基于机器视觉的探测器组件定位技术研究

针对"华龙一号"反应堆堆芯探测器组件水下远距离拆除需求,利用机器视觉技术的快速性和便利性,通过图像识别和处理,实现探测器组件目标位置的快速定位。定位算法充分考虑实际拆除环境中视觉摄像头偏斜、探测器组件倾斜、水雾环境等工况,分别研究算法对相机倾斜、目标倾斜及去除水雾等的适用性。环境试验表明,该算法可快速、准确定位且具有良好的环境适应性,为探测器组件水下顺利拆除提供有力保证。     

基于Halcon的堆芯探测器组件图像定位技术研究

华龙一号（HPR1000）反应堆堆芯探测器组件在使用寿命到期后需要全部拆除更换。由于探测器组件自身偏差较大等因素,不能直接使用安装时的理论坐标作为探测器组件拆除时的定位坐标。本文基于机器视觉软件Halcon开发了一种用于堆芯探测器组件图像定位的算法,该算法使用模板匹配的原理在摄像机捕获的探测器组件图像中进行查找,获取探测器组件的精确坐标。实验证明,该算法具有较高的定位精度,能够满足探测器组件拆除工作对图像定位算法的使用要求。      

华龙一号核电机组燃料组件研发

为满足华龙一号核电机组自主知识产权的要求,需要研发出适用于华龙一号核电机组的燃料组件。本文介绍了华龙一号核电机组燃料组件设计及性能分析等研发情况,幵采用堆内及堆外试验的方式对所研发燃料组件进行了验证。试验结果表明,华龙一号核电机组燃料组件各方面性能均达到了预期水平,满足华龙一号反应堆系统的使用要求。     

反应堆核燃料组件定位格架的两相流动压降计算

燃料组件定位格架的两相流动压降计算是反应堆热工水力计算的一个重要内容.本文从两相流动的机理分析入手,根据动量平衡关系推导出了定位格架的两相流压降计算关系式.并用实验数据进行了验证,实验数据与计算公式之间的偏差不超过±30%.     

华龙一号反应堆及一回路系统研制

华龙一号反应堆及一回路系统是中国核动力研究设计院在现有压水堆核电厂科研、设计、制造、建设和运行经验的基础上,根据福岛核事故等经验反馈,借鉴国际先迚核电技术设计理念,遵循国际最高安全要求研収的具有完全自主知识产权的国际先迚的三代百万千瓦压水堆核心系统,是华龙一号三代核电机型的"収动机"。本文概述了中国核动力研究设计院围绕"177堆芯"迚行华龙一号反应堆及一回路系统研制的历程,简要介绍了在反应堆技术方案、一回路系统设备设计和主要实验验证等方面开展的工作,展示了华龙一号"収动机"的先迚性、经济性和安全性。     

反应堆燃料组件解体技术研究

充分考虑反应堆燃料组件结构特点,提出了一种先翻转、再拆卸下管座、最后拔取燃料棒的解体工艺,并设计了与解体工艺相对应的专用工具。采用集成化的思路,使所有设备均布局在投影面积仅为1.2 m~2的面积以内,既满足了现场安装条件的限制,又保护了乏燃料水池已有设备。采用该技术顺利完成了水下6 m处反应堆燃料组件的解体工作。     

乏燃料组件非破坏性测量的叉形探测器

采用总γ和无源中子测量方法建立了叉形探测器。叉形探测器可用于后处理和贮存工厂中ＰＷＲ和ＢＷＲ型的乏燃料组件的燃耗、冷却时间、总钚和总裂变物质含量的测定。     

核电厂反应堆堆芯中子与温度探测器组件研制

针对ACP1000堆型,研制了用于反应堆堆芯核测系统的堆芯中子和温度测量探测器组件。论文介绍了探测器组件的设计、性能指标和试验结果。设计的堆芯中子和温度探测器组件集成了中子自给能探测器和测温元件并固定安装在堆内。试验结果表明测量敏感元件的性能满足设计要求,外壳和密封组件能保证反应堆一回路压力边界的要求。堆芯测量探测器组件一体化的设计可提高安全性和可靠性,实现实时测量,可用于反应堆保护。     

华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。     

华龙一号堆内构件流致振动试验研究

本项研究采用试验研究和理论分析相结合的方法对堆内构件流致振动进行了研究。根据流致振动试验的相似准则,完成了1:5试验模型设计,按照美国核管会RG1.20的要求进行试验研究及有限元分析计算。试验研究解决了传感器布置的多项技术难题,获得了大量、完整、可靠的试验数据。结合流致振动试验数据对堆内构件进行流致振动响应计算。最后利用试验和计算分析相结合的方法完成了堆内构件关键部件流致振动疲劳强度的评估。研究方法对后续的流致振动试验研究具有重要的参考价值。     

“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。     

华龙一号非能动安全壳热量导出系统热工水力特性研究

本文针对华龙一号非能动安全壳热量导出系统（PCS）,基于漂移流模型开发了一套一维自然循环瞬态计算程序。利用该程序对PCS内热工水力特性进行了分析研究,得到PCS自然循环流量、换热系数、换热器进出口温度、上升管路竖直段出口含气率及水箱水位等热工水力参数随PCS换热功率的变化。本文研究结果将为评估华龙一号PCS的换热能力提供可靠工具,对PCS的设计和改进也具有指导意义,并为后续开发能够模拟带有PCS的安全壳内热工水力行为的程序打下基础。     

华龙一号调试首堆试验研究与设计

介绍了国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）和美国核管会（NRC）对核电厂调试首堆试验的相关要求,结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时,通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点,研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则,以便于华龙一号调试首堆试验的开展。      

华龙一号失水事故后安全壳内气溶胶自然沉降现象研究

对于未采用喷淋系统的安全壳设计,安全壳内的自然沉降过程是放射性核素在安全壳内的一个重要去除机理.本文给出了重力沉降、扩散电泳、热电泳和布朗扩散四种自然沉降机理的沉降速率分析模型,对华龙一号冷管段双端剪切大破口失水事故后安全壳内气溶胶自然沉降现象开展了研究,分析了气溶胶粒径分布特性、气溶胶释放假设对自然沉降现象的影响.分...     

华龙一号安注箱注入特性优化研究

安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱下游直接注入管线阻力特性、安注箱容积和安注箱初始蓄压进行敏感性分析,在满足安全分析要求的基础上,为进一步优化安注箱的设计提供依据。计算分析表明,合理选取直接注入管线的管径和管线布置参数、优化安注箱初始蓄压能进一步提升安注箱的安全性能,进一步减小安注箱容积,节省反应堆厂房空间。     

基于高抗震性能的华龙一号蒸汽发生器上部支承设计研究

为提高华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器抗震性能,提出了一种新型的蒸汽发生器支承方案,即对蒸汽发生器上部支承釆用连接拉杆与液压阻尼器结合的结构形式,并针对总体设计方案和连接拉杆的热膨胀相容性进行了设计研究。相比原有二代加核电机组蒸汽发生器上部支承,本文所设计研究的上部支承在设备重量、焊缝数量、安装调试难度等方面,均有大幅优化;可有效减少支承载荷,最大减少幅度约为24%;可降低蒸汽发生器接管焊缝载荷,最大降低幅度约为28%。      

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故（LOCA）是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法（DRM）对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。