核燃料后处理放化实验设施核燃料后处理放化实验设施工程2008年度进展

2008年，核燃料后处理放化实验设施（CRARL）工程从施工准备转入正式建造阶段，工程于3月破土负挖，5月按期取得建造许可证，浇筑第1罐混凝土。完成了D座（甲级放化实验楼）地下1层施工和B座（普通化学实验楼）地下1层、地上5层（局部6层）施工，实现了B座主体结构提前顺利封顶的年度建设目标。     

先进压水堆核电厂主管道结构完整性的研究

以某先进压水堆核电厂主管道为例,对核安全一级管道的结构完整性进行分析评价,并对根据规范设计的管道设计裕量进行了分析。管道结构完整性评价内容包括依据规范对管道强度进行评价、采用解析法求解管道温度场进行热棘轮评价、采用简化雨流法对管道进行疲劳寿命评价。计算结果表明,主管道最小壁厚减少至55 mm能够满足标准规范要求,但安全裕度较小,其中主管道支管位置的疲劳和热棘轮评价结果裕量最小。     

不锈钢管道焊接头的局部微观结构、硬度和机械性能

完成了１Ｃｒ１８Ｎｉ９Ｔｉ不锈钢管道对接焊接头母材,热影响区和焊缝金属三区域的局部微观结构、硬度和单调机械性能的详细试验研究。揭示了三区域存在明显差异,尤其是焊缝金属区的局部微观组织结构不均匀性和局部硬度、机械性能的分散性最大。说明了在结构分析中有必要考虑这种差异,并引入可靠性方法。此外,还揭示了由奥氏体基体－富δ铁素体带状结构组成的柱状晶是焊缝金属的特征微观结构,相邻富δ铁素体带的距离恰好是该区     

核燃料后处理放化实验设施——核燃料后处理放化实验设施工程2007年度工作进展

2007年是核燃料后处理放化实验设施（CRARL）工程从施工准备转向开工建设的关键一年，年内完成了土建施工图设计；初步安全分析报告、环境影响评价报告（设计、建造阶段）等报告编报送审；招标选定监理和土建施工单位，完成施工场地准备；主要设备采购工作按计划进行。     

一座法国在建研究堆完成穹顶安装

正【世界核新闻网站2013年12月16日报道】正在位于法国南部的卡达拉奇(Cadarache)建设的朱尔斯·霍罗威茨反应堆(RJH)已于近日完成了穹顶安装工作。这座100 MWt轻水冷却堆于2007年3月启动厂址整备工作,于2009年8月完成基底第一罐混凝土的浇筑工作,于2013年12月13日完成了重达105吨的反应堆安全     

上海光源150MeV直线加速器传输波导相长度测量与调整

上海光源直线加速器加速器主体由电子枪、次谐波束聚器、基波聚束器及四台加速管组成,其功能是通过低能输运线向增强器注入150 MeV能量的电子束.直线加速器2006年12月开始安装,2007年5月出束,10月完成束流调试,向增强器供束,束流指标达到设计目标.传输波导相长度的测量与调整是微波系统及加速器建设安装过程中的的关键环节,调试结果直接关系到直线加速器的升能效果,影响到束流其它相关参数.本文阐述了上海光源直线加速器波导相长度测量与调整过程,给出了加速器束流调试的相关指标结果.     

100 MeV回旋加速器工程的设计和建造进展

100MeV强流回旋加速器及束流管道系统（CYCIAE-100）工程计划建设1台能量为75-100MeV、质子束流强度200μA的回旋加速器，7条质子束流管道和2条中子束流管道。2006年，重点完成了初步设计，并开展施工设计工作；开始工程重大设备的制造工作；基本完成了研究试验项目。     

俄浮动式核电厂投入商运

正【俄罗斯国家原子能集团公司网站2020年5月22日报道】2020年5月22日,全球首座商用浮动核电厂"罗蒙诺索夫院士"号正式投入商业运行。该电厂成为俄罗斯第11座核电厂,并且是全球最北端的核电厂。"罗蒙诺索夫院士"号始建于2007年,后因经费不足等原因停工; 2012年重启建设;2017年完成建设并启动调试; 2019年3月,完成为期10个月的反应堆试运行,达到满功率运     

核安全一级高温管道系统结构分析与安全评估方法研究

为解决复杂核安全一级高温管道系统结构分析与评定工程问题，在管道分析软件与核级高温评定规范ASME-NH之间建立了一座桥梁。首先，对管道结构（直管及弯管）在不同载荷作用下的应力状态解析解进行了详细推导分析，并且与有限元数值解进行了误差分析。结果显示，给出的直管及弯管结构应力状态解析解具有很好的准确性。随后，将一维管线力学分析模型与截面三维应力状态解析解相结合，给出了高温管道系统结构分析、评定方法及应用步骤，将ASME-NH-3650规范内容明确化。      

冷却剂丧失事故下稳压器波动管及人孔结构的失效机理研究

稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故（LOCA）产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口LOCA下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟,分析了其失效机理。结果表明：高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷,造成了管道短时间的强烈振动,管道中间部位变形最大,可能破坏管道支撑结构;各部位等效应力快速增大,与主管道的接管部位出现了集中应力现象,较大的应力波动会影响其寿命;人孔结构出现较大的温度分布不均匀性,密封结构下垫片的密封性能变化最大,在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下,即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议,可为船用核动力装置发生小破口LOCA后的事故缓解提供技术借鉴。     

地震响应反演核电管道中结构参数方法对比研究

本文研究了以地震响应与地震激励的比值和管道振动控制方程误差为目标特征值时,利用地震响应反演管道中结构参数的可行性与差异。推导了两种方法可通用的迭代数学模型,利用地震响应反演某管道有限元模型中的结构参数。结果表明：合适条件下二者反演结果具有类似的精度,但基于地震响应与地震激励比值的方法具有更高的鲁棒性,适合使用位移响应;基于振动控制方程误差的方法对反演参数初始估计的依赖性更低,适合使用加速度响应。     

美英研究机构建立合作

【美国核能协会网站2007年1月报道】随着电力需求的大幅增加以及环境压力的日益加大,世界各国都在考虑核能在不同能源结构中的作用。     

核电厂负刚度阻尼隔震结构的地震响应研究

隔震技术能有效减小核电厂上部结构的加速度响应,但强地震作用下隔震层位移过大会导致管道断裂。本文基于曲面运动原理及预压弹簧伸缩特性提出了一种负刚度阻尼系统,通过球铰在拱球面曲线运动实现负刚度特性,并在弹簧压缩方向提供黏滞阻尼性能。提出了负刚度系统的理论恢复力模型并进行了力学特性分析,设计了负刚度装置并完成了静力试验,结果显示理论恢复力模型与试验结果的一致性较理想。将核电厂负刚度阻尼隔震结构与核电厂隔震结构进行了地震响应对比分析,比较了不同地震波输入下的地震响应。结果表明负刚度阻尼系统可有效同时减小核电厂上部加速度响应和隔震层位移响应。     

阿海珐集团与三菱重工签署MOX燃料供应协议

【美国能源部网站2006年11月29日报道】美国能源部(DOE)11月29日宣布,11个商业企业和公共机构将获得最多达1600万美元的资助,以为建设一体化乏燃料设施开展详细的场址研究工作。在与相关机构完成磋商后,DOE将在2007年年初发放资金。     

坚持自主创新 不断提升核电建造自主化能力

在国家积极推进核电建设的电力发展基本方针指引下,我国新一轮核电建设已拉开序幕。2007年11月2日,经国务院批准,国家发改委正式对外发布我国《核电中长期发展规划(2005—2020年)》。根据保障能源供应安全,优化电源结构     

美国21世纪首台新核电机组并网发电

正【世界核新闻网站2016年6月6日报道】美国田纳西流域管理局(TVA)瓦茨巴2号机组2016年6月3日实现首次并网发电。这台1165 MWe压水堆机组因此成为美国21世纪实现并网发电的首台新机组。此前一台机组是1996年投运的瓦茨巴1号机组。瓦茨巴2号机组1972年动工,1985年暂停建设,当时该机组完成约55%的建设工作。田管局2007年决定恢复该机组的建设,并将该机组的工程、采购和建设合同授     

地下实验室主体结构方案设计影响因素分析

主体结构形式的确定是高放废物处置地下实验室工程设计的关键内容。从地下实验室类型、功能要求、深度确定、用地条件、地形条件、工程地质条件、建造实施、运行安全、长期安全性及许可证申领、环境保护和工期与造价等方面讨论和分析对影响主体结构方案设计的因素,并提出了设计建议,以期为我国地下实验室总体方案设计提供参考。     

高压空气冷却器管束冲蚀破坏的数值模拟及其结构优化

针对高压空气冷却器管束易发生由腐蚀引起的泄漏事故,本文以某公司高压空气冷却器为例,应用计算流体力学(CFD)商用软件Fluent对空气冷却器管束内的流动进行了模拟.计算过程采用标准k-ε湍流模型及SIMPLEC算法.分析了流体力学冲刷对腐蚀过程的作用,并找出管道冲蚀破坏严重的位置.计算模拟结果与实际管道的检测结果吻合较好.同时,本文研究了不同过渡结构的管束内流体的流动特性,为空气冷却器管束的结构优化提供了一定的依据.     

核动力管道抗震完整性试验及分析研究

对于偶发性地震载荷过分保守的处理导致核电厂管道系统使用大量的阻尼器、支吊架而使管道系统刚性过大,使核电厂的制造、安装、在役检查及维修等费用增加。依托主管道先进设计技术和试验验证项目,完成了核动力管道系统的抗震极限承载能力试验。将试验和计算分析结果与现行规范对比,明确了当前管道设计标准的安全裕量,提出了管道系统阻尼比值与应力评价准则等参数的取值建议。     

上海核工程研究设计院

正策划程序修正卓越Plan Procedure Revise Outstanding概况上海核工程研究设计院(以下简称"本院")始建于1970年2月。2007年6月,根据《国务院关于组建国家核电技术有限公司有关问题的批复》(国函[2007]35号)的要求,作为高新技术企业的本院从中国核工业集团公司整建制划转国家核电技术有限公司。本院在核电技术领域实力雄厚,拥有甲级工程设计证书、甲级工程咨询资格证书、建设项目环境影响评价甲级资格证书、甲级建筑智能化证书、压力容器设计许可证、压力管道