测温热电偶拔出回收技术及回收处理装置

核电站反应堆测温热电偶回收处理装置是堆芯热电偶检修、更换、回收的专用设备。本文结合３００ＭＷ反应堆型，介绍了一种结构简单、操作方便、使用安全可靠的热电偶拔出回收技术及回收处理装置。

压水堆驱动线落棒历程计算

控制棒落棒性能验证是核电厂安全分析的重要部分,研制驱动线落棒历程计算程序有利于验证和改进控制棒驱动线设计。基于驱动线结构特点,分析运动组件的受力情况并进行分解,选择理论或数值方法逐一求取各分力的瞬态值,从而建立驱动线落棒历程的循环步进计算程序。利用秦山核电二期工程驱动线落棒性能试验数据对理论模型和程序计算结果进行对比验证。结果证明:所建立的驱动线落棒历程计算程序适用于压水堆驱动线系统,能正确地对运动组件落棒受力与运动历程进行模拟。

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。

控制棒驱动机构传热机理与隔热套性能研究

控制棒驱动机构(CRDM)依靠强制冷却措施维持工作温度。本文针对CRDM复杂的轴向传热机理,基于冷热侧流动的假设建立热虹吸自然对流分析模型,计算得到轴向温度分布及隔热套内径与热虹吸传热量之间的关系曲线;同时进行验证试验,测量不同情况下CRDM内外轴向温度分布和总散热量。通过分析和试验对比证明:基于假设的分析模型能模拟实际情况,热虹吸传质传热是CRDM轴向传热的主要途径,设置隔热套能有效抑制热虹吸、减少散热量。

CAP1400蒸汽发生器汽水分离装置研究

汽水分离装置是蒸汽发生器中的主要部件,其性能不仅会影响蒸汽发生器水力循环特性及水位适用性,决定上部尺寸大小,而且会影响汽轮机的正常运行。对CAP1400核电厂蒸汽发生器汽水分离装置进行了不同蒸汽负荷、饱和水量及高水位和正常水位等试验工况下的热态性能试验,获得了SP3型初级分离器与P3X型干燥器组合随蒸汽负荷、饱和水量、水位变化的分离特性。通过初级分离器和干燥器的阻力测量,分别获得了分离器和干燥器的阻力特性,对CAP1400蒸汽发生器的设计研发起到支撑作用。

反应堆压力容器用SA-508 Gr.3 Cl.1钢钨极惰性气体保护焊工艺研究

反应堆压力容器用材料主要是Mn-Mo-Ni钢,其压力边界焊缝使用的焊接方法仅为焊条电弧焊(SMAW)、埋弧焊(SAW)。为了提高焊接质量、减少清根的工作量,进行了反应堆压力容器Mn-Mo-Ni(SA-508 Gr.3 Cl.1)配套钨极惰性气体保护焊(GTAW)工艺的研究,并完成了焊接工艺评定试验。研究结果表明,钨极惰性气体保护焊可用于反应堆压力容器产品焊接。

蒸汽发生器蒸汽限流器设计改进与试验验证

介绍了压水堆核电站蒸汽发生器蒸汽限流器的一种改进设计。在保持相同喉部总流通面积的条件下,通过试验证明,改进后的19个文丘里管的蒸汽限流器结构的压力损失比传统的7个文丘里管的明显减小,并验证了蒸汽限流器的压力损失计算方法。

CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计

CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件。为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验。堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型。模型比例、模型相似关系和模型简化设计是模拟试验的重要组成部分。对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验试验件简化设计进行了详细的描述。试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能获得相对准确的实验数据。

核电厂堆芯支承下板与吊篮热处理变形数值分析

堆芯支承下板和吊篮均属于核反应堆中的关键组件,对反应堆安全运行起着重要作用。面向堆芯支承下板和吊篮的热处理变形问题,首次尝试建立堆芯支承下板与吊篮的"热-力"直接耦合热处理数值模型,并系统分析热处理过程中堆芯支承下板和吊篮的温度场和残余变形的变化规律;最后通过对比模型结果和工程测量结果,验证了模型和结论的正确性,该分析模型可为后续揭示热处理残余变形机理和热处理工艺优化设计提供模型基础。

CAP1400反应堆整体水力模拟试验件的设计

为了验证CAP1400反应堆堆芯入口流量分配的均匀程度和获得反应堆进口接管至出口接管各关键段的水力特性(流速和压降),需要开展CAP1400反应堆整体水力模拟试验的试验件设计,对此详细介绍了模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系、模型设计原则以及主要模拟试验件设计细节,为类似试验件设计提供借鉴。

反应堆堆芯支承下板热处理变形超差机理研究

堆芯支承下板起到支承燃料组件的作用,其表面不平度对燃料组件安全运行至关重要。工程中堆芯支承下板局部热处理后发生了不平度超差问题,因此亟需揭示其超差机理,避免再次发生类似问题。通过建立堆芯支承下板与吊篮的热处理数值模型,获得了热处理过程中的温度场和结构场分布,并开展了实验验证;基于验证的模型,首次揭示了堆芯支承下板局部热处理不平度超差的机理,为后续产品的热处理工艺优化提供了依据。

核电厂堆芯支承下板热处理工艺优化设计

堆芯支承下板起到支承燃料组件的作用,其表面不平度对燃料组件安全运行至关重要。工程中堆芯支承下板局部热处理后发生了不平度超差问题,因此亟需开展热处理工艺优化设计,避免再次发生类似问题。通过建立堆芯支承下板与吊篮的热处理数值模型,获得热处理后的表面不平度结果,并进一步开展了堆芯支承下板热处理工艺优化设计,为后续产品的热处理工艺制定提供了指导。

蒸汽发生器初级分离器下部支撑板挠度及应力分析

通过ABAQUS有限元软件计算了蒸汽发生器下部支撑板的两种不同结构在承受自重及整个初级分离器重量时的变形及应力。计算结果表明,下部支撑板带弧度的结构和下部支撑板为平板结构的最大Mises应力相差不大,均小于材料的屈服强度,但带弧度的下部支撑板结构在垂直方向上的最大位移要小于下部支撑板为平板的结构。

反应堆整体水力试验模型的流场分析和试验对比

本文采用CFD方法对反应堆整体水力试验均流板模型进行了详细的流场分析。计算获得的堆芯入口流量分配与试验结果相比，大部分组件的偏差在3％以内，个别组件的偏差在5％左右。说明本文的分析方法可用于反应堆反应堆以及后续堆型的堆内流场分析，具有广泛的工程应用价值。

蒸汽发生器液压胀接保压时间及拉脱力的研究

蒸汽发生器是核电站的核心设备,若在正常工作中发生泄漏,将影响整个核动力装置的稳定性和安全性。蒸汽发生器中管板和换热管的连接主要靠液压胀接来完成,液压胀接处最容易发生泄漏,针对蒸汽发生器液压胀接的研究变得至关重要。本文进行了胀接试验及拉脱力试验,确定了合理的保压时间。对胀接过程进行有限元分析,研究了不同厚度管板的残余接触压力,并给出蒸汽发生器拉脱力的理论计算公式。结果表明,保压时间应控制在6~8s,蒸汽发生器拉脱力的计算应使用修正后的公式。

CAP1400反应堆水力试验模型简化和比例分析

CAP1400是我国自主开发的第三代非能动核电站。为了验证CAP1400反应堆水力设计的合理性,有必要开展整体水力模拟试验。在整体水力模拟试验中,试验件比例分析和简化是试验开展的基础。从模型比例、模型相似关系和模型简化设计等方面介绍了模型试验件的设计。对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验的试验件简化设计进行了详细地描述。试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能反映CAP1400反应堆内冷却剂的实际流动状态。

测温热电偶自动插装技术及插装机械手

核电站反应堆测温热电偶插装机械手是堆芯热电偶安装、检修更换的专用设备。本文结合３００ＭＷ反应堆型，介绍了一种新型的热电偶插装技术以及插装机械手的结构和工作原理。经实例应用认为，该插装技术可作为导管引导式铠装热电偶的安装设备。

基于ATHOS与CFX的蒸汽发生器二次侧局部流场分析

借助CFx程序中的轮廓边界条件技术，将蒸汽发生器热工水力分析程序ATHOS的计算输出转换为CFx程序的计算输入，可以实现两种程序的连接，发挥它们各自的长处，从而对蒸汽发生器二次侧一些局部区域的流场做较为精细的CFD分析。以美国西屋公司的Delta125蒸汽发生器为例，按照此方法对二次侧下部流场做了分析计算。

压水堆蒸汽发生器三维两相热工水力分析程序开发与验证

为解决我国核电厂蒸汽发生器二次侧三维两相热工水力分析程序缺乏的问题,针对压水堆核电厂蒸汽发生器结构特点,以CFD软件中多孔介质模型为基础,采用UDF对CFD软件进行了二次开发,完成了蒸汽发生器二次侧三维两相热工水力分析程序的开发。基于模化分析采用小规模管束进行流动传热试验,模拟蒸汽发生器一、二次侧流场,获得试验体试验工况下的一、二次侧流场数据。采用开发的程序对试验件建模分析,结果表明:该程序能够实现对蒸汽发生器试验件的模拟,预测结果与试验测量结果符合良好,证明了该程序计算结果的可靠性。

核电堆内构件紧固件镀铬工艺研究

以核电堆内构件螺栓为基体电镀硬铬,研究了镀液铬酸酐质量浓度、温度和电流密度对镀层性能的影响。结果表明,镀液温度和铬酸酐质量浓度对镀铬层显微硬度的影响较大,电流密度的影响较小,较佳的工艺条件为:CrO_(3)质量浓度230 g/L,温度55~60℃,电流密度25~35 A/dm^(2)。该条件下制备的镀铬层显微硬度、结合力、成分、厚度等均满足设计要求。