四川日机密封件股份有限公司

一、发展现状四川日机密封件股份有限公司的前身是四川省机械研究设计院密封技术研究所,1992年被四川省科委选定为全省首批科技体制改革试点单位,被批准以密封技术研究所为依托设立了"四川密封工程技术研究中心"。1993年"四川密封工程技术研究中心"与日本日机工业株式会社合资组建了"四川日机密封件有限公司"。2009年,公司完成了股份制改造,成     

压水堆核电站乏燃料吊车起吊安全限位的设计

乏燃料吊车位于压水堆核电站燃料厂房内,其主要作用是在核电站大修过程中装卸和转运核燃料。为了确保燃料组件起吊运输操作的安全可靠,其运行边界和位移状态将被严格控制。针对电站现有设备的运行情况进行分析研究,重点阐述了起吊过程限位主要考虑的因素,并应用机电一体化技术,采用不同结构原理多重保护的设计方法,解决了乏燃料吊车起吊限位的设计问题,同时增强了系统安全性,设计方法已经成功应用于防城港核电站的乏燃料吊车。     

核电站堆外核测量系统的原理及工程实践

介绍了堆外核测量系统的原理和组成,比较了AP1000与二代加改进型压水堆核电站堆外核测量系统的异同,分析了各自的优缺点,并提出了堆外核测量系统的一个发展方向。     

第三代压水堆核电站厂房辐射监测系统比较

以防城港核电一期CPR1000堆型、台山核电CEPR堆型和三门核电AP1000堆型为例, 比较分析了第三代压水堆核电站辐射监测系统的结构、功能及各自的特点, 对核电站厂房辐射监测系统的发展趋势做了分析讨论。     

基于RELAP5-3D的全范围模拟机CPR1000反应堆SGTR影响分析

以全范围模拟机为平台模拟中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)堆型核电机组在发生单根传热管断裂事故(SGTR)瞬态,对事故后1.5 h不干预和1.5 h内依照事故规程进行干预分别进行计算,并通过与文献的对比对仿真结果的准确性进行验证,研究主要参数的变化趋势并分析其变化原因,给出完整的事件序列和操作员干预的措施。     

CAP1400核电站项目进展情况

CAP1400核电站是我国建设创新型国家的标志性工程之一,是在消化、吸收我国引进三代核电技术AP1000基础上,通过再创新,突破关键设计技术、重大试验验证技术、关键设备改进设计和制造技术完成的具有自主知识产权的CAP1400大型先进压水堆核电技术。     

压水堆燃料表面污垢密度计算模型及验证

压水堆（PWR）一回路材料释放的腐蚀产物会在燃料表面沉积形成污垢，增大垢致轴向功率偏移（CIPS）和垢致局部腐蚀（CILC）的潜在风险。密度是决定污垢特性的重要参数，实际测量燃料表面污垢的密度不仅成本高，而且必须考虑放射性风险，因此国内外均缺乏相关的数据。本文基于PWR运行经验和关键试验结果开发了一种燃料表面污垢密度计算模型，并与人造污垢实验数据对比，初步验证了模型的合理性，为深入研究PWR一回路燃料污垢行为提供了理论依据和数据支撑。     

安注箱对小型模块化压水堆LOCA的影响研究

基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑ACC的作用进行系统设计。     

《核丝绸之路》——韩国核电自主化的道路

【英国《国际核工程》网站2012年4月20日报道】曾作为项目经理参与韩国原子能研究所(KAERI)开展的该国首座核反应堆系统设计项目的Kim Byung-koo博士,在他的《核丝绸之路》一书中首次对外披露了韩国在其核电发展的黄金期如何掌握核电技术的"诀窍"和"独门秘笈"。书中主要介绍了韩国核电在20世纪80年代的发展史。那时,实现核电技术自主化是韩国国家优先发展项目中的重中之重。韩国从20世纪80年代初开始就投资于加压重水堆(PHWR)和压水堆(PWR)核燃料制造国产化项目,这两种反应堆当时正由国外供应商在韩国建设。