首页 | 本学科首页   官方微博 | 高级检索  
相似文献
 共查询到20条相似文献,搜索用时 31 毫秒
1.
4在燃料组件内鉴别破损的燃料棒 一旦某束燃料组件用上述方法己判定为破损组件,如果条件不具备可将其放入专门容器贮存。在正常情况下就要从这束燃料组件中找出破损的燃料棒,然后抽出换上新棒。鉴别破损燃料棒的第一项技术就是外观检查超声检验。  相似文献   

2.
在核电厂正常运行过程中,由于一回路杂物的存在或燃料操作失误,出现了少量燃料棒损伤的情况,通过采用哑棒替换损伤燃料棒可修复损伤燃料组件并回堆使用,可避免降低核电厂运行经济性。本文通过模拟采用不锈钢和锆合金哑棒替换破损燃料棒对燃料组件进行修复,分析修复后燃料组件中子学特性及修复燃料组件对堆芯运行核特性参数的影响机理,评估采用哑棒修复燃料组件并回堆使用对堆芯运行安全的影响,对采用哑棒修复燃料组件建立了完整的核设计分析方法和流程。该方法对采用哑棒修复燃料组件的核设计分析具有广泛的适用性,对采用修复燃料组件的堆芯换料设计具有实际的指导意义。该分析方法和流程的建立在国内反应堆物理分析领域尚属首次,目前该技术已应用于恰希玛一期核电厂堆芯换料设计的工程实践。  相似文献   

3.
本文简介反应堆破损燃料元件的监测、定位和处理;反应堆运行时的监测与定位;换料时或换料后的监测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;破损燃料棒拆出后的监测与定位;燃料组件的监测、拆卸和修复等方面在国际上的研究开发现状。  相似文献   

4.
破损燃料组件热室检查技术研究   总被引:1,自引:1,他引:0       下载免费PDF全文
燃料组件破损直接影响了反应堆的安全运行,分析燃料组件破损原因是燃料组件研发改进的重要环节。通过破损燃料组件水下解体、破口位置定位、破口试样取样等关键技术的研究,建立了破损燃料组件热室检查方法。研究结果表明,该技术路线合理,检查方法可行,为热室条件下开展燃料元件破损检查提供了技术途径。?   相似文献   

5.
《核动力工程》2017,(6):175-179
通过对燃料组件进行设计、制造、运行、辐照后检查多方面的分析,提出当前保障燃料安全运行体系改进的方向,特别提出加强燃料组件拆卸检查、池边检查、热室分析的建议。对于自主化燃料组件,从燃料棒下端部防止磨蚀、改进防异物设计、增强组件结构强度等方面提出了相关建议。  相似文献   

6.
文章涉及3×3-2可拆卸组件和相应热室检验装置的设计及热室内组件的远距离再组装和拆卸;组件检验及平均燃耗(以金属铀计,全文同)为30.9 GW*d/t和6.5 GW*d/t燃料棒的非破坏性检验和破坏性检验;室温和高温下的燃料棒检漏.主要结果是可拆卸组件及相应热室检验装置的设计合理,热室内远距离操作可行;经堆内考验后组件结构完整,但格架辐照弹簧松弛量较大;燃料棒性能完好,环脊明显,棒径减小显著;采用多种方法检漏,未发现破损的燃料棒.  相似文献   

7.
根据AP1000燃料组件结构特点,分析认为燃料组件中锆屑(锆细丝及锆屑积瘤)产生的原因是燃料棒在拉棒过程中,燃料棒与格架中的格架弹簧、刚凸相互挤压刮擦燃料棒产生的。锆细丝或锆屑积瘤如果在燃料组件入堆前无法清除干净,这些锆细丝或锆屑积瘤存留在燃料组件上,燃料组件在堆内运行过程中,由于冷却剂的高速横流使燃料棒过分振动可能造成锆屑磨蚀燃料棒,导致燃料棒破损。针对燃料棒拉棒产生的锆屑,调研了国内外减少拉棒过程中锆屑的产生和处理措施,提出了解决方案建议。  相似文献   

8.
邓浚献  邓峰 《核安全》2010,(4):47-57
水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括:反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。  相似文献   

9.
邓浚献  邓峰 《核安全》2009,(4):47-57
水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括:反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。  相似文献   

10.
何明智 《中国核电》2009,(4):354-362
本文介绍秦山第二核电厂(QSⅡ)使用的AFA2G/AFA3G17×17型燃料组件的制造质量控制、换料大修燃料管理、已辐照燃料组件检查、运行燃料组件完整性跟踪、乏燃料贮存等燃料组件运行经验。秦山第二核电厂通过一系列严格的燃料管理和遵循运行技术规格书运行燃料组件,到目前为止,已经入堆运行的600组燃料组件没有一组发生破损,一直保持“零破损堆芯”的良好业绩。  相似文献   

11.
WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析   总被引:1,自引:0,他引:1  
姚进国 《核动力工程》2006,27(Z1):43-46
本文根据WWER-1000反应堆的设计特点及其运行实践,阐述了WWER-1000燃料组件的设计特点,并与西方压水堆燃料组件进行了相应的比较.重点分析论述了WWER-1000反应堆燃料棒弯曲的特点,以及在热工水力和燃料组件设计中是如何考虑棒弯曲效应的,进行了燃料棒弯曲对临界热流密度影响实验的研究.结果表明:WWER-1000燃料组件在整个运行寿期内的性能是可以保证的.  相似文献   

12.
燃料组件是核电站核反应堆的关键设备之一,涉及燃料组件的维修特别是乏燃料组件破损棒更换维修属于高风险作业。本文主要针对乏燃料组件燃料棒更换装置的核心零件燃料棒抓爪的结构进行研究,通过结构力学分析得到抓爪较优壁厚数值,然后通过有限元计算抓爪的强度固化结构参数,最终进行抓爪试制,并通过抓爪试验台模拟抓爪的实际工况对抓爪进行性能测定,确保抓爪满足使用要求。  相似文献   

13.
本文主要介绍70年代以来国外压水堆电站燃料元件破损定位探测技术的新发展。利用无损检洲技术(如超声探伤、 发射技术、红外测温等)来定位检测破损燃料元件棒,以实现不解体燃料组件而更换掉组件中破损元件棒,然后将未达燃耗的燃料组件再重新入堆。  相似文献   

14.
《核动力工程》2015,(5):136-139
燃料组件弯曲变形可能导致装卸料困难、控制棒不能完全下插;燃料组件间的微动磨蚀可能会造成元件棒破损和核燃料泄漏,这些都直接影响核电厂的安全运行和经济性。针对压水堆燃料组件研发中的组件弯曲变形、组件微动磨蚀、组件结构完整性分析等几类典型力学问题的关键因素和解决办法进行了综述和展望。  相似文献   

15.
燃料组件修复装置的设计   总被引:1,自引:0,他引:1  
核电站反应堆燃料组件修复装置包括燃料棒更换装置、燃料棒定位小车和燃料篮倾翻装置3套设备。燃料篮倾翻装置能实现待检修燃料组件翻转的功能;燃料棒更换装置在燃料棒定位小车上能进行3个方向的移动,对准工位后对单根燃料棒进行检修。  相似文献   

16.
为了确保试验燃料组件的辐照安全,需确定流经燃料棒冷却剂的流速,验证燃料辐照装置的设计能否满足试验要求。实际的辐照装置因条件限制不带流量测量仪表,所以,对燃料组件进行堆外、堆内水力试验,并根据测量结果对流经辐照装置的冷却剂流量进行推算。  相似文献   

17.
反应堆运行期间燃料包壳时常会发生破损,当燃料组件发生破损后,核电厂通常会在换料过程中使用在线啜吸装置对每个燃料组件进行啜吸试验,通过裂变产物分析确定被测组件是否发生破损,然而受核岛内过强的辐射环境干扰影响,传统单一β或单γ粒子检测设备的检测结果时有误判或漏判发生。本文设计了一种基于β-γ符合法测量技术的在线啜吸检测装置,装置含有β和γ粒子探测器,并构建了β-γ符合检测通道,融合了现有β、γ破损判断技术,同时增加了基于β-γ符合判断的结果。相关应用结果表明:在核岛内较强辐射干扰下,本系统符合测量本底计数率可达到0.04 s-1,装置对133Xe最小可探测活度(MDA)达23.7 Bq,检测灵敏度优于单一β粒子或γ粒子检测模式;3种判断模式的应用大幅提升了破损判断结果的可靠性。该装置可以替代现有单一粒子检测模式的在线啜吸检测装置应用于核电厂开展相关检测工作。  相似文献   

18.
秦山三期两台机组投入运行以来,陆续出现了燃料破损,为了保证反应堆安全稳定运行,进一步减少裂变产物向一回路的释放,将燃料破损率减少到最小程度,需要将两只破损的燃料棒束运输到中国原子能科学研究院进行破损燃料热室检验和分析。  相似文献   

19.
破损燃料组件修复后再次入堆使用是必须进行安全评估,以确保核安全。本文以采用AFA3G燃料组件的CPR1000机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的核物理和功率分布进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换一根燃料棒对燃料组件反应性的影响很小,该影响可以忽略。更换不锈钢棒的数量越大,燃料组件反应性变化幅度越大。随着燃耗的加深,燃料组件反应性变化幅度也增大。修复的燃料组件虽然在换棒位置局部区域发生功率畸变,相对功率略微的升高,但离换棒位置较远的燃料棒的相对功率没有变化,换棒不会导致组件内功率峰发生象限的偏移。  相似文献   

20.
压水堆核电厂燃料元件破损诊断方法   总被引:9,自引:4,他引:5  
在核电厂运行管理中, 如果在停堆前知道燃料棒的性能和状态,采用合适的燃料检测管理策略,可减少反应堆的停运时间.本文以燃料元件破损后裂变产物向冷却剂释放的理论为基础,开发了一种通过分析反应堆冷却剂中裂变产物放射性活度估算破损燃料元件的数量、破损尺寸和位置的方法.用大亚湾核电站1号机组第2循环的运行跟踪数据对U1C2燃料组件进行了破损诊断.结果表明,诊断结果与停堆后的实测结果基本吻合.  相似文献   

设为首页 | 免责声明 | 关于勤云 | 加入收藏

Copyright©北京勤云科技发展有限公司  京ICP备09084417号