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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。 相似文献
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控制棒驱动机构(CRDM)是反应堆本体中唯一的运动设备,其结构可靠性直接关系到反应堆启动、功率调节、功率维持、正常停堆及事故工况下的安全停堆等。滚轮与丝杠是CRDM的关键传动部件,磨损失效是其最主要的失效模式。本文在研究传动件耐磨可靠性分析方法的基础上,对其建立了耐磨性分析的数学模型。通过分析传动件的结构特性和材料特性,在研究过程中采用材料特性试验和设备磨损试验的方法进行结果对比,获取重要试验数据,有效指导控制棒驱动机构优化设计,对于提高控制棒驱动机构的耐磨性具有重要指导意义。 相似文献
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蒸发器水位失控事件是现场常见事件,若操作员操作不正确或处理不及时可能造成停堆。本文通过对蒸发器水位控制系统和蒸发器的工作原理分别进行建模,并用labview编程,对导致蒸发器水位失控的故障模式进行仿真设计。 相似文献
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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。 相似文献
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在建立核反应堆点堆动力学模型基础上,通过SIMULINK工具搭建反应堆功率调节系统模型,进行反应性扰动试验,对模型的仿真性能进行验证。仿真模型实现了期望的反应堆功率自动调节的要求和结果。本文工作为进一步开展反应堆控制系统设计奠定了技术基础。 相似文献
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反应堆压力容器整体螺栓拉伸机（以下简称“整体螺栓拉伸机”）能够同时拉伸反应堆压力容器的所有主螺栓到预定值,拧紧和拧松主螺母等操作,是实现反应堆压力容器开关盖的最重要设备。螺栓拉伸机液压系统设计是整体螺栓拉伸机的两项关键技术之一,目前公开的拉伸机液压系统的设计资料很少,文章对华龙一号堆型反应堆压力容器整体螺栓拉伸机的操作流程和液压系统的动作进行了详细的分析,对液压系统设计方案进行研究后给出了液压缸单元设计方案和液压系统原理图,成果可为后续工程设计提供参考。 相似文献
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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。 相似文献
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核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。 相似文献
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最近几年法国的核电厂发生了多次功率运行期间突然失去厂外主电源,反应堆停堆并切到厂外辅助电源的故障,在这个过程中发生了几次稳压器安全阀开启的事件。本文的目的是分析法国核电厂失去厂外主电源导致稳压器安全阀开启的原因,最后针对这个风险提出一些整改的建议。 相似文献
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在停堆工况下,二次侧管道内可能存在空气。由于不可凝气体的存在,PRS的换热能力将会受到较大影响。文章针对不可凝气体对PRS换热能力的影响及应对措施进行了分析。初步分析表明,在15MW的加热功率下,存在不可凝气体将导致蒸汽发生器气体温度升高约30℃。为了提高PRS带热能力,在事故前期通过大气释放阀进行排气,可以有效降低管道内不可凝气体份额,在20MW的加热功率下,排气措施可以使SG温度由237℃降低到约204℃。为提高PRS事故应对能力,建议在停堆事故规程中增加排气相关操作。 相似文献
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