压水堆式核电站堆内构件抗震试验研究

1 试验研究的目的和意义根据<核电站通用设计准则>的有关要求,在遭受地震等自然灾害时,对安全重要的核电站系统、结构和部件,须不丧失其完成安全功能的能力.要求在一般情况下不停止生产,在极特殊情况下不应发生核扩散事故.反应堆内部构件(简称堆内构件)是核电站核安全一级和抗震Ⅰ类的核岛主设备之一,它的梁型、板型、壳型部件间有多处间隙、非线性弹簧、非对称约束,是一个复杂的结构系统.我国首次自行设计建造核电工程,缺乏资料和经验.为此,除计算分析外。

模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。

新型湿冷系统的应用探讨与热力特性研究

针对模块式小型压水堆的特点,提出了新型湿冷系统,并介绍其相应的结构组成、不同型式及运行方式。针对新型湿冷系统的运行特点,建立了新型湿冷系统直流部分与二次循环部分热负荷比例分配的数学模型。结合某电厂ACP100核电机组,对新型湿冷系统进行热力特性分析可知,直流冷却负荷百分比的变化对二次循环流量、凝汽器进口水温、凝汽器压力、以及净微增功率的影响显著。应用新型湿冷系统的优化计算方法,对循泵耗功进行计算可知,循泵耗功不仅受到循泵运行方式的影响,还与新型湿冷系统的运行方式,以及直流冷却负荷百分比有关。

积极开展核电研究 开辟能源新途径

核电是一种安全、低碳、功率密度高、可大规模利用的能源,具有高效和CO_(2)等化学气体零排放的优点。从中国核电站建设政策推进,核电站安全性,核电技术特别是中国“华龙一号”和小型多功能模块式压水堆ACP100“玲龙一号”核电站技术的建设、运营和效益等各方面在内陆建站的概况,利用核电和H_(2)对有关产业实现CO_(2)超低排放和零排放的影响等方面进行了分析研究。研究认为,山西作为内陆省份煤炭大省,煤炭外输,发电用煤,钢铁、水泥、陶瓷和氮肥生产等工业耗能耗煤量巨大,CO_(2)减排压力巨大。要实现“碳达峰、碳中和”国家发展战略,成为国家能源革命排头兵,就要清醒认识能源革命就是要革矿物石油和煤炭用作燃料的命。而当今唯一能大规模代替石油和煤炭燃料,CO_(2)零排放的新能源——核能,具有独特的、其他能源不可取代的优势。因此,要积极开展有关核电的研究,其中重点在开始研究筹办核电站。