反应堆主冷却剂泵卡转子事故分析

主泵卡转子事故是指一台反应堆冷却剂泵转轴瞬时卡死。受影响环路的冷却剂流量迅速减小,将由反应堆冷却剂(RCS)低流量信号触动反应堆停堆。为评价AP1000核电厂在发生卡转子事故后的响应,本文对关键的RCS流量变化进行了保守处理,并采用LOFTRAN、FACTRAN等程序进行计算分析,分析中还分别考虑了厂外电源有效和无效工况。     

核电站管道自动化焊接及检测国产替代成套关键技术

<正>一、成果研究背景核电站主管道是核反应堆冷却剂系统的主动脉，连接着反应堆压力容器、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵，运行过程中主管道内承载高温、高压、高流速以及放射性物质的水介质，是核电站最重要的设备之一，核电站主回路管道的焊接是整个核电站建造的关键环节。现在核电站主管道全部采用窄间隙自动焊接工艺，     

有机工质反应堆燃料组件物理计算及堆芯设计

有机工质堆芯因其特有的优势可用于移动核动力反应堆.本工作在以三联苯(C18 H14)为冷却剂和慢化剂的基础上,设计石墨慢化的有机工质反应堆(ONR)堆芯燃料组件,采用蒙特卡罗程序研究了石墨棒束对组件物理特性的影响,并分析了ONR组件的反应性控制特性.计算得到不同石墨棒数下ONR燃料组件中子能谱、每次裂变平均释放的能量、每次裂变释放的中子数、组件相对释放能量、keff、功率峰因子、冷却剂和石墨中能量沉积份额,以及可燃毒物和控制棒的微分价值.研究结果对ONR堆芯功率的设计和优化有一定的参考价值.     

核电站核岛知识简介

核反应堆是一种能以可控的方式实现自续链式核反应的装置。根据原子核产生能量的方式，可分为裂变反应堆和聚变反应堆两种。当今世界上已建成和广泛使用的反应堆都是裂变反应堆。聚变反应堆目前还处于研究设计阶段。裂变反应堆是通过把一个重核裂变为两个中等质量核而释放能量的。它是由核燃料／冷却剂／慢化剂／结构材料和吸收剂等材料组成的一个复杂系统。     

核电站施工工艺及质量控制

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。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的最成熟、最成功的动力堆堆型。中国有4座核电站11台机组运行。在建也不少。这里,笔者将具体谈几点核电站施工工序及施工中的质量控制。     

核电站反应堆冷却剂泵的地震响应分析

核电站反应堆冷却剂泵（又称核主泵）是核岛中的唯一旋转核心设备，其运行的可靠性与否直接影响到核电站的安全性。采用响应谱法，多地震谱，多输入方向对某核电站冷却剂泵进行动力学特性及地震响应分析，得出其模态，并找出地震工况下可能发生破坏的环节以及最不利和有利地震谱输入方向，从而可以使反应堆冷却剂泵在核电站的设计、安装过程中避开地震多发方向对它的最大破坏。为结构的设计、安装提供依据。     

10MW高温气冷实验堆满功率下的动态特性研究

根据高温气冷实验堆HTR-10的运行特点和控制要求,利用清华大学核能与新能源技术研究院开发的用于仿真计算的系统——10MW HTR-10仿真控制支持系统,进行了HTR-10满功率下动态特性的仿真研究,研究了HTR-10满功率时在外加反应性、氦流量、给水流量变化下的动态特性规律,并将得出的系统动态响应的仿真结果与反应堆在3MW低功率运行时的试验结果作了比较,发现动态特性变化规律一致。验证了仿真控制支持系统的准确性,同时获得了HTR-10满功率下的主要动态特性：由于HTR-10具有很大的负温度反馈系数,只用控制棒很难调节堆功率;而氦流量的变化对堆功率影响很敏感,二者几乎成线性变化,适于负荷变化的功率调节;给水流量的变化对核功率和热氦温度等一回路的参数影响不大,但对蒸汽温度等二回路参数影响显著,适合于蒸汽温度的调节。     

基于最优小波基的主泵裂纹转子特征识别研究

针对反应堆主冷却剂泵经过长期运行后,可能会出现的转子裂纹故障,利用小波分析,能够实现对故障特征的识别。结合反应堆主冷却剂泵裂纹转子振动模型的仿真信号,运用连续小波变换的方法,从小波基库中选出不同小波基分别计算与故障信号的互相关系数,确定最大值,其对应的小波基即为转子裂纹故障信号的最优小波基,并使用该小波基对故障信号进行分析,将功率谱、变换尺度以及频率以三维图的形式刻画出来。仿真结果表明,最大互相关系数选出的小波基可以作为转子裂纹故障信号的最优小波基,并且能够很好的识别出转子裂纹故障特征。     

浅析某百万千瓦三轴承主泵组装阶段的质量控制

核安全是核电的生命线,可靠的设备质量是保证核安全的重要基础。对于核电厂唯一的核一级泵设备的反应堆冷却剂泵(简称主泵),尤其要进行全方位、全过程的质量控制。本文对我国引进的某型1000MW核主泵中几类关键部件在装配试验阶段容易忽略的一些问题,结合工作经验进行原因分析,提出预防和治理措施,最终保证主泵在组装阶段的质量要求。     

用产业计量思维分析核岛主管道产业计量测试需求

正核岛主管道是连接反应堆一次冷却剂系统主要设备的管道,由直管段、弯头和主管道上的接管组成。反应堆至蒸汽发生器之间的管道称为热段,蒸汽发生器至主泵之间的称为过渡段,主泵至反应堆之间的称为冷段。核电主管道在服役期限内承受较高温度、相当高的压力、较高流速的高纯水腐蚀和高频疲劳的作用,工作环境十分恶劣。因此,选用的管道材料必须具有高强度、高     

自然循环净蒸汽产生点计算分析

自然循环是在闭合回路内依靠热段和冷段中的流体密度差所产生的驱动压头来实现的流动循环。通常将可以看到的有气泡开始脱离加热表面进入主流的点定义为气泡脱离点或净蒸汽产生点（FDB）。在压水反应堆中,净蒸汽产生起始点对堆芯冷却剂通道内的中子慢化性能及流动不稳定性都有重要的影响。因此,在压水反应堆的设计中,净蒸汽产生起始点的计算直接影响反应堆的安全性。本文将从加热功率、流体进口温度、流量和压力等几方面对其特性进行分析比较。     

耐高温聚苯乙烯强碱阴离子交换树脂的研究进展

介绍了聚苯乙烯强碱阴离子交换树脂的基本结构、热降解机理及提高其热稳定性的途径,概述了近十几年来聚苯乙烯强碱阴离子交换树脂耐热性能改进研究的现状及应用,并展望了其在压水反应堆一回路水净化技术中的应用前景。     

HTR—10蒸汽发生器设计

描述了ＨＴＲ－１０蒸汽发生器的结构设计,热工水力学特性,材料选择和力学分析等。作为反应堆一回路和二回路之间进行热交换的关键设备,ＨＴＲ－１０蒸汽发生器采用了独特的管束设计,为实现与中间换热器一体化布置和蒸汽透平与气体透平联合循环发电创造了条件。     

在压力冲击负载下的核石墨断裂行为

日本原子能研究所高温工程部简介日本原子能研究所(JAERI)计划建造一个高温气体冷却反应堆(HTGR),这种高温工程试验堆(HTTR)的设计是用石墨作为减速剂,氦气冷却,热输出30MW,出口冷却剂最高温度是950℃,予计1996年达到临界状态。 HTTR的堆心主要由石墨元件构成,在反应堆运行条件下,堆内元件要遭到由于地     

三种反应堆用石墨摩擦性能比较

在高温摩擦实验机SRV上对三种反应堆用石墨的摩擦系数进行了测试,实验条件分别是高温气冷堆冷却剂氦气环境和空气环境,实验表明,3#石墨的摩擦系数随载菏的增加而降低,而1#石墨摩擦系数不随载菏明显变化;三种石墨的摩擦系数都随滑动速度的增加而增加;氦气环境中,三种石墨摩擦系数明显高于空气中的摩擦系数;在400℃氦气环境中,1#和3#石墨的摩擦系数比室温氦气环境和室温空气环境的摩擦系数都低。     

压水堆一回路冷却剂中加锌对不锈钢焊接接头腐蚀行为的影响

为研究AP1000一回路冷却剂中加锌对安全端同材焊接区域的影响,采用金相显微镜、扫描电镜(SEM)、能谱仪以及X射线光电子能谱仪(XPS)等测试方法,分析了316LN/316L不锈钢焊接接头在模拟压水堆一回路冷却剂加锌环境下的氧化特性.结果表明:焊接接头母材区、热影响区和焊缝区的金相组织之间存在明显的熔合线,母材区与热影响区均为奥氏体,且热影响区晶粒稍显粗大,焊缝区则有少量铁素体析出;未加锌环境中母材区氧化膜呈黑色,焊缝区氧化膜呈暗红色,氧化膜表面与焊缝区无明显差异;加锌10 μg/L母材区与焊缝区氧化膜均呈现黑色,比未加锌时焊接接头氧化物的颗粒更小,未加锌焊缝区的氧化膜比母材区更薄;加锌溶液中各区域氧化膜厚度趋于一致,比未加锌的减小近45％.     

标准

正我国首项核电国际标准即将发布10月2日,由中核集团申报的《压水堆核电厂一回路冷却剂系统设备和管道保温层设计规范》成功通过国际标准化组织(ISO)的最终投票,即将发布。该标准是我国首项核电国际标准,由中核集团华龙一号标准转化,中国核动力研究设计院和核工业标准化研究所主编,充分总结和凝练我国自主三代核电华龙一号技术和工程经验,是我国自主核电技术获国际认可重要标志,对支撑华龙一号"走出去"和提升我国核电国际影响力具有重要意义。     

CLEAR-IB反应堆一回路系统稳态分析

CLEAR-IB是由中国科学院核能安全研究所设计的加速器驱动次临界反应堆。该系统可以有效处理乏燃料,实现核废料最少化。本文依据热平衡原理建立一个简化的次临界堆一回路系统稳态模型,采用数值求解的方式求解模型方程组,并利用FORTRAN语言编制计算程序。依据文献中提供的CLEARIB次临界堆概念设计参数,开展稳态额定工况下一回路温度参数计算,将计算值与其设计值比较。研究结果表明系统内堆芯及热交换器的稳态温度偏差均不超过±2℃,处于工程设计中温度允许偏差范围±3℃内,验证了程序的可靠性,为下一步开展CLEAR-IB一回路的瞬态研究奠定了基础。     

探究反应堆冷却剂系统分布式故障诊断技术

核电作为一种安全、清洁、经济的能源,已经被越来越多的国家接受和使用。相比于普通电站而言,核电站的结构更加复杂,一旦出现故障或者事故,可能会导致放射性物质的泄露,引发极其严重的后果。本文主要针对反应堆冷却剂系统故障,对分布式故障诊断技术的应用进行了阐述。     

HEAE气溶胶出口温度控制的实验研究

高效气溶胶灭火剂(HEAE)是由固体推进剂技术发展而成,属于烟火类药剂.当HEAE灭火剂生成气溶胶,出口气溶胶温度很高,会对被保护空间形成二次危害,影响灭火效果,因此灭火装置喷放时需作降温处理.针对灭火装置的特点,采用外冷却方法,利用固化的化学冷却剂,对高温HEAE燃烧产物实施冷却处理.重点考察了冷却块中冷却剂的含量、冷却块的孔径以及冷却块与HEAE灭火剂重量比对冷却降温效果的影响.结果表明,通过合理调节冷却块中冷却剂的含量、冷却块的孔径以及冷却块与HEAE灭火剂质量比,能有效地降低灭火装置喷口处的气溶胶灭火介质的温度.