国际可移动小型堆开发与运输安全研究现状

可移动小型堆(TNPPS)作为小型模块化反应堆(SMR)的一种(一般指30 MW以下的SMR),当通过陆路、海运等方式运输后在运输工具上或者从运输工具卸载后能够运行和产生电能,可以满足偏远、局部区域的供热、用电需求,引起了各国的重视。本文简要介绍了国际可移动小型堆发展现状,重点对国际上不同类型可移动小型堆的特点、可移动小型堆发展面临的问题和挑战进行总结,并重点讨论了可移动小型堆运输安全相关问题及对策建议。

用于高温管道的二重动力吸振器设计及力学性能试验

针对传统减振支撑难以解决核电机组中小支管的无规则振动问题,设计了一种基于金属橡胶材料的环形二重三向动力吸振器,其中质量块总质量为0.084 kg,矩形弹簧和金属橡胶固定在质量块与工装夹具之间。首先,构建二重动力吸振器动力学模型。其次,利用质量感应法确定小支管的等效质量,并结合定点理论优化吸振器刚度、阻尼比。最后,对小支管二重动力吸振器系统进行谐响应仿真分析。仿真结果表明:二重动力吸振器对X、Y、Z 3个方向的吸振效果均大于95%。分别对有无安装二重动力吸振器的小支管进行激振试验,正弦激励幅值为5 N,频率为0~150 Hz。数据表明,二重动力吸振器对于小支管主要振动方向Y、Z吸振效果达到95%以上,X方向的吸振效率达到75%以上。

一种核电站标牌制作小型流水线装置研究

核电站机组现场标牌种类繁多,包括安全警示标牌、厂房标牌、设备标牌等。这些标牌的尺寸也各不相同。标牌的制作方式主要有塑料双色板雕刻成型和金属丝印/蚀刻/雕刻成型。然而,由于核电站机组环境的特殊性,标牌常常面临老化变形、腐蚀、破碎等问题,需要进行更换。而新的标牌制作需要一定的时间,通常从发现问题到新的标牌到货往往要经过1~2周时间。在此期间,为了暂时解决标识问题,核电站常常使用纸质的临时标识。然而,纸质标牌容易受到脏污、破损、遗失等情况的影响,给标识管理工作带来了一定的困扰,能不能发明一种核电站标牌制作小型流水线装置解决此问题呢?作者通过组建团队研发出一种小型流水线装置,实现标牌的快速就地生产,跳过临时纸质标牌,直接生产正式标牌,即做即装,大大减少标牌生产到手的中间时间,提高标牌管理效率。

核电厂小支管振动治理和评价

核电厂存在大量的润滑油、仪表管、排气管等2英寸以下的小支管,其机械振动导致的疲劳断裂是运营核电厂经常出现的问题,进而造成系统停运或更加严重的停机停堆。针对核电厂汽轮机润滑、顶轴和盘车系统(GGR)相关小支管出现的振动超标现象,探究了管道振动的根本原因、建立了合理的评价方法,并提出了合理的改造方案。首先,采用现场振动测量和模态试验相结合的方法明确了小支管振动超标的根本原因是结构共振,据此制定了相应的减振改造方案,以避开结构的共振区。然后,从振动幅值的角度评估了改造方案的有效性,结果表明提出的改造方案减振效果明显,改造后的小支管满足相关振动标准和振动疲劳要求,可保证系统和机组的长期安全稳定运行。

海底小半径长距离隧洞衬砌施工技术及应用

核电站通常采用海水进行机组冷却,随着环保要求的提高,核电站冷却水通过海底隧洞排放至外海,隧洞需要衬砌,海底长距离隧洞施工对施工组织,有较高的要求。通过采用仰拱翻模工艺+边顶拱台车+异形模板,混凝土水平运输采用轨道式混凝土运输车的方式进行隧洞衬砌施工,保证混凝土的各项技术参数满足规范要求,解决特殊位置混凝土浇筑质量差的问题,提高整体施工质量和施工效率。

中国发展小型堆核能系统的可行性研究

小型堆核能系统具有厂址要求低、应用灵活、核安全风险低、操控简单、建造周期短、一次性投资小等优点。从我国社会经济发展的角度,分析小型堆核能系统在节能减排、海洋开发、出口海外等方面的市场需求,并结合我国小型堆核能系统发展现状,分析了其在技术和经济性上的可行性。

新能源发电现状概述与分析

随着生态和环境保护形势日趋严峻,发展新能源已成为我国乃至世界能源战略的主流,新能源发电成为未来电力行业发展的主题。新能源不仅包括风能、太阳能和生物质能等传统可再生能源,还包括页岩气和小堆核电等新型能源或资源。2013年,我国风力发电装机容量增长16.1GW,年递增21.4%;光伏发电新增装机容量11.3GW,年增长136.1%;我国拥有丰富的页岩气资源,目前正在加大页岩气勘探开发力度;小堆核电具有小身型、多用途、多选择、高安全等技术上的优势,适合我国电力行业的发展需求。风电的经济性主要体现在经济效益和环境效益上;增强光伏发电的经济效益,可以采取政府优惠补贴、增加发电容量、采用高新技术、开发新材料等措施;我国页岩气开发尚处于起步阶段,如果参照美国经验,国内的页岩气开采成本将远高于现行工业用天然气出厂价;目前国内小堆核电项目在经济上还无法与大堆相比,但随着科技进步和成本降低,小堆核电完全可以收回成本,并取得环境和经济上的双丰收。总之,新能源从辅助能源成为主要能源还需要一个长期的过程。

一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯。选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度。堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区。第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区。第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区。第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件。各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求。

反应堆GGR系统辅助管系稳态振动评估与振动疲劳寿命分析

根据美国机械工程师标准(ASME-OM-S/G2000)规范及法国电力公司(EDF)标准振动评估方法,提出一套用于核电站小支管振动评估及振动疲劳寿命分析的方法,应用该方法对国内某核电站汽轮机润滑顶轴盘车(GGR)系统的辅助小支管振动问题进行评估研究,并计算了小支管系统的允许有效速度。根据振动速度的测量和计算结果进行敏感性评估;采用响应谱计算方法对管座处的应力水平进行计算,并与允许振动交变应力进行比较;采用瞬态动力学方法对管座处的应力时程响应进行计算,根据Miners线性损伤累积模型对管座的振动疲劳寿命进行评估。结果表明谱响应计算得到的振动交变应力幅值高于评估准则的振动交变应力允许值,该管线属于振动敏感管线;而通过瞬态振动寿命计算得到稳态振动疲劳寿命远远高于设计寿命,有较大的安全裕量。

日本小型核动力反应堆及其技术特点

日本原子能研究所研制了包括一体化船用堆(MRX)在内的几种小型核反应堆MRX采用容器内置式控制棒驱动机构、水淹式安全壳、非能动余热排出系统;MR-100G和MR-1G是专门为区域供热和冷却系统提供能源、一回路系统自加压的全自然循环一体化压水堆。其排放物活性较低,小型化、模块式结构,可直接建于城市、甚至办公大楼的地下。水下探测器用小型潜水反应堆(SCR)的设计思路与MRX基本相同,但一回路为全自然循环。日本小型核反应堆发展的技术思路清晰,注重用途的拓展,具有战略发展远见。在将我国大型核动力反应堆研制经验及其相应技术的推广方面,日本小型反应堆的发展思路值得借鉴。

国外可移动式小型核反应堆动力系统的应用研究

简要介绍了可移动式小型核反应堆动力系统在太空系统、常规潜艇和多功能民用船舶等领域的最新应用研究，综述了ＳＰ－１００（美国）、ＴＯＰＡＺ－２（俄罗斯）、ＥＲＡＴＯ－２０（法国）、ＡＭＰＳ－Ⅱ和ＡＭＰＳ－Ｉ（加拿大），以及ＤＲＸ（日本）等小型核反应堆动力系统．研究表明：可移动式小型核反应堆动力系统以其独特的优点，将被用于２１世纪的太空系统、常规潜艇和多功能民用船舶．

现代常规潜艇的小堆AIP技术

本文从现代潜艇对动力系统的要求出发,提出了现代常规潜艇的小堆不依赖空气推进系统(Air Inde-pendent Propulsion,AIP)的技术原理、结构配置与适用堆型;并展望了小堆AIP系统现代常规潜艇的性能状况。

两相临界流实验研究

针对核电站小破口失水事故,对锐边直管长径比L/D从1.01到25.61的5种破口型式进行了试验研究,其滞止压力从4.0MPa到22.0MPa,入口流体为饱和及过冷水,过冷度从0℃到60℃。采用均相热力学非平衡模型给出了临界流计算方法,根据试验数据给出了临界流压力比及热不平衡数与长径比L/D的关联式。所得临界流的预报值与试验结果符合良好,用于反应堆安全分析计算,可获得更精确的结果。

水下航行器新型高效动力系统

从水下航行器对动力系统的要求出发,分析了常规燃料AIP、小堆AIP技术和永磁同步电力推进系统国外发展概况,提出了小堆AIP技术和永磁同步电力推进系统组成的水下航行器新型高效动力系统,在对该系统研究后指出了需要研究的关键技术,原理与配置;展望了应用前景.

后福岛时代核电技术升级和小型堆的发展

日本福岛核电站事故引发全球关于核电安全性的关注,核电是否能继续发展为世界提供清洁能源,其安全性成了一个重要的因素。为了解决能源发展困境和核电安全性的问题,拥有非能动安全性、高热效率等优势的第四代反应堆逐渐进入大众的视野;同时,具有安全、灵活、可靠、经济性好等特点的小型堆也应运而生。文章着重介绍第四代反应堆和小型堆的发展对核电领域带来的技术升级。

稳压器汽腔小破口失水事故的模拟

在研究稳压器汽腔小破口失水事故过程物理现象的基础上,对北京核电厂模拟培训中心模拟器中的反应堆冷却剂系统数学模型进行了改进,将两相流模拟分支加入到该系统模拟程序中去,得到了满意的模拟效果。文中给出了改进前、后模拟效果的对比,以及改进的结果与三里岛事故记录的对比。

深海潜器用小型核动力的研制与发展前景

介绍了国外深海潜器用小型核动力装置的现状与发展以及日本的深海研究潜器用小型核动力装置（DRX）。阐述了我国研究开发潜器用小型核动力装置的重要性和必要性。论证了我国发展深海潜器用小型核动力装置的发展前景。

核电站小支管焊接接头的老化监测和检测技术

介绍了压水堆核电厂典型的小支管焊接接头结构、典型老化机理和老化影响因素、役致缺陷分布、特征和失效影响,及其老化管理工作中存在的老化监测检测技术难点和需求。重点介绍了核电厂小支管及其插套焊焊接结构的完整性先进监测和检测技术的研究和应用情况,主要包括:相控阵超声技术在小径管及其插套焊焊接接头检测中的研究和应用;微焦点X射线CT成像技术在能力验证试块标准答案制作中的应用;小径管振动的非接触激光多普勒测量技术及其在小径管老化管理中的应用;基于瑞利散射原理的光纤在线监测应变-温度的研究和应用等。此外,分析讨论了上述监测检测技术的优缺点和进一步的研究和应用方向。

适用于浮动核电站检修时临时起重支架设计

本文针对海上浮动核电站检修工程中工作空间小、辐射剂量大、资源受限、平台浮动等基本问题,提出了一套便携式、高通用性的临时起重支架。采用调整支撑杆高度的方式,提高对不同地基高度使用的要求;采用自由组装的结构,提高设备的便携性及使用便捷性;采用轨道优化的方式,实现多点起吊的功能;采用螺栓螺母锁紧链接的方式,满足安全及稳定性的要求。为了满足设备材料的稳定性及成本性,以304不锈钢为主体材料,结合有限元仿真软件,对1000kg载荷作用下的主要结构的主要性能进行了计算分析,给出了相关计算的具体参数,仿真结果表明该设计可实现小空间环境内检修过程中设备(1000kg以内)的临时起重作业,对浮动环境下的起重作业提供一定的借鉴意义。

小型船用核动力装置运行支持系统人机界面设计研究

通过对小型船用核动力装置运行支持系统基本功能需求的分析,结合操纵员实际需要,对小型船用核动力装置运行支持系统人机界面进行了研究,并提出了优化方法;通过对人机界面的优化评估,改进了人机界面的薄弱环节,已能够初步适应操纵员使用需求。