复杂载荷下的核管路支架智能布置

当前,核电管路支架布置通过人工试算反复迭代来实现,存在劳动强度大、设计周期长、成本高等缺点。借助管路有限元力学分析,提出一种基于粒子群-遗传混合算法的三维空间核电管路支架智能布置方法。布置示例表明,所提方法可在管路的三维全局空间内自动布置不同功能的多个支架,在满足《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》设计规范的同时减小了工作量。

AP系列压水堆核电厂冷态性能试验风险识别与管理

AP系列压水堆机组(如AP1000、国和一号等)相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列压水堆冷试准备及实施风险、应对措施,为后续AP系列压水堆冷试准备及实施的安全、质量和进度管理提供参考。

核反应堆压力容器低合金钢与奥氏体不锈钢异种金属焊接研究现状

核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,从焊接填充材料的选择和优化、可能应用的焊接方法、焊后热处理及工艺控制等方向探讨了解决措施与发展方向。为提高此类接头质量和可靠性的研究提供参考,从而确保核电站的安全运行。

核电厂反应堆保护系统可靠性分配研究

为实现对可靠性指标的合理分配,以典型反应堆保护系统结构为研究对象,并基于通用共因失效数据和类似设备经验数据,提出了一种可操作性强的反应堆保护系统可靠性分配方法。详细介绍了可靠性分配流程,并进行实例推导。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。

高温气冷堆技术研究及展望

概述现有核反应堆的类型,并对气冷堆进行介绍,对高温气冷堆的组成及其历史发展进行重点阐述。目前,高温气冷堆多以氦气为冷却剂,具有独特的技术优势。随着煤炭、石油等传统化石燃料的消耗,世界各国已重新将针对核能的研究与开发提上日程。核能领域目前仍存在一些问题亟待优化,但随着相关技术的发展,核能依然会成为一类重要的能源。

AP1000再循环管道系统的检查装置设计与开发

基于AP1000电站在安全壳淹没事故工况下对安全壳再循环管道的检查要求,开发了一套安全壳再循环管道检查装置。描述了安全壳再循环管道检查装置的设计思路及软硬件结构,在满足检查要求的同时丰富了已有的检查思路。经基础功能验证,证明了检查装置有较好的性能和多样化的扩展性。

控制棒驱动机构耐压壳顶部螺母破拆修复工艺

在机组装换料大修期间,根据预防性维修大纲会对控制棒驱动机构顶部螺母进行拆装。经查阅历史检修记录可知,螺母与螺杆咬死现象发生率极高,咬死后维修人员手工破切螺母,无标准检修工艺约束,易导致因检修方式不当引起的驱动机构耐压壳损伤,机组无法运行的风险。根据历史检修经验反馈,专门设计了一套控制棒驱动机构顶部螺母破拆修复工艺。该工艺依托专用工装执行,以达到耐压壳主体结构不受破坏的前提下进行咬死螺母破切及螺杆螺纹修复工作。

HPR1000与AP1000堆芯测量系统差异性分析

堆芯测量系统实现了反应堆内部中子通量、温度等参数的实时在线监测,对核电站的安全、经济运行起到了关键的作用。AP1000是从美国引进的第三代核电技术,HPR1000是我国自主开发的第三代核电技术,两种堆型的堆芯测量系统在设计上具有相似性,但在系统功能、系统组成和系统结构上存在一定的差异。本文通过比较两者堆芯测量系统的相同点和不同点,为后续堆芯测量系统的优化设计提供建议。

小型化耐辐照抗干扰同轴电缆研制

在小型化耐辐照抗干扰同轴电缆的常规核电电缆性能基础上,通过研制绝缘材料、设计电缆结构、调整生产工艺等方法,成功研制了一种新型的核反应堆堆芯探测器电缆。与原有核电站核反应堆堆芯探测器电缆相比,研制成的电缆具备外径为12.3 mm、累计辐照剂量为1.0×10^(6)Gy、转移阻抗为28 mΩ·m^(-1)等特性,满足实际使用场景需求。该小型化耐辐照抗干扰同轴电缆在实际应用中,使用场景更加广泛,可以应用到比现有核电站更小的核反应装置中,如试验堆、空间堆、核动力水下船只等。

CAP1400堆内构件压紧弹性环的优化设计

压紧弹性环是核反应堆内构件的重要部件,它是位于上部支承法兰与吊篮筒体法兰之间的弹性圆环,在反应堆运行时压紧堆内构件。文中对反应堆运行时堆内构件的受力情况进行力学分析,从而确定压紧弹性环所需提供的压紧力载荷大小,在满足压紧力要求的前提下,对压紧弹性环的尺寸进行优化设计。

反应堆压力容器的应力分析

反应堆压力容器在异常、事故工况下承受包括自重、负载、内压以及地震等载荷,本文拟采用反应谱法对反应堆压力容器进行应力计算,由模态自振频率分析知,反应堆压力容器的一阶固有频率大于33Hz,所以最终采用等效静力法对反应堆压力容器进行应力计算,同时对底封头、筒体、出入口接管段、法兰段、顶盖等主要部分进行应力分析,对法兰密封连接螺栓进行校核,从而证明了反应堆压力容器结构安全,同时也为不同结构的压力容器应力分析提供参考。

核电厂反应堆保护系统停堆断路器的功能实现及调试

本文针对核电站反应堆保护系统的反应堆停堆功能,首先介绍了如何通过停堆断路器来断开棒控系统控制棒工作线圈的电源以完成停堆功能,然后给出了停堆断路器的工作原理,并进一步指出了DCS控制系统是如何控制停堆断路器完成停堆功能。

池内过冷沸腾气泡行为及传热特性研究

在考虑传热表面固液接触机理的基础上,通过实验对池内过冷沸腾气泡行为及传热特性进行研究,揭示过冷池沸腾中热流密度和液体过冷度对气泡行为及传热的影响。结果表明:热流密度越大,气泡振荡得越剧烈,气泡尺寸也增加;过冷度越小,气泡尺寸显著增加,振荡幅度更大;气泡振荡幅度与频率的增加,尺寸的增加,会更易导致气泡的聚并与脱离,导致表面传热系数增加。

反应堆数字工厂设计生态环境

本文介绍了一种基于规则和数据流的反应堆数字工厂设计生态环境[1]建设方法,旨在提供一种反应堆一体化集成式数字工厂设计方案,解决反应堆数字工厂系统离散设计、数字化应用水平不均衡和二、三维设计校验信息不一致等问题。按照系统工程思路,结合大规模多群集成设计和协同设计的需求、反应堆数字工程设计特点、数字工厂设计分析系统、数字工厂设计规则及数据流特性,给出反应堆数字工厂设计生态环境研究方案。通过将设计系统、业务流程、设计方法、标准体系与设计环境[2]进行深度融合应用,开展数字工厂二、三维集成设计,是贯彻反应堆工程设计数字转型思想和一体化数字工程设计验证的核心,也是研发更安全、更经济、更高效的新型反应堆的重要设计方法之一。

模块式小型堆功率运行状态落棒事故研究

文章对模块式小型堆(ACP100)在反应堆满功率运行时的落棒事故进行分析,研究模块式小型堆在落棒事故后堆芯的热工安全。落棒事故计算分析的结果表明,对于ACP100,即使发生了功率运行状态下落棒事故,最小DNBR仍高于限值,燃料棒发生DNB的份额为0,满足安全限值准则的要求。事故发生后,操纵员可以根据操作规程将反应堆带入安全状态。

华龙一号主管道设计及国内外技术对比

主管道连接反应堆压力容器、蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵(简称主泵),形成重要的一回路压力边界,为反应堆冷却剂提供循环通道,承受高温、高压和高强放射性,是关系反应堆安全运行的关键部件之一,属于核安全一级设备。华龙一号采用自主化设计、制造的主管道技术,降低了设备采购和核电站建造成本,提高了工程建造效率,缩短了核电站建造周期,对核电自主化具有重要意义。文章论述了华龙一号主管道设计的主要思路,对国内外同类技术进行总结对比,为后续核电工程提供借鉴。

小型反应堆安全特性比较分析

随着全球核电的发展,小型堆由于具有高安全性、结构简化、用途广泛等特点而受到越来越多国家的关注。研发设计小型反应堆,提高堆型的安全性、多应用性,是未来核电发展一个重要选择。针对世界上众多的小型堆技术,文章介绍了轻水堆、高温气冷堆、液态金属反应堆、熔盐堆四种反应堆技术为代表的主要堆型,对比其设计特点和设计参数,总结了小型反应堆总体安全特征,并对四种小型反应堆的固有安全特性和工程安全设计进行分析,为后续的堆型发展提供思路。

反应堆临界外推方法分析

反应堆启动临界分为首次启动、恢复启动和换料启动,通过外推临界状态来控制反应性的引入是目前压水堆核电站实现反应堆达临界的常用控制手段。通过对1/M临界外推法的介绍,论述临界外推方法的功能与作用,如棒位外推、硼浓度外推、稀释水量外推等。同时阐述外推过程中外推曲线的凸凹变化及影响因素,并对其进行偏差分析与修正,降低反应堆启动期间出现超临界现象的风险。

VVER与M310机组堆内核测系统对比

VVER机组为我国引进的俄罗斯的先进压水堆,是目前我国建成的最先进的核电站。M310是我国在引进吸收的基础上不断改进形成的成熟的二代堆型,是目前我国商运机组的主力机型。堆内核测系统用来测量反应堆功率、堆芯中子通量的分布、堆芯燃料组件出口温度和水位等重要信息,对核电厂的安全运行起着重要的作用。两种堆型的堆内核测系统在设计理念和功能上有很大的不同,本文比较了二者之间反应堆堆内核测系统的异同,并分析了各自的优缺点。

1000MW核电站反应堆冷却剂主泵的制造工艺

介绍了1000 MW核电站-反应堆冷却剂主泵关键零部件的加工工艺、承压部件和辅助系统的水压试验方法。论述了叶轮、导叶、机械密封等零部件制造工艺,并针对轴封主泵零部件的材料特性,制定了合理的加工方案,从而保证了该主泵的加工精度,满足了设计要求,实现了轴封主泵制造工艺的国产化。