欧洲会建造西屋公司的非能动反应堆吗？

在美国西屋公司的创议下,欧洲8家电力公司的代表1993年12月1日在布鲁塞尔聚会,共同探讨欧洲非能动安全反应堆的前景问题。8家电力公司的代表来自比利时、意大利、荷兰、西班牙和英国。法国没有派代表出席。此外还有其它一些电力公司的代表也应邀参加了会议。 一些代表认为这次讨论是非常初步的。尽管目标是2000年之后使欧洲非能动安全反应堆实现商业化,但它可能给当今个别国     

CARR堆反应堆厂房通风系统设计

参考规范要求及德国FRMⅡ反应堆的设计经验,并根据各房间的污染程度和人员停留情况,经辐射防护计算,综合确定了反应堆厂房各工艺间通风换气次数.厂房通风系统采用了直流式,系统按层划分,每层设一套通风及空气净化系统.在穿过操作大厅密封边界的通风管道上冗余设置密闭式快速隔离阀,保证在厂房密封性试验压力(12.5kPa)作用下其内外泄漏率均为0,以确保在反应堆事故工况下,放射性物质不致通过通风系统贯穿件泄漏到外部空间.系统设计采用了钢制直连式(或联轴器)风机以及不锈钢整体式空气净化装置.     

非能动余热排出换热器优化设计研究

以CFX为工具,对AP1000非能动余热排出换热器的管束结构进行改进,分析了管束结构对非能动余热排出换热器性能的影响。研究结果表明,在单相自然对流和轻度沸腾区,管束三角形排布时的换热系数明显优于现有设计,换热能力随着节距的减小而增强。为确保饱和沸腾区的换热性能,便于饱和沸腾区气泡自加热面的逸离,节距应不小于1.5do。     

CARR堆反应堆厂房结构分析与密封设计

CARR厂房为典型短周期结构,是由不同结构形式和不同材料结构单元构成的复杂结构体系.部分结构整体内力分析采用Algor程序,厂房结构局部应力分析采用ANSYS程序,预应力混凝土结构计算采用PREC程序.分析计算表明,结构的最大位移发生在侧墙的中部,打压状态下的位移量约为2.28mm.应力较大的部位发生在顶板与侧墙、侧墙与楼板交接部位及两面侧墙的交角处,最大应力为2.7MPa.大梁计算挠度为13.5mm,反拱值为7.5mm,预应力度为0.745.为了控制钢筋混凝土构件的裂缝,屋面部分采用预应力混凝土结构.选用环氧树脂加玻璃布涂装衬里为密封厂房的内衬方案.     

非能动核电站主给水丧失事故仿真研究

AP1000非能动安全系统是一种新型的安全系统,无论从原理上还是系统布置上均与第2代核电站有区别,AP1000目前尚未实际运行,所以,其设计原理还需进一步深入地论证和分析。本文应用JTopmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)系统进行仿真,验证在主给水丧失事故条件下PRHRS、CMT系统运行的可行性和应急堆芯冷却的有效性。结果表明:在事故条件下,PRHRS、CMT系统能够及时、有效地排出堆芯衰变热,保证堆芯的安全。此结论对AP1000电站的实际运行有一定的参考作用。     

AP1000的非能动安全系统

【英国《核未来》2005年第5/6期报道】1999年12月美国核管会(NRC)向AP600颁发了设计证书,它是惟一获得西方和亚洲国家许可的采用非能动安全技术的核反应堆设计。2004年9月AP1000获得最终设计批准书,预期将在2005年12月拿到设计证书时完全获得许可。AP600能够满足美国电力部门的要求,包括成本目标,但是西屋公司(Westinghouse)承认AP600的估计成本为4.1～4.6美分/kWh,无法在美国市场上竞争,因此公司开始研发AP1000。该设计将规模经济应用于非能动安全机组上,将成本降至大约3.0～3.5美分/kWh,从而使AP1000成为未来核复兴的一种理想选择…     

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。     

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”国家科技重大专项课题“CAP1400数值反应堆关键技术研究”的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin by pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理 热工 燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。     

WER-1000型反应堆停堆及临界模式优化研究

在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一.VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化.笔者对影响停堆及临界操作的重要因素,即控制棒和硼酸浓度的配置进行定性和定量的分析,得出优化的一般步骤和基本原则,并对3个案例实施了优化.     

金属反射型保温系统在AP1000反应堆压力容器的应用

金属反射型保温能够有效抑制辐射传热、对流传热以及导热。它具有抗辐照能力强、耐腐蚀性能好、不容易变形,使用、更换和维修时不容易产生碎屑的特点。文章从结构、设计及安装三个方面介绍AP1000反应堆压力容器金属反射型保温的独特优点,最后总结归纳这种保温结构设计的优点。     

WWER型核电机组反应堆停堆保护系统设计优化与改造

在进行核电机组反应堆停堆保护系统定期试验时,需依次将停堆断路器实体断开,此类定期试验风险较大,国内外运行的核电机组多次发生在反应堆停堆保护系统定期试验过程中由于设备故障导致非计划停堆的事件,造成了较大的经济损失.论文介绍了某WWER核电机组反应堆停堆保护系统设计优化方案及改造的实践成果.     

CARR堆反应堆厂房土壤-结构相互作用与楼层反应谱分析

土壤-结构动力相互作用(SSI)分析及楼层反应谱(FRS)计算是中国先进研究堆(CARR)工程抗震设计的重要环节.本文采用直接法,通过建立二维土壤-结构共同工作计算模型,并分3个方向进行地震动输入,考虑土壤-结构相互作用对反应堆厂房地震反应进行分析,计算出厂房基础部位和各楼层在不同工况下的地震反应及楼层反应谱.     

三维基底隔震反应堆厂房的隔震效果研究

为了研究三维基底隔震技术在核电站中的应用,基于组合式碟形弹簧支座(CDSB)具有可根据其承载力和刚度需求灵活调整的优点,设计了4种不同组合形式的CDSB,分别与铅芯叠层橡胶支座串联组成4种不同竖向刚度的三维组合式隔震支座(3D-CIB),首次将其应用于反应堆厂房,隔离反应堆厂房筏基底部的水平向和竖向地震动输入,并对比研究不同竖向刚度的3D-CIB对其三维隔震效果的影响。结果表明：与非隔震结构相比,3D-CIB能够有效地减小水平向和竖向的楼层反应谱和加速度响应;3D-CIB的水平向隔震效果受竖向刚度的影响较小,3D-CIB的竖向刚度越小,其竖向隔震效果越好,但同时会相应增大反应堆厂房的水平向和竖向位移响应,其中包括摆动效应;引入摆动率的概念,定量分析了摆动效应,3D-CIB竖向刚度的降低会明显增大摆动效应,在设计中不容忽视,3D-CIB竖向刚度的设计应权衡其隔震效果与位移响应;此外,在地震过程中3D-CIB均处于受压状态,反应堆厂房不存在倾覆的风险。三维隔震效果研究为将来3D-CIB应用于工程实践提供了技术基础。     

典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点.本文结合压力容器式超临界水堆 CSR1000 的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000 反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统.将这套非能...     

反应堆启动反应性添加程序优化研究

根据实际启动经验,运用RETRAN-02系统瞬态分析程序,就反应堆在启动过程中的反应性添加程序进行了分析、计算,提出通过合理的反应性添加程序可适当缩短等待时间,加大每次反应性的添加量,减少提棒次数。这样既可保证大盲区启动过程的安全,又有很高的效率,减轻了操作人员的工作强度,缩短了启动时间。对今后制定反应堆启动的反应性添加程序、安全实施启动有一定的参考作用。     

汽轮机跳闸反应堆不停堆试验瞬态分析与设计优化

田湾核电站一期工程2台机组在调试期间共进行了8次汽轮机跳闸反应堆不停堆试验,由于首次采用混合式2号低压加热器及全数字化仪控系统,试验阶段发现了一些问题并进行了设计优化。本文重点介绍了田湾核电站1号机组100%FP功率平台的汽轮机跳闸反应堆不停堆试验情况,包括试验目的,验收准则和试验的实施;详细分析了试验过程中瞬态现象及调节系统的响应情况;综合分析了1、2号机组历次停机试验发现的问题及设计优化方案。     

自然循环反应堆流量分配优化研究

由于自然循环反应堆一回路产生的驱动力有限,回路循环总流量较小,因此堆芯流量分配设计与优化非常重要。合理的堆芯流量分配不仅能满足热工安全要求,还能直接提高堆芯的性能。基于以上原因,本文对自然循环反应堆流量分配优化问题进行了初步研究,对闭式并联通道,采用一维流动传热模型,建立了入口阻力系数优化初值求解模型并设计了精确解搜索算法,并耦合堆芯热工分析程序COBRA编写了相应的堆芯流量分配优化程序。选择一自然循环反应堆算例,采用该程序对堆芯寿期内的流量分配优化进行了计算和分析。结果表明,将各典型寿期节点流量分配优化得到的入口阻力优化设置方案取平均值,可获得相对整个循环寿期达到较好优化效果的入口阻力设置方案。针对取平均值这种人工设计方法难以获得全局最优解的缺点,参考现代优化计算方法,提出了一种自动实现循环寿期内流量分配最优化的方法。     

华龙一号反应堆堆腔注水冷却系统设计与安全特性研究

华龙一号反应堆采用堆腔注水冷却系统作为严重亊故的关键缓解措施,通过压力容器外部冷却实现熔融物压力容器内滞留(IVR)。针对系统的安全特性开展了深入的研究论证,包括严重亊故序列分析、熔融物失效迁移行为研究、临界热流密度(CHF)试验以及基于CISER程序的热工有效性论证。结果表明,华龙一号堆腔注水冷却系统(CIS)具有足够安全裕量,在严重亊故下可保证压力容器的完整性。     

AP1000核电机组屏蔽厂房层间隔震结构及其抗震性能研究

针对AP1000核电机组屏蔽厂房的结构特点,建立了结构参数优化模型,通过修改屏蔽厂房各部分之间的连接方式,构建了该屏蔽厂房的层间隔震新型结构。与传统屏蔽厂房结构、基础隔震结构等模型比较,表明了本新型结构的减震机理不同,并验证了本新型结构具有显著的减震效果、稳定的抗震鲁棒性和良好的场地适用性。      

基于SuperMC的船用反应堆辐射屏蔽结构优化研究

船用反应堆辐射屏蔽结构的重量严重影响着船舶的机动性,如何在现有屏蔽空间内进行屏蔽设计以减少屏蔽体的重量,对船舶机动性能提高有着重要意义。本文基于中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC中的智能核设计模块对固定屏蔽空间的屏蔽优化问题开展了研究,采用“萨瓦娜”号反应堆模型进行了屏蔽优化计算。结果表明,优化方案相比于原始设计方案屏蔽体重量大幅度减小,该方法为指导船用反应堆辐射屏蔽的材料选择与屏蔽体布局提供了新的技术手段。