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。     

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。     

AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数研究

核仪表系统(RPN)是核电厂仪控系统的重要组成部分。本文介绍了AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆的基本原理,对该紧急停堆信号触发与停堆定值、时间常数、功率变化率的关系进行了分析,并以MATLAB软件为平台,基于弹棒事故和正常运行瞬态两种典型工况的瞬态过程数据,对AP1000功率量程中子注量率正变化率高紧急停堆定值和时间常数的设计进行了仿真验证。     

WWER1000堆型卧式蒸汽发生器解体检修辐射防护实践

田湾核电站1、2号机组蒸汽发生器为WWER1000堆型卧式蒸汽发生器,它由容器、传热面、一回路冷却剂集流管、主给水分配装置、应急给水分配装置、蒸汽分离孔板和水下均汽板等部件组成。文章重点对WWER1000堆型蒸汽发生器解体检修的辐射防护实践进行介绍,对田湾核电站历次大修现场辐射水平及集体剂量情况进行分析,并提出后续的优化方向。     

多流道辐照装置各流道流量分配测量

本文利用堆外试验回路开展辐照装置进行流量测量试验,通过同等工况下,辐照装置两侧的压差相等则流经辐照装置的流量相等的原理进行流量测量,分别采取措施堵住辐照装置的各流道,然后测量各流道在额定压差下的流量。最终为辐照装置入堆提供数据支持。     

核电大修在役检查中的质保监督

在役检查是核电大修期间的重点工作、关键路径之一,也是确保核电站安全运行的重要保障,因此在役检查工作必须有完善的组织机构、详细的分工细则、有效的监督检查。本文从核电大修在役检查的必要性及监督的重要性出发,介绍了核电大修在役检查监督的组织机构、核电大修期间在役检查的执行流程、在役检查质量计划选点的一般原则。     

核电站压缩空气系统研究与分析

压缩空气系统是核电厂重要的全厂性公用系统,本文以ACP1000堆型核电站压缩空气系统设计方案为基础,从系统功能、流程及设备类型等方面出发,通过对不同工况下压缩空气流量需求,分析并研究了压缩空气系统设计和设备选型、布置方案的安全性、合理性和先进性。并通过与其他堆型核电站的对比分析,提出了系统优化观点,从而为以后的核电机组压缩空气系统设计提供经验以作参考。     

浅析AP1000核电站快速降功率和落棒恢复

分析了AP1000核电站快速降功率系统的设计特点、控制和闭锁逻辑。讨论了该系统在100%额定功率水平下停机不停堆的响应。对停机后核功率在低功率水平稳定运行,恢复落棒操作,瞬态开始至落棒恢复的反应性控制方式进行探讨,以期对电站的运行工作有所帮助。     

反应堆控制策略研究分析

反应堆控制系统是核电站最核心的控制系统,反应堆控制系统的控制策略从第一代核电站到当今正在建设的第三代核电站一直在不断演进。本文通过研究早期压水堆核电站反应堆控制策略和具有典型意义的代表二代加技术的CPR1000堆型,以及代表第三代核电技术的AP1000堆型的反应堆控制策略,对比分析不同控制策略优缺点,试图揭示其发展演进脉络,指出未来反应堆控制策略的发展趋势。     

模块式小型堆ACP100二回路给水泵配置分析

模块式小型堆ACP100二回路采用2×50%容量汽动调速泵为主给水泵、2×25%容量电动调速泵为启动给水泵的配置,从模块式小型堆核电机组启动程序、二回路运行特性、主给水调节方式及降负荷能力等方面对模块式小型堆二回路给水泵配置方式进了分析,并与M310机组及在建的三代核电AP1000、EPR1000机组的给水泵配置进行对比分析。通过分析,为我国后续模块式小型核电机组的常规岛给水系统设计提供借鉴和参考。     

反应堆下部支承组件吊具设计与计算

下部支承组件是反应堆堆内重要构件,在反应堆初装或者复装时,需要采用专用工具将其从存放处吊入反应堆内进行安装。本文针对反应堆内的特殊环境和下部支承组件的具体工况设计了一套专用吊具,并对该吊具的重要承力部件进行了力学分析与校核,该吊具已成功研制并在核电站中投入使用,结果表明其设计合理、性能可靠、使用方便。     

浅谈红沿河核电站机组日常运行与大修切换管理方法

红沿河核电站机组日常运行期间的工作管理方法,与大修期间的管理方法有所区别,负责工作管理的单位、人员也不同,这些不同造成了工作风险的引入:如工作先决条件的变化,风险控制的手段,走错机组间隔,工作安排漏项等,给电站的安全管理带来很大的挑战。因此需要研究一套日常/大修切换的管理方法,在机组管理权的交接过程中,建立工作移交的基本工作流程、操作细则及管理方法,明确在实施过程中相关人员的职责,从而解决由于管理切换和机组状态变化带来的风险。     

控制棒驱动杆应急脱扣装置的研制

控制棒驱动杆应急脱扣装置是专用的气动机械装置,其功能是在意外工况下方便、快捷地实现控制棒驱动杆与控制棒组件的脱离,通过操作小气缸下行,抓取机构扣紧驱动杆的大缺口,操作三位气缸第二级下行压下压杯,撑开驱动杆卡环;操作三位气缸第二级和第一级上行,将拆卸杆由驱动杆中提升设定高度,此时驱动杆的下部的膨胀头开始收缩,控制棒靠自重与驱动杆脱开。通过本装置的研制,可解决控制棒驱动杆组件出现未脱开对换料大修等后续工作影响的问题,可解决核电站换料大修期间可能存在的防护安全问题。此外,气动控制对环境要求低,可远程操作,避免了操作人员清施工时受到较大辐射剂量的侵害。     

AP1000核电厂事故情况下安全壳的氢气控制

本文介绍了事故后安全壳内氢气产生的原因,以及氢气在安全壳内燃烧引起的危害。分析了AP1000安全壳氢气控制系统的设计特点,以及该系统如何在设计基准事故和严重事故下控制氢气浓度,并与传统二代核电厂的安全壳消氢系统进行对比,分析了AP1000在氢气控制方面的优越性,并对该系统设备的运行提出了建议,可以做为国内新建电厂的设计借鉴。     

提高HFETR局部快中子注量率方法研究

在6种第四代国际先进堆堆型中,有4种是快堆能谱,而验证新堆型结构材料是否可用,必须在较高的快中子注量率下进行中子辐照,因此本文对在HFETR内布置高裂变密度辐照装置来提高局部孔道快中子注量率方法进行了研究。本文设计的辐照装置能够提高HFETR内大于0.1MeV中子注量率30%以上,达到7.28E14n/cm~2·s。     

HFETR材料辐照时间快速估算方法

高通量工程试验堆(HFETR)进行材料辐照时,通常需要快速确定在堆芯一定位置辐照时所需要的辐照时间。本文对HFETR第67炉9#孔道辐照W试样的辐照时间进行了快速估算,采用ANISN程序对其中子能谱进行计算,中子注量率计算采用堆芯三维程序ECP,并与第61炉的计算进行比较。计算结果表明,当HFETR运行1449MWd时,W试样可出堆,其中子注量∫φf(E≥1Me V)计算值为1.5x1019cm-2。W试样堆内辐照根据预示计算的辐照时间出堆,其中子注量测量结果为1.63x1019cm-2,与计算预示值的偏差为+8.67%,小于10%的要求,设计预示计算满足材料辐照的要求。     

HFETR辐照三氧化钼靶件物理分析

本文对利用高通量工程试验堆(HFETR)的G10孔道批量辐照三氧化钼靶件进行物理分析,计算结果表明:在HFETR运行中三氧化钼靶件出入堆操作引入的反应性很小,在控制棒调节范围之内;三氧化钼靶件释热率仅为大约23k W,可由孔道外围一回路水顺利冷却。     

红沿河核电站机组换料大修的准备与实施

商用压水堆在每一个燃料循环末期须更换部分核燃料以维持下一个燃料循环的运行,该过程称为"换料";机组在换料期间大多数系统设备停运,故将无法在日常运行期间执行的维修活动集中安排在此,即为核电站"换料大修"。换料大修的安全、质量、工期、成本控制是通过在准备和实施阶段的一系列标准流程和管理措施实现的。     

无刷直流电机在核检修设备中的应用与分析

核电站检修设备的某些作业区域属于高放射性区域,存在人员不可达的工况,因此对设备的可靠性要求极高。无刷直流电机由于其固有的特性被越来越多的核检修设备所应用,其控制方式具有通用性,维护方便。但其在实际使用过程中也会发生飞车等不可控现象,本文对无刷直流电机在特殊场合下的应用与故障处理进行分析,对提高核检修设备系统的可靠性有极大的意义,能够有效减少核检修设备故障率、降低人员受辐照剂量。     

不同辐照剂量和氛围下 60 Co-γ射线辐照蚕丝的电子自旋共振分析

在不同辐照剂量、不同辐照氛围下用60Co-γ射线辐照蚕丝纤维,通过电子自旋共振波谱(ESR)检测蚕丝纤维产生的自由基浓度,分析不同辐照条件对蚕丝纤维性能的影响。结果表明:在0~250 kGy剂量范围内,随辐照剂量的增加,60Co-γ射线辐照蚕丝产生的自由基浓度增加,但辐照剂量过大会使蚕丝纤维发生裂解而影响其性能,故辐照剂量应不超过50 kGy;与同剂量空气下辐照蚕丝纤维产生的自由基相比,在真空下辐照蚕丝纤维产生的自由基浓度增加,且主要为氨基己酸自由基,但随着辐照剂量的增加,真空和空气下辐照蚕丝纤维产生的自由基浓度差异变小。