汽轮机转子焊缝检测系统在核电机组的应用

文章介绍了核电厂汽轮机转子焊接接头自动检测系统的研发背景,扫查方案的选择,检测系统构成及技术说明,在现场检测中的应用等。文章体现了该系统设计的独创性,系统设计及检测手段的先进性等,展现了该系统广阔的应用前景以及在保证核电汽轮机安全稳定运行,保证核安全方面的重要作用。     

小型模块化压水堆环形燃料堆芯模型建立与安全性能研究

本文以RELAP5/MOD3程序为基础,构建了100MWe小型模块化压水堆,以及相应的棒状燃料,环形燃料两种堆芯的安全分析模型,并开展了稳态工况下两种堆芯的安全性能分析。分析结果显示,对于100MWe的小型模块化压水堆,环形燃料堆芯比棒状燃料堆芯具有更高的安全性能。     

压水堆核电厂非能动余热排出系统对比研究

绝大部分先进压水堆都采用非能动方式导出余热,以提高反应堆的固有安全性。根据非能动余热排出系统的布置方式,一般可分为一次侧余排(S-PRS)和二次侧余排(T-PRS)。本文以AP1000核电厂全厂断电事故为例,分析这两种非能动余排在事故下的响应,为系统设计提供相应的参考。     

一次调频对核电机组动力一回路运行安全影响的研究

通过对核电机组一回路运行安全要求的了解,以及电网一次调频死区设置对汽机自动机械调节影响的深入分析,指出一次调频对CPR1000核电机组运行安全的影响,并得出目前福建省CPR1000核电机组不宜频繁参与电网的一次调频的结论。     

我国首台百万等级核电机组导流环浇铸成功

我国首台百万等级核电汽轮机首件导流环在东方汽轮机厂铸造公司浇铸成功。此台核电机组是东汽独立承制我国首台百万等级的核电半转速机组，它的先进性处于世界高端。     

AP1000核电机组增加换料水池水闸门必要性分析

AP1000核电机组在大修期间进行低水位工况检修工作时,放置于上部堆内构件存放架上的上部堆内构件和堆内核测仪表活化段只有部分能被水淹没,其余部分暴露在水面之上,这将对大修期间部分工作产生不可接受的人员辐照剂量,针对此情况,有必要分析论证采取合适的屏蔽方案解决此问题,使人员辐照剂量满足相关标准要求。本文从低水位工况工作的必要性、低水位工况期间辐照剂量计算、屏蔽方案技术分析等方面论证了AP1000机组采用增加换料水池水闸门屏蔽方案的必要性和可行性。     

压水堆稳态系统程序开发

针对一体化压水堆的具体结构,建立合理的系统模型,利用FORTRAN90语言开发了系统稳态计算程序。利用本程序对满功率强迫循环和30%功率自然循环稳态运行工况下的热工水力特性进行了分析,得到了蒸汽发生器套管段一二次侧冷却剂和换热管内温度沿轴向高度的分布,冷却剂及燃料元件温度沿堆芯轴向的分布等结果,并利用RELAP5程序进行验证,证明了本程序的可靠性。本程序可以作为一体化压水堆系统的热工水力方案设计,也可用于系统的运行和安全管理。     

核电站会污染环境吗？

核电站是利用核裂变产生热能来发电的动力设施。目前世界上核电站采用反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆、快堆以及高温气冷堆等,广泛使用是压水反应堆,约占核电总装机容量70％。     

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。     

AP1000核电厂氢气控制措施

福岛核事故之后,各国核电监管部门对于核电厂严重事故的预防和缓解措施都提出了更为严格的要求,确保在发生概率极低的严重事故的情况下,也能限制放射性物质向环境的释放。本文以AP1000针对严重事故的氢气控制措施为研究方向,介绍了严重事故情况下氢气的产生位置、反应机理、对安全壳的威胁、氢气点火器和非能动氢气复合器的布置。通过对上述设计和管理措施的介绍,结合其他研究成果,说明了AP1000核电厂对于严重事故情况下的氢气控制是有效的,能够满足国家核安全局的要求,可以确保安全壳的完整性。