秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动试验

对秦山核电二期工程反应堆堆内构件在热态功能试验期间的流致振动进行了测量,将测量数据与理论预计的振动值进行比较.结果表明二者符合较好.由此确定了堆内构件在正常工况下的振动强度,并为堆内构件流致振动综合评价提供了依据.本文介绍了该试验的的方法与结果分析,实测结果和理论分析的验证表明,秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动性能完全满足安全要求.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动综合评价

为了保证秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性,对其流致振动行为进行了综合评价.评价内容包括理论分析、比例模型试验研究、现场实测和热态功能试验前后的全面检查.评价结果表明,秦山核电二期工程堆内构件流致振动行为完全满足安全要求.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件模型流致振动试验研究

秦山核电二期工程是我国自行设计的第一个600MW级核电站,有必要进行反应堆堆内构件流致振动试验研究.本文介绍了按相似准则设计的实堆15的堆内构件试验模型,进行流致振动试验采用的试验方法,完成的试验内容以及试验数据的分析和处理.测得了吊篮结构在冷却剂流动冲刷下的脉动压力和各种响应参数.试验结果可用于秦山核电二期工程安全评审,并提供了吊篮流致振动响应计算的载荷谱和实堆振动监测、故障诊断的参考样本.     

秦山核电二期工程1#反应堆堆内构件流致振动现场实测

秦山核电二期工程反应堆堆内构件是以大亚湾核电站为有效原型堆的非原型Ⅱ类,有必要在热态功能试验(HFT)期间进行堆内构件流致振动的有限实测,中国核动力院在国内首次完成了现场实测,获得了实堆吊篮和导向筒结构在冷却剂流动冲刷下的加速度和应变响应,并将实测结果与理论计算值、15模型试验结果进行了比较.结果表明,实测结果与理论计算值、15模型试验结果符合得较好.     

秦山核电二期工程反应堆堆顶设计

秦山核电二期工程是我国首座自主设计的中型核电站.中国核动力研究设计院(NPIC)在吸取过去的设计经验和跟踪国外核电站先进技术的基础上,成功地完成了秦山核电二期工程反应堆堆顶的设计.本文对其设计进行了介绍.秦山二期1号机组的运行实践证明,该反应堆堆顶的设计是合理可行的.     

反应堆堆内构件动态特性试验研究分析

介绍了反应堆试验模型主要部件在空气中和静水中进行的动态特性试验,包括所用的测量系统、试验原理、试验方法和得到的试验结果。并对试验结果进行了分析,说明了试验结果的合理性。     

秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射能量分布计算

运用ＳＮ－ＡＭＣ－ＡＭＣ耦合计算技术完成了秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射泄漏通量分布计算，给出堆坑通道小室内中子、光子通量分布。通过分析比较说明，耦合计算技术是解决大型复杂空腔内粒子输运问题的有效工具 。     

反应堆堆内构件流致振动试验的极值载荷分析

应用极值载荷分布法分析了泰山６００ＭＷ核电站反应堆堆内构件流致振动试验的实例载荷，得出的设计寿命期４０年内，流致振动对堆内构件疲劳寿命的影响可以忽略不计，同时为堆内构件流致振动试验时间的确定，提供了有价值的参考数据。     

秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射通量分布计算

运用ＳＮＡＭＣＡＭＣ耦合计算技术完成了秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射泄漏通量分布计算，给出堆坑通道及小室内中子、光子通量分布。通过分析比较说明，耦合计算技术是解决大型复杂空腔内粒子输运问题的有效工具。     

超临界水冷堆堆内构件选材研究

超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体系的确立、正在开展的候选材料评价工作以及近期取得的成果展开论述。     

西安脉冲堆堆内构件加工制造

西安脉冲堆堆内构件是核反应堆的核心设备，其技术要求高，加工难度大。通过工艺试验和工艺评定，获得了堆内构件加工制造的工艺参数，成功地解决了上、下栅板、铅屏蔽层筒体的加工和LT24铝合金的焊接问题。     

秦山核电二期工程反应堆热工水力设计

简要介绍了秦山核电二期工程反应堆热工水力设计的设计基础和设计方法,反应堆压力容器内压降和旁流计算,燃料组件热工水力设计,以及堆芯功率控制和ＤＮＢＲ限值分析等内容。同时进行了设计验证,验证结果表明,设计计算结果与水力模结果符合良好。     

中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究

堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一.经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等.目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求.     

CAP1000反应堆堆内构件在直接安注下流动传热特性研究

在CAP1000反应堆中,使用了压力容器直接安全注射方式。由于安全注射管嘴和堆内构件的布置方式可能导致堆内构件承受较强的低温水影响,本文研究了吊篮外壁上布置的关键部件的表面温度分布及对流换热能力。使用缩比模型实验测量了堆内构件关键部位在不同安全注射条件下的壁面温度分布和换热系数,使用数值分析获得了堆内构件表面整体温度分布和换热系数。研究得到了辐照监督管顶部等危险区域上几个关键点的壁面温度和换热系数与安全注射条件间的无量纲关联式。      

压水堆核电厂堆内构件制造的质量监督

分析了堆内构件制造工艺中的重点和难点,就如何进行堆内构件制造的质量控制与监督进行了探讨.特别对堆内构件中重要部件的制造过程和堆内构件装配过程中质最控制的重点、难点进行了详细的阐述,给出了堆内构件制造驻厂监造中的主要关注点,同时也给出制造过程质量监督中其他还需要注意的要点,如文件控制、人员控制.     

中国实验快堆堆内构件应力分析与评定

本文是中国实验快堆堆内构件主要部件的应力分析与评定汇总报告.主要构件包括堆内支承结构、堆芯支承结构、堆内热屏蔽等7类设备.堆内各部件采用有限元方法按其特点进行整体分析或部件分析.文章首先建立结构的计算模型,然后,对有限元计算模型进行在自重、流体流动压差、冷却剂流动引起的结构振动和温差载荷条件下的静态分析计算和结构的模态分析以及地震载荷下的动态分析.最后,按规范要求对堆内各结构在承受的各种载荷条件下进行载荷组合与评定.     

压水堆核电厂堆内构件安装加工件控制

对压水堆核电厂反应堆关键设备的堆内构件安装过程的加工件控制所存在的问题进行深入分析,提出堆内构件安装加工件的测量、加工、检查等控制环节的关键要求,归纳总结了堆内构件安装加工件的控制要素,结合笔者的施工经验,分析堆内构件安装加工件的控制关键点,提出了堆内构件安装加工件质量控制和风险防范的措施,对堆内构件安装加工件控制具有指导意义。     

吊篮下挂分体式堆内构件设计研究

通过对模块式多用途小型压水堆（ACP100）结构特点进行分析,提出了一种吊篮下挂的分体式堆内构件,其吊篮组件悬挂于反应堆压力容器中部并由压紧筒组件压紧,该结构具有易于制造安装、冷却剂分流密封效果好、流量分配合理等优点。力学分析、控制棒驱动线综合实验、堆内构件流致振动实验结果表明,该结构具有很好安全性和可靠性,满足ACP100的功能需求。      

防止压水堆核电站堆内构件振动的可靠性措施

阐述了压水堆核电站运行时压水堆本体内部构件处的环境，定性地分析了构件发生振动的原因和危害性，然后从构件的机械设计，机械制造，材料选择，热工，水力设计，计算机控制等方面概略地介绍了防止其振动的可靠性措施。