蒸汽发生器二次侧清洁度检查的现场经验

介绍了大亚湾核电站蒸汽发生器二次侧所采用的机械清洗方法与电视检查技术。其目的是防止蒸汽发生器中杂质沉积以及外来物导致传热管的损伤。利用泥渣枪从中间管廊将高压水流射入管束内,由水流机械能粉碎泥渣层,携带着碎渣的水流经外环廊吸出。清洗前的电视检查包括外环廊、中间管廊及其邻近区的清洁度检查和外来物的取出;清洗后的电视检查,包括外环廊、中间管廊及其邻近区、管间的清洁度检查和外来物的取出。电视检查后,需由反映检查过程的录像带来验证和确认检查过程的质量状况。不允许存在漏检、图像不清     

蒸汽发生器二次侧清洁度检查的现场经验(英文)

介绍了大亚湾核电站蒸汽发生器二次侧所采用的机械清洗方法与电视检查技术。其目的是防止蒸汽发生器中杂质沉积以及外来物导致传热管的损伤。利用泥渣枪从中间管廊将高压水流射入管束内,由水流机械能粉碎泥渣层,携带着碎渣的水流经外环廊吸出。清洗前的电视检查包括外环廊、中间管廊及其邻近区的清洁度检查和外来物的取出;清洗后的电视检查,包括外环廊、中间管廊及其邻近区、管间的清洁度检查和外来物的取出。电视检查后,需由反映检查过程的录像带来验证和确认检查过程的质量状况。不允许存在漏检、图像不清晰和遗留下能取出的外来物等情况发生。电视检查不仅要提供管板上表面的清洁度状况,而且还必须根据合格标准得出清洁度结论。因此,制订适用于运行后各阶段的清洁度合格标准是重要的。现场实践指出,清洗后,尽管在泥渣堆积区内仍残留有硬渣,并且局部区域的残留高度已超过5mm,但整个管板上残留泥渣较少,只要在换料期间对蒸汽发生器进行清洗,可以延缓残留高度的增长速率。     

长期冷却再循环阶段AFA-3G燃料组件碎渣堵塞实验研究

针对M310堆型在长期冷却再循环阶段碎渣对AFA-3G燃料组件的压损影响开展了实验研究。通过实验获得了存在碎渣堵塞和化学效应影响条件下、燃料组件的阻力变化特性。实验结果表明:在长期冷却再循环初期,地坑过滤器表面碎渣床未形成之前,碎渣穿过地坑过滤器在燃料组件上沉积导致燃料组件压损显著增大;随着地坑过滤器表面碎渣床逐渐形成,过滤器压损逐渐增大,同时燃料组件压损开始逐渐降低;随着地坑介质温度的逐步降低,化学效应影响产生,生成的化学沉淀物在物理碎渣床上沉积导致燃料组件压损进一步增大;在长期冷却再循环后期,燃料组件压损趋于稳定。     

大亚湾核电站换料水箱底板渗漏分析与评估

2006年9月发现大亚湾核电站2号机组换料水箱底板底部有微量水渗出.本工作通过地震分析、应力计算、断裂力学分析,对发现渗漏的大亚湾核电站2号机组换料水箱进行分析与评估.     

苏联对RBMK堆型的若干修改

【英国《国际核工程》1987年3月号第13页报道】自1987年1月原子能机构总于事汉斯·布利克斯参观了切尔诺贝利现场以来,苏联已对RBMK反应堆的更多细节作了修改。主要的变化有下列几方面: ●在任何情况下,从顶部插入的全部控制棒至少要插入90cm;从底部插入的控制棒至少要插入50cm; ●每次插入堆芯的最少控制棒数字已     

13 重离子碰撞复合体系碎化产生超重核可能性的探讨

本文讨论通过重核碰撞形成的复合体系破裂产生超重核的问题。评述两种主要的理论模型，即早期发展的在碎化理论框架下的量子涨落理论和本课题组尝试发展的微观输运理论模型。概括阐述了微观输运理论研究反应^197Au＋^197Au，^238U＋^238U和^244Pu＋^244Pu等的主要结果。这就是反应中产生的超重碎块的几率与入射能的关系，复合体系和超重碎块的衰变机制以及所形成的超重碎块的结合能和形状的分布。     

不同注水方式下混合粒径碎片床冷却特性实验研究

液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用（FCI）后破碎形成颗粒床，对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率，构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床，对不同碎片床强化排热措施（顶部淹没水池、自然循环驱动底部注水、周向进水）下的干涸特性进行了研究，实验中发现：顶部淹没水池条件下，碎片床的中上部率先出现汽泡壅塞区，随后在碎片床中下部出现缺液干涸区；自然循环驱动底部注水条件下，极大改善了碎片床底部的缺液状态，干涸热流密度（DHF）提升2.5倍以上，干涸区域位于碎片床中上部；周向进水方式下，DHF也提升2.5倍以上。     

美国一沸水堆顶部燃料导向装置发现裂纹

【英国《国际核工程》1995年2月号报道】纽约电力公司在其所属的菲茨帕特里克核电站(1套816 MWe沸水堆机组)反应堆压力容器内顶部燃料导向装置上发现了裂纹的迹象。该电力公司在按照美国核管理委员会(NRC)的要求准备对该堆堆芯围筒进行修改时,发现抓住燃料组件顶部的导向装置内有6英寸长的裂纹。     

基于单变量求解方法的华龙一号内置换料水箱过滤器的设计和研究

为了解决华龙一号（HPR1000）事故后安全壳内置换料水箱（IRWST）过滤器设计中的压降求解问题,本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法,通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件,将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件的流通面积这一单组变量,实现了IRWST过滤器的压降求解。结果表明:采用单变量求解方法,可使每个过滤模块的碎渣量和流量相同,通过对IRWST过滤器的压降值计算,可确定IRWST过滤器的初步过滤面积;通过碎渣压降试验对IRWST过滤器的初步过滤面积进行了验证,其结果满足安全系统的设计要求。      

套管底部与顶部联合注水时的再淹没试验

套管再淹没试验表明,单独顶部淹没的冷却效果最差,再湿时间最长;联合注水可加速元件的淹没过程;在总淹没率相同的情况下,联合注水的冷却能力比单独底部淹没也有所提高;当顶部注入冷却水以增加总淹没率时,各个高度上元件的再湿时间都有不同程度的减少。     

管道倾斜角度对超临界CO2管内换热特性的影响

在恒热流加热工况下,对超临界CO₂在不同倾角的微细圆管内混合对流换热进行了数值模拟。采用FLUENT软件分析了不同倾角时管内截面温度、轴向速度、二次流、上母线传热系数、周向壁面温度和Nu_w的变化规律,并引入相对二次流动能定量表示二次流强度。研究发现：倾斜管内顶部流体温度高于底部,周向Nu_w在底部高于顶部,速度分布不是中心对称且其峰值出现在管中心轴线下侧;浮升力引发的二次流先增大后减小,且在靠近入口处达到峰值;倾斜管内上母线温度高于下母线,上母线传热系数在拟临界温度附近达到峰值。通过水平管中浮升力判据,得到了浮升力对对流换热的影响规律。     

基于分子动力学理论界面传质的过冷沸腾汽泡生长特性研究

基于分子动力学理论的准平衡态界面处界面蒸发/冷凝因素,以及汽泡底部微液层传热因素建立综合传热传质相变模型,对窄通道内汽泡过冷流动沸腾条件下的生长情况进行模拟。相变模型体现了汽泡底部微液层蒸发、近壁过热液体传热、汽泡顶部主流冷凝等多方面机制对汽泡生长的影响。模拟结果体现了汽泡底部微液层厚度的变化情况,与实验结果相吻合;微液层蒸发机制在汽泡生长初期对汽泡生长有较大影响,流道壁面效应对汽泡生长有显著影响。     

用颜色表示强度的放射性测量装置

据《原子力工业》1988年34卷6期报道,日本动力堆核燃料开发事业团新开发一种用以测定放射性物质污染分布情况的“污染强度映象装置”。该装置以辐射探测器为扫描对象,根据所得的放射性信息制作放射性物质的分布图象,再将这些图象,合成为电视     

岭澳二期百万千瓦级核电站全厂断电严重事故初步分析

用MELCOR程序对岭澳二期百万千瓦级核电站全厂断电叠加汽动给水泵不能启动严重事故进行（不考虑安全壳缓解措施作用的）具有最大产氢量的分析表明：全厂断电叠加汽动给水泵不能启动的严重事故产生835kg氢气，每台机组在安全壳内安装36台氢气复合器，可使局部的最大氢气浓度〈8．0％，满足氢气浓度〈10％的相关验收准则要求。 当稳压器泄压阀打开到反应堆压力容器失效以后，来自主回路和堆坑的大量蒸汽、空气和汽液共存体首先升到安全壳的顶部，安全壳顶部的氢气浓度低于安全壳中上部的氢气浓度，所以，在安全壳的顶部不会发生氢气爆燃。由于氢气质量比较轻，也不会漫延到安全壳的底部。因此，安全壳中上部的氢气浓度要高于底部和顶部的氢气浓度。安全壳的顶部和下部不安装氢气复合器是安全的。但在反应堆堆坑应适当增加汽（气）体的流动面积，可使堆坑的氢气浓度大大降低。     

格架夹持失效对燃料棒流弹稳定性及漩涡脱落影响的数值研究

流弹稳定性和漩涡脱落是流致振动分析的两个重要机理。由于制造工艺、运输、辐照影响,格架对燃料棒的夹持作用可能失效。以I、II型燃料组件为例,研究了夹持失效对燃料棒固有频率和振型、流弹稳定性以及漩涡脱落的影响。结果表明:刚凸支承失效对固有频率的影响与振型有直接关系,原振幅较大的位置附近刚凸支承失效对固有频率的影响明显。刚凸支承失效对两种型号燃料棒固有频率的影响类似。对于I型组件,燃料棒顶部和底部的流速较大,大小相当,顶部和底部格架的刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值有较大影响。对于II型组件,顶部格架刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值的影响明显。      

压水堆安全壳地坑滤网化学效应WCAP分析方法

针对核电厂地坑滤网安全性能问题,美国核管理委员会(NRC)先后出台了一系列RG1.82"失水事故后长期再循环冷却的水源"管理导则的修订版,用以指导地坑滤网堵塞研究。冷却剂失水事故(LOCA事故)后在安全壳喷淋液和安全壳地坑介质的化学环境会导致安全壳内的各种碎渣中化学元素的溶解,并且随着安全壳地坑介质温度的降低形成沉淀析出,所析出的沉淀会在安全壳地坑滤网表面物理碎渣床上形成二次沉积,从而造成滤网压损性能的进一步恶化,此即为安全壳地坑滤网的化学效应。本文介绍压水堆安全壳地坑滤网化学效应的试验分析方法。     

吸收球停堆系统驱动装置螺栓抗震初步分析

吸收球停堆系统在高温气冷堆中起到相当重要的反应性控制和调节作用。而驱动装置是吸收球停堆系统中控制吸收球下落的关键运动部件。高约5m、呈细长结构的吸收球停堆系统驱动装置通过贮球罐底座与金属堆内构件的上支承板安装面相连。吸收球停堆系统贮球罐和驱动机构均为抗震Ⅰ级设备,故驱动装置连接螺栓的抗震校核计算是非常重要的。在本文中,通过将复杂的驱动装置简化为3段变截面结构,分析结构的超静定问题,对驱动装置内贮球罐底部与顶部的螺栓进行了校核计算。计算结果表明:贮球罐底部与顶部螺栓均在抗拉强度的安全范围内,同时给出了驱动机构薄弱处的支承力。     

压水堆核电站蒸汽发生器二次侧的清洗与检查

介绍了大亚湾核电站蒸汽发生器二次侧所采用的机械清洗方法与视频检查技术。其目的是防止蒸汽发生器中杂质沉积以及管间外来物导致传热管的损害。利用泥渣枪从中间管廊将高压水流射入管束内,使水流机械能粉碎泥渣层,携带着碎渣的水流经外环廊吸出。清洗前的视频检查包括外环廊、中间管廊及其邻近区的清洁度检查和外来物的取出;清洗后     

加固切尔诺贝利“石棺”的工作启动

【欧洲核学会《核新闻网》1999年11月30日报道】罩住切尔诺贝利损毁的4号机组残体的“石棺”顶部大梁的加固维修工作正在进行。第一个具体行动的目标是要提高掩体内的安全性。在国际掩体执行计划(SIP)框架内进行的该项工作,目的是要加固支承“石棺”顶部的1号和2号大梁。基辅建筑施工研究所的专家称,这些是最脆弱的环节。如果不开展这项工作,人们担心面积为3500m2的房顶可能会坍塌,并释放放射性尘埃。乌克兰的UkrEnerhoMontazh公司在切尔诺贝利核电厂和SIP国际项目管理部门的联合招标中中标,赢得了此项大梁维修合同。1994年,法国领导的…     

二连盆地巴彦乌拉铀矿床赛汉组下段煤层与铀成矿关系研究

巴彦乌拉铀矿床是我国发现的第一个古河谷可地浸砂岩型铀矿床,铀矿体产于赛汉组上段古河道砂体中,主要受层间氧化带控制。含矿砂体底部与赛汉组下段顶部煤层直接接触,煤层在变质过程中释放出大量的CH_4、NH_3、H_2S、H_2等煤成气,提供氧化-还原过程中的主体还原介质,形成"气障"效应,减缓了含氧含铀层间水的运移,一定程度上控制了层间氧化带的产出部位和形态。