钒探测器每年的失效数量会从几根上升至几十 根 遥 我 厂 2 号 机 组 已 有 36 号 和 91 号 钒 探 失 效 遥
Science & Technology Vision
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科技视界
堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理
杜君尧 渊 中 核 核 电 运 行 管 理 有 限 公 司 袁 浙 江 嘉 兴 314300 冤
揖摘 要铱本文介绍了三厂堆芯通量测绘程序的工作原理袁针对近期 2 号机组堆芯通量测绘程序频繁故障 报警的现象袁分析程序故障时机组的响应袁并与反应堆功率控制程序中液体区域控制系统故障时机组的响应 相比较袁简述了堆芯通量测绘程序异常时主控室操作员对故障的定位和处理遥
在 每 一 个 完 整 的 FLUX 程 序 的 计 算 周 期 内 袁 子 程 序 FLX2 主 要 用 来 发 现 信 号 严 重 漂 移 的 和 失 效 的 中 子 通 量 探测器袁 并计算相应的估算中子通量来代替这些失效 渊异常或漂移冤的中子通量探测器读数遥这个计算过程要 重复执行两次袁第一次采用一个宽误差限袁第二次则采 用窄误差限遥第一次的野宽通道冶是用来识别具有显著漂 移但又不致殃及其相邻探测器的失效探测器遥
堆芯中子注量率测量系统实际应用问题分析
０ 引言 如今大部分核电厂的反应堆是利用 中子轰击铀 ２３５核发生
核裂变 ，释放能量并生成新 的中子 ，新 的中子再打入其他铀 ２３５ 核 ，如此 不断持续下去形成链式反应 。对反应堆 内中子活动的研 究 ，可 以用堆芯 中子 注量率的大小和分 布表 示 ，堆 芯的核功率 、 轴 向功率偏差 、轴 向功率分布 ，线功率密度与 中子注量率密切相 关 。堆芯测量系统设计 的 目的之一 ，就是分析 和测量堆芯 中子注 量率在堆芯各个位置的变化情 况 ，这部分功能也称为堆芯中子 注 量 率 测 量 系 统 。
堆 芯 测 量 系 统 中子 注 量 率 的测 量 由微 型 移 动 式 探 测 器 来 完 成 ，中子 注量率探测器为铀 ２３５微型裂变电离 室 ，裂变室是用中 心涂有丰度 为 ９０％的铀 的氧化物 涂层 中心 电极 ，外层 为 ２个密 封的外壳 ，外 电极 和中心 电极间 的电势差即为极化 电压 。在腔室 中充人 ９９．８８％的氩气作 为裂 变室 的工作气体 。当热 中子通过裂
在反应堆启堆时 ，中子注量率测量 系统检查堆芯寿期开始 时的功率分布是否与设计所期 望的功率分布相符 ，检验用于事 故工况设计研究的热点因子是否是保守 的。在反应堆正常运行 期间 ，中子注量率测量系统检查与燃耗相对应 的功率分布是否 与设计所期望的相符 ，探测堆芯有否偏离正常运行 ，并且校准堆 外核仪表 。不论是启堆还是正常运行期间 ，都需要使用 中子注量 率 探 测 器 伸 入 堆 芯 ，测 量 堆 芯 中子 注 量 率 数据 ，进 而 绘 出中 子 注 量 率 分 布 图 。 １ 中子 注 量 率 探 测 器 及 相 关设 备 工作 原 理
中子通量测量系统驱动电机故障原因分析及处理方法
3952018.8MEC 对策建议MODERNENTERPRISECULTURE堆芯中子通量测量系统是监测反应堆堆芯的重要系统，可测得堆芯的中子注量率数据，结合其他系统数据经软件处理可得到堆芯的功率分布情况。
机组功率运行期间定期测量堆芯功率分布可实现：a.验证堆芯功率分布；b.监测各燃料组件的燃耗；c.验证堆外核仪表的校准系数；d.探测堆芯发生异常情形时的反常现象。
堆芯中子通量测量系统主要由驱动单元、组路选择器、导向管、中子探测器以及控制柜组成。
系统工作时由驱动单元内部驱动电机提供动力，将4个中子探测器通过组路选择器选择相应通道送至反应堆内部测量中子注量率。
本文将着重介绍该系统的动力装置：驱动单元内部的驱动电机。
一、工作原理中子通量测量系统采用了一种内置式制动器的异步电动机，其内部装配有刹车盘、衔铁以及电磁铁等制动部件。
电机断电状态时，弹簧弹力将衔铁与刹车盘压在一起，起到刹车作用，电机无法转动；电机通电状态时，电磁铁通电时的强力磁性作用瞬间吸住衔铁，释放刹车，将衔铁与刹车盘分离，留出间隙，解除刹车阻力，电机转动。
绘制中子通量图时刹车盘灵活的制动效果，确保探头被送至堆芯精确位置测得中子注量率数据。
此外，该电机还可实现高低速切换，正反转。
二、故障分析及处理方法（一）电机刹车无法释放故障描述：在机组功率运行期间绘制通量图时发现其中一个探头在指令发出瞬间即报探头卡涩“Jam”故障，探头无位移，操作站显示无其他异常，供电正常。
故障分析：实现探测器位移动力传递顺序为：驱动电机得到指令转动，通过动力传递部件将动力传递给驱动电缆实现探头在导向管移动。
探头在指令发出瞬间即报卡涩故障，且探头无位移，可能的原因有：a.指令无法下达就地设备，信号线路故障；b.驱动单元工作异常，动力传递中断，导致动力故障的原因可能有：动力装置故障，即驱动电机故障；动力传递部件故障，即变速箱、力矩限制器故障；c.探头电缆在导向管中卡涩处理方法：大修期间测试电缆未发现异常且机柜各卡件工作状态正常，排除信号线路故障；检查导向管内部未发现异物，重点检查导向管连接处未发现切割毛刺，排除探头电缆因导向管异常引起的卡涩；检查驱动单元，动力传递部件完好，安装精确，相关参数正确，电机通电瞬间发现定子无法转动。
堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理
堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理1. 引言1.1 背景介绍堆芯通量测绘程序是核电站运行中非常重要的一项工作，通过测绘堆芯中的中子通量分布情况，可以帮助运营人员及时发现问题并采取相应措施，确保堆芯稳定运行。
在实际应用过程中，我们常常会遇到测绘程序异常的情况，这会给运营带来一定的困扰。
及时分析异常原因并解决问题就显得尤为重要。
造成堆芯通量测绘程序异常的原因可能有很多，包括设备故障、人为操作失误、环境因素等。
在面对异常情况时，我们需要按照一定的步骤进行排查，找出问题根源，然后提出相应的解决方案和优化措施，以确保测绘程序能够顺利进行。
在本文中，我们将着重讨论堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理方法，希望能给运营人员在实际工作中提供一些参考和帮助。
通过共同努力，我们相信可以更好地应对测绘程序异常，保障核电站的安全运行。
2. 正文2.1 异常原因分析异常原因分析是解决问题的第一步，只有找到问题的根源，才能有针对性地制定解决方案。
在堆芯通量测绘程序出现异常时，可能会有多种原因导致，下面我们将详细分析可能的异常原因：1. 硬件故障：堆芯通量测绘程序需要运行在特定的硬件设备上，如果硬件设备出现故障，比如传感器损坏、连接线路断开等，就会导致测绘程序无法正常运行。
2. 软件问题：测绘程序本身可能存在bug或者逻辑错误，导致程序运行异常。
操作系统的更新或更改也可能影响程序的正常运行。
3. 数据异常：测绘程序需要对堆芯通量进行精确测量，如果输入的数据异常或者含有错误，就会导致程序输出结果不准确。
4. 环境因素：测绘程序的运行环境可能会受到外部因素的影响，比如温度变化、电磁干扰等，这些因素都可能导致测绘程序异常。
堆芯通量测绘程序出现异常的原因可能是多方面的，需要逐一排查并解决，才能保证程序正常运行。
在排查异常原因时，需要从硬件、软件、数据和环境等方面全面考虑，以确保问题能够迅速定位和解决。
2.2 测绘程序问题排查步骤测绘程序问题排查步骤是保证堆芯通量测绘程序顺利进行的重要环节。
废中子温度测量通道抽取装置主要问题及改进
设备管理与维修2021翼1（上）废中子温度测量通道抽取装置主要问题及改进曾振华（江苏核电有限公司维修一处，江苏连云港222000）摘要：田湾核电站1号、2号机组反应堆堆芯中安装有54个中子温度测量通道，当中子温度测量通道出现故障或到达使用寿期时，需使用废中子温度测量通道抽取装置将其拆除。
介绍废中子温度测量通道取出装置的结构、工作原理，阐述抽取装置使用过程中出现的主要问题原因及优化改进措施。
关键词：中子温度测量通道；抽取装置；改进中图分类号：TM623.7文献标识码：B DOI ：10.16621/ki.issn1001-0599.2021.01.471中子温度测量通道田湾核电站1号、2号机组采用俄罗斯VVER-1000型压水堆机组，反应堆的类型为V-428，在反应堆堆芯中安装有54个中子温度测量通道，用于测量中子通量、燃料组件入口处和出口处冷却剂温度、反应堆顶盖下冷却剂温度和事故情况下堆芯冷却剂的液位，中子温度测量通道结构，如图1所示。
反应堆中子温度测量通道分布在堆芯不同位置，其中堆芯中部分布了40个中子温度测量通道，堆芯外围有14个中子温度测量通道。
54个中子温度测量通道下部通过保护管组件内布置的中子温度测量通道导向管插入到堆芯燃料组件中，中子温度测量通道上部组合成18束中子温度测量通道束引出保护管组件顶板及反应堆顶盖，并通过中子温度测量通道法兰与反应堆顶盖中子温度测量通道接管实现密封。
田湾核电站机组年度检修时需对出现故障的中子温度测量通道进行更换，四年解体大修时，需对全部中子温度测量通道进行更换，更换时需将旧的废中子温度测量通道从保护管组件中拆除。
中子温度测量通道长约13m ，上部直径为24mm ，下部直径为7.5mm ，下部长期在反应堆堆芯工作，带有极大的放射性，根据现场测量和统计，其活化段接触剂量率可达数十至数百希弗级别。
由于需报废的中子温度测量通道放射性极高，因此无法直接拆除，需使用专用工具———废中子温度测量通道抽取装置进行拆除[1]。
核电工程质量通病防治手册
核电工程质量通病防治手册
通常，核电工程的质量管理手册可能包括以下内容：
质量管理体系： 描述建立和维护核电工程质量管理体系的框架和要求，通常基于国家或国际质量管理标准。
设计阶段： 对核电工程设计中常见的质量问题进行分析和防治方法，包括设计参数的准确性、合规性和可行性等。
建造和施工阶段： 强调施工过程中的质量控制和监督，确保结构和设备的建造符合设计要求。
设备采购： 对核电设备采购阶段可能出现的问题进行分析，包括供应商资质、设备合格证书等。
运行和维护： 指导核电站在运行和维护阶段的质量管理，确保设备和系统的安全运行和可靠性。
事故应对： 针对可能发生的事故，提供应对方案和紧急处理程序，确保事故对工程和环境的影响最小化。
这类手册通常由专业的核电工程质量管理人员和工程师编写，并经过相关领域的专业认可和审查。
如果您对核电工程质量管理有具体的需求，建议向相关专业机构或核电企业咨询，或者查阅相关国家或国际标准和规范。
核电装备运行监测与隐患排除技巧
核电装备运行监测与隐患排除技巧核电装备是保障核电站安全运行的重要组成部分，运行监测和隐患排除技巧对于核电站的安全性至关重要。
本文将就核电装备运行监测与隐患排除技巧进行探讨。
首先，核电装备的运行监测是确保核电站正常运行的重要环节。
在核电厂运行过程中，对核电装备的运行状态进行实时监测可以及时发现异常情况，采取适当的措施进行调整和修复。
运行监测的技巧包括以下几个方面：首先，运行监测要注重对核电装备的各项参数进行监测和分析。
包括温度、压力、振动等参数的监测，以及设备运转过程中出现的各种异常情况的记录和分析。
通过对这些参数和异常情况的监测与分析，可以及时判定装备是否出现问题，并采取相关的措施进行处理。
其次，要进行常态化监测。
要对核电装备进行常态化监测，通过对装备运行过程中的各项参数进行连续记录和分析，可以及时发现装备运行过程中的变化趋势，提前预警并采取相应的措施，避免潜在问题的出现。
另外，要注重对核电装备的完整性进行监测。
在核电装备运行过程中，要关注装备的完整性，包括设备的密封性、耐久性等方面。
通过对装备的完整性进行监测，可以避免由于设备损坏或老化引起的潜在问题，保证核电站的安全性和稳定性。
在核电装备运行监测的基础上，要做好隐患排除工作。
隐患排除是保证核电装备安全运行的重要环节，需要技巧和经验的支持。
以下是一些隐患排除的技巧：首先，要建立健全的隐患排除机制。
核电站应建立专门的机构或团队，负责隐患排除工作。
并要建立完善的隐患排除制度和流程，确保隐患问题能够及时得到发现和解决。
其次，要加强对核电装备的定期检修和维护工作。
定期检修和维护是排除隐患的重要手段。
通过定期检修和维护工作，可以发现并排除装备中的潜在问题，确保装备的安全运行。
另外，要注重对隐患问题的追踪和分析。
在排除隐患问题后，要对问题进行追踪和分析，找出问题发生的原因，避免类似问题的再次发生。
通过对隐患问题的分析，也可以不断改进工作方法和技术手段，提高隐患排除的效率和准确性。
堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理
堆芯通量测绘程序异常的原因分析和处理堆芯通量测绘程序是核反应堆运行过程中重要的测量手段，通过测量反应堆堆芯中的中子通量数据，可以为反应堆的稳定运行提供有力的支持。
然而，在使用堆芯通量测绘程序进行测量的过程中，有时也会出现异常情况，如数据偏差过大、测量响应迟缓等问题。
下面将从程序使用操作和测量环境两个方面对堆芯通量测绘程序异常的原因进行分析，并提供对应的解决方法。
一、程序使用操作1、程序正常启动，但数据偏差过大当程序正常启动，但是数据偏差过大时，很可能是由于操作不当所致。
在此情况下，可以通过以下方法解决：（1）检查探头安装状态。
确保探头安装正确，与测量点垂直，接触良好。
（2）检查探头和测量电缆是否损坏。
如果探头和测量电缆损坏，会影响数据的准确性。
（3）检查探头距离堆芯的高度。
如果探头离堆芯太近或太远，会影响数据的准确性。
（4）检查探头端盖是否堵塞或污染。
如果端盖被污染或堵塞，会影响数据的准确性。
2、程序响应迟缓或无响应当程序响应迟缓或无响应时，可能是由于以下原因：（1）计算机配置不足。
检查计算机配置是否满足程序运行的要求。
（2）程序出现错误或异常。
在此情况下，建议重新启动程序或重新安装程序。
（3）计算机病毒。
如果计算机受到病毒感染，会影响程序的正常运行。
（4）程序与硬件设备的连接问题。
如果程序与硬件设备的连接不正常，会影响程序的响应速度。
二、测量环境1、测量环境信噪比较低当测量环境信噪比较低时，会影响数据的准确性。
在此情况下，可以通过以下方法解决：（1）提高信号源的功率。
如果信号源功率较小，可以采用高功率信号源，提高信号源输出功率。
（2）降低环境噪声。
如果环境噪声比较大，可以通过减少人员活动、关闭机器设备等方式来降低环境噪声。
（1）加强散热。
可以通过增加设备散热片、加装风扇等方式来提高设备的散热能力。
（2）降低环境温度。
可以通过加装空调、降低室内温度等方式来降低环境温度，保障测量环境温度的稳定。
综上所述，堆芯通量测绘程序异常的原因可能是多方面的，包括程序操作和测量环境的问题等。
核电厂堆芯中子通量测量指套管外壁磨损缺陷分布及移位处置策略研究
核电厂堆芯中子通量测量指套管外壁磨损缺陷分布及移位处置策略研究核电厂堆芯中子通量测量对于核能发电的安全与运行至关重要。
然而，在测量过程中，指套管外壁的磨损缺陷可能会导致测量结果的不准确甚至测量设备的损坏。
因此，研究指套管外壁磨损缺陷的分布及移位处置策略对于确保核电厂的安全与稳定运行具有重要意义。
首先，需要了解指套管外壁磨损缺陷的分布情况，以便采取相应的措施进行处置。
通过对大量核电厂堆芯中子通量测量数据的分析，可以发现不同位置的磨损缺陷分布情况可能存在差异。
基于这些分析结果，可以对指套管外壁磨损缺陷的分布进行模拟和预测，以及制定相应的处置计划。
其次，需要研究指套管外壁磨损缺陷的移位原因，从而确定合适的移位处置策略。
磨损缺陷的移位可能是多种因素造成的，包括核电厂的运行条件、燃料组件的材料特性以及磨损缺陷的位置与形状等。
通过对这些因素的研究，可以揭示指套管外壁磨损缺陷移位的机理，并提出相应的移位处置策略，以防止磨损缺陷进一步扩大或对设备造成损坏。
最后，需要对指套管外壁磨损缺陷的移位处置策略进行验证和评估。
可以通过实验室模拟或者在实际核电厂中进行试验，验证不同的移位处置策略对于磨损缺陷的控制效果。
同时，还需要根据实际情况对不同的移位处置策略进行评估，包括成本、可行性以及对核电厂运行的影响等因素。
综上所述，核电厂堆芯中子通量测量指套管外壁磨损缺陷分布及移位处置策略的研究对于核能发电的安全与稳定运行具有重要意义。
通过对指套管外壁磨损缺陷的分布情况进行研究，可以制定相应的处置计划；通过对指套管外壁磨损缺陷的移位原因进行研究，可以确定合适的移位处置策略；通过验证和评估不同的移位处置策略，可以为核电厂的运行提供参考和决策依据。
这些研究成果对于核电厂的安全与可持续发展具有重要意义。
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核电厂堆芯中子通量测量失效分析预防措施
摘要：近年来，核电厂中频发堆芯中子通量测量失效等异常事件，对此耗费了大量人力物力进行故障分析，影响电机组调试进展的同时增加了安全隐患。
在日常运行及维护过程中，核电廠的堆芯中子通量测量系统故障频发，而且在同类型机组上重复发生的异常事件存在一定的共性，于是通过对典型的失效数据和反常数据进行收集及分析，发现在堆芯中子通量测量系统中存在的失效事件主要包括三类，指套管磨损深度超标、闪发密封组件泄露报警及中子通量测量探头卡涩问题，为了提高核电机组的可靠性，本文根据处理原则及经验分析总结失效及异常事件发生的原因，并给出有效的预防措施及防护策略，从选材源头开始重视每一处细节，并做好应对措施，以及时发现并避免以上测量失效事件的再次出现。
关键词：核电厂；堆芯中子；失效分析；预防措施；
引言
堆芯中子通量测量系统只是堆芯测量系统的一部分，堆芯测量系统中包含三个子系统，分别是中子通量测量系统、温度测量及反应堆压力容器水位测量，三个测量系统之间的接口较少，并且功能相对独立。
堆芯测量系统的主要功能有，提供反应堆堆芯中子通量分布图、燃料组件出口反应堆冷却剂的温度以及反应堆压力容器水位的测量数据。
通过堆芯中子通量系统可以获得堆芯中子注量率分布统计图，但是如果堆芯通量测量系统中有40%的通道发生的堵塞或故障，则认为系统不可用，此时产生的堆芯中子通量结果图可靠性不高，则认为此时的堆芯中子通量测量系统为失效状态。
1. 系统简介
1.1 系统功能
堆芯中子通量测量系统的功能实现是完全自动化的，由计算机控制将中子测量探头进入不同的通道中，实现系统的测量，将获得的数据进一步处理分析后，得到整个堆芯的中子注量率分布图。
但是在反应堆运行及启动时，堆芯中子通量测量系统的测量功能的侧重点有所不同，在反应堆的启动阶段，此时反应堆功率升高，系统功能侧重点如下：
（1）检查堆芯燃耗的功率与设计是否相符；
（2）校准堆外中子测量探测器中的电离室；
（3）检查热点因子设置是否过于保守；
（4）监督并预警反应堆启动过程中堆芯装料可能发生的故障；
在反应堆的运行阶段，系统功能的主要侧重点是：
（1）监督燃料耗损情况；
（2）检查堆芯燃料耗损功率与设计是否相符；
（3）校准堆外核仪表的刻度；
（4）监督并预警反应堆运行过程中可能发生的故障；
一般来说堆芯中子通量测量系统的基本功能是获得堆芯中子通量的数据，并加以处理分析后建构堆芯功率分布图及燃料管理所需信息，在不同的核电厂中，堆芯中子通量测量系统的功能因被测反应堆的具体特性及系统的具体监测控制要求不同而不同，大亚湾、岭澳一期及二期、秦山二期及海南昌江核电站中子通量测量系统都涵盖以上基本功能，但是近年来国内外部分核电厂堆芯中子通量测量系统的功能都有所扩展，例如田湾核电站的堆芯中子通量测量系统出了基本功能之外，还具备在线监测线功率密度及DNBR等重要参数，并提供相应的堆芯保护措施的功能【1】。
1.2 系统结构
如上文所述，堆芯中子通量测量系统中包含多个测量通道，分布在不同位置，每个通道内分
别安装有指套管、导向管、密封段侧漏探头及指套管泄露探头等密封隔离装置，如图1所示，其中探测器在整个堆芯中测量中子通量，工作时在指套管内移动，在为了监测密封段中指套管与导向管之间的泄露情况，在指套管与密封段之间设置了泄露探头。
但是堆芯中子通量测量系统的总体规模根据不同核电厂堆芯设计的差别以及不同核电厂反应堆堆芯燃料组件的数量而有所不同，
2. 失效分析
调查发现，核电厂堆芯中子通量测量系统调试及运行期间出现的堆芯中子通量测量系统异常事件存在一定的共性。
堆芯中子通量测量系统中共有两个泄露探测通道，一个用于指套管泄露监测，一个用于密封组件泄露监测。
其中，指套管泄露探测装置位于密封组件及隔离阀之间的球形止回阀中，当指套管发生泄露事故时，泄露探测器之间的电极产生接触，将电信号送到控制柜中，系统通过监控器对继电板状态进行定时扫描，从而判断是否发生泄露，并确定对应的泄露孔道编号【2】。
2.1 指套管磨损深度超标
堆芯中子通量测量系统中指套管是重要的安全装置，作为堆芯中子通量测量探头的保护装置，能够隔离冷却剂。
但是外表面与冷却剂直接接触，若指套管管壁严重磨损，会导致管壁穿透，冷却剂等一回路介质进入指套管，对堆芯中子通量测量探头造成损坏，从而增加泄露的风险。
导向管起到引导指套管中介质的作用，一端连接压力容器下封头，一端连接手动隔离阀门，同样用于防止冷却剂泄露。
指套管在沿导向管、反应堆压力容器底部、下部堆内构建支撑柱导向通道进入燃料组件导向管内的过程中，由于缺乏固定装置，在反应堆运行阶段由于冷却剂不断流动，引起指套管产生晃动，导致指套管与导向组件产生摩擦，随着日积月累，摩擦程度逐渐积累造成磨损事故。
另外，由于各部件存在棱角，在机组运行时，容易产生摩擦，导致指套管磨损严重。
根据检
测数据显示，指套管的磨损程度与运行周期呈反比关系，如图2所示，反应堆的第一个运行周期时指套管的磨损程度最大，然后随着运行周期加长，各个部位的磨损情况都有所好转，这是因为运行一段时间之后各部件的棱角逐渐变得圆滑，相互之间的磨损程度便有所下降。
2.2 密封组件泄露报警
密封隔离装置由手动隔离阀、密封组件、球形逆止阀及自动阀等组件构成，每一个组件在密封隔离过程中都起到了不可或缺的重要作用，其中，手动隔离阀用于密封隔离一回路中的介质；密封组件是一组用于对导向管及指套管进行密封的特殊装置；球形逆止阀同样也起到防止泄露的作用，利用小球堵住自动阀的小孔，防止冷却剂泄露。
在堆芯中子通量测量系统运行过程中，发生密封组件泄露异常事件时，首先对现场核电厂的堆芯中子通量测量系统中的密封组件进行查露，以某核电厂为例，在对所有密封组件进行目视检查之后，在密封段上游部位的螺母上共发现有13处硼结晶，进一步对密封组件螺母紧固力矩及泄露探头的绝缘电阻进行检查，发现力矩小于标准要求，阻值均满足标准要求，于是紧急对所有上游螺母进行紧固，便未再发生泄露事故。
通过对各种报警情况的发生原因进行分析，发现造成泄露报警的原因可能有如下：
（1）密封段处螺母力矩小于标准要求；
（2）泄露探头发生故障；
（3）指套管中产生金属碎屑等异物，导致测量通道绝缘性下降，触发泄露报警；
（4）由于空气潮湿导致的凝结水聚集，引发泄露报警；
2.3 中子探头卡涩
中子探头发生卡涩事故通常是由于图纸设计及维修程序不明确造成的，例如在设计图纸及维修卡中并未对卡箍进行详细说明，导致在检查及维修过程中，驱动电机轴上并未安装卡箍，
安装偏离标准要求，导致出现误差甚至发生故障，在长期运行过程中法兰盘松脱；或者在各器件安装图纸中给出了理论标准，但是并没有给出明确的验收标准，最终导致设备安装出现标高控制偏差【3】。
3. 预防措施
3.1 指套管磨损保护
指套管起到对堆芯中子通量测量探头保护的作用，隔离冷却剂，但是难免会产生磨损情况，根据堆芯中水力状态的复杂性及指套管具体设计的不同，即使两个完全相同的反应堆中每个指套管的磨损情况也各不相同，无法做到指套管磨损状况的提前预测。
现阶段实现指套管磨损反馈的方法是定期检查，并且在每次检查大修期间对所有的指套管进行涡流探测，检查是否存在磨损伤口，并针对指套管产生的不同程度的磨损，采用不同的针对措施及时进行处理。
3.2 密封组件泄露报警
针对密封组件产生泄露的原因，核电厂可以采用以下措施及时预防或报警：
（1）定期核实并确保密封组件的螺母紧固力矩在适当的范围内；
（2）在设备采购环节，及时对设备驻厂监收，确保设备质量合格，并尽量与品质优秀的厂商进行合作；
（3）及时对测量腔室进行检查，防止测量腔室中存在异物；
（4）在工程阶段对密封端做好防潮措施，并在安裝阶段进行干燥处理；
3.3 中子探头
针对中子探头的卡涩问题，核电厂需要对系统的安全计划进行进一步升级，更新图纸设计及维修管理安排，提高图纸的验收标准，并设置相应的质量计划见证点。
参考文献：
[1]刘锐，陶书生，赵力，王喆，车树伟.核电厂堆芯中子通量测量系统典型失效分析[J].核电
子学与探测技术，2018，38（02）：175-179.
[2]贺支青，杨光.故障模式与失效分析方法在核电厂设备质量管理中的应用[J].电脑知识与技术，2019，15（02）：229-231.
[3]文艳辉，王国云，沙洪伟.核电厂堆外中子通量测量系统功率量程探测器老化趋势分析和处理[J].仪器仪表用户，2017，24（12）：76-81.
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