压水堆核电厂专用换料水套设计探讨

压水堆专用换料水套是核电厂反应堆的专用设备,在反应堆换料大修期间,通过换料水套将反应堆压力容器和换料水池连通,形成吊装通道,供装卸堆内各构件、燃料组件及相关组件使用,利用换料水套内的水层对无顶盖的反应堆进行屏蔽。该换料水套结构紧凑、操作简便、可缩短操作时间、减少操作人员可能承受的辐照剂量。     

游泳池式反应堆堵流事故研究

燃料组件异物堵塞对于游泳池式反应堆来说虽然发生概率很小,但其事故后果比较严重。本文利用系统分析程序对游泳池式反应堆燃料组件堵塞事故进行了研究,结果表明,该类型反应堆可应对一定程度的异物堵塞,具有很好的安全性,可为燃料组件堵塞事故的预防和缓解提供技术支持。     

田湾核电站换料机工作速度和流程优化改进

在田湾核电站过渡到长周期换料的过程中,堆芯中逐年使用新型燃料组件替换旧型燃料组件,由于新型燃料组件结构的变化,设计中允许以更高的速度进行装卸。为配合田湾核电站长周期换料新型燃料组件的投用,田湾核电站根据燃料组件类型、换料模式的不同,对换料机装卸料过程中的工作速度、工艺流程进行优化改进,以提高装卸料的速度并使运输工艺更加趋于合理;同时对优化的效果进行核算,计算出每一步优化所带来的时间节省。优化的主要任务有:根据反应堆中燃料组件的布置特点以更高的速度抽出/装入燃料组件、在反应堆内转运燃料组件时采用新的运输位置、摄像杆的旋转包括过运输廊道的角度选择、三机构同时动作的实现。将以上这些优化融合到各个工艺循环中将产生多种逻辑算法,同时兼顾原有的安全闭锁保护,从而在保障安全可靠的基础上,实现最优化。     

数字化反应堆人机交互组态方案递阶层次关系概述

从组态角度研究数字化反应堆人机交互系统的递阶层次关系,如顶层系统(画面)—子系统(画面)—设备(组件)—器件(元素),及每一层次的属性、特征,如字体、色彩、尺寸、动画、数据类型、数据处理、导航等。将现有核动力装置人机交互系统分层次的进行研究:第一部分研究人机交互系统的基本元素,确定屏幕大小、字体、时间、颜色、线型的设计规范;第二部分研究人机交互系统所用到的组件,设计管道及仪表线、组件控制区、选中对象反馈、组件形状、组件状态、文本信息、数字化显示、条形图、趋势图等;第三部分对系统的整体结构进行了研究,设计了系统导航布置的结构以及系统画面的布局。研究方案可用于数字化反应堆组态建模工具的设计与开发,能够更好地辅助用户开展图形化人机交互界面的设计工作。     

核反应堆堆内构件吊具设计

核反应堆堆内构件的吊装由于环境辐照剂量大、精度要求高等原因导致工作难度较大,本文根据某型核反应堆堆内构件的结构特点设计一套专用的吊具,给出了结构简介,对其关键零件进行了强度核算,并提出了调试、安装和使用工艺等要求。     

研究堆燃料组件设计综述

研究堆是核反应堆的一种类型,其主要功能是为研究或其它用途提供中子源,是一种工具堆。燃料组件是研究堆中的重要部件,由于其用途与商用堆存在较大的不同,因此其燃料组件在结构设计上与商用堆组件存在较大差异。本文从燃料组件的整体结构、连接结构以及流道结构等方面对研究堆燃料组件结构设计进行了分析。在此基础上,提出了研究堆燃料组件设计方面的建议,以供类似组件设计参考。     

福清1号机组测温旁路阀门改造研究

在福清1号机组热态调试期间,大量RCP系统测温旁路核一级手动截止阀中法兰唇边焊发生了泄漏,为避免运行期间此类阀门唇边焊再次泄漏,提高机组的可靠性和安全稳定性,需对此类型核一级手动截止阀进行物项替代。本文提出了具体的阀门更换方案,对阀门更换后对反应堆冷却剂在测温旁路管线中反应堆冷却剂的流量和流动时间的影响进行了分析,并对相关管道和支承进行了力学评价。     

轻量化技术在核反应堆设备结构设计与评价中的应用

针对反应堆设备结构设计中普遍存在的异构文件的装配、设计初期干涉检查等问题,本文介绍了以轻量化技术为基础的异构三维模型装配的解决方案,并在此基础上实现了大规模的反应堆总体设备快速浏览、以及设备间的干涉检查等功能。该解决方案成功应用于反应堆设备结构设计过程中,取得了良好的效果。     

反应堆仪表现场校准方法研究

在核反应堆的运行过程中,需要使用各种仪器仪表对反应堆运行状态进行探测及控制,以保证反应堆按照设计安全稳定的运行。因此,为保证反应堆运行安全,有必要保证这些仪器仪表参数测量与数据发送正确无误。在本文中,提出了对部分反应堆仪表的现场校准方法并将其应用于实践当中。结果表明,使用文中提出的现场校准方法和设备可以很好的在现场对被测设备进行校准和维修。     

反应堆压力容器事故排气系统设计与分析研究

事故过程中,压水堆核电厂反应堆压力容器上部不可凝气体的积聚对电厂安全造成了重大威胁。新一代的核电厂设计针对该问题提出了一系列的应对措施。反应堆压力容器事故排气系统可在事故后排出压力容器顶部的不可凝气体,有利于事故的缓解。本文详细描述了事故排气系统的设计要求和设计方案,并利用流体分析软件flowmaster对系统设计方案进行了分析,确定了系统设计参数。     

弹棒事故的ATWT分析

随着燃料组件燃耗加深,燃料组件慢慢发生变形,当变形达到一定程度的时候将有可能导致控制棒组件不能完全插入堆芯,从而使得未停堆预期瞬态(ATWT)发生的概率大大的增加。ATWT的发生将会带来一系列严重的后果。进行了VVER-1000型核电站弹棒事故的ATWT分析,分析中考虑了保守的假设以及核电站实际运行经验的反馈。通过分析发现,当发生弹棒事故时,必须依靠停堆棒的引入反应性来满足反应堆的安全准则,仅仅依靠应急安注无法保证反应堆维持在安全状态下。     

堆芯中子学计算组件堆芯接口模型浅析

在反应堆物理工程计算中,从计算效率角度考虑,较多地采用确定论方法求解中子扩散方程,一般又采用"两步法"进行堆芯中子学计算。基于微观燃耗模型,通过分析组件堆芯接口参数计算模型、组件参数计算方式,为堆芯中子学计算相关模块开发提供了一种思路。     

大功率中速发动机前端温控冷却水箱模块化设计

1108系列柴油机属于中速大功率发动机,其前端采用模块化设计的理念,对发动机润滑油、高低温冷却循环水、中冷增压空气高度集成,本文介绍了1108系列发动机冷却水系统的重要组成模块温控冷却水箱,其与前端辅助支承箱体相结合,使发动机高低温循环冷却水的内外循环得到自动控制。     

秦山核电二期扩建工程反应堆冷却剂泵安装与质量控制

秦山核电二期扩建工程冷却剂泵为西屋100D型,由美国西屋公司设计,日本三菱重工和三菱电机制造,安装位置位于核电厂反应堆安全壳厂房内。由于反应堆冷却剂泵(以下简称主泵)的自身特点和其在整个核电厂运行中的重要地位,主泵的正确安装,与核电厂的正常运行息息相关,是整个工程安装中难度较大的部分。本文简要描述了秦山二期扩建工程主泵本体的安装逻辑和施工过程,根据现场实践进行经验总结,期望对同类设备的安装有所帮助。     

杠杆组件的结构性能对扭矩标准机力臂杠杆平衡的影响分析

分析了扭矩标准机的工作原理和扭矩平衡机构的关键技术,从扭矩平衡驱动装置、配重平衡机构、支承的刀口和刀承选择、力臂杠杆锁紧机构及力臂杠杆自动平衡系统等方面进行分析,并从初负荷和最大负荷灵敏限的理论出发,分析了力臂杠杆组件结构性能的重要性,其对扭矩标准机杠杆平衡的影响很大,由此得出力臂杠杆组件对整机计量准确度的高低起到至关重要作用,可为相关领域的扭矩标准机关键技术研制及生产提供一定参考价值,具有良好的经济效益。     

温度自动控制试验研究

<正>0引言核电站反应堆控制棒位置传感器检测装置是反应堆安全运行的重要保障,一旦出现故障将严重危及反应堆安全运行。国内一核电站控制棒位置传感器检测装置在反应堆运行时出现热态断路故障,为了准确找出位置传感器检测装置故障原因,以便制定有效的预防措施,经过安全性、可行性、合理性多方面分析论证,决定设计一套工况模拟加热装置,进行温度自动控制试验研究,以满足系统的温升要求,并按要求进行热容试验、温度自动控制、模拟压力跟随控制试验,以修正实     

压水堆核电厂堆芯装料临界安全监督试验

<正>在核燃料组件装入堆芯的过程中,对堆芯必须进行有效地临界安全监督,以确保装料操作过程中,反应堆始终处于次临界状态,确保燃料组件在堆芯的位置和方向与经批准的设计堆芯装载图保持一致,同时避免燃料组件发生机械损伤。1装料前的准备(1)所有电厂系统均已达到堆芯装料所需的状态,装卸料机正常可用;(2)堆芯装载图和堆芯装料程序已经经主管领导和国家核安全局审批通过;(3)一回路硼浓度CB≥2100ppm;     

卸压箱爆破片螺栓拧紧力矩计算方法研究

在国家自主知识产权华龙一号核电站设计中,反应堆冷却剂系统稳压器卸压箱参数变化很大,卸压箱爆破片作为卸压箱的重要组成部分,是防止卸压箱超压的重要安全装置。爆破片通过螺栓安装在卸压箱上、下人孔法兰之间,其安装螺栓的拧紧力矩必须经严格的计算并满足要求。对爆破片安装螺栓的拧紧力矩进行了计算分析,并提出螺栓的拧紧顺序与力矩要求。     

核电站控制棒组件(RCCA)肿胀机理分析

控制棒组件(Rod Cluster Control Assembly)简称RCCA,在正常运行时用于调节反应堆功率,在事故工况下快速引入负反应性,使反应堆紧急停堆,保证核安全。随着核电站运行周期的增加,RCCA长期处在高温、高放射性、往复机械运动的特殊工况下,金属材料热老化现象、RCCA与导向管的接触磨损工况,均会导致服役一定时间的控制棒组件产生磨损、肿胀裂纹等缺陷。本文主要论述了RCCA可能产生的缺陷及分析、RCCA肿胀机理、RCCA肿胀部位以及肿胀时间。     

方家山核电厂堆外通量测量电离室刻度试验数据处理分析

堆外通量测量电离室刻度试验是方家山核电厂定期物理实验之一,该试验利用KME热功率测量和堆内中子通量图测量的结果进行RPN系数刻度,使RPN系统能够准确地反映出反应堆的实际功率水平和堆内轴向功率偏差的情况。方家山使用ETALONG程序对该试验数据进行处理获得KU、KL、α系数,由于该软件为封闭式,无法获得其内部计算方法,本论文利用堆内外校刻的原理对75%FP试验数据进行处理,并与软件处理结果进行对比,以验证该方法的可用性。