压水堆核电站结构材料的腐蚀行为研究进展

利用具有高品质、高效率的核电能源对有效促进我国能源结构转型具有重大意义,保障核电站的安全运行是发展核电的基础和重点。由于核电站结构材料在相关水环境中极易受到腐蚀而影响核电站的安全运行,因此对这些设备材料的腐蚀行为开展深入研究尤为重要。本文以目前国内外使用率最高的堆型压水堆（PWR）核电站为重点,综述其结构材料在运行过程中常见的一些腐蚀类型,重点分析应力腐蚀、点蚀、电偶腐蚀的特征、机理及影响因素,并对PWR核电结构材料的发展趋势进行展望。     

核供热堆小破口事故实验研究

通过不同功率、不同破口尺寸核供热堆小破口汽相事故排放的实验,研究了自然循环中断过程中系统的安全性和循环流量的波动现象;实验结果对核供热堆的安全运行及验证小破口事故安全分析程序有重要意义.     

核电站用阀门检验项目综述

简要综述核电站用阀门质量检查的项目,分析了核电阀门检验过程常见问题并提出了解决的方案.对有效的控制核电站用阀门的质量,保障核电安全运行起到积极作用.     

技术管控是提高中国核电安全平稳发展的核心要素

通过对现今世界环境下重大核事故进行简要分析,对目前中国核电站的安全保障技术和科学化管理进行阶段性阐明,得出中国核电的稳步发展和其采取的安全技术保障为中国经济的快速发展和环境保护做出巨大的贡献.进而论述我国应长期关注核能动向、保障安全、加强管控.推进我国核能长效健康发展.     

核电项目阀门制造过程中的质量控制

核电阀门质量的好坏直接影响了核电站的安全运行.为了实现核电阀门在设计、选材、制造、检验等各个环节的安全,结合国内生产核电阀门的现状,提出了关于核电阀门制造质量控制的相关建议,旨在对核电阀门制造的质量控制提供相应的技术参考.     

核供热堆小破口事故实验研究

完成了不同功率、不同破口尺寸的液相事故排放实验,研究了自然循环中断过程中系统的安全性和循环流量的波动现象。实验结果对核供热堆的安全运行及验证小破口事故安全分析程序有重要意义。     

基于知识网格的核电设备动态安全评估体系

保证核电站的安全可靠运行需要定期对核设施进行安全检查并对其老化状态进行动态安全评估,为充分共享和利用广域范围内由领域内相关企业提供的与动态安全评估相关的信息和服务,在分析目前核电设备动态安全评估现状和需求的基础上,以协同完成核电设备动态安全评估为任务,利用知识网格在实现跨平台互操作、资源与服务共享等方面的特长,搭建了基于知识网格的核电设备动态安全评估体系结构,阐述了网格技术服务平台的基本组织结构及工作原理,并通过实例介绍了基于知识网格的动态安全评估系统运行模式及应用.     

上海核电三十年

上海核电产业作为大型成套设备制造业的重要组成部分,从２０世纪７０年代初周恩来总理指示要搞原子能发电,并筹建我国大陆第一座核电站起步,至今已走过了风风雨雨的三十年。三十年来,上海核电从无到有,从小到大,取得了长足的发展,现已形成     

关于我国核电发展战略要素导向

本文阐述了发展核电符合能源转换、替代的客观规律，积极发展核电是我国能源战略的组成部分；设想2000年后，华东、华南能源严重短缺的省市只建核电站，不建或少建火电站，经济发展所需电力由核电提供；最后论述了我国核电技术路线导向。     

核电工程设计进度管理体系建设

正引言《国家能源科技"十二五"规划(2011-2015)》对核电领域明确提出了消化吸收第三代核电技术、建造具有自主产权大型核电站的发展目标,核电在中国已经进入一个快速发展的崭新阶段。国核电力规划设计研究院在核电发展战略的指引下,承担着全球首批AP1000第三代核电站的常规岛及其BOP设计,在进行技术攻关的同时,也在不断探索设计管理模式的变革,尤其是在核电工程设计进度管理体系的建立上进行了一些有益的尝试,建立了以"计划管理为基础、接口管理为关键、IED管理为实体、信息化平台为载体"的设计进度管理体系。     

对江西兴建核电站的商榷

我国核电技术才刚起步,经验不足,先搞一点,积累经验是可以的,要想用核电替代常规电站不经济。我省资金又紧缺,建议在电力建设中,应优化投资决策。     

我国核电站退役应考虑的几个问题

本文首先概述了核电站退役工程的三个阶段,之后着重概括了我国核电站退役应考虑的有待进一步完善的四个方面,即：核电站退役资金、核电站退役法规制度、核电站退役技术、核电站退役废物处置等四个方面。     

RCM介入核电站设计的探讨

文章简要介绍了RCM,以及通过介绍RCM在核电站的应用,对于在核电站设计阶段就引入RCM理念进行了探讨,得出了RCM介入核电站设计对于核电站的可靠性分析是有益且可行的结论.     

基于故障树分析法的核电厂氢气系统爆炸危害性分析

本文针对在核电厂内广泛使用的氢气系统可能引发爆炸事故的实际情况,利用故障树分析法,对可能导致氢气爆炸的各种因素及逻辑关系进行了全面、简洁和形象的描述,查明了系统内固有的或潜在的各种危险、有害因素,并分析总结了导致氢气爆炸的主要根本原因,提出了针对这些基本原因改善系统安全性的建议,为核电厂氢气系统的安全相关设计、施工和管理提供了理论支持.     

基于RELAP5的反应堆失控提棒反应性引入分析

失控提棒是核电厂中发生频率较高的事故。为了了解该事故发生时核功率、堆芯核通量、堆芯热流密度的表现形式,以某机组压水堆运行核电站设计数据为基础,利用RELAP5进行了反应堆失控提棒反应性引入计算分析。计算结果表明,在次临界状态、热态零功率或有功率状态下,事故过程中核功率响应,虽然在瞬态中的核功率峰值很大,但时间很短,能量释放和燃料平均温度的增加并不大。控制棒组失控提升连续引入反应性,使核功率迅速增长,但功率的增长将被负的多普勒反应性反馈所限制。在高反应性引入速率时,堆芯核通量上升很快,高核通量信号会导致停堆事件的发生。由于燃料和冷却剂系统液体热容的影响,堆芯热流密度将滞后于核通量的增加。为了避免燃料元件包壳损坏,就应该使反应堆保护系统能够在偏离泡核沸腾比(DNBR)下降到限值之前终止该事故。     

大型核电机组给水管道振动初探

以某1000MW大型核电机组在调试试运期间给水管道振动为例,分析讨论了影响给水管道系统振动的主要因素,提出了应对措施。     

基于D5000系统的电网事故预案推演系统设计

在研究D5000系统平台功能的基础上,阐述了电网事故预案编制体系,同时进一步设计和开发了一套基于D5000系统平台的电网事故预案推演系统,来保证事故处理的正常进行和安全校验。电网事故预案推演系统已在安庆调控中心上线使用,使用情况表明,该系统提高了安庆电网的调度水平,为其可靠、安全和经济运行提供了保障。     

A transient multiphysics coupling method based on OpenFOAM for heat pipe cooled reactors

Differing from traditional pressurized water reactors (PWRs), heat pipe cooled reactors have the unique characteristics of fuel thermal expansion, expansion reactivity feedback, and thermal contact conductance. These reactors require a new multiphysics coupling method. In this paper, a transient coupling method based on OpenFOAM is proposed. The method considers power variation, thermal expansion, heat pipe operation, thermal contact conductance, and gap conductance. In particular, the reactivity feedback caused by working medium redistribution in a heat pipe is also preliminarily considered. A typical heat pipe cooled reactor KRUSTY (Kilowatt Reactor Using Stirling TechnologY) is chosen as the research object. Compared with experimental results of load following, the calculated results are in good agreement and show the validity of the proposed method. To discuss the self-adjusting capability of this type of reactor system, a hypothetical accident is simulated. It is assumed that at the beginning of this accident, loss of the heat sink occurs. After 1500 s of the transient process, the reactor system recovers immediately. During this hypothetical accident, the control rod is always out of the reactor core, and the reactor only relies on the reactivity feedback to regulate the fission power. According to the simulation, the peak temperature is only about 1112 K, which is far below the safety limit. As for system recovery, the reactor needs approximately 2500 s to return to a steady state and can realize effective power regulation by reactivity feedback. This study confirms the availability of this coupling method and that it can be an effective tool for the simulation of heat pipe cooled reactors.

     

我国核电未来发展展望

我国近期出现雾霾天气的情况日益增多,污染问题日趋严重,能源结构的调整迫在眉睫.然而随着工业化的发展,对能源需求量不断增加,这为核电的发展提供了机会.通过对能源消费数据的整理及分析,并结合了新能源发电技术特点和核电自身的优势,展望了核电企业的发展前景,阐述了核电技术的发展方向.