我国首台CPR1000堆型的锻造主泵泵壳通过水压试验

福清核电站1号机组主泵泵壳在中国一重核电石化事业部一次通过水压试验，该台泵壳是我国首台CPR1000堆型的锻造主泵泵壳，成功填补了我国核电制造业的空白。     

CPR1000机组100D型主泵振动故障诊断

CPR1000机组各运行模式下100D型主泵的振动现象表明,当处于蒸汽发生器冷却正常停堆或余热排出冷却正常停堆工况时,主泵电动机的瓦振幅值往往存在大范围冲击波动甚至触发振动高报警的现象。根据机械振动原理综合分析电动机瓦振、主泵轴位移信号的频域和时域特征,诊断振幅波动受某7~9Hz的低频随机振动影响;通过分析堆内构件振动噪声监测系统采集的信号判断该低频振动对应一回路主冷却剂流动过程中诱发的堆芯吊篮梁式振动。根据流体诱发振动理论分析了影响主泵电动机振动波动的主要因素,并通过主泵历史运行记录进行了验证。系统性提出优化CPR1000机组运行策略缓解主泵电动机振动波动的建议,为主泵安全稳定运行提供参考。      

核电厂主泵振动控制技术研究

为解决秦山第三核电厂1号机组3号主泵的振动问题,通过在核电厂反应堆停堆期间,测量主泵系统的振动特性和模态参数,在反应堆启动升功率和满功率运行期间,测量主泵系统运行时的热位移、振动和相位变化过程,结合故障诊断分析技术、主泵运行历史数据分析、反应堆机组各种运行工况及运行参数变化对主泵振动的敏感度分析,确定了控制主泵振动的技术。首次将主泵振动水平控制在可长期稳定运行的优良水平,确保了核电厂反应堆长期安全运行的可靠性。     

轻水堆技术发展综述

本文综述目前轻水堆技术发展情况,包括轻水堆技术改进的方向,先进轻水堆的设计,各国轻水堆技术的研究和发展。     

屏蔽式主泵飞轮方案论证及转子轴系动态性能敏感性分析

为保证核电主泵满足反应堆停堆和断电事故后惰转时间的要求,对屏蔽式主泵机组的转动惯量要求、飞轮配重方案以及主泵转子轴系的动态性能进行分析,给出了飞轮方案,并进行轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性分析.     

三轴承支承主泵振动特性研究

根据已有运行经验,分析100D型主泵典型异常振动现象,建立基于立式转子-轴承系统动力学理论的物理模型,剖析该型主泵的振动特性。结果表明,100D型主泵受立式结构、三轴承支承方式、轴封水等影响,在稳定运行工况下,轴系振动基本稳定;在受外界扰动影响或瞬态工况下,轴系振动稳定性较差且振动变化趋势呈现出一定非线性特点;为维持主泵安全运行,需要在热停堆平台通过提高轴系动平衡精度等方式将主泵振动降低到尽可能低的水平。     

国外后处理厂简介

【英国《化学、生物、辐射和原子事件军事记录})l 986年了月号报道】: 一、一些主要民用后处理厂处理动力堆姗料的能力‘”国家厂反应堆燃料类型(“,运行年代年处理能力(MTU/a)埃塞萨莫尔雷森迪阿格杯提取厂UPZ氧化物(坎杜堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆)金属(镁诺克斯堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆)金属〔镁诺克斯堆)氧化物〔轻水堆)氧化物(轻水堆)氧化物(坎杜堆)氧化物(坎杜堆)氧化物(坎杜堆)氧化物(轻水堆)氧化物(轻水堆〕氧化物(坎杜堆)金属(镁诺克斯堆)氧化物(轻水堆和改进型气冷堆)1988?1992?198,19巧7一86197619…     

多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析

为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆.基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析.结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础.     

高转换轻水堆

一、前言高转换轻水堆是一种转换比达0.8—1.0的堆型。它具有比现有轻水堆转换比高的特点。发展高转换轻水堆的原因是:①能有效利用现有轻水堆中生产的钚;②有助于推迟快堆商用化计划。在钚的有效利用方面,高转换轻水堆的燃料采用富集度约12%的 PuO_2-UO_2,电功率为1000MW级核电站的堆芯初期钚装载量达8t,可大量集中使用钚燃料。由于转换比高,堆芯内可生成比轻水堆更多的钚,因此有人把高转换轻水堆称之为钚的”     

金山核热电站一回路失流事故分析

文章分析了金山核热电站因全厂断电、主泵失去电源和一台主泵卡死等事故所引起的流量丧失瞬态过程。为主泵转动惯量的选择、停堆保护、运行方式等提供了有关设计数据。分析得到金山核热电站在发生上述事故时能够满足安全准则的初步结论。     

秦山核电厂一回路惰走流量测量

本文介绍了秦山核电厂主冷却剂泵停止后，一回路惰走流量的测试方法、数据处理及测试结果。测试结果表明，安全分析报告所使用的一回路惰走流量是偏安全的。     

反应堆主泵径向止推轴承水润滑回路自主改造创新

田湾核电站一期工程两台机组1391M型反应堆主泵径向止推轴承采用水润滑方式,是在世界大型商用压水堆中首次应用。由于原型设计存在缺陷,导致了一系列运行事件。江苏核电有限公司针对设计缺陷进行了自主技术改造创新,成功降低了主泵径向止推轴承释热率,缓解或避免了轴瓦的＂空化＂磨损,改善了径向止推轴承冷却效果。文章对主泵径向止推轴承水润滑回路的改造原因、改造设计方案与实施准备、实施情况与改造效果评价、后续工作计划等方面进行了详细的介绍。     

Efficiency of prospective types of circulators in water-cooled graphite reactors

Conclusion Technicoeconomic estimates show the prospects for the development of work on the introduction of thermal- and turbopumps as coolant circulators in the RBMK and RBMKP reactors. The advantages of these or other circulators are revealed, and also the factors preventing their use in reactor plans. Although the calculations performed are provisional, the technicoeconomic merits of thermal pumps by comparison with electric pumps is so large (more than a factor of 15 less metal content, and expenditure on coolant circulation less by a factor of 3), that the conclusions about their efficiency are completely substantiated.Translated from Atomnaya Énergiya, Vol. 51, No. 1, pp. 9–12, July, 1981.     

动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响

为了研究动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响，以钠冷快堆二回路泵原型样机为研究对象，基于剪切应力传输（SST）k-ω湍流模型，对5种导叶进口直径下的模型泵进行非定常数值计算，其中不同模型对应的动静叶栅相对间隙（s）分别为3.030%、4.545%、6.060%、7.575%和9.090%。获得了不同s的模型泵导叶流道区域的压力脉动特性及作用在转子上的径向力特性，分析结果表明:s为7.575%的模型泵，其扬程（H）和效率（η）均为5种模型中最高；导叶流道内各测点的压力脉动主频均为叶轮叶片通过频率，且各测点的叶频处压力脉动幅值沿导叶进口至出口方向逐渐降低；随着动静叶栅间隙增大，各测点处压力脉动及转子所受径向力脉动的叶频处幅值均逐渐降低，且高频脉动成分发生衰减；同时，转子所受径向力矢量大小和方向的波动性也逐渐减弱。      

1000 MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000 MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明：事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113 m降低到85 m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48 m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350 ℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350 ℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。     

HEXTRAN–SMABRE calculation of the VVER-1000 coolant transient-1 benchmark

The VVER-1000 coolant transient benchmark is intended for validation of couplings of the thermal hydraulic codes and three-dimensional neutron kinetic core models. It concerns switching on a main coolant pump when the other three main coolant pumps are in operation. The problem is based on an experiment performed in Kozloduy NPP in Bulgaria. In addition to the real plant transient, an extreme scenario concerning a control rod ejection after switching on a main coolant pump was calculated. At VTT the three-dimensional advanced nodal code HEXTRAN is used for the core dynamics, and the system code SMABRE as a thermal hydraulic model for the primary and secondary loop. The parallelly coupled HEXTRAN–SMABRE code has been in production use since early 1990s, and it has been extensively used for analyses of VVER NPPs. The SMABRE input model is based on the standard VVER-1000 input used at VTT. The whole core calculation is performed with HEXTRAN. Also the core model is based on earlier VVER-1000 models. Nuclear data for the calculation were specified in the benchmark. The paper outlines the input models used for both codes. Calculated results are introduced both for the coupled core system with inlet and outlet boundary conditions and for the whole plant model. Parametric studies have been performed for selected parameters.     

船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。     

中国一体化反应堆核电厂创新安全壳设计研究

中国一体化反应堆核电厂(CIP)是中国核反应堆系统设计技术国家重点实验室正在开发的新一代革新型、完全一体化的压水堆,其电功率约为300 MW.CIP采用堆内一体化布置,反应堆冷却剂系统设备以及控制棒驱动机构全部布置在反应堆压力容器内.这种一体化设计消除了传统的冷却剂回路管道,消除了大LOCA事故,具有更高的安全性.本文介绍了CIP安全壳系统方案选择、安全壳设计、安全壳设计压力的确定以及安全壳结构的计算分析.     

某核电厂主蒸汽管道振动原因分析及解决方案探讨

某核电厂在升功率试验及满功率运行时,发现主控室的噪声超过了设计目标值。经过测量,认为主蒸汽管道振动并通过支撑和贯穿件传播到主控室是造成主控室噪声超标的主要原因之一。本文应用流体力学软件和声学分析软件,采用流声耦合分析的方法,对主蒸汽管道的流场和声场进行了分析。在主蒸汽安全阀支管处和主蒸汽隔离阀空腔中存在着声共振现象,是导致主蒸汽管道振动的主要原因。根据主蒸汽管道振动的原因,可以通过振动源头治理、传播路径治理等方法降低主控室噪声。