中国启动第三代核电研究

据悉，我国已开始致力于研究国际先进的第三代技术核电机组，该工程已纳入2006年起的国家第十一个五年计划，预计到2020年将建成可商用的原型核反应快堆。第三代压水堆核电技术的安全性相当高，能有效预防和缓解类似切尔诺贝利核电站那样的爆炸泄漏严重事故；同时，该技术缩短了建设周期，18～24个月换一次核原料，延长了机组寿命60年，大大提高了经济性。据了解，根据我国能源规划，2020年核电将发展到4000万kW，占总装机容量的4％～5％。     

英国原型快堆蒸发器的泄漏——2.25Cr1Mo管子与管板内孔焊的问题及解决措施

英国原子能管理局(UKAEA)的唐瑞原型快堆(PFR)核电站,设计容量为25万kW,早在1975年就开始发电。作为100万kW容量商业电站的原型,其目的是试验发电能力。采用了以后用于商业堆的全尺寸燃料组件,蒸发器也按能承受高热通量来设计,并采用了商用的单壁管以工业方式来制造。一、二次钠回路具有非常满意的性能,蒸汽管在高热通量条件下的性能也有令人鼓舞的经验,然而锅炉系统     

太钢造出第四代核电机组核心部件支撑环

<正>【本刊讯】近日,太钢采用高纯净不锈钢材料打造的世界直径最大、重量最大的无焊缝整体不锈钢环形锻件研制成功,将用于制作我国首个第四代核电机组——福建霞浦60万千瓦快中子反应堆示范堆核心部件支撑环。快堆是我国核能发展"热堆—快堆—聚变堆"战略路线"三步走"中的第二步,属于世界上第四代先进核能系统的首选堆     

上海第一机床厂承制的快堆转运机通过验收

20 0 3年 11月 14日 ,由上海第一机床厂承制的中国实验块堆工程设备 2台转运机通过专家验收。国际上已把快堆列入新一代核电技术领域很重要的一种堆型 ,在快堆五项关键设备中 ,如果按大小排 ,转运机为第二位 ,为此 ,转运机的成功将是对研制核电新型堆型快堆的一大鼓舞。专家组指出 ,国内以前从来没有搞过实验快堆 ,其技术的先进性和难度在国际上也是公认的 ,这是一种比现在由压水堆型核电站更充分利用核燃料的新型核电反应堆。目前也仅有美、法、俄等几个国家处于研究阶段。经专家组验收 ,一致同意该 2台运转机出厂、验收通过。上海第一机床…     

我国首座实验快堆将于2010年试验发电

中国核工业集团公司总经理康日新在日前开幕的某国际会议上表示，正在建设中的功率为65MW的中国首座实验快堆将于2010年6月试验发电。     

快堆DAS系统设置分析

反应堆中,多样性驱动系统DAS(Diverse Actuation System)的设计目的是减小设计中的"未能紧急停堆的预期瞬态"和共模故障可能引起的严重事故的概率。为了确定快堆DAS系统设置的必要性,对若干压水堆的典型DAS系统的结构和设计进行了调研,并对其功能和技术特点进行了归纳和对比。根据调研结果,同时分析了相关安全法规的要求,结合快堆自身的特点,得出的结论是:从应对软件共模故障的角度,快堆应设置DAS系统。对此,结合DAS系统的目的、范围和功能要求,得出快堆DAS系统的设计方案,包括DAS系统原理结构框图和建议的DAS系统保护参数,进而为示范快堆DAS系统设计提供参考。     

浅谈我国核电用泵的技术发展方向与目标

一、核电站工作原理 核电站，就是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设备，链式裂变反应就在其中进行。在核电站中，根据产生蒸汽方式的不同，准确地说是根据中子慢化剂或冷却堆芯的载热剂的不同，分为：轻水堆、重水堆、改进型气冷堆以及快堆等。其中轻水堆又分为压水反应堆和沸水反应堆两种。目前应用最广泛的是压水反应堆。     

海外华龙一号首堆蒸汽旁排阀响应延迟的分析及优化方案

针对海外华龙一号首堆K2机组在执行50％FP平台甩负荷至厂用电运行时,因蒸汽旁排阀响应延迟导致稳压器压力高高,对机组非预期停堆的原因进行了分析.对阀门响应延迟可能原因分析及验证后,定位缺陷点为阀门快关状态下上气腔压力过高,通过在阀门快关气路增加减压阀的方案,达到了提高蒸汽旁排阀响应速度的目的.该问题的发现与解决为海外华...     

CAP1400堆内构件流致振动试验件设计和测点布置研究

CAP1400反应堆堆内构件为原型堆内构件,根据RG1.20《预运行和初始启动试验期间堆内构件综合评估大纲》[1]的要求,有必要对堆内构件进行流致振动模拟试验,即进行CAP1400堆内构件流致振动模拟试验研究项目,以验证堆内构件的流致振动水平在可接受范围内。试验件的设计及测点布置应充分考虑试验数据的准确性、制造的工艺性及测点的可达性,在此基础上真实反映CAP1400堆内构件流致振动情况。     

快堆数字化反应堆保护系统联锁设计分析

在快堆核电站中,联锁功能是确保控制系统在反应堆保护系统运行,维护和测试过程中不安全方向的重要手段,也是确保电站安全正常运行的重要手段。本文研究了规范和标准,选择了联锁设计应遵循的原则,并在中国实验快堆CEFR的基础上,通过对数字化保护系统的分析,总结了联锁功能的设计要求,可为后续和进一步论证示范快堆保护系统设计提供参考。     

钠冷快堆堆外核测量系统设计

核测量系统是核电厂仪控系统信息功能中最重要的测量系统之一,核测量系统从反应堆完全停堆到150%额定功率的范围内,对反应堆的换料、启动、功率运行、停堆等各种状态下的反应堆核功率、周期等参数进行监测,并向保护系统、控制室系统等提供相关参数,用于控制显示或保护。快堆的核测量系统与压水堆有较多不同,本文从快堆的特殊核物理现象,堆芯布置、探测器布置、探测孔道设置、探测器选型、量程覆盖设计等多个角度,对快堆核测量系统的设计进行对比研究分析,并结合实际工程设计,介绍快堆核测量系统的结构,探测器选型、数据处理的技术特点。     

核电阀门市场前景

一．核电阀门发展现状 核电阀门是核电站中量大面广的水压设备，它连接整个核电站的300余个系统，是核电站安全运行的关键附件。据相关资料统计，全世界现有核电机组500余座，总装机容量达4亿kw以上，其反应堆类型主要有压水堆（PWR）、沸水堆（BWR）、石墨堆（LGR）、快中子堆（FBR）、高温气冷堆（HTGR）、重水堆（PHWR）。其中，压水堆占整个堆型的50％以上。     

CEFR保护系统蒸汽发生器给水保护参数的研究

为了解决中国实验快堆在运行中遇到的由于蒸汽发生器给水流量或者压力波动导致反应堆误停堆的问题,本文通过建模、数学计算、实际数据分析比较等方法,对中国实验快堆保护系统在不同工况下蒸汽发生器给水保护的功能进行分析研究。在正常运行工况下,分析蒸汽发生器给水流量和压力的变化;在事故工况下,分析反应堆和蒸汽发生器的温度变化。结果显示,在工况变化时,保护系统的蒸汽发生器给水流量和压力保护参数比较容易发生波动而引起误停堆,在低功率时,即使蒸汽发生器给水保护失效也不会影响反应堆的安全,此时这两个保护参数可以加以运行旁通,保证了堆的可靠性,也不影响堆的安全,同时也为示范快堆保护参数选取提供参考。     

中国实验快堆涉钠阀门的运行维护管理

钠冷快堆作为第四代核能系统的代表堆型,涉钠阀门(简称钠阀)在其系统设备组成上起到至关重要的作用。钠冷快堆中恶劣的工作环境和严苛的运行要求对钠阀的状态管理和可靠性保障有更高的标准。文中介绍了中国实验快堆中服役的钠阀的类型、工作环境、设计准则和维护保养程序,并讨论了中国实验快堆在调试及运行期间出现的钠阀泄漏事件,从运行和维保的角度对快堆中涉钠阀门的状态管理和可靠性保障的措施提出建议。     

中国实验快堆与俄罗斯快堆母材对比分析

介绍堆容器使用的304和316材料与俄罗斯快堆材料09X18H9和08X16H11M3的性能对比。     

悬臂式堆料机臂架的优化设计

堆料机是散料料场堆积料堆的设备。臂架是堆料机的重要钢结构部件，悬臂式堆料机的堆料臂架铰接在堆料机上部，堆料机工作时，堆料臂架随着堆料机纵向运动（矩形料场），或者绕着中心轴回转运动（圆形料场），同时堆料臂在支承液压缸的作用下，绕着支承铰做变幅运动，将供料带式输送机上的物料，按要求堆积到料场的指定位置，主要结构见图1。     

快速原型件网上订货系统解决方案

提出将Web技术和数据库技术相结合，应用于基于RPM的原型件网上服务系统。该系统利用Internet，使网上用户在异地通过动态、交互式网页，查询有关原型件的信息、选择原型件、获取报价单并提交定单，完成原型件的网上订货，并能以FTP形式上传文件定做。     

用补焊法修复钢质行走轮

堆料机是重要的生产设备，出现故障将影响卸车的顺利进行。行走轮是堆料机的重要组成部分，1台堆料机有26个行走轮，其支撑着堆料机的全部重量。更换行走轮费用高、停机时间长，严重影响生产作业。根据2003年1月～2005年12月的堆料机运行日志和堆料机设备档案，对堆料机行走轮故障进行分类统计，见表1。     

关键核电风机的研发

2012年上海鼓风机厂有限公司创新完成国家科技重大专项高温气冷堆核电站用燃料球输送用氦气压缩机,已成为能为核电压水堆、中国快堆、高温气冷堆提供一系列关键核电风机的骨干企业. 高温气冷堆是世界上正在研发的核电第四代技术,具有高安全性.核电堆型的成熟,一般要经历三个阶段,即实验堆、示范堆和商业堆.高温气冷堆目前处在示范堆阶段,其标志性最终成果是在山东荣城形成20万kW机组发电.     

中国实验快堆小旋塞密封装置

阐述中国实验快堆旋转屏蔽塞小旋塞运动中的密封设计特点。