浮动式核电站装卸料平台高精度定位技术研究

针对浮动式核电站装卸料过程,对浮动式核电站装卸料平台的定位精度进行数学建模,对影响定位精度的各个环节进行详细的分析。在此基础上,提出一种开环结合闭环式修整高精度定位技术,以大大提高装卸料平台的定位精度,满足浮动式核电站装卸料平台高精度定位要求。     

装卸料机外套筒加工技术探讨

装卸料机是核电站装卸反应堆核燃料的关键设备,承担着燃料组件在堆芯的装卸、倒运、转换工作.随着核电行业的发展,其应用越来越多.而外套筒又是装卸料机关键部件,由于燃料组件在运输过程中整体位于外套筒内,所以其制造精度要求极高.经过对多套该设备的制造实践,总结出了一套可行的制造工艺,充分利用现有的机床加工能力自制各种的实用工装...     

装卸料机抓具无法脱扣故障分析及应对措施

燃料组件抓具驱动回路是核电厂装卸料机的核心部分,其可靠性对于燃料组件装卸工作的安全稳定进行具有重要意义。秦山第二核电厂1#、2#机组装卸料机自投运以来发生了多次抓具无法脱扣的故障,对反应堆大修装卸料工作产生了一定的影响。以装卸料机燃料组件抓具驱动回路为研究对象,结合抓具无法脱扣的故障现象,对驱动气缸、气路系统和抓具本体等关键部件出现的缺陷进行原因分析,介绍了抓具无法脱扣的故障排查方法,提出了针对性的应对措施。     

无动力源重力式液压抓取机构的设计与实验研究

介绍了在低温核供热反应堆中装卸燃料组件用的一种新颖无动力源抓取机构,论述了它的工作原理、结构特点、参数设计及其明显的优点。实验结果表明,该机构结构简单,操作方便可靠,可推广应用于其它轻水型反应堆的装卸料操作。     

无动力源重力式液压抓取机构的设计与实验研究

介绍了在低温核供热反应堆中装卸燃料组件用的一种新颖无动力源抓取机构,论述了它的工作原理、结构特点、参数设计及其明显的优点。实验结果表明,该机构结构简单,操作方便可靠,可推广应用于其它轻水型反应堆的装卸料操作。     

压水堆燃料组件弯曲变形机理及规避措施

燃料组件弯曲过大可带来装卸料困难、控制棒不能完全下插、燃料组件破损、象限功率倾斜等问题,避免燃料组件弯曲过大对压水堆核电站的安全运行有重要的意义.本文介绍了燃料组件弯曲的现象及影响,归纳分析了燃料组件弯曲的影响因素、机理及规避措施.     

反应堆热工物理耦合反馈变量敏感性分析

在反应堆设计计算中,堆芯热工水力和堆芯物理的耦合十分重要。本文以秦山二期核电站反应堆堆芯作为研究对象,使用栅元计算程序CASMO4E对各类型的组件进行均匀化参数的计算;完成热工物理耦合反馈变量的敏感性分析;采用两种方法生成耦合需要的截面库,并对其进行误差分析。     

海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件结构安全分析

针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题,结合水动力学和结构力学,考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态,以及海洋环境下船体随机运动响应的影响,对燃料组件的结构载荷进行计算,从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全,并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例,首先对平台进行时域计算,得到船体重心的六自由度运动时历曲线,然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆,实现对反应堆随船体运动的数值模拟,进而对燃料组件的应力、应变最大值进行求解。结果表明,与船体静止状态下相比,燃料组件的应力、应变最大值在船体运动状态下明显增大,说明在对浮动核电站堆内燃料组件进行结构安全分析时必须考虑海洋环境下船体的随机运动响应。     

海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件结构安全分析

针对海洋环境下浮动核电站堆内燃料组件的结构安全问题,结合水动力学和结构力学,考虑燃料组件在堆内作业和海上换料两种状态,以及海洋环境下船体随机运动响应的影响,对燃料组件的结构载荷进行计算,从而校核燃料组件在堆内作业时的结构安全,并为实施海上换料作业的可行性提供理论依据。以海洋核动力平台为例,首先对平台进行时域计算,得到船体重心的六自由度运动时历曲线,然后采用远程位移方法将船体运动传递到反应堆,实现对反应堆随船体运动的数值模拟,进而对燃料组件的应力、应变最大值进行求解。结果表明,与船体静止状态下相比,燃料组件的应力、应变最大值在船体运动状态下明显增大,说明在对浮动核电站堆内燃料组件进行结构安全分析时必须考虑海洋环境下船体的随机运动响应。     

装卸料机内套筒运行垂直度调整技术

装卸料机(RFM)是核电厂执行堆芯燃料装卸的主要设备,其内套筒运行垂直度直接影响到燃料组件操作的安全。通过对某电厂装卸料机的调试执行分析,结果证明:内套筒运行垂直度可以利用激光发射/接收装置来精确测量;通过提高外套筒安装垂直度、内/外套筒同心度以及精确调整内/外套筒导向轮间隙,可以显著提高内套筒运行垂直度,从而降低燃料组件损伤事故的发生。     

海上浮动堆燃料组件进入堆芯仿真分析

与陆上核电厂不同,海上浮动堆换料操作会受海浪环境的影响,因此对换料操作工艺和设备提出了新要求。本文选取海洋核动力平台的海上换料方案,对燃料组件在摇摆工况进入堆芯过程进行了仿真分析。分析结果表明,引入万向节的燃料组件进入堆芯过程中,燃料组件满足强度设计要求。      

浮动核电厂反应堆供电系统分析

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连,为提高浮动核电厂的安全系数,需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点,分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置,对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明,优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优,且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。      

浮动核电厂反应堆供电系统分析

The safety of the floating nuclear power plant is closely related to the merits of the reactor power supply system. In order to improve the safety factor of floating nuclear power plant, it is necessary to analyze the reactor power supply system. In this paper, the configuration of the reactor power supply system of the floating nuclear power plant is analyzed, and the auxiliary power system and nuclear emergency power system under two schemes are compared. The results show that the optimized scheme 2 is better than scheme 1 in reliability and safety, and scheme 2 is more economical. The optimization scheme proposed in this paper can provide a direction for the design of the reactor power supply system of the subsequent nuclear powered ships and has a strong reference significance.     

压水堆核电站生产放射性同位素堆芯设计研究

对压水堆核电站生产放射性同位素进行了堆芯设计研究。采用钴棒替换阻流塞棒方案,对传统的压水堆阻流塞组件进行改进,在改进后的阻流塞组件压紧部件下对称悬挂24根钴棒,在确保反应堆安全的前提下生产放射性同位素。本文对钴芯块、钴棒节和钴靶件组件的设计进行了详细介绍,分析了钴靶件组件的特性及其对堆芯装载方案设计的影响。结果表明：用压水堆生产钴的放射性同位素在堆芯设计上可行,堆芯各项安全参数满足限值要求,生产的放射源可为核电站带来良好的经济收益。     

CNP600机组替代二次中子源装料及无源临界

二次中子源组件是压水堆传统装料和临界中常用的相关组件,但是秦山第二核电厂(简称"秦二厂")1号机组所使用的二次中子源组件接近使用寿命,继续使用存在破损或失效风险,为此决定在秦二厂1号机组第14循环实施替代二次中子源项目.经过理论论证与试验验证,表明使用具有一定燃耗深度的燃料组件可以替代二次中子源的作用.随后秦二厂在制定...     

大型先进压水堆核电站堆芯装载方案设想

核电站堆芯装载方案是反应堆堆芯设计的重要基础,它首先必须满足核安全的要求,同时还要尽可能地提高经济性。通过分析国内、外百万千瓦级核电站的堆芯装载,对反应堆输出功率、燃料组件数、堆芯平均线功率密度进行比较,给出我国大型先进压水堆核电站示范工程反应堆堆芯装载方案的设想,为技术决策提供参考。     

浮动核电站堆舱舷侧与底部辐射分区研究

浮动核电站是驻泊在海上的核动力电厂,主要辐射源集中在堆舱区域。堆舱内部是包容反应堆及一回路系统等辐射源的船舶舱室,堆舱外包括舷侧和船底两大区域。堆舱内部的辐射分区与陆上核电站相似,而堆舱外区域则需要重新考虑,导致在浮动核电站在辐射分区标准选择方面,堆舱内可参考陆上核电站设计方法,但堆舱外区域则缺乏参考标准。本文给出了浮动核电站辐射分区的总体特征,重点研究了影响浮动核电站堆舱外区域辐射分区的制约因素,给出了堆舱舷侧与底部分区设计的解决方案,兼顾了辐射安全、较高辐射区管理成本和经济成本要求,可供工程人员设计参考。     

CPWR640堆芯核设计

中国６００ＭＷ核电机组ＣＰＷＲ６４０先进反应堆的特点是采用先进燃料组件,低功率密度堆芯,长循环低泄漏燃料管理方式,由钆可燃毒物补偿堆芯后备反应性,本文介绍了ＣＰＷＲ６４０反应堆的核设计准则,堆芯特性与主要参数,并给出了堆芯核设计的主要计算机程序,计算结果及分析。