蒸汽发生器管子完整性的审批基础以及近期运行经验

压水堆（PWR）蒸汽发牛器薄壁管的总传热面积超过50％的反应堆冷却剂压力边界（RCPB）。在正常运行和事故条件下,这些管子的完整性很重要。这是因为一旦这些管子损坏（泄漏或断裂）则会造成放射性裂变产物泄漏到环境中,如果损坏是由于失水事故（LOCA）或主蒸汽管道破裂所致,则会使系统响应复杂化。 简要介绍了为管理蒸汽发生器运行、保证满足反应堆冷却剂压力边界完整性而专门开发的各种管理要求。还介绍了各种形式的管子降质和核管会（NRC）涉及这方面蒸汽发生器的近期运行经验。论述的管子降质形式包括：管子与堵头一次侧水应力腐蚀（PWSCC）、管子外表面晶间腐蚀（IGA）／应力腐蚀（SCC）、微振磨损／机械磨损、高周疲劳。还讨论了近期已知的有关安全停堆地震（SSE）和假设的LOCA载荷的联合作用下管子倒塌的有关问题。最后,简要介绍了美国蒸汽发生器更换的情况。     

蒸汽发生器管子降质机理对安全的意义

蒸汽发生器（SG）管柬是反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的一部分。这也就意味着必须保持管束的完整性。然而，运行经验表明：蒸汽发生器管子会出现各种降质。这些管子降质可能导致SG管泄漏或破裂，进而通过蒸汽发生器使一回路系统的冷却剂损失，由此提供了直接通向一回路系统外部环境的途径。本文将介绍和分析几种主要SG管子的降质，从而评估这些降质在SG管子完整性方面的安全意义。     

CARR导流箱设计

CARR导流箱（见图1）是堆本体的重要组成部件。导流箱作为CARR分配主冷却剂容器，既是反应堆系统压力边界的一部分，又是堆芯容器自然循环冷却系统的组成部件；并为反应堆内的冷却剂入口总管、垂直孔道、2根停堆安全棒、堆芯容器、自然循环瓣阀等设备提供支撑定位。     

具有不凝气体的非平衡稳压器模型的开发

1前言 许多国家都开发了用于小规模的电力生产、区域供热和海水淡化的小型和中型反应堆（SMR）。LAEA在开发具有高度安全性特征的小规模电站方面处于世界领先地位（Lee等，1996年）。韩国原子能研究院（KAERI）正在开发小规模的热电联产反应堆和模块化先进反应堆（SMART）（Chang等，2002年），从而扩展未来核能的和平应用范围。SMART是一种一体化反应堆，该堆型将其主要部件诸如蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器都集中布置在压力容器内。SMART内置的稳压器是一种充满氮气的气体稳压器。为使气体分压能够平衡瞬态过程中的压力变化，必须使稳压器中的蒸汽分压最小（Seo和Yoon，2003年）。与主回路相比。SMART的内置稳压器运行在较低压力下．     

反应堆冷却剂承压边界泄漏监测技术及其发展

反应堆冷却剂承压边界泄漏监测是反应堆安全运行的重要保障.本文评述了反应堆冷却剂承压边界泄漏监测技术的发展状况及其特点,重点分析了放射性泄漏监测技术、声发射泄漏监测技术的发展,并对核反应堆泄漏监测技术未来的发展趋势进行了初步探索.分析指出:承压边界泄漏监测技术发展的目标是尽可能提高其响应速度、灵敏度和可靠性,及时为反应堆运行及决策人员提供有效的操纵及决策依据;而实现承压边界的整体泄漏监测、全寿期"健康"状态综合监测则是反应堆承压边界泄漏监测技术发展的方向和重要趋势.     

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.     

基于泄漏监测数据综合的核电厂反应堆一回路压力边界泄漏诊断技术研究

泄漏监测系统用于监测反应堆冷却剂系统压力边界（RCPB）完整性,也是破前漏（LBB）技术应用的先决条件。泄漏综合诊断是泄漏监测系统的核心功能。本文从系统可用性、数据可靠性、单仪表泄漏报警、泄漏综合诊断、报警响应策略、泄漏率定期试验自动计算6个方面构建泄漏综合诊断技术方案。泄漏监测系统的灵敏度和准确性是泄漏综合诊断技术的重要性能指标,也是监测RCPB完整性和LBB技术应用的关键要求。先确定触发单仪表报警的保守阈值范围,以保证检测的灵敏度,再经泄漏综合诊断技术方案复核并调整有效单仪表报警阈值,以保证报警的准确性。通过理论计算、数据分析、多信号的一致性判断,泄漏监测系统能及时准确地诊断出泄漏情况,充分应用智能化泄漏诊断技术,减少运行人员复核报警工作量。      

反应堆安全壳热电偶贯穿件

反应堆安全壳热电偶贯穿件，属于核工程过程变量检测技术领域。为了提供一种结构简单、制造工艺成熟、成本低、性能可靠、气密封和承压性能好的热电偶贯穿件，本发明公开了一种反应堆安全壳热电偶贯穿件。它包括预埋管、泄漏检测装置、连接法兰、贯穿件本体及通过热电偶电缆连接的热电偶贯穿组件。热电偶贯穿组件包括通过密封连接材料和机械承插口连接成一体的热电偶接插件、铠装热电偶和密封管，     

国际革新与安全反应堆的蒸汽发生器

IRIS(国际革新与安全反应堆）是一种轻水冷却、335MWe动力堆，一个国际联盟正进行设计，它是美国能源部（DOE）NERI项目的一部分。IRIS的特点是具有一体化的压力容器，它容纳了反应堆的所有主要冷却剂系统部件，包括堆芯、冷却剂源、蒸汽发生器和稳压器。这种一体化设计取消了大的冷却剂管路系统，因而消除了大破口失水事故（LOCAs），并去掉了一些独立部件的承压壳及其支撑。另外，IRIS被设计成长寿命堆芯并增强了安全性，以达到美国DOE对第四代反应堆定义的要求。反应堆压力容器内置蒸汽发生器的设计，是一体化IRIS概念开发的一项主要设计尝试。本文的主题是正在进行的蒸汽发生器的有关设计活动。     

压水堆压力容器接管-主管安全端焊接件在高温水中失效案例和相关研究

压水堆核电站中低合金钢压力容器接管和不锈钢主管安全端的连接是个异材焊接件,位于压力边界的关键位置,在一回路高温水环境中服役。90年代以来,美国、瑞典和日本等国家若干压水堆核电站的异材焊接件发生了在一回路高温水冷却剂环境中的破裂失效事件。本文简要综述了国内外涉及该问题的典型案例、工程解决办法和相关研究。相关失效分析采用了无损探伤、裂纹和显微组织观察、有限元分析等方法。结果表明这些失效案例的原因主要是一回路高温水环境中应力腐蚀破裂(PWSCC)。600类镍基合金如82/182合金的焊接件对PWSCC敏感,而690类镍基合金如52/152合金的焊接件有优秀的PWSCC抗力。最后对相关研究方向做了展望。     

秦山核电站一期反应堆压力容器第5次监督试验

秦山核电站一期反应堆从1992年1月21日至2007年10月28日,经历了第1循环至第10循环。反应堆运行了4378．7d,3885．8等效满功率天（EFPD）,10．64等效满功率年（EFPY）,平均热功率为857Mw。依据辐照监督大纲要求,对秦山核电站压力容器辐照监督管进行辐照监督试验,以获取压力容器材料辐照脆化及辐照环境数据,最终修订反应堆冷却剂压力一温度限值曲线,以防止压力容器发生脆断,从而保证反应堆安全运行。     

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。     

AP1000反应堆冷却剂泵

1反应堆冷却剂泵 AP1000反应堆的冷却剂泵（以下简称主泵）是单级、全密封、高惯量离心式屏蔽泵，用来输送高压、高温、大流量的反应堆冷却剂。图1为主泵结构图。表1给出了主泵的设计参数。     

蒸汽发生器传热管的降质及对其完整性的评估

蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。     

CARR堆芯容器主筒体双道密封验证试验

CARR堆芯容器主筒体为反应堆冷却剂压力边界的一部分，它与膨胀节组件、重水箱组件等其它零件保证了压力边界的完整性。在本部分压力边界中，堆芯容器主简体和膨胀节法兰、重水箱下封头底座连接处的密封为压力边界最薄弱的部分，所以，此处的密封结构和密封圈的性能就尤为重要。为此，做了如图1所示的模拟验证装置。     

U-Np燃料和^6 Li可燃毒物在空间堆的应用

本文研究了空间反应堆用^6 Li做可燃毒物，氮化铀一氮化镎做燃料的可能性。分析了一个以铀富集度20％的(U-Np)N为燃料的、呈带扣状有泄漏的无限栅元。联合使用^7 Li作为冷却剂和。Li作为可燃毒物，导致在燃耗中产生一个良好的临界行为。所考虑的参数包括不同的燃料和冷却剂成份、中子吸收材料的形式以及不同吸收体的质量和浓度。发现当反应性波动与D有效相匹配时，^6 Li的吸收性能允许达到直至67GWd／tHM(重金属)燃耗，这相当下反应堆寿命为约10至30年。     

扬基反应堆压力容器拆除工作记录

1992年2月26日，扬基核电公司（YAEC）宣布永久关闭扬基核电站（YNPS）。早在1995年，扬基公司就着手于拆除、运输以及处置反应堆压力容器的计划，并将其作为反应堆退役的一部分。本文是至今的进展和今后退役活动的报告。反应堆压力容器的拆除程序将与安装的相反。从上部的中子屏蔽箱开始向下拆除，直到反应堆支撑环，以便露出反应堆冷却剂管道以及反应堆压力容器与冷却回路系统的隔热层。拆除含有石棉的隔热层，同时还拆除位于反应堆压力容器管嘴和反应堆支撑内壁之间的回路系统。从反应堆屏蔽箱底部提升压力容器，放置到已定位在蒸汽容器设备开口以下的一个罐内；一旦进入该罐，就向压力容器内部以及压力容器与罐之间注入混凝土，以固定松散污染，同时提供辅助屏蔽。浇灌混凝土后，该罐被放倒成水平状态以待运输处置，压力容器封装件通过陆上运输到最近的铁路干线，再用火车送至处置场。最初计划在1996年春天进行压力容器提升、运输，后来推迟到美国核管会（NRC）再次审批YNPS退役计划。     

研究堆中铝质构件的腐蚀及冷却剂pH值的选取

国内池式经水研究反应堆中，尽管其燃料元件包壳材料，反应堆水池覆面材料和主要堆内构件材料以及运行温度不一样，其冷却剂ｐＨ值都包为偏酸性，本文根据池式经水研究堆环境条件等实际情况，从水的ｐＨ值和水温对铝质材料浸水表面腐蚀速率的影响角分析认为，即使燃料元件包壳为铝质材料，只要铝质材料浸水表面温度不超过使其表面非晶态氧化膜（屏蔽层）碱薄的临界温度，反应堆池水的ｐＨ值可以取中性范围。     

密封核热源反应堆概念

密封核热源（ENHS）是一种崭新的反应堆概念。其裂变产生的热通过新设计的反应堆容器壁从一次冷却剂传输到二次冷却剂中，这种设计使反应堆模块的设计简单化，没有与电站其它设备的机械连接，安装和更换容易。ENHS是在工厂装入燃料后，每个模块可输出125MWt，运行15个有效满功率年（EFPY）。不需要任何现场燃料装运。在其堆芯寿命末期，可以用新的ENHS模块更换旧的ENHS模块。在1999年9月份就开始了对ENHS的可行性研究，是由美国能源部NERI计划所资助的。研究发现，利用铅作为冷却剂时，ENHS能够设计成100％的自然循环，可以在反应堆容器壁在温降小于50℃的情况下把125MWt输送到二次冷却剂中。利用覆盖气体提升泵可以大大减小ENHS模块的体积和重量。对于125MWt的ENHS模块来说，可能的直径和高度分别是2.5m和20m。在装入燃料和固化铅后，其运输重量小于200t。还发现可能设计出简单均匀的、复合铅冷却的堆芯。在非常小的燃耗下，反应性波动（大约为0．5％）时，15个EFPY中可以提供125MWt到250MWt的热功率。这种堆芯的设计（参数）范围也已确定。