核电站控制棒驱动机构棘爪销孔堆焊技术研究

为确保核电站控制棒驱动机构的核心运动部件——棘爪在60年全寿命周期的安全可靠性,以及运动时具有良好的耐磨性和韧性,采用氧乙炔堆焊方法对棘爪表面和销孔进行钴基合金堆焊。通过自主技术攻关,堆焊后的棘爪在模拟核电站反应堆压力容器高温高压的运行环境下,完成了1 000万次的寿命考验,并具备了批量化工程应用的能力,打破了国外的技术垄断,填补了国内该领域的空白。文中主要对近5年的技术研究进行总结,详细描述了制约核电站控制棒驱动机构国产化的一种关键技术。

核电厂小支管振动评定方法与减振技术研究

根据ASME OM-S/G-2007 Part3,借鉴国内外核电厂在小支管振动评定方法与减振技术方面的反馈,本文系统地介绍了核电厂小支管振动的评定方法:振动位移评定、振动速度评定和振动交变应力评定。然后以岭澳核电厂L1ASG952VD所在小支管为研究对象,进行振动评定和减振技术研究,提出了优选减振措施和其他减振措施。这些评定方法和减振技术可为小支管的振动处理提供参考。

核电项目设计接口管理关键技术研究

核电项目设计接口管理是一项重要的、繁杂的技术管理工作,是核电厂能否按进度完成设计和建造的关键,国内经过多年二代加核电项目的建设,已积累了一些核电项目设计接口管理的先进经验和模式,但对设计接口管理体系的构建仍缺乏深入的基础研究。因此,在国家引进AP1000三代技术提升国内核电技术水平的背景下,结合公司开展的AP1000引消吸工作,有必要对核电项目设计接口管理的关键技术进行研究,提升技术水平和管理能力,为做好核电项目设计接口管理工作提供一些有益的思路和方法。

核电厂仪控板件故障检测与诊断技术研究

仪控板件是核电厂仪控系统的重要组成部分,仪控板件的性能对核电厂能否安全、可靠、经济的运行有直接影响。本工作以在线测试为基础,对核电厂仪控板件的故障检测及其诊断技术进行了探讨;介绍了国外同行在该领域的相关经验和在线测试的主要功能、开发流程以及测试数据的分析方法,该故障检测与诊断技术对提高核电厂的安全运行水平有重要作用。

核电站低中放固体废物热等离子体处理研究进展

结合核电站中产生的低中放固体废物现有处理技术的不足,介绍了热等离子体处理废物的原理、优点和处理放射性废物的进展,重点介绍了现有典型装置的反应器与系统构成,探讨了等离子体装置处理放射性废物值得注意的问题、技术难点与解决方向,以期为国内开展相关的研究提供参考。

核电厂放射性可燃废物等离子体玻璃固化配方初步研究

为了获得放射性可燃废物等离子体玻璃固化的配方,选取核电厂现场的棉制品、吸水纸、塑料、橡胶和环氧树脂为对象,采用高温熔融对其焚烧灰进行玻璃固化。结果表明,当灰分、Si O2、B2O3、Na2O的质量比为0.4∶0.4∶0.1∶0.1时,得到玻璃固化体的密度为2.5 g/cm3,抗压强度为90 MPa,Sr、Cs、Co等示踪元素归一化浸出率均小于0.535 g·m-2·d-1,可用于50 kg/h规模的等离子体熔融系统实验研究。

我国沿海核电站海洋放射性就地伽玛能谱测量研究

通过对国内主要核电站进行调研和资料总结,根据CPR1000、AP1000和EPR三种核电机组类型排放数据,选定了我国核电站海域的重点监测核素,建立了核电站海域源项模型。以最小可探测活度浓度为主要依据,为核电站海域各重点监测核素选定了用于碘化钠探测器的首选监测的γ射线。利用蒙特卡罗模拟,计算了探测器在海水中的有效探测距离,并对比了不同的探测器封装材料对γ射线的衰减能力。研究结果可用于降低海水就地γ谱仪的最低可探测活度浓度,提高人工放射性核素的识别能力。

压水堆核电站棒位探测器样机设计及试验研究

核电站反应堆的启停、功率调节依靠控制棒驱动机构驱动控制棒上下运动来实现,控制棒位置的准确可靠测量是反应堆安全运行的重要保证。论文借助二代加核电站棒位探测器工程样机的研制,详细介绍了在棒位探测器设计过程中测量原理、编码方式、线圈数量的选择以及线圈骨架结构等内容,并通过各项性能测试与试验结果的分析,得出样机设计合理与性能可靠的结论。

百万千瓦级压水堆核电厂二次侧非能动余热排出系统启动响应研究

为进一步理解适用于国内二代加百万千瓦级压水堆核电厂的二次侧非能动余热排出(SPRHR)系统的启动特性,采用RELAP5程序对SPRHR系统进行建模,针对SPRHR系统在启动过程中的响应以及可能发生的汽锤现象进行了研究。结果显示,在合适的时间步长和空间步长下RELAP5程序的计算结果反映出汽锤现象,在不同的启动策略下SPRHR系统响应存在明显差异。分析表明,选择恰当的启动方式和启动速度可有效弱化甚至消除系统启动时的汽锤冲击,提高系统启动稳定性。

压水堆核电厂蒸汽排放控制系统实时仿真研究

建立了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统及其控制对象的实时仿真模型,包括蒸汽发生器及相关管道阀门的数学模型。在此模型基础上,编制了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统动态特性的实时仿真程序,并对该控制系统模型进行了闭环稳态和瞬态等工况的可视化动态实时仿真。仿真结果表明,程序输出与实际系统响应趋势一致,仿真软件能实时输出蒸汽排放控制系统的动态响应曲线,表明该软件能满足蒸汽排放控制系统实时仿真的要求。

压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术研究

核电站核安全级模拟控制系统虽面临逐步技术淘汰,但在相当一段时间仍将存在,并需要不断维护。本文阐述了压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真系统设计及关键技术,并列举了实际应用案例。压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术有助于技术人员了解核电厂的控制原理,并掌握模拟控制系统的维修技能,对核电站机组安全稳定运行具有重要意义。

岭澳核电站1/4换料燃料管理方案研究

对岭澳核电站1/4(堆芯)换料项目中的燃料管理方案研究工作进行了描述,从1/4换料燃料管理目标的提出,到最终方案的确定,详细解释了所采用的软件、方法及所进行的研究。文中并给出了在电站应用后的试验验证结果。最后,从燃料管理的角度,就采用1/4换料后对电站带来的有利及不利之处进行了分析。

核电站机器人技术应用现状及发展趋势

随着核电站建设的不断发展和公众对核安全事故的高度关注,利用先进的机器人技术解决核电站特殊服役环境下的日常检修、事故处理等复杂操作已成为全球机器人发展的热点。本文介绍了核电站机器人技术应用现状及发展趋势,提出了我国核电站机器人发展的应用需求和发展思路。

多机组核电厂总体风险的一级PSA方法研究

福岛核事故发生后,多机组核电厂的总体风险受到越来越多的关注,但国内外缺乏评价多机组核电厂总体风险的方法或导则。本文结合有关法规对核电厂的总体安全要求,探索将单机组的一级概率安全评价(PSA)方法拓展为多机组的风险评价方法。以双机组核电厂为例,讨论了多机组厂址PSA定量化的一些问题,提出了机组间相关性的一些见解,并阐明了数学原理。本文讨论的方法对研究多机组厂址PSA方法具有重要价值。

基于UML的核电焊接工作流管理系统建模研究

工作流管理已经在企业事务流程管理中发挥着越来越重要的作用。传统的基于任务分割的系统设计往往会导致工作流系统作业项目分裂,无法达到构建具备整体性、可扩充的柔性事务工作流管理系统的目标。该文采用面向对象思想,基于UML语言,提出了面向核电焊接领域的工作流管理系统建模方法,讨论并分析了该方法在应用中的具体建模过程,并给出了应用实例。实践表明:该方法提高了系统的可拓展性和集成度。

中国核电消防标准建设模式与途径研究

首先介绍了国内外核电消防标准的现状以及建设途径,结合我国核电发展的技术路线以及现行消防标准存在的问题,提出了建设中国特色的核电消防标准的必要性和可行性。其次,根据我国的具体情况,提出了中国特色核电消防标准建设的基本模式——"引进加改进"。最后,针对多样化的核电堆型、人机工程学因素、降低污染、避免牵连事故和火灾的人因难题,提出了相应的建设措施。

核电厂放射性废保温棉玻璃固化比较研究

为了验证所研发的等离子体系统对废物的适用性,利用等离子体炉熔融模拟核电厂废保温棉,得到了固化体。与实验室马弗炉制得的固化体相比,等离子体炉制得的固化体中同样无晶相结构,成分因炉膛耐火材料的熔蚀而出现差异,抗压强度则更优;二者的元素浸出实验结果相近;等离子体炉的出料实验证实,熔融体的高温黏度适合所选定的出料工艺。这些结果表明,利用所研发的等离子体系统可以得到性能与实验室相当的玻璃固化体,核电厂的废保温棉可以用于含硼浓缩液的玻璃固化。

浅析核电站继电保护系统状态诊断和可靠性技术

为提高核电站中继电保护系统的安全可靠性,分析了继电保护系统故障原因;重点介绍了一种新的继电保护系统状态检测与故障诊断技术,阐述了该系统的优点、基本原理、诊断过程等内容;最后提出了提高继电系统安全可靠性的主要策略。

核电站救灾机器人特征性能及试验方法研究

本文介绍核电站典型事故环境条件,分析核电站救灾机器人的特征,提出核电站救灾机器人的性能试验方法,对促进我国核电站救灾机器人开发、提高核事故处理水平具有积极的意义。

压水堆核电厂乏燃料组件γ源强研究

本文运用ORIGEN-ARP计算研究了压水堆核电厂反应堆平衡循环的乏燃料组件的γ源强,对影响γ源强的因素,包括总燃耗、各循环燃耗比例和能群结构划分方式进行了分析。分析结果表明:乏燃料组件中,裂变产物产生的γ源强始终占主要部分。在卸料后的不同冷却时刻,γ总源强与总燃耗或末端燃耗密度存在正比关系。采用不同γ能群结构划分方式对γ总源强计算结果的影响较大。