加速器驱动次临界堆换料系统概念设计与分析

以中国铅基合金冷却示范堆(一种加速器驱动次临界堆)为原型,针对加速器驱动次临界堆的特点,开展了换料系统的概念结构设计和换料流程设计,解决了加速器质子束管阻碍换料系统运动的难题,通过分析换料系统结构设计特点,证明了换料系统具有运动无阻碍性和全覆盖性。     

中国实验快堆换料机控制系统设计及台架调试

换料机是中国实验快堆的换料设备,主要通过抓手和导向管的配合运动,实现堆芯组件的抓取和插放。换料机控制系统采用了可编程控制器、数字直流调速器等自动化电气设备。通过换料综合试验台架调试,控制设备运行稳定、可靠,验证了换料机控制系统的设计满足技术规格书及工艺要求。     

大型压水堆核电站换料机的强度分析

压水堆核电站换料机对保障核电站安全运行具有重要的作用,对其主要结构的动力计算和强度评定具有重要的意义。本文应用有限元分析软件ANSYS 12对1 000 MW核电站大型换料机进行了有限元建模,并分别在正常工况(启动、制动)、异常工况(OBE)和事故工况(SSE)下进行了动力计算;采用SRSS方法对3个不同方向地震反应谱下的结构响应(内力、应力)进行了工况组合,并进一步考虑了自重条件的不利影响。根据RCCM规范对换料机主要结构、螺栓、焊缝的强度和辅吊支腿的稳定性进行了评定,并在此基础上对抓取燃料组件的指形钩进行了局部强度分析。评定结果表明换料机的强度在不同工况下均满足规范要求。     

压水堆堆芯换料设计优化的研究

讨论压水堆堆芯换料设计优化问题，并研制一套实用的换料优化软件包，可用于低泄漏、外－内和改进的外－内装料方案的优化。在低泄漏方案优化时，利用哈林原理将燃料组件布置与可燃毒物配置的优化问题脱耦成两步优化问题。先用线性规划方法进行无可燃毒物时燃料组件布置的优化，然后再用可变容差法寻找可燃毒物的优化布置。应用该软件对秦山核电厂首次难芯换料方案进行了优化，提出了可供参考的一些优化布置方案。     

钠冷快堆换料系统可靠性研究

由于中子通量以及冷却剂运行温度高,钠冷快中子反应堆（简称钠冷快堆）的换料周期较一般轻水反应堆短。同时,换料过程中隔绝空气的要求以及换料设备本身的复杂性,钠冷快堆只能逐根进行换料,使得总的换料时间较轻水反应堆长。本文采用失效模式与影响分析、故障树分析等方法对典型钠冷快堆换料系统各部分的可靠性进行评价,获得了换料系统每次换料期间的失效概率。基于换料系统各部分失效的影响、失效概率以及恢复时间,分析了换料系统不同失效模式对反应堆运行效率的影响。     

中国实验快堆换料系统的验证试验

介绍了中国实验快堆换料系统的验证试验。该试验以检查设备的性能、验证系统的工艺要求和验证换料监控系统为目的,为此建立了综合试验台架,并在台架上首次模拟实现了快堆换料系统的全自动换料操作,为即将开始的中国实验快堆的安装调试奠定了坚实的基础。     

压水堆多循环换料设计优化方法研究

核电站堆芯多循环换料设计最优化是燃料管理研究中的一个难点.通过变量代换将问题中的两种耦合关系分解开,使得该问题转化为一个含有复杂约束条件的非线性规划问题.开发了一种求解复杂约束非线性规划的新方法--概率逼近法(PAM),有效地求解了该问题.在一个实际核电站堆芯模型上的计算取得了满意的效果.     

大亚湾核电站18个月换料设计质量保证大纲的建立与实施

质量保证体系标准ISO9001-94呼国家核安全法规HAF003（91）对质量体系的要求有所差异，这是核行业质量认证组织面临的主要问题。如何才能同时满足两套标准建立体系，中国核动力研究设计院（NPIC）在大亚湾核电厂18个月换料设计论证项目上作了尝试，并建立、实施和不断完善了质量保证体系，制订并实施了专用的质量保证大纲，采取了一系列的控制、验证措施，向法马通公司（FAMATOME）和大亚湾核电厂提供满意的核设计服务产品。     

基于二维数组的换料机偏置换料算法

换料算法是换料机控制系统的核心技术,决定着整个换料过程的安全性和经济性。通过对堆芯组件分布建模,提出以二维数组为基础的堆芯偏置换料算法并对算法相关的关键问题进行论述。工程实践表明,此算法简单高效,在满足核安全的前提下,能大幅缩短换料时间,具有可观的经济效益。     

比利时研制成一种新的计算机化换料系统

为满足电力公司对堆芯装料的需要,比利时沙勒罗瓦电气制造公司已制成,并推销一种新的计算机化系统。这种新的计算机化系统对换料全过程的三个阶段都采用人工智能。     

低温核供热堆模拟装卸料机及智能控制仪

本文阐述了低温核供热堆模拟装卸料机的基本结构与原理，重点论述了模拟装卸料机智能控制仪的构成与工作原理，执行部件的驱动电路及控制过程。     

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。     

装卸料机试验台架改造关键技术分析

装卸料机是核电厂PMC系统关键设备,制造完成后须在试验台架上进行整机调试、模拟试验,对装卸料机的整体性能进行验证,确保其功能的可靠性.通过对装卸料机试验台架的改造设计论述,解决大型工字梁校型难点,为后续类似桥梁施工积累宝贵经验;使用科学的测量方法,解决大型结构件安装中的测量问题,并合理运用了现有测量工具;在整个改造过程...     

核电站起重机器人设计构思

核电站起重机器人可用来装卸、搬运乏燃料组件等对人体有害的物体。本文阐述了这种工业机器人的结构设计构思、工作原理、控制技术及设计特点等内容。     

核燃料循环系统

1　前　　言在“核燃料立足于国内”的方针指引下 ,“九五”计划期间我国核燃料工业与我国核电同步建设、配套发展 ,“十五”计划期间核燃料系统也必将与我国核电配套发展。在“十五”计划期间的配套建设中 ,我们将继续走引进与国产化相结合的道路 ,积极采用先进技术和先进工艺 ,追求规模效益 ,把我国核燃料系统建成具有国际竞争能力的行业。然而要实现这一目标 ,在铀转化、铀浓缩、元件制造、后处理、放射性废物处理和核设施退役这些领域中还有许多重大技术问题有待于解决 ,还有待于我国核工业的科技人员的相互合作和共同努力。2　中国核工…     

核燃料夹具测试平台控制系统设计

作为核燃料装卸贮存系统的核心部件,核燃料夹具的功能性与耐久性测试至关重要。基于核燃料夹具实际工况,采用可靠的可编程逻辑控制器(PLC),利用液压驱动与气压驱动分别实现载荷的上升、下降与夹具的紧闭、解锁过程,提出电气硬件、PLC程序以及人-机界面的设计方案,搭建核燃料夹具测试平台。实际应用表明,该测试平台控制灵活、操作简单、可靠性高。     

小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究

本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究.对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求.本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数.     

加速器驱动先进核能系统的乏燃料循环再生研究北大核心CSCD

乏燃料后处理是核燃料循环的关键环节,制约核电的可持续发展。借助于加速器驱动先进核能系统(ADANES)提供的高通量、硬能谱的外源中子,其乏燃料后处理只需除去乏燃料中的挥发性裂变产物和影响次锕系元素嬗变的中子毒物,长寿命的次锕系元素Np、Am、Cm可与二氧化铀一起转化为新的燃料元件在加速器驱动燃烧器中燃烧、嬗变、增殖和产能。基于此,本课题组提出了加速器驱动的乏燃料后处理及再生制备的技术路线,包括高温氧化粉化与挥发、选择性溶解分离和燃料再生制备。本文主要介绍了近几年本课题组在这三方面所取得的一些成就,希望能为加速器驱动先进核能系统的乏燃料后处理提供基础数据。     

Fuel R & D to Improve Fuel Reliability

Light water reactor fuel is operating in an increasingly challenging environment. Fuel burnup extension and cycle length increase both can increase the local duty. Reactor water chemistry modifications for the purpose of protection the plant system materials have the potential of increasing fuel surface deposition and cladding corrosion and hydriding. The status of fuel performance in US reactors is summarized and an update of the “Fuel Reliability Program” established by the utility industry to ensure reliability is provided.     

核燃料溶液系统瞬态特性分析研究

在核反应堆乏燃料后处理主工艺流程中,核燃料通常以溶液状态存在,可能发生核临界事故。研究核临界事故的产生机理和事故源项,对预防事故发生、缓解事故后果、事故应急响应与医学诊治均具有十分重要的意义。本文采用点堆动力学方程结合二维热传导方程,开发了基于圆柱形溶液贮存容器的瞬态特性分析程序GETAC,利用该程序计算了法国SILENE瞬态实验装置模拟临界事故功率随时间的变化,得到了功率振荡在不同反应性引入大小、方式和有无外中子源等情况下的变化规律,计算分析结果与瞬态实验测量数据以及国外其他程序计算结果较一致。