核电厂地震海啸数值模拟计算及安全评估

日本"3·11"大地震和引发的海啸给日本东京电力公司的福岛第一核电厂造成严重破坏。福岛第一核电厂部分机组的堆芯出现熔毁,大量放射性物质向环境释放。为应对类似日本福岛核事故的自然灾害,开展相关地震海啸研究,先后进行了近海海底地形测量、MIKE21二维浅水波模型数值计算和断面物理模型试验,论证了国内某核电厂防波堤的稳定性及海啸波爬高越浪不会超过防波堤。

VVER核电机组供热抽汽方案研究

为解决燃煤机组供暖造成的环境污染问题,改善空气质量,可以考虑核电机组供热的问题。核电机组有容量大,稳定性好、对环境污染小的特点,利用核电汽轮机抽汽供热可以有效保证寒冷地区的冬季采暖。本文以第三代核电VVER机组为例,对高压缸排气、低压缸排气和再热汽抽汽三种加热抽汽方案进行了对比分析,并介绍了各抽汽方案对机组经济性和安全性的影响。结果表明,再热蒸汽抽方案具有较好的综合技术经济效益。

控制棒驱动机构临界释放电流偏小对控制棒驱动机构功能可靠性的影响分析

国内某制造厂承制的压水堆核电站控制棒驱动机构在进行热态试验后的冷态试验时出现移动衔铁释放临界电流超差问题。为了查找影响移动衔铁释放临界电流超差的原因,历时9个月,从设计、原材料、制造工艺、装配等方面进行了分析排查,并针对可能影响电流超差的因素进行了一系列排查试验,分析判断得出移动衔铁释放临界电流超差的原因是由综合因素造成的。最终对该控制棒驱动机构实施170万步综合性能试验,试验结果表明移动衔铁释放临界电流超差问题对该驱动机构的运行波形、机电延迟时间等性能参数均无不利影响。

AP1000与二代半压水堆RCS系统主设备结构对比与分析

本文简要介绍了AP1000 RCS系统组成、主要技术参数与典型两代半压水堆参数的差别;并详细对比了反应堆压力容器、堆内构件、控制棒驱动机构、蒸汽发生器、稳压器、主泵等主要的压力容器结构上与典型两代半压水堆的差别与改进;以求为设备采购和设计管理工作提供较为详细的支持材料。