堆芯稀释后一回路与稳压器浓度差分析

本文通过对海南昌江核电站的CNP600压水堆一回路进行重新分析,利用数学公式对一回路的稀释搅浑过程进行建模,通过计算机语言编程为所建数学模型提供计算支持,将得到数据与实测数据进行对比以及误差分析,实现在堆芯物理启动临界时精确预测堆芯稀释时间与堆芯硼浓度差的关系,在满足运行技术规范的前提下,达到提高堆芯物理启动临界的安全性并缩短试验时间的目的。     

先进燃料组件上管座设计研究

上管座是核燃料组件的重要部件.为满足燃料组件自主研发需求,根据上管座的功能要求,文章设计了适用于17×17型燃料组件的上管座,并开展了力学分析、水力学特性分析和试验验证.设计的上管座具有优良的综合性能,满足自主化先进燃料组件的使用要求.     

方家山核电机组主给水泵暖泵管线改造及其实践

核电机组的备用主给水泵在紧急情况下的快速成功启动对于核电机组的安全稳定运行十分重要。方家山核电机组主给水泵由于原设计中无暖泵管线,在备用期间存在暖泵温度不足问题。在备用状态下泵体温度和管道中的水温缓慢下降,导致泵体底部温度低,引起泵体上下温差较大。备用泵主给水泵的进口、跨接管、出口管道的水温也会降低,应急启动时,当除氧器的温度较高水开始进入主给水泵泵组时,由于巨大的温差可能导致给水泵卡涩,泵轴抱死,有设备损坏的风险,当机组处于高功率情况下,备用主给水泵应急启动不成功会导致机组大幅度甩负荷。备用泵的进口管道、出口管道、以及前置泵和压力级泵的跨接管管道中囤积了较多的低温水,在高功率的情况下,如果备用泵应急启动会使囤积较多的低温水进入下游给水管线,可能导致高压加热器隔离和蒸汽发生器水位大幅波动从而导致停机停堆等运行瞬态。所以增加暖泵管线,让备用主给水泵具有良好的暖泵效果,改善备用主给水泵的上下部温差较大的情况,提高备用泵的进口和出口管道上囤积的水的温度,对于备用泵应急启动成功的可靠性,以及减少备用的主给水泵应急启动后可能导致的运行瞬态,保证核电机组安全稳定运行具有十分重要的意思。     

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。     

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。     

基于GB151方法验算立式蒸汽发生器管板厚度

在压水堆核电厂立式蒸汽发生器设计中,强度计算是确定各部分基本尺寸的重要依据。其中,管板作为一二次侧的压力边界,同时本身有数量众多的开孔,厚度取值尤为重要。本文在压水堆核电厂蒸汽发生器设计中常用的管板计算方法基础上,采用国家标准GB151《管壳式换热器》进行验算。结果表明,国家标准GB151的验算精度良好,可以作为管板强度计算常用方法的有效补充。     

华东和江苏省电力公司扎实做好核电站安全服务工作

针对日本核电站受特大地震影响发生核泄露事故的情况,华东网调超前部署,密切监控全网核电机组的运行,根据系统运行方式滚动修订核电站相关区域电网的事故处理预案,组织相关省（市）调、核电运行单位展开核电应急预案的针对性演练,要求各核电运行单位加强现场应急管理,     

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。     

超声技术在核电无损检测领域的适应性发展

本文首先介绍了压水堆核电站(PWRs)中核电材料和的结构特点,总结出压水堆核电站无损检测的基本要求。然后分析了超声技术在核电站无损检测领域应用的优势和不足,并详细介绍了超声相控阵技术在核电站无损检测中的应用。此外,对激光超声技术和电磁超声技术的发展与应用进行了展望。