压水堆核电厂堆芯装料临界安全监督试验

<正>在核燃料组件装入堆芯的过程中,对堆芯必须进行有效地临界安全监督,以确保装料操作过程中,反应堆始终处于次临界状态,确保燃料组件在堆芯的位置和方向与经批准的设计堆芯装载图保持一致,同时避免燃料组件发生机械损伤。1装料前的准备(1)所有电厂系统均已达到堆芯装料所需的状态,装卸料机正常可用;(2)堆芯装载图和堆芯装料程序已经经主管领导和国家核安全局审批通过;(3)一回路硼浓度CB≥2100ppm;     

320MWe核电机组75%功率平台试验前稳定时间优化

为提高秦山核电厂320MWe机组的负荷因子,优化换料后首次启动反应堆物理试验流程,开展了关于缩短75%功率平台功率分布试验前稳定时间的研究。本次研究首先开展了调研及设计交流,在此基础上制定出总体优化方案。再根据机组实际情况,利用设计院堆芯计算程序进行了前期理论分析,模拟计算反应堆在换料后首次启动提升功率至75%功率平台后,稳定不同时间下的各项功率分布特性参数,为后续研究提供理论依据。分析结果表明稳定时间对相关堆芯功率分布特性参数的影响逐渐减小,缩短稳定时间在理论上是可行的。在理论分析的基础上,机组第十四次换料后首次启动75%功率平台开展了一系列功率分布验证试验。最终,试验结果符合技术规格书验收准则要求,符合理论分析结果,且与常规功率分布试验结果的偏差在可接受范围内。因此,缩短320MWe机组75%功率平台功率分布试验前稳定时间是完全合理可行的。     

秦山核电二期长燃料循环主泵卡轴事故分析

实施长燃料循环管理可为核电厂运行带来可观的经济效益,但会降低某些安全裕量,需要进行事故分析以确保在提高经济性的同时安全性仍有保障。以秦山核电二期长燃料循环论证项目主泵卡轴事故为分析对象,首先结合工程实践确定了适用于本项目的事故分析验收准则,然后遵照确定论安全分析方法原则,使用先进的安全分析计算机程序对卡轴事故进行分析研究,证明其满足安全要求,为长燃料循环管理的实施提供技术支撑。     

基于FLUENT软件耦合点堆中子动力学模型的行波堆热工水力分析

行波堆是一种能够实现自持增殖和燃耗革新概念的先进反应堆系统。根据泰拉能源公司最新设计的钠冷行波堆泰拉能源一号的具体参数,建立泰拉能源一号1/6堆芯物理模型,利用FLUENT软件的用户接口(UDF/UDS),开发点堆中子动力模型的计算程序和模块,用于计算堆芯的功率;利用FLUENT软件中的多孔介质模型模拟堆芯三维流场;再将两者耦合起来进行计算,研究行波堆的物理热工耦合和安全特性。进行稳态运行工况计算和反应性引入事故瞬态计算,计算结果表明:稳态的计算结果与设计值吻合得比较好;根据瞬态计算结果,在设计的反应性引入事故瞬态工况下,如果不启用停堆保护系统,泰拉能源一号也是安全的。     

长管棚技术在新鼓山隧道浅埋下穿高速公路的应用

文章介绍了下穿段洞内超前长管棚的设计及施工要点,通过选择合理的管棚设计参数及施工方案,因地制宜的施工方法,充分发挥了管棚的控制沉降作用,确保隧道施工安全与进度。     

HFETR低浓化堆芯Co60同位素生产优化研究

高通量工程试验堆(HFETR)从第72-2炉开始, HFETR从高浓铀燃料向低浓铀燃料转换,至第74-1炉起堆芯全部顺利地转换为低浓铀燃料元件。本文将对HFETR的堆芯布置进行研究,探讨HFETR低浓元件堆芯生产同位素的堆芯装载优化模式。结果表明:HFETR堆芯元件装载采用低泄漏即"内→外"装载方式,提棒方式采用先提中心棒后提外围棒, Co60同位素靶同位素生产转换比最高,是目前HFETR Co60同位素靶同位素生产的最佳方案。     

IRWST非能动排气盖流量性能试验及数值模拟

安全壳内置换料水箱(IRWST)为第三代AP系列核电技术非能动堆芯冷却系统的核级关键设备之一。安装在CA03结构模块的IRWST排气盖的功能效果将直接影响事故工况下的IRWST有效性。IRWST排气盖非能动地在一定压差下达到一定流量是其关键指标。论文将通过排气盖样机试验和流场模拟对比分析排气盖的压差和流量性能。     

渠道型水处理构筑物设计分析

水处理构筑物设计中,合理选择、正确使用设计参数是保证构筑物安全适用、经济合理的基础。运用合流制排水系统的算例,分析格栅和沉砂池设计中相关参数选择与确定的依据及其对构筑物设计结果的影响,通过校核不同工况,提出设计中应系统、全面地对待参数的选择,正确认识参数间相关性,避免设计失真。     

自循环多功能工业事故水塔的设计

事故水塔常用于工业循环冷却水系统的安全供水。根据不同的循环水用户和不同的循环水水质一般需要设置多个事故水塔,造成工程投资的上涨并给水塔的运行维护工作带来不便。另外,事故水塔内的水不参加整个循环水处理流程,时间一长水质也难以得到保证。为此对事故水塔的设计进行了分析和探讨,提出了自循环多功能工业事故水塔的设计方法,可为实际工程提供借鉴。     

基于坐标平移法对压水堆核电厂堆芯慢速区修正

在压水堆核电厂换料大修前必须对装卸料机大车、小车在装卸料期间的安全边界进行验证,尤其是在堆芯区域。原始的边界区域信息是按照电厂提供的建造图纸提供的数据得来的,与实际的数据会有差别,需要根据现场实际测量的数据进行修正。在电厂的实际工作中,已经采用了基于坐标平移法对堆芯边界进行修正的方式,此方法能够降低装卸料机在堆芯磕碰导向柱的风险。基于坐标平移法对压水堆机组堆芯边界进行修正是一种有效方式。