压水堆核电站一回路冷却剂系统可靠性分析

压水堆核电站一回路冷却剂系统运行中存在主泵、稳压器等设备随时间失效的情况,继而会带来系统稳定性问题.根据一回路冷却剂运行特点,针对一回路主泵、稳压器、蒸汽发生器和阀门等设备,开展压水堆核电站一回路冷却剂系统可靠性研究,利用适合处理时间相关性的GO-FLOW法建立冷却剂系统的模型,对压水堆核电站一回路冷却剂系统进行可靠性分析.分析结果对于压水堆核电站一回路冷却剂系统的可靠运行提供了研究基础,对核电站安全运行具有一定的指导意义.

压水堆核电厂燃料转运舱辐射源项治理

燃料转运舱作为核电站燃料管理当中的一个重要环节和设备容器,在乏燃料转运过程中,由于表面的腐蚀活化产物的剥离脱落,会在转运舱内产生辐射热点。而在机组大修装卸料前期或过程当中,通常需工作人员去到转运舱进行相关设备的预防性维修或缺陷处理工作,以确保大修期间装卸料工作的顺利进行。

压水堆核电站运行堆芯物理过程的PC仿真

阐述了PWR核电站堆芯的模型化问题,建立了适用于微机仿真的核电站的临界堆中子动力学模型、温度效应中子动力学模型和堆芯热传递模型。应用所建模型,建立传递函数,用微机仿真并对仿真结果进行分析。

测量压水堆核电站一回路水泄漏的 ^(13)N 监测系统

本文描述了监测压水堆核电站一回路水泄漏率的１３Ｎ监测系统的工作原理，系统组成及工作性能。该系统具有探测灵敏度高、可靠性高及响应速度快等优点。

国产压水堆核电站40 GW·d/tU乏燃料棒金相检验

为评价国产燃料棒在较高燃耗水平下的辐照性能,在中国原子能科学研究院燃料与材料检验设施(303热室)对燃耗为40GW·d/tU的国产压水堆核电站乏燃料棒进行了金相检验。检验内容包括芯块宏观与微观组织、包壳水侧腐蚀与氢化物分布、芯块-包壳相互作用状况等。金相检验结果表明:40GW·d/tU燃耗下,芯块未发生明显的轮廓变化,气孔率为3.3%~5.8%,晶粒组织为等轴晶,平均晶粒尺寸为7.2μm;Zr合金最大水侧氧化膜厚度为23μm,氢化物分布和含量正常,最大氢含量约为150μg/g,同时不同部位的包壳氢含量与水侧氧化膜厚度基本呈线性关系,水侧腐蚀处于正常水平;包壳内壁有局部轻微腐蚀,包壳与芯块之间存在间隙,未发生包壳与芯块相互作用情况。

国产压水堆核电站机组主管道疲劳裂纹扩展特性实验研究

在室温条件下,对国产压水堆核电站主管道母材及其TIG接头试样进行疲劳裂纹扩展试验,并采用光学显微镜观测裂纹扩展路径,结合扫描电镜观察试样断口微观形貌。试验结果显示TIG接头的裂纹扩展速率高于母材,基于简化的四参数全范围Forman模型可以表征主管道母材与焊材全范围的疲劳裂纹扩展规律。疲劳裂纹在奥氏体与铁素体相内主要呈穿晶扩展,但在部分区域裂纹沿?/?或?/?相界产生分支。

压水堆核电站堆芯集中参数模型的微机仿真

阐述了 PWR核电站堆芯的模型化问题 ,提出了适用于微机仿真的核电站堆芯的物理数学模型。将核电站堆芯分为三大块分别建立模型 :中子动力学模块、反应性反馈模块、堆芯热力学模块。建立系统传递函数 ,运用 MATLA仿真 。

压水堆核电站负荷跟踪的研究

阐述了核电站负荷跟踪的必要性，运行方式、物理数学模型和计算程序的研制，以及存在的问题和改进方法。核电站负荷跟踪与运行方式、调节特性有很大关系。实践表明：只要设计合理，参与负荷跟踪是完全可能的。如果进行适当改进，运行性能还将进一步提高。

压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响

介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。

压水堆核电站凝结水精处理系统设置方案研究

基于核电机组的设计和运行经验分析各种工况下压水堆核电站凝结水精处理系统运行的技术和经济效益,提出了凝结水精处理系统的设计原则为:核电机组凝结水精处理系统功能应满足机组起动和凝汽器发生冷却水泄漏时凝结水的净化需要,以便在机组正常运行时可不投运该系统;以海水作为冷却水时,应设置全流量的凝结水精处理系统;以淡水作为冷却水时,应根据冷却水含盐量、凝汽器泄漏允许值、二回路水质控制标准、蒸汽发生器排污量等相关因素经综合计算确定设计容量。凝结水精处理系统应采用"阳床-混床"工艺。

浅谈压水堆核电站主泵的设计、运行和维护

简要介绍300MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵(主泵)的功能、主要设计特点、设计参数,它的各种辅助系统及其功能以及泵的维护和检查要点.

压水堆核电站凝结水精处理系统选择研究

在总结国内核电站凝结水精处理系统配置及运行状况的基础上,结合亚临界参数以上火电厂均设置凝结水精处理系统的情况,指出压水堆核电站设置凝结水精处理系统的必要性。由于国内对于压水堆核电站凝结水精处理系统进出水水质无相应规范标准,给出了美国凝结水精处理系统实际数据。针对核电站凝结水精处理系统的运行情况,建议内陆核电站设置50%额定凝结水量的凝结水精处理系统,滨海核电站设置100%额定凝结水量的凝结水精处理系统。

基于微机的压水堆核电站模型化及其动态仿真

研究了压水堆核电站主回路系统的模型化问题,提出了适应于微型计算机仿真的核电站系统程序。文章将核电站主系统划分为五大模块分别建立数学模型:堆芯中子动力学模块采用点堆动力学模型;堆芯和燃料模块采用一维分布参数模型;稳压器模块采用三区不平衡模型;U型管蒸汽发生器模块采用具有可动边界点的漂移流模型;管道模块采用集总参数模型。然后根据控制容积法思想,运用中心差分法对所提出的数学模型作空间离散化处理,得到以时间为自变量的有关状态参数的微分方程组。选用吉尔方法求解刚性微分方程组的初值问题。编制了相应的微型计算机程序DYSONP。并以H. B. Ronbinson压水堆核电站为例,对电站甩负荷、蒸汽发生器蒸汽排放阀误动作和蒸汽发生器传热管道破裂三类事故的20余种工况下的瞬态安全问题进行了分析。计算表明,所得计算结果与大型程序RELAP5的相应仿真曲线基本一致,并与有关试验数据符合良好。

自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简要介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站(CNP1000)核蒸汽供应系统的概念设计 ,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统。

压水堆核电站严重事故紧凑型仿真机开发

为了缓解压水堆核电站可能发生的严重事故的后果，也为了满足安全分析工程师和概率风险评价人员的需求，并在与国际原子能机构合作框架协议内，研制开发了紧凑型的严重事故仿真分析机 MELSIM- PC。该仿真系统主要由仿真核心程序、同步通讯程序、人机界面程序等几个部分组成，可以工作在一台普通的微型计算机上，成功地实现 MELCOR程序变量的运行数据库管理、电站动态图形显示、仿真计算控制、再启动和仿真重演等重要功能。

压水堆核电站一次侧水化学与设备材料腐蚀损伤的关系

压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电站一次侧运行水化学的优化控制是减少辐射剂量,防止关键设备腐蚀损伤,保持燃料性能的最经济、最有效的途径之一,其本质是通过水化学与设备材料的交互作用改善材料表面氧化膜的特性.综述了PWR核电站一次侧主冷却剂水化学与设备材料腐蚀损伤关系的研究现状及问题,介绍了近年来在PWR一次侧注Zn水化学(Zn-injected water chemistry,ZWC)方面的应用基础研究进展.

压水堆核电站核功率控制模式的优化

分析了核反应堆反应性控制的3种方法,以及压水堆核电站核功率的4种控制模式.对压水堆核电站核功率控制技术的发展优化趋势提出了看法:随着电网对核电站负荷跟踪要求的提高,控制棒方法将继续强化,可燃毒物棒方法有变革的潜力,化学溶剂的控制比例将会进一步减少.

浅谈压水堆核电站主泵

简要介绍核电站主流堆型——压水堆、压水堆核电站主泵(反应堆冷却剂循环泵)的种类、功能及以300 MW压水堆核电站反应堆冷却剂泵(简称主泵)的结构特点、关键部件(水力部分、密封、轴承等)的工作原理、性能及特点。

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。

压水堆核电站在役检查常用无损检测方法简介

简要介绍了压水堆核电站在役检查常用无损检测方法的定义、适用范围、类型等,并列举了每种检测方法在核电站在役检查中的一些应用。