一体化堆顶的通风设计方案研究

在核电项目设计中,通风系统对核电站工艺系统功能实现起着重要的支持作用。本文对各堆型反应堆堆顶结构及其通风系统展开分析和调研,对更为先进的一体化堆顶技术方案及相应的通风系统方案进行对比分析,确定各方案优缺点,并提出推荐方案。

基于反应谱法的一体化堆顶围筒组件抗震性能评定

核电厂一体化堆顶围筒组件是一体化堆顶组件的主要承力件并提供辐射屏蔽保护。在围筒组件的设计阶段需要对其运行工况进行力学分析,以保证围筒组件在极端事故工况下不发生破坏。本文首先分析了围筒组件的工况和荷载组合。在其中条件最为苛刻的D级工况下,采用反应谱法对围筒组件进行了有限元抗震分析,并计算了其它荷载的作用。结果表明围筒组件的设计满足ASME规范要求。因此,围筒组件能够抵御极端事故工况。

“华龙一号”一体化堆顶结构下部围筒筒体焊接缺陷分析与改进

":华龙一号"一体化堆顶结构CRDM抗震支撑结构下部围筒筒体在焊接过程中连续出现两次返修补焊,在最后一次返修补焊清除缺陷过程中,由于发现较多的焊接裂纹,导致下部筒体整体报废。详细分析了下部筒体焊接缺陷产生原因,采取了变更焊接坡口设计、优化焊接工艺参数、变更焊接坡口位置、采取整体锻件等改进措施。这些改进措施对后续"华龙一号"以及AP1000核电机组一体化堆顶结构围筒的焊接具有重要的借鉴意义。

核电厂一体化堆顶组件电缆桥架结构分析与评价

为保证一体化堆顶组件电缆桥架在寿期内的结构完整性,应用ANSYS程序对其进行静力分析、模态分析和动载荷作用下的反应谱分析。模态分析采用子空间迭代法计算得到结构的固有频率、振型和参与质量。运用谱分析法进行安全停堆地震SSE及设计基准管道破裂DBPB载荷下的动态反应分析,得到结构的应力分布及动态反应值,采用平方和平方根法(SRSS)进行组合,评定结果表明该结构满足规范有关应力限制要求,可为该设备的在役检查和维修提供依据。

CAP1400一体化堆顶组件冷却系统通风数值研究

反应堆一体化堆顶组件(IHP)的主要功能之一是为控制棒驱动机构(CRDM)的磁轭线圈提供冷却,冷却风源是连接在一体化堆顶组件围筒的通风管上的轴流风机,在正常运行工况下,4个风机中的2个处于工作状态。为了保证CRDM的正常运行,规范书要求磁轭线圈温度应当低于200°C。这一要求通过保证CRDM磁轭线圈部件外的平均流速在15 m/s以上、磁轭线圈部件外表面任何位置的最小风速不小于9 m/s来实现。本文的目的是研究IHP冷却系统在各种风机运行条件下的流动特性,采用CFD方法计算得到IHP内的流场和温度场,为验证IHP设计合理性提供支持。

浅谈AP1000一体化堆顶组件的先进性

一体化堆顶组件是AP1000核电站反应堆压力容器中燃料组件的关键控制机构,是非能动核电技术的重要创新之一。本文通过AP1000与CPR1000两种堆型的比较,对顶盖组件中采用不同设计结构实现相同功能的部件进行介绍。比较说明一体化堆顶组件从人员安全、人力需求、换料周期、操作简化等方面的先进性。

某大型核电站一体化堆顶电气部件安装质量控制

一体化堆顶组件是核电站反应堆压力容器中燃料棒的关键控制机构,通过对组件中电气部件结构和安装特点的合理分析,采取适当的控制方法、管理措施等以达到良好的质量控制,为保证IHP组件功能的实现打下良好的基础,同时也为类似工程提供了很好的借鉴。

CAP1000核电厂一体化堆顶组件悬臂吊的设计与研究

悬臂吊是CAP1000核电厂反应堆本体设备一体化堆顶组件的重要组成部分。对悬臂吊的结构设计进行介绍,并分析了悬臂吊结构计算的工况,确定悬臂吊结构计算的载荷组合,对悬臂吊主要受力零部件在相应组合载荷下的力学性能进行分析和评定,为后续进一步优化设计提供了依据。

一体化堆顶组件悬臂吊吊具的设计

一体化堆顶组件为非能动先进压水堆中的关键设备。悬臂吊作为一体化堆顶组件的重要组件，在一体化堆顶组件上的安装位置比较特殊，采用常规的吊装方法无法正常完成分步安装工作。根据悬臂吊的结构特征以及安装工艺要求，设计了专用的C型十字梁吊具。对C型十字梁吊具的承载分析和静载荷试验表明，该吊具满足悬臂吊所有组件的承载要求。

一体化快堆的内增殖性能研究

为达到高燃耗、低后处理量、长换料周期,一体化快堆以高内增殖为设计方向。本文研究了棒径和P/D(栅距与棒径之比)两个主要堆芯设计参数与内增殖间的关系,研究了降低钠空泡反应性的措施对内增殖的影响。结果表明,棒径的增加和P/D的降低能够显著提高内增殖,为了降低钠空泡效应而增加上钠腔并降低堆芯高径比会造成内增殖的损失。棒径与P/D的具体取值应在物理与热工之间寻求平衡,而对钠空泡反应性应从反应堆整体安全设计上缓解,一体化快堆的设计应以内增殖性能和高效的闭式燃料循环为主要目标。

CAP1000一体化堆顶组件风冷系统流场分析

为验证反应堆一体化堆顶组件的设计能否满足功能要求,采用计算流体力学(CFD)方法对CAP1000改进设计的一体化堆顶组件冷却系统进行流场分析,获得了冷却系统的流场分布,从而为不同工况下的风机选型要求和一体化堆顶组件冷却系统功能提供了技术支持。

固有安全一体化UZrH_x动力堆INSURE－100初步研究

铀氢锆（ＵＺｒＨｘ）堆芯具有很大的瞬发负反应性温度系数。本文所介绍的１００ＭＷ铀氢锆小型动力堆ＩＮＳＵＲＥ—１００正体现了该种燃料堆芯的这一独特优点。在系统布置上采用一体化方案，余热排出采取非能动的自然循环方式。这种固有安全动力堆有很好的前景，是一种理想的热电联供堆。目前，我国已掌握了铀氢锆元件的制造技术，并在铀氢锆（ＵＺｒＨｘ）脉冲堆上得到实际应用。

一体化小型堆主回路自然循环稳态特性实验研究

在模拟一体化小型堆主回路的自然循环试验台架上,进行了小型堆主回路自然循环稳态流动特性的实验研究。结果表明:在输入的外部条件保持一致的情况下,实验本体内的自然循环流动保持了很好的对称性;影响自然循环流量的主要因素是加热功率,入口温度、系统压力等参数的影响较小;提出了一个表征系统自然循环能力的综合特征参数k,可当作指标参数来衡量不同的自然循环回路或不同的运行工况下的自然循环能力,对进一步优化一体化自然循环反应堆的参数设计具有重要指导意义。

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全。

多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析

为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。

上部气空间体积对一体化自然循环核供热堆的性能影响

以清华大学的摩洛哥海水淡化项目（NHR-10）为原型，在保持功率不变、提高设计压力的情况下，对上部气空间的结构参数进行了分析和优化。用RETRAN-02程序建立了一体化自然循环核供热堆的分析模型，通过分析安全阀误开启、断管事故和负荷跟踪瞬态工况，研究上部气空间体积对核供热堆性能的影响。结果表明：在安全阀误开启、堆外断管事故中，堆芯失水量均随上部气空间体积的增大而增大；而在负荷跟踪瞬态工况中，上部气空间体积过小则会引起反应堆压力过高，从而影响反应堆安全。因此，在综合考虑反应堆运行和安全性的要求下，确定上部气空间的合理体积范围为1-2m^3。

AP1000一体化堆顶组件排风管弯头焊缝射线检测

AP1000核电站中一体化堆顶组件(IHP)排风管在受限拼装与焊接条件下,针对弯头对接焊缝,依据射线检测原理,制定射线检测工艺,阐述了受限条件下射线检测过程难点的解决与试验方法,同时依据试验检测结果,对检测技术进行分析与评价。

热电一体化微型空间堆堆芯物理方案设计

热电一体化微型空间堆将堆芯和斯特林热电转换单元集成布置于压力容器内,具有热电转换效率高、结构紧凑、功率密度高及安全性好等特点。本文采用蒙特卡罗程序MCNP对热电一体化微型空间堆进行精细建模,通过合理选取燃料种类、反射层尺寸及控制鼓参数,优化了堆芯物理方案,初步分析了堆芯的中子学特性。结果表明,优化后的热电一体化微型空间堆堆芯满足掉落事故临界安全、动态反应性及运行寿期要求,具有足够大的控制鼓价值及功率分布均匀合理等特点。

一体化快堆与干法后处理

1.引言 1951年美国建成的世界上第一座发电的实验快堆(EBR-I)证实了快堆增殖的可能。1964年美国又建成了另一座实验快堆(EBR-II),其目的是为验证带有蒸汽发电厂和闭路燃料后处理循环设施的钠冷快堆的工程可行性,经过几年的运行,达到了上述目的。实际上这就是一体化快堆的雏形。

一体化快堆的核燃料循环

【苏联《国外原子技术》1988年,第11期第32页报道】对于具有设备一体化布局并采用金属燃料的快堆(IFR),开拓了建立闭合燃料循环的新方法。经过深入研究的液体金属反应堆燃料后处理方法与惯用的,随后从回收物制造黄饼来实现燃料再生的水法有本质区别。