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。     

一种采用主回路精确流量校准核仪表系统方法的研究

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。     

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。     

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。     

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却堆芯的严重事故分析

以模块式小型堆为研究对象,使用MELCOR程序建立了电厂模型。选取安注管线双端剪切断裂严重事故为保守事故序列,非能动堆腔注水系统(Passive Cavity Injection System,PCIS)投入后,分析堆芯热量通过吊篮和压力容器壁进入堆腔水的传热过程,并评价燃料棒结构状态。计算结果表明,堆芯支承板保持支撑燃料组件,堆芯大部分燃料组件包壳保持棒状结构状态,PCIS冷却压力容器外壁面带出堆芯热量实现堆芯冷却。     

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。     

汽轮机停机事故DAS保护信号研究

本文介绍核电厂多样性保护系统(DAS)事故分析验证的原则和方法 ,并针对汽轮机停机事故叠加安全级仪控平台软件共模故障,研究分析DAS保护信号设计。计算结果表明如果停机后主给水终止,ATWT缓解系统能够保护反应堆安全。在DAS中增加"SG水位高高"主给水隔离信号,能够避免蒸汽发生器满溢,有效提高核电厂安全性。     

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。     

超流量工况下PWR燃料系统影响分析

本文介绍了国内二代加核电站调试过程中出现的流量超限情况,分析了流量超限工况下燃料系统的安全性及可靠性,特别针对落棒时间、燃料棒流致振动、燃料组件压紧功能等方面进行了评价,对燃料系统各部件的结构完整性是否受到影响也进行了评价。结果表明,超流量工况下,燃料系统仍能安全可靠的运行。     

气相色谱技术在核电站变压器故障诊断中的应用

<正>0概述随着世界经济的不断发展,人们对能源的需求越来越高,而当前国际环境要求更多地使用清洁能源,核电这种清洁能源正是在这样一个背景下在国内进入一个高发展期。核能发出的电力主要依靠电站变压器升高电压后才能输送到电网,因此变压器是核电站的最重要设备之一,该设备的性能是否正常直接关系到核电站的安全稳定运行。国内外核电站曾经多次出现由于变压器故障而导致的停堆事故,因此跟踪发现变压器的性能是否稳定、及时发现变压器的异常情况对核电站     

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。     

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。     

控制棒驱动机构传动件耐磨性研究

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。     

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。     

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。     

AP1000一回路泄漏监测及响应

一回路发生泄漏时,会引起反应堆各种参数的变化,操纵员可以通过监测这些非预期的参数变化,在触发反应堆保护系统动作前发现泄漏,并找到泄漏位置及时做出正确响应,防止事故进一步扩大化,将一回路泄漏事故的影响降至最低,进而保证核电站的经济型和安全性。     

高浓度中子毒物钆的测量

重水堆核电站停堆控制主要使用钆作为机组中子毒物,在机组启动时,液体毒物注射停堆系统需要准备好并在退出保证停堆前处于完全可用状态,否则机组不允许启动。液体毒物注射停堆系统必须保证钆浓度达到化学控制范围,且液体毒物注射停堆系统的钆浓度属于电厂运行技术规格书关键参数。所以停堆系统钆浓度的准确分析数据直接影响机组安全,试验中用分光光度计对各浓度范围钆的测量,力求达到在提高测量的精确度和准确度的前提下,使得分析过程简单、快速。试验表明,在钆的浓度5000mg/kg至20000mg/kg范围内,使用分光光度法分析钆,分析误差可以控制在2%以下。     

反应堆热功率参数漂移对机组核功率控制影响及处理

核电站反应堆功率能否稳定控制对于核电站的运行安全至关重要。本文从反应堆功率测量和校正原理出发,对核电站发生热功率漂移对核功率控制的影响进行深入分析,并有针对性的提出设计改进措施,优化操纵员的干预策略。     

核电厂电气贯穿件密封性监测方法及分析

核电厂电气贯穿件是安装在安全壳上用于电缆穿越安全壳的专用电气设备,作为安全壳的一部分,构成反应堆第3道安全屏障,在反应堆正常运行和事故条件下(包括地震和失水事故),维持安全壳压力边界的完整性和用电设备的电气连续性,防止放射性物质外泄。因此,电气贯穿件是核电站安全稳定运行的重要保障之一,其密封性能直接关系到整个反应堆的安全性能。本文通过对电气贯穿件的密封性监测方法的介绍及分析,提出了优化建议,为今后电气贯穿件的密封性监测提供借鉴与参考。     

研究堆燃料材料选择分析

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,由于研究堆燃料降低富集度的要求,如何选择燃料材料才能满足燃料设计和燃料制造的要求,本文从燃料的类型、与基体材料的相容性等出发对燃料的选择进行了初步的分析。