高温气冷堆燃料元件发展前景

第4代核能系统主要候选堆型之一的超高温气冷反应堆(very-high-temperature reactor,简称VHTR)氦气出口温度要求大于1 000℃;从经济性考虑,模块式高温气冷堆的单堆功率愈高愈好,燃料的燃耗深度也愈高愈好,这些对近代低富集度3层包覆颗粒(modern LEU TRISO particles)燃料元件提出了更高燃耗深度和耐更高温的要求.为满足上述要求,本文介绍了ZrC层代替包覆燃料颗粒的SiC层、UCO(UO2 UC2)核芯代替包覆燃料颗粒的UO2核芯和进一步降低现有低富集度3层包覆颗粒SiC层破损率的高温气冷堆燃料元件的研究和发展.     

秦山核电厂反应堆冷却剂流量测定

本文介绍秦山核电厂反应堆冷却剂流量的三种测量方法及其结果。结果表明:其两条环路反应堆冷却剂流量均大于热工设计值16100m~3/h,并分别达此设计值的109.6％和109.0％;三种方法测定结果相对偏差≤4％;主泵输入电功率法测定结果是可信的。     

主泵惰转特性分析与设计方法研究

考虑主回路流体惯性和主泵转动惯量的综合作用,对主泵惰转瞬态的转速、流量计算方法进行研究。经验证,相比忽略回路影响的传统方法,考虑回路流体惯性影响后得到的计算惰转流量更接近试验测量数据。在惰转转速和流量计算方法研究基础上,提出了考虑回路流体惯性影响的惰转特性设计方法,可在不影响核安全前提下适当增加主泵转动惯量设计的灵活度。采用扣除电气损耗的机组效率作为输入参数,本文使用的惰转计算与设计方法也适用于无轴封主泵。     

核电厂蒸汽发生器与主泵对接焊缝检查系统开发

AP1000核电厂蒸汽发生器出口接管与主泵泵壳对接焊缝泵壳侧为粗晶奥氏体铸造材料,由于该焊缝壁厚大、超声衰减、晶粒散射严重等导致焊缝的超声检测技术开发难度大。本研究采用特殊的设计,开发了一套从蒸汽发生器出口接管内壁实施超声检测的自动检查系统,并将该系统应用于国内某AP1000核电厂的役前检查。结果表明,该检查系统完全满足现场检查要求,检验结果与焊缝出厂检验结果具有良好的一致性。      

Development and Investigation of a Dipole Magnet with a High-Temperature Superconductor Winding

The structure of a dipole magnet with an iron yoke, where the winding is made of a Bi-2223 high-temperature superconductor, has been developed and the magnet has been built at the Institute of High-Energy Physics. The magnet has also been tested. A magnetic field 0.9 T has been attained in the aperture at temperature 65 K and 1.9 T at 4.2 K. The special features of the magnet structure are described and the results of testing of the magnet in a submerged cryostat at different temperatures are presented.     

AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查系统开发

AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一,目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析,设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明,该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能,进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求,具有较高的可靠性和良好的适用性。      

快堆功率和堆芯冷却剂出口温度的线性自抗扰控制

针对快堆控制器具有更快的响应速度和更高的控制精度的需求,分别设计了堆功率和堆芯冷却剂出口温度线性自抗扰控制器（LADRC）。基于快堆中子动力学模型和堆芯热传输模型分别导出了用于控制器设计的相对功率和冷却剂出口温度的2阶非线性模型,并基于导出的模型设计了对应的加入模型信息的线性扩张状态观测器（LESO）。采用所导出的2阶模型的时间尺度参数确定了LESO带宽范围,采用偏差和执行机构动作速度允许范围确定了比例-微分（PD）控制器带宽范围,并据此进行了LADRC参数整定。仿真结果表明,加入模型信息的LESO具有更好的总扰动估计效果,所设计的LADRC均具有较快的响应速度和较高的控制精度,而采用加入模型信息的LESO的LADRC控制性能更优。      

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵的供电与控制设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂泵采用屏蔽泵,其电机受自身设计参数以及运行工况的限制,需要采用变频调速来满足其运行和技术要求。针对这一特点,对冷却剂泵的供电方式、中压变频技术以及控制逻辑进行研究,以期能全面掌握AP1000核电技术,并将这些技术应用到三代电厂的自主设计中。     

压水堆-回路管道的铸造工艺及其国产化

工艺评定表明,1 000 Mw压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求.本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平.     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计

秦山核电二期工程电功率为2×600MW,反应堆为压水堆,两环路结构,A模式运行;堆芯平均线功率密度为161W/cm;换料方式采用年换料四分之一.反应堆冷却剂系统采用对称布置,以反应堆容器为中心,两条环路两边对称;主冷却剂系统额定流量为每条环路各24290m3/h.中国核动力研究设计院(NPIC)承担了反应堆及反应堆冷却剂系统及相关的控制、保护、仪控系统的设计与技术服务任务,并承担有关的设计验证工作.工程实行院长领导下的项目负责制,建立分工明确的组织管理机构.以中国的核安全法规、工程合同和业主要求为基础,制定质量保证大纲和设计文件清单.设计中主要采用法国RCC系列规范,系统中重要的设计结果都经过了试验的验证.各种实测值与设计分析计算值的比较表明,秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计的理论计算值与实堆的实测值符合良好.试验结果表明设备性能完善,能够满足核电站正常和事故工况下的运行要求.     

反应堆冷却剂泵动压机械密封的工程开发与应用

反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）轴密封由3级相同的动压机械密封串联组成，是主泵的心脏，其泄漏量直接决定主泵能否正常运行。本文提出了一种新型的挤压变形研磨法完成动压机械密封的制造，应用挤压变形工装和金属垫片使静环产生变形，在密封端面研磨出9个波形槽。功能实验表明，新型的机械密封在考核压力下的低压泄漏量满足主泵轴密封的设计要求；压力突变工况下的冲击考核实验表明，新型的动压机械密封摩擦副之间的液膜刚度未发生破坏，未出现密封失效。本文研发的动压机械密封在核电厂的运行状况与实验结果完全吻合，充分证明了该新型动压机械密封具有极高的工程应用可靠性。      

核电站主泵机组地震响应谱分析及应力评定

用三维实体建模软件Inventor建立某核电站主泵的三维实体模型。对模型进行简化,灵活运用ANSYS的单元属性和接触功能,建立有限元动力学模型。通过模态分析,得出前13阶固有频率。在此基础上,用SRSS振型组合法分析多地震谱、多角度下核主泵的地震谱响应,得到了相应的应力和位移响应。对主泵进行静力学分析,将地震动应力与静应力相叠加,分析不同工况下主泵机组的应力值。按ASME规范进行校核,结果表明：应力值满足标准要求。     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计质量保证

为确保核电厂的安全,在秦山核电二期工程的设计过程中,按照核安全法规HAF0400及其相关导则规定的原则和要求,制订并实施了设计质量保证大纲.这一质保大纲为设计规定了各种控制、验证措施,使所有影响设计质量的活动都在受控状态下进行并达到了期望的设计质量.     

小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明：假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。     

提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量精度的方法

为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量值之间的偏差。结果表明,采用非线性最小二乘法建立的电阻-温度关系函数使整个测温范围内的温度测量精度提高一个数量级。     

反应堆冷却剂泵叶轮水力性能分析与优化设计

以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象,采用计算流体动力学（CFD）方法对其内部流场进行数值模拟,得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果,叶片入口轮毂侧流动冲角过大,叶轮额定流量下的扬程低于设计要求,必须汽蚀余量（NPSHr）较大,需对其进行优化设计。考虑到CFD计算的偏差和实际工程经验,确定了叶轮水力性能优化目标;以叶片进口安放角、出口安放角和叶片进口边位置为优化变量,选择多种组合方案进行计算,确定了优化设计方案。对优化设计后的叶轮进行CFD计算,结果表明:相对原设计的叶轮,优化后的叶轮叶片入口处流动冲击明显减小,NPSHr大幅减小,内部流场更为合理,水力性能明显改善,优化方案满足预期目标。      

CPR1000核电机组主泵电机轴绝缘低问题处理和预防研究

结合中国改进型三环路压水堆(CPR1000)宁德核电厂3号机组反应堆冷却剂泵电机(简称主泵电机)轴绝缘丢失事件,对造成主泵电机轴绝缘低的3个主要原因进行分析和研究,形成14步标准化排查步骤,解决了主泵电机轴绝缘低问题,并提出核电现场防止轴绝缘低的5点措施。