船用堆物理启动外推临界曲线优化研究

外推临界监督是反应堆物理启动过程中的重要安全保证，控制棒积分价值的非线性和反应堆内的中子泄漏都对外推的准确性有重要影响．针对这种情况提出了一种综合考虑控制棒价值与堆芯泄漏的外推方法，提高了外推的准确性．     

核电厂放射性包容和通风系统研究

作为核电厂控制排放放射性气体的重要方式的通风系统,其可以有效降低核电厂正常运行情况下释放的放射性物质含量,并且对事故后果进行了缓解。因此,核电厂放射性防护的措施之一便是通风系统的设计。本文主要分析了核电厂反应堆包容屏障,核电厂遏制系统,核电厂基于放射性包容的通风系统。     

核电站控制棒驱动机构(CRDM)钩爪国产化研究

控制棒驱动机构(CRDM)是核电厂反应堆冷却剂系统压力边界的重要组成部分。其中钩爪作为CRDM的核心零件,在较长一段时间内因技术要求严苛、研发成本较高、制造困难等因素未能实现国产制造。试验基于我国华龙一号核电项目,通过对CRDM钩爪结构、原材料、焊接工艺的研究和改进,使用国产022Cr19Ni10N材料,并结合氧乙炔火焰焊的方法,在华龙一号堆型上成功研制出CRDM钩爪样件,为我国自主研发的三代核电站CRDM钩爪制造提供支撑。     

核级HEPA过滤器及试验装置的设计研究及验证

核级HEPA(High Efficiency Particle Air)过滤器是核电厂空气净化系统的重要部件,用于消除在核电厂反应堆运行过程中产生的放射性微粒子。本文从核级HEPA过滤器的工作原理、结构设计、性能参数、试验装置设计和基于独立第三方认证的性能检测试验等方面做了详细论述。     

有机工质反应堆燃料组件物理计算及堆芯设计

有机工质堆芯因其特有的优势可用于移动核动力反应堆.本工作在以三联苯(C18 H14)为冷却剂和慢化剂的基础上,设计石墨慢化的有机工质反应堆(ONR)堆芯燃料组件,采用蒙特卡罗程序研究了石墨棒束对组件物理特性的影响,并分析了ONR组件的反应性控制特性.计算得到不同石墨棒数下ONR燃料组件中子能谱、每次裂变平均释放的能量、每次裂变释放的中子数、组件相对释放能量、keff、功率峰因子、冷却剂和石墨中能量沉积份额,以及可燃毒物和控制棒的微分价值.研究结果对ONR堆芯功率的设计和优化有一定的参考价值.     

反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析

主泵卡转子事故是指一台反应堆冷却剂泵转轴瞬时卡死。受影响环路的冷却剂流量迅速减小,将由反应堆冷却剂(RCS)低流量信号触动反应堆停堆。为评价AP1000核电厂在发生卡转子事故后的响应,本文对关键的RCS流量变化进行了保守处理,并采用LOFTRAN、FACTRAN等程序进行计算分析,分析中还分别考虑了厂外电源有效和无效工况。     

多维六角形节块动力学程序系统的开发及验证

以多维六角形节块中子动力学程序HENKO的理论模型为基础，研制成功六角形组件的反应堆多维瞬态分析程序系统，提出了一种处理控制棒尖点问题的方法．通过VVER一号国际基准问题的验算，验证了本程序的正确性．     

浅析某百万千瓦三轴承主泵组装阶段的质量控制

核安全是核电的生命线,可靠的设备质量是保证核安全的重要基础。对于核电厂唯一的核一级泵设备的反应堆冷却剂泵(简称主泵),尤其要进行全方位、全过程的质量控制。本文对我国引进的某型1000MW核主泵中几类关键部件在装配试验阶段容易忽略的一些问题,结合工作经验进行原因分析,提出预防和治理措施,最终保证主泵在组装阶段的质量要求。     

核电站用电缆的外套材料

在核电厂中,从最小的控制电缆到最大的动力电缆,最重要的是要求在辐射的环境中能持久使用。导线的屏蔽外套必须能有效地使用四十年,因为核电站的正常设计寿命是四十年。此外,反应堆外壳结构里面使用的所有电缆必须能耐辐射,具有高度的阻燃性     

核电厂直流控制棒驱动机构电源系统绝缘监测问题仿真分析

某核电厂直流控制棒驱动机构电源系统在调试过程中出现了绝缘监测频繁误报警的问题。为确定该问题发生的原因，对该系统使用的交流注入式绝缘监测装置原理进行了分析，对系统绝缘测量值进行了仿真计算，得到系统对地电容与绝缘监测装置测量精度之间的对应关系，进而得出系统对地电容过大是引起绝缘监测装置测量偏差的重要因素。同时，通过仿真结果可知，绝缘监测装置的采样频率，会对测量精度产生较大影响。针对当前直流控制棒驱动机构电源仅在正极设置二极管的方案，对正负极均配置二极管的方案进行了仿真分析。通过仿真可知，负极增加二极管的方案并不利于系统绝缘监测精度的提升。     

高温气冷实验堆关键设备制造工作会议在沪召开

高温气冷实验堆关键设备制造工作会议在沪召开１９９６年８月ＩＲ，上海市核电办公室在上海组织召开了１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）关键设备制造工作会议。ＨＴＲ—１０反应堆压力壳、蒸汽发生器及其压力壳、热气导管压力壳、氦风机、堆内金属构件、控制棒驱动...     

水力驱动系统在冲击作用下的动力学响应

推导了水力驱动系统在冲击载荷下的动力学方程,并数值模拟控制棒在不同冲击载荷下的动力学响应。研究表明,控制棒水力驱动系统在不同的冲击载荷作用下的响应机理是不同的。在快速冲击作用下,控制棒来不及进行自我调节,响应幅值主要依赖于冲击位移的输入,冲击位移大则响应大。冲击响应幅值还与冲击方向有关,当冲击位移向下时,控制棒的响应位移相对比较大。在慢速冲击作用下,只要冲击加速度不大,水力驱动系统就有时间依靠自身的调节能力维持系统的稳定,系统的响应幅值很小。     

M100D型反应堆冷却剂泵1号密封泄漏异常的不停机处理

反应堆冷却剂泵又称主泵,是核电厂的心脏。秦山第二核电厂的主泵1号机械密封曾经多次发生泄漏大的问题。本文讲述了主泵1号密封的结构和原理,结合实际例子分析了1号密封泄漏大无法建立压差,从而导致无法启泵的原因,并在机组不退防的状况下成功解决了该问题。并从密封泄漏理论公式人手,结合实际例子,阐述在运行时1号密封泄漏突变的情况下如何通过系统调整来恢复泄漏流量。     

核电厂核岛主设备制造焊接质量及其控制

对于核电厂核岛主制造设备而言,其焊接质量对于其设备的整体质量具有重要的影响。本文主要是针对核岛主管道的焊接来对主设备的焊接质量进行了探讨和研究,并从焊接技术和焊接质量控制这两个角度对核岛主管道的焊接质量进行了控制,以及为提高我国核电厂核岛主设备制造焊接质量提供理论支持。     

AP1000反应堆压力容器施工流程及工艺探讨

AP1000机组压力容器所在的安全壳厂房采用开顶法施工,其安装较为复杂,本文结合三门核电厂AP1000反应堆压力容器施工难点,从压力容器支座安装、吊装就位调整以及密封顶盖安装等方面对压力容器现场安装和整体施工流程进行了技术分析,为类似工程提供了实践经验。     

核电厂汽轮机热应力控制技术的研究

核电能源是重要的战略能源,并且具有诸多的优点,如:清洁、安全、高高效等,因此,核电得到了快速的发展。核电厂的建成促进了电力企业的发展,保证了我国能源的建设。在核电厂汽轮机中应用热应力控制技术是必要的,保证了核电厂的可持续发展,同时也符合社会与经济发展的需求。本文分析核电厂汽轮机的概况,并介绍汽轮机的热应力控制技术,同时还将阐述对汽轮机进汽控制的改进,旨在提升核电厂汽轮机的安全性、可靠性与高效性。     

低浓化医院中子照射器（IHNI-1）堆芯的物理方案设计

采用蒙特卡罗程序MCNP／4B模拟计算了功率为30kW的低浓化医院中子照射器的堆芯物理参数,设计了合理的堆芯布置方案、235U富集度、控制棒价值、后备反应性和停堆深度,得到固有安全性较高、寿期达10年且无需换料、采用低浓化UO2燃料的医院中子照射器的堆芯物理设计方案,为后续反应堆工程设计以及硼中子俘获治疗肿瘤用中子束的设计提供理论依据。     

AP1000核电厂房动力特性参数化分析与优化

AP1000核电厂非能动贮水箱需保证72 h供水。在地震作用下,水的晃动对核电厂动力响应产生重要的影响。该文基于任意拉格朗日欧拉流固耦合算法,建立AP1000核电厂重力水箱4种水位和3种通风口高度的全耦合精细有限元分析模型,分析满足RG1.60反应谱的核电人工波作用下重力水箱的动力响应,参数化分析核岛厂房顶点加速度响应与水箱水位、通风口高度与结构动力响应之间的相互作用规律,探究核电厂重力水箱的最优水位和通风口。计算结果表明:在满足核电厂供水的条件下,当水位4,通风口C时,AP1000核电厂屏蔽厂房动力响应最小。     

福建首条核电厂配500kV线路工程全线贯通

据报道，12月15日下午，“宁德核电厂——宁德500千伏Ⅰ、Ⅱ回输电线路工程”全线贯通。该工程是福建第一座核电工程的重要组成部分，也是福建首条核电厂配套500kV线路送出工程，对宁德核电厂的电源送出具有重要作用。     

HTR-10控制棒磁涡流阻尼器研究

高温气冷堆控制棒磁涡流阻尼器是控制棒传动机构中的重要部件，其主要作用是利用磁涡流阻尼效应来降低事故落棒过程中的落棒速度，养活事故落棒对传动机构所造成的冲击。本文采用有限元分析方法，对磁涡流阻尼器的磁场进行了模拟和计算，分析了阻尼器的内部结构尺寸和环境温度对其工作特性的影响。并通过传动机构的性能试验，验证了有限元模拟计算以及阻尼器设计的合理性和可靠性，同时证明了从理论上对阻尼器进行前期设计的可行性。