核电站装卸料机抓具脱扣功能失效分析

抓具及驱动回路是核电站装卸料机的核心部分,其可靠性对于压水堆核电站换料工作的安全性具有重要意义,抓具与燃料组件无法脱开将直接影响机组换料大修。本文以秦山核电站M310机组装卸料机抓具及驱动回路为研究对象,结合脱扣原理及历次大修中出现的问题,对脱扣功能失效故障的根本原因进行了分析,并针对性的提出了改进措施。相关的分析方法和对策对解决该技术问题起到了良好效果,也为装卸料机类似故障的判断和处理提供了借鉴和参考。     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰(或硫酸铀酰)水溶液为核燃料,主要生产医用同位素~(99)Mo和~(131)I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了"正压卸料"和"负压卸料"停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,"正压卸料"应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;"负压卸料"应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。"正压卸料"的燃料排出速度比"负压卸料"快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

停堆断路器停堆动作可靠性分析

利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障.分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响.分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小.     

医用同位素生产堆应急停堆系统设计研究

医用同位素生产反应堆(MIPR)以硝酸铀酰（或硫酸铀酰）水溶液为核燃料,主要生产医用同位素⁹⁹Mo和¹³¹I。反应堆的安全性是需要关注的重要问题。当发生一次冷却水泵故障、误提棒、气回路氢氧复合能力丧失等事故而未能紧急停堆的情况下,由应急停堆系统实现反应堆停堆。本文介绍了应急停堆系统的设计原理及运行方式,并分析了“正压卸料”和“负压卸料”停堆方式应急停堆瞬态过程。结果表明,“正压卸料”应急停堆可在150 s内完成燃料的完全排出;“负压卸料”应急停堆可在700 s内完成燃料的完全排出。“正压卸料”的燃料排出速度比“负压卸料”快,该研究结果可对反应堆临界安全分析提供输入数据。     

扩散型氢计系统在中国实验快堆的实际应用研究

在快堆运行中,钠泄漏是快堆核电厂运行的一大安全隐患,特别是二回路蒸汽发生器换热管破损引起的钠水反应将对反应堆的安全运行造成极大的损害。本文通过对中国实验快堆(CEFR)蒸汽发生器氢计系统在不同工况下的在线监测响应特性的研究分析,掌握氢计的实际运行特性,并对氢计系统在实际应用中存在的问题给出相应的解决措施及建议,优化CEFR氢计系统运行维护技术,对于保证氢计系统可靠运行,及时发现蒸汽发生器换热管的微小泄漏,防止蒸汽发生器中、大泄漏事故的发生,优化工程应用,确保反应堆运行安全,具有重要意义。     

法国超凤凰快堆的命运

据英国《新科学家》1995年11月4日号报道,世界上第一座商业规模的快中子增殖堆,法国的超凤凰快堆最近因冷却回路泄漏而被迫停堆。该堆自1986年开始投入运行以来一直受到类似故障的困扰,其满功率运行时间总计不足6个月。     

RPN系统中间量程切换共模缺陷的处理与分析

介绍了某核电项目机组在零功率平台调试期间,由于核测量仪表中间量程切换问题导致反应堆跳堆事件的经过,并对根本原因进行深入的分析,经过大量的试验,发现量程切换缺陷致使反应堆在启停堆阶段保护误动概率高达3%。通过根本原因分析,确定此缺陷为同系设备的共模故障。利用RPN系统本身特点采取了针对性的处理措施并在两台国内机组经过充分的验证,修改方案全面可靠,此经验已反馈到国内外其他应用同类设备的机组。     

5MW低温核供热堆自动调节方式的研究

本文根据5MW低温供热堆的实验和运行经验,分析了该供热系统的特点,并据此提出了对这种类型的供热系统负荷跟踪及核功率自动控制的方案,以调节负载为主,调节反应堆功率为辅;即控制二回路流量变化来调节热网温度,调节核功率仅用以维持二回路的温度。     

池式研究堆回路系统总体配置分析

池式研究堆的回路系统配置存在一定的共性,对于相同的堆型,大部分回路配置是可相互借鉴的.通过对国内外几座池式研究堆(法国ORPHEE堆、德国FRM-Ⅱ、韩国HANARO堆、中国先进研究堆(CARR))的回路总体配置情况进行比较,分析其各自的特点,归纳出池式研究堆回路总体配置分为4个部分:与堆芯冷却相关的系统、与重水相关的系统、与池水相关的系统及辅助系统.     

次临界能源堆瞬态安全分析

参考压水堆回路模型,基于次临界能源堆(SER)概念设计建立其系统模型,利用RELAP5/MOD3.3程序进行初始稳态运行验证,并对功率突升事故、冷却剂失流事故和热阱丧失事故进行瞬态安全分析。初步给出次临界能源堆在事故工况下的限值。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。