壓水堆
- 壓水堆乏燃料棒渦流探傷技術(shù)研究
棒??熱室??壓水堆??輻照后檢驗中圖分類號：TL421.105?????????????文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A????????????文章編號：Research?on?Eddy?Current?Testing?Technology?for?the?Spent?Fuel?Rod?in?Pressurized?Water?ReactorsLIU?Xinyue??LUO?Man??WANG?Huacai??ZHU?Xinxin（China?Institute?of?A
科技資訊 2023年6期2023-04-23
- 2022年全球核電裝機容量小幅增加
均為百萬千瓦級壓水堆機組：中國5臺、埃及2臺、土耳其1臺。中國田灣核電廠8 號機組（110 萬千瓦壓水堆）2月25日正式開工建設(shè)。中國徐大堡核電廠4 號機組（110 萬千瓦壓水堆）5月19日正式開工建設(shè)。中國三門核電廠3 號機組（116.3 萬千瓦壓水堆）6月28日正式開工建設(shè)。中國海陽核電廠3 號機組（116.1 萬千瓦壓水堆）7月7日正式開工建設(shè)。埃及埃爾達(dá)巴核電廠1 號機組（119.4 萬千瓦壓水堆）7月20日正式開工建設(shè)。土耳其阿庫尤核電廠4 號機
國外核新聞 2023年1期2023-02-28
- 11 俄羅斯開發(fā)VVER-S反應(yīng)堆
R-S 型創(chuàng)新壓水堆。VVER-S 壓水堆由俄羅斯國家原子能集團公司（Rosatom）下屬俄羅斯水壓試驗設(shè)計院（OKB Giress）研發(fā)。在VVER-S 壓水堆中，多余的中子被鈾-238吸收，而不是被硼酸吸收，并產(chǎn)生钚作為新的裂變材料。與VVER-1200相比，VVER-S 優(yōu)勢在于：能夠在保持相同裝機容量下減少鈾消耗；可實現(xiàn)100%混合氧化物（MOX）燃料條件下運行；具有更高的安全水平。當(dāng)前，俄羅斯已完成VVER-S 壓水堆設(shè)計文件的制訂，并已獲得建設(shè)
電力設(shè)備管理 2022年4期2022-11-25
- 全球核電裝機容量2021年小幅下降
1.4 萬千瓦壓水堆）3月10日正式開工建設(shè)。中國昌江3 號機組（110 萬千瓦壓水堆）3 月31日正式開工建設(shè)。中國田灣7 號機組（110 萬千瓦壓水堆）5 月19日正式開工建設(shè)。俄羅斯BREST-OD-300（30 萬千瓦鉛冷快堆）6月8日正式開工建設(shè)。印度庫坦庫拉姆5 號機組（91.7 萬千瓦壓水堆）6月29日正式開工建設(shè)。中國海南昌江多用途模塊式小型堆科技示范工程“玲龍一號”（12.5 萬千瓦壓水堆）7 月13日正式的開工建設(shè)。中國徐大堡3 號機組
國外核新聞 2022年1期2022-03-17
- 法美企業(yè)合作推進(jìn)利用壓水堆產(chǎn)鈷-60
利用愛克斯龍的壓水堆生產(chǎn)鈷-60。根據(jù)這份備忘錄，雙方將開展技術(shù)研發(fā)合作，并共同評估利用壓水堆輻照鈷-59 以生產(chǎn)鈷-60的經(jīng)濟性。在此之前，法國電力公司（EDF）和西屋公司（Westinghouse）2021 年12 月1 日簽署諒解備忘錄，未來將合作在法國商業(yè)壓水堆中輻照鈷-59，以生產(chǎn)鈷-60。雙方計劃于本世紀(jì)20 年代后期將鈷-59 裝入反應(yīng)堆堆芯，并在30 年代初獲得首批鈷-60。
國外核新聞 2022年1期2022-02-08
- 壓水堆乏燃料元件包殼表面氧化膜厚度測量技術(shù)研究
曼摘? 要：在壓水堆中，核燃料元件長期受高溫、高壓、高輻照等環(huán)境影響，其外包殼表面會形成黑色致密氧化膜。氧化膜會降低燃料元件的熱交換能力，使燃料性能惡化，影響反應(yīng)堆安全運行。為完成秦山一期燃料元件輻照后檢驗工作，首次在國內(nèi)熱室中，運用渦流方法對乏燃料元件進(jìn)行了全尺寸氧化膜厚度測量研究。該文介紹了在熱室中通過遠(yuǎn)程控制測量裝置對秦山一期的8根乏燃料元件進(jìn)行的渦流氧化膜厚度測量工作，所得測量結(jié)果準(zhǔn)確度較高，可以認(rèn)為該方法是研究全尺寸乏燃料元件表面氧化膜厚度的較好
科技資訊 2021年9期2021-07-15
- 壓水堆堆芯動態(tài)特性仿真研究
驗數(shù)據(jù)。本文以壓水堆為例主要分為兩個部分：第一、建立壓水堆堆芯的數(shù)學(xué)物理模型并分析其動態(tài)特性;第二、簡要做出壓水堆堆芯仿真控制程序。物理模型的建立分為三個部分：中子動力學(xué)模塊的建立、熱工傳遞模塊的建立、溫度效應(yīng)模塊的建立。建立仿真模型，在外部引入反應(yīng)性擾動的情況下，觀察壓水堆堆芯的動態(tài)特性響應(yīng)。研究結(jié)果表明：①不加反饋時，堆芯中子密度會隨著反應(yīng)性擾動的引入而持續(xù)走高; ②加入反饋后，由于溫度的反饋效應(yīng)產(chǎn)生的負(fù)反應(yīng)性會中和大部分正的反應(yīng)性擾動，使堆功率維持在
科學(xué)與生活 2021年32期2021-01-17
- 國內(nèi)壓水堆核電機組CNFM系統(tǒng)發(fā)展歷程概述
通量測量系統(tǒng)是壓水堆核電站核測系統(tǒng)的主要組成部分，用于測量反應(yīng)堆堆芯中子注量率水平，從而提供反應(yīng)堆的功率分布情況，同時校準(zhǔn)堆外核儀表系統(tǒng)和LOCA監(jiān)側(cè)系統(tǒng)。因此堆芯中子通量測量系統(tǒng)是核電廠重要儀表系統(tǒng)，它的運行可靠性直接影響核電廠的安全穩(wěn)定運行。本文沿著中國大陸核電的建設(shè)歷程講述國內(nèi)壓水堆核電機組堆芯中子通量測量系統(tǒng)的發(fā)展情況，并以此為基礎(chǔ)對其未來的發(fā)展趨勢做出初步預(yù)測，可為核電廠堆芯中子通量測量系統(tǒng)變更改造、創(chuàng)新設(shè)計提供重要參考。關(guān)鍵詞：堆芯中子通量測量
科技創(chuàng)新導(dǎo)報 2020年19期2020-09-26
- M310壓水堆核電機組防走錯間隔實施策略
摘要：M310壓水堆核電機組在設(shè)計上采用雙機組布置，兩臺機組存在共用公共廠房的客觀現(xiàn)象，同時核電廠日常的運維工作由人工完成，由于人的固有特性，會產(chǎn)生人因事件。據(jù)每年統(tǒng)計和研究結(jié)果，各類人因事件中，走錯間隔操作錯工作對象屬于其中的一種情況。針對人員走錯間隔的人因事件，采取必要的措施防止人員走錯間隔對于核電機組的安全可靠運行具有重要的意義。本文以福建福清核電1/2號機組為范例，系統(tǒng)介紹了M310壓水堆核電機組在視覺、聽覺及實體上的防走錯間隔的策略。關(guān)鍵詞：M3
看世界·學(xué)術(shù)下半月 2020年1期2020-09-10
- 故障樹法在壓水堆一回路功率波動原因分析中的應(yīng)用
段貽杰摘要：壓水堆核電站在正常運行過程中，維持反應(yīng)堆核功率的穩(wěn)定，對保證電站的核安全至關(guān)重要。文章在核電站實際運行經(jīng)驗的基礎(chǔ)上，利用故障樹理論對各種可能導(dǎo)致反應(yīng)堆一回路功率異常波動的原因進(jìn)行了分析，繪制了故障樹，并提出了處理方案。研究有助于電廠技術(shù)人員更快更準(zhǔn)確地定位設(shè)備故障原因并及時處理。關(guān)鍵詞：故障樹;壓水堆;功率波動壓水堆核電站在功率運行期間，維持反應(yīng)堆一回路功率穩(wěn)定對核安全至關(guān)重要，功率的異常波動會引起堆芯反應(yīng)性等一系列參數(shù)的波動，嚴(yán)重時會威脅到
科技風(fēng) 2020年21期2020-08-27
- FCM燃料應(yīng)用于商業(yè)壓水堆的中子物理分析
于現(xiàn)有大型商業(yè)壓水堆組件柵格，壽期初慢化劑溫度系數(shù)可能為正，失去固有安全性。本文從燃料富集度和柵格慢化角度，分析FCM燃料直接應(yīng)用于大型商業(yè)壓水堆的可行性，分析兩種FCM燃料TRISO顆粒核芯：高溫氣冷堆中應(yīng)用成熟的UO2核芯和提高了核芯尺寸的UN核芯。研究表明：在防核擴散的限制下，技術(shù)相對成熟的UO2核芯FCM燃料僅能應(yīng)用于小型堆芯的設(shè)計，且需重新設(shè)計燃料組件柵格;提高裝量的UN核芯FCM燃料可直接裝載現(xiàn)有商業(yè)壓水堆，實現(xiàn)與其基本相當(dāng)?shù)亩研竟β屎脱h(huán)長度
科技創(chuàng)新導(dǎo)報 2020年11期2020-07-14
- M310型壓水堆核電廠延伸運行專項研究
陽摘? ?要：壓水堆的延伸運行模式，是指在核電廠燃料循環(huán)壽期末，一回路的硼濃度小于10ppm、功率控制棒全抽出位置時，通過降溫和降功率引入反應(yīng)性，來延長反應(yīng)堆運行時間的一種反應(yīng)堆運行模式。一方面，延伸運行可以增加大修停機窗口安排的靈活性;另一方面，延伸運行能提高燃料的使用效率，增加燃耗深度，提高電廠的經(jīng)濟性。在延伸運行期間，反應(yīng)堆堆芯的物理狀態(tài)以及機組的運行模式與正常運行時存在較大差異，因此，主控室操縱人員在實施延伸運行之前，必須針對延伸運行開展系統(tǒng)的理論
科技創(chuàng)新導(dǎo)報 2020年8期2020-06-30
- 壓水堆MOX與UO2燃料棒輻照性能對比分析
ERNIC，對壓水堆MOX和UO2燃料棒的輻照性能進(jìn)行了對比分析。結(jié)果表明，在相同的輻照條件下，MOX燃料中心溫度在低燃耗階段比UO2偏低，高燃耗階段則明顯高于UO2;MOX燃料棒內(nèi)壓高于UO2，兩者之間的差距隨燃耗增加而增大;輻照后期，MOX燃料棒包殼發(fā)生向內(nèi)應(yīng)變的絕對值比UO2偏低。關(guān)鍵詞：壓水堆 ?MOX燃料 ?輻照性能中圖分類號：TL352 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A ? ? ? ? ? ? ?
科技創(chuàng)新導(dǎo)報 2019年20期2019-12-10
- 壓水堆安全保障水池全天候自動化池底清淤系統(tǒng)設(shè)計①
兵摘? ?要：壓水堆在國家新能源發(fā)展戰(zhàn)略中擁有重要地位。安全保障水池作為壓水堆重要的安全設(shè)施，承擔(dān)著壓水堆正常運行時的多項重要功能。廠外取水過程中大量的泥沙跟隨河水進(jìn)入安全水池，沉降的淤泥嚴(yán)重影響了對儲水量的技術(shù)要求，對安全保障水池應(yīng)急功能的正常使用帶來了極大的隱患。同時，大量的泥沙進(jìn)入系統(tǒng)后，對閥門、泵體、管道、設(shè)備等造成磨損，降低了設(shè)備的使用壽命。本研究主要解決了在安全保障水池正常使用過程中淤泥清除的問題。結(jié)合安全保障水池的技術(shù)文獻(xiàn)及前期清淤工作經(jīng)驗，
科技創(chuàng)新導(dǎo)報 2019年14期2019-10-20
- 全廠斷電疊加破口事故分析研究
要：本文以典型壓水堆核電機組為研究對象，采用MAAP程序?qū)θ珡S斷電（SBO）疊加不同尺寸破口（LOCA）的冷卻劑喪失事件導(dǎo)致的嚴(yán)重事故工況進(jìn)行分析，對安全殼超壓失效及氫氣風(fēng)險進(jìn)行了研究。通過研究發(fā)現(xiàn)在SBO疊加不同大小破口導(dǎo)致的嚴(yán)重事故進(jìn)程中，在下封頭失效前，安全殼均能保持其完整性。本文研究可為核事故應(yīng)急管理提供了參考依據(jù)。關(guān)鍵詞：壓水堆;嚴(yán)重事故;全廠斷電;冷卻劑喪失事故;氫氣風(fēng)險DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2019.04
山東工業(yè)技術(shù) 2019年4期2019-10-14
- 船用壓水堆穩(wěn)壓器水位測量系統(tǒng)研究設(shè)計
器;海洋工況;壓水堆【Keywords】reference measuring tube; regulator; ocean conditions; pressurized water reactor【中圖分類號】TL99 ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?【文獻(xiàn)標(biāo)志碼】A ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ? ?【文章編號】1673-1069（2019）06-0140-031 引言
中小企業(yè)管理與科技·下旬刊 2019年6期2019-09-10
- 壓水堆核電廠儀控系統(tǒng)的定期試驗設(shè)計
標(biāo)的要求，介紹壓水堆核電廠保護系統(tǒng)定期試驗的設(shè)計。關(guān)鍵詞：核電;壓水堆;定期試驗;儀控系統(tǒng)中圖分類號：TK323 ? 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A文章編號：1009-3044（2019）14-0228-03Abstract： With the expanding demand for clean energy in China and the rapid development of nuclear power in China， DCS control system，
電腦知識與技術(shù) 2019年14期2019-07-16
- 在線溶解氫表在壓水堆核電廠的常見問題及解決措施
報警信息。結(jié)合壓水堆核電廠在線溶解氫表在調(diào)試、運行期間出現(xiàn)的常見問題進(jìn)行案例分析，提出以后在線溶解氫表維護期間應(yīng)注意的重點，為提高電廠在線溶解氫表測量準(zhǔn)確性和化學(xué)監(jiān)督水平提供了有效的技術(shù)手段。關(guān)鍵詞：壓水堆；在線溶解氫表；常見故障DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2019.11.0561 在線溶解氫表的重要性反應(yīng)堆功率運行時，一回路冷卻劑由于經(jīng)受以γ射線為主的混合射線的輻照而引起水的輻照分解。為了抑制水的輻照分解而產(chǎn)生對結(jié)構(gòu)材料完
山東工業(yè)技術(shù) 2019年11期2019-05-30
- 基于坐標(biāo)平移法對壓水堆核電廠堆芯慢速區(qū)修正
東【摘 要】在壓水堆核電廠換料大修前必須對裝卸料機大車、小車在裝卸料期間的安全邊界進(jìn)行驗證，尤其是在堆芯區(qū)域。原始的邊界區(qū)域信息是按照電廠提供的建造圖紙?zhí)峁┑臄?shù)據(jù)得來的，與實際的數(shù)據(jù)會有差別，需要根據(jù)現(xiàn)場實際測量的數(shù)據(jù)進(jìn)行修正。在電廠的實際工作中，已經(jīng)采用了基于坐標(biāo)平移法對堆芯邊界進(jìn)行修正的方式，此方法能夠降低裝卸料機在堆芯磕碰導(dǎo)向柱的風(fēng)險?；谧鴺?biāo)平移法對壓水堆機組堆芯邊界進(jìn)行修正是一種有效方式。【關(guān)鍵詞】坐標(biāo)平移;壓水堆;堆芯慢速區(qū);修正中圖分類號：
科技視界 2019年3期2019-04-20
- 淺談幾種壓水堆反應(yīng)堆壓力容器結(jié)構(gòu)
和工作過程中，壓水堆反應(yīng)堆壓力容器在核反應(yīng)以及發(fā)電過程中發(fā)揮著非常重要的作用。對幾種壓水堆反應(yīng)堆壓力容器的結(jié)構(gòu)進(jìn)行討論，可以更加清楚地了解壓水堆反應(yīng)堆壓力容器的發(fā)展和改進(jìn)。本文主要針對目前我國壓水堆反應(yīng)堆壓力容器結(jié)構(gòu)的大概介紹、幾種壓水堆反應(yīng)堆壓力容器結(jié)構(gòu)的比較和分析兩個方面的問題進(jìn)行了詳細(xì)的探討和分析。關(guān)鍵詞：壓水堆；反應(yīng)堆；壓力容器；分析和比較隨著經(jīng)濟的發(fā)展和科技的進(jìn)步，壓水堆核電廠在進(jìn)行正常運行和工作的過程中，在確保核反應(yīng)和發(fā)電工作安全的前提下，還要
科技信息·中旬刊 2018年4期2018-10-21
- 在線鈉表在壓水堆核電廠的常見故障及解決措施
至關(guān)重要。結(jié)合壓水堆核電廠在線鈉表在調(diào)試、運行期間出現(xiàn)的常見故障進(jìn)行案例分析，提出以后鈉表維護期間應(yīng)注意的重點，為提高電廠在線鈉表測量準(zhǔn)確性和化學(xué)監(jiān)督水平提供了有效的技術(shù)手段。關(guān)鍵詞：壓水堆；在線鈉表；常見故障DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.09.0911 在線鈉表的重要性NaOH作為一種強電離的堿，能夠提高pH值，同時還會發(fā)生局部濃縮，在高溫和熱通量的功率運行時，鈉離子的不正常濃縮會產(chǎn)生嚴(yán)重的后果，如燃料包殼的均勻腐
山東工業(yè)技術(shù) 2018年9期2018-05-26
- 壓水堆核電廠福島事故移動電源改進(jìn)項分析
倩摘 要：介紹壓水堆核電廠福島事故后移動電源改進(jìn)項的實施背景，兩種不同電壓等級移動電源的設(shè)備配置及其帶載負(fù)荷，分析其在核電廠事故工況下的應(yīng)急功能實現(xiàn)。關(guān)鍵詞：壓水堆；福島改進(jìn)項；移動電源DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.09.1541 福島改進(jìn)項移動電源改進(jìn)項實施背景借鑒于日本福島核電站的事故所給我們的啟示，為了保證發(fā)生壓水堆核電廠全廠斷電事故情況下長期排出堆芯和乏燃料水池的剩余熱量，以及保證第二道密封屏障的完整性，應(yīng)考
山東工業(yè)技術(shù) 2018年9期2018-05-26
- 壓水堆核電廠啟停過程中堆外核測儀表應(yīng)用分析
倩摘 要：依據(jù)壓水堆核電廠堆外核測儀表的測量原理，分析各級儀表在反應(yīng)堆啟停過程中的變化趨勢，給出儀表在反應(yīng)堆臨界、提升功率中的應(yīng)用方案。關(guān)鍵詞：壓水堆；核測儀表；反應(yīng)性DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2018.08.0891 壓水堆核電廠堆外核測儀表堆外核測儀表系統(tǒng)（RPN）的功能是連續(xù)監(jiān)測反應(yīng)堆功率、功率水平和功率分布的變化。為此目的，RPN使用了設(shè)置在反應(yīng)堆壓力容器外的一系列測量中子注量率的探測器。測量的模擬信號向反應(yīng)堆操縱
山東工業(yè)技術(shù) 2018年8期2018-04-26
- 壓水堆核電廠GSS系統(tǒng)再熱汽溫影響因素分析及運行方式的選擇
朱劍波摘 要：壓水堆核電廠二回路蒸汽為飽和蒸汽，汽水分離再熱器系統(tǒng)（GSS）再熱汽的溫變化及系統(tǒng)的運行方式對壓水堆核電廠的影響較大，直接關(guān)系到核電廠的經(jīng)濟性。文章結(jié)合質(zhì)量和能量平衡關(guān)系，構(gòu)建傳熱簡化模型，對再熱汽溫的影響因素作定性分析，對GSS系統(tǒng)的運行方式作簡要介紹，旨在為壓水堆核電廠的穩(wěn)定和經(jīng)濟運行提供參考，推動行業(yè)發(fā)展。關(guān)鍵詞：GSS；壓水堆；核電廠；再熱氣溫；影響因素中圖分類號：TM621.2 文獻(xiàn)標(biāo)志碼：A 文章編號：2095-2945（2018
科技創(chuàng)新與應(yīng)用 2018年10期2018-04-21
- 壓水堆核電廠一回路水化學(xué)控制
現(xiàn)，為此本文就壓水堆核電廠一回路水化學(xué)控制展開了具體研究，希望這一研究能夠為我國核電事業(yè)的更好發(fā)展帶來一定啟發(fā)。關(guān)鍵詞 一回路核電站水化學(xué)在我國當(dāng)下核電事業(yè)的發(fā)展中，壓水堆核電廠是我國最主要的核電廠堆型，而對于壓水堆核電廠來說，一回路水化學(xué)在其中發(fā)揮著尤為重要的作用，工作人員所受的輻射劑量降低、放射性屏障運行壽命的提升都屬于這一作用的最好體現(xiàn)，而這些就使得壓水堆核電廠的經(jīng)濟性和安全性將實現(xiàn)較好改善，為了保證一回路水化學(xué)效用的較好發(fā)揮，正是本文就壓水堆核電廠
現(xiàn)代企業(yè)文化·理論版 2017年14期2017-10-18
- 壓水堆核電廠一回路充排水過程中液位計變化分析
靜思摘 要：從壓水堆核電廠一回路液位計的測量原理入手，深入分析了各液位計在一回路充排水過程中的變化原因，給出了一回路液位計指示偏差的解決辦法。關(guān)鍵詞：壓水堆；一回路液位計；穩(wěn)壓器水位DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2017.17.0201 一回路液位計一回路排水過程的水位監(jiān)視手段包括RCP 012 MN、RCP 098 MN、RCP 091 MN、RCP 300MN，各個儀表的測量對象和范圍各不相同。RCP012MN 測量的是穩(wěn)
山東工業(yè)技術(shù) 2017年17期2017-09-13
- 一種壓水堆燃料傳輸傾翻機豎直故障的排查和處理方法
要】論文介紹了壓水堆燃料組件傳輸系統(tǒng)傾翻機豎直故障的原因及其處理辦法，簡單闡述了其工作原理，分析了其改進(jìn)方法，為類似故障的處理提供參考?！続bstract】This paper introduces the causes and the treatment methods of tilting machine vertical fault of PWR fuel assembly transmission system， introduces its wo
中小企業(yè)管理與科技·中旬刊 2017年8期2017-09-07
- 一種壓水堆燃料組件上管座堆內(nèi)位置測量方法
摘 要】介紹了壓水堆燃料組件上管座堆內(nèi)位置測量的目的，闡述了堆內(nèi)位置測量系統(tǒng)的方法和原理，分析了其測量精度和改進(jìn)方法，為設(shè)備研發(fā)和改進(jìn)提供參考?！続bstract】The purpose of measuring the internal reactor position of the top nozzle of a pressurized water reactor fuel assembly is introduced， and the paper e
中小企業(yè)管理與科技·下旬刊 2017年7期2017-08-24
- 壓水堆燃料破損概述
措施。關(guān)鍵詞：壓水堆 燃料破損 晶粒邊界分離一、前言在世界范圍內(nèi)，壓水堆燃料一直運行良好。然而，各國正在運行的核電站仍有燃料破損發(fā)生。燃料性能的提升和改進(jìn)基于對燃料的堆內(nèi)行為和破損機制有更深的理解。燃料破損直接影響核電站的安全，燃料可靠性也會影響核電站的經(jīng)濟性。尤其對我國自主研發(fā)的商用壓水堆核燃料來說，燃料破損率關(guān)系著我國自主核電品牌的形象，是自主品牌核電走出去的關(guān)鍵。二、燃料破損對經(jīng)濟性的影響1.供電損失。有時為了卸除破損燃料，嚴(yán)重的燃料破損需要在中間循
消費導(dǎo)刊 2016年7期2017-08-12
- 壓水堆控制棒導(dǎo)向筒內(nèi)流致振動研究
意義。關(guān)鍵詞：壓水堆 控制棒 流致振動 數(shù)值模擬中圖分類號：TL341 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A 文章編號：1674-098X（2017）03（c）-0027-031 引言1.1 該研究的意義流致振動問題的存在最早是由于設(shè)計的不足，因為在核電站的最初設(shè)計時并沒有將流致振動問題考慮在內(nèi)，直到后來一些較大事故的發(fā)生才使得流致振動問題受到廣泛的關(guān)注。其中比較著名的有：日本東海村、瑞典林哈爾斯-3核電站等的蒸汽發(fā)生器管束振動；美國的揚基羅等吊籃組件的熱屏蔽結(jié)構(gòu)、堆芯圍板、反
科技創(chuàng)新導(dǎo)報 2017年9期2017-08-02
- LBB泄漏監(jiān)測系統(tǒng)在三代壓水堆核電廠的應(yīng)用研究
鍵詞】LBB；壓水堆；泄漏監(jiān)測；三代核電廠Study on Application of LBB （Leak Before Break） Detection System in Third Generation PWR Nuclear PlantJIANG Tian-zhi SHEN Feng YANG Dai-bo WANG Yin-li HUANG You-jun YUAN Bin（Science and Technology on Reactor S
科技視界 2017年6期2017-07-01
- 壓水堆核電廠非能動余熱排出系統(tǒng)對比研究
】絕大部分先進(jìn)壓水堆都采用非能動方式導(dǎo)出余熱，以提高反應(yīng)堆的固有安全性。根據(jù)非能動余熱排出系統(tǒng)的布置方式，一般可分為一次側(cè)余排（S-PRS）和二次側(cè)余排（T-PRS）。本文以AP1000核電廠全廠斷電事故為例，分析這兩種非能動余排在事故下的響應(yīng)，為系統(tǒng)設(shè)計提供相應(yīng)的參考?！娟P(guān)鍵詞】非能動余排；余熱；壓水堆；對比Compare of Passive Residual Heat Removal System for Pressurized Water Reac
科技視界 2017年6期2017-07-01
- 第三代核電站與二代核電站的化學(xué)與容積控制系統(tǒng)的對比
文介紹了第三代壓水堆型化學(xué)與容積控制系統(tǒng)（CVS）和二代壓水堆電站化學(xué)與容積控制系統(tǒng)（RCV）的設(shè)計特點及系統(tǒng)流程；分析了化學(xué)與容積控制系統(tǒng)在這兩種堆型中的主要差異。通過對這兩種堆型中化學(xué)與容積控制系統(tǒng)的差異性比較，從理論上驗證了第三代堆型化學(xué)與容積控制系統(tǒng)的簡化性和優(yōu)越性，系統(tǒng)設(shè)計簡化、系統(tǒng)設(shè)計級別降低及設(shè)備級別降低，不僅降低造價，而且有助于實現(xiàn)相關(guān)國產(chǎn)化自主化目標(biāo)。關(guān)鍵詞：化學(xué)與容積控制系統(tǒng) 壓水堆 設(shè)計特點 對比中圖分類號：TM62 文獻(xiàn)標(biāo)識碼：A
科技資訊 2016年33期2017-03-31
- 典型壓水堆停堆后衰變熱分布變化規(guī)律研究
213）?典型壓水堆停堆后衰變熱分布變化規(guī)律研究廖瑋張敏杰田宇（中國核動力研究設(shè)計院，四川成都610213）摘要：現(xiàn)有核電廠反應(yīng)堆堆芯功率較大，其停堆后衰變釋放的熱量相當(dāng)可觀。本文利用壓水堆燃料管理程序?qū)鴥?nèi)某900MW核電站堆芯進(jìn)行了詳細(xì)的跟蹤計算，獲得了整個壽期內(nèi)具有工程參考價值的堆內(nèi)組件功率分布和累積的燃耗分布。利用ORIGEN-2程序?qū)Χ研静煌\行階段停堆后的衰變熱進(jìn)行計算，分析了停堆后較短時間內(nèi)衰變熱的變化規(guī)律，得到了堆芯內(nèi)各個組件衰變熱大小的分
河南科技 2016年1期2016-07-25
- 堆芯稀釋后一回路與穩(wěn)壓器濃度差分析
的CNP600壓水堆一回路進(jìn)行重新分析，利用數(shù)學(xué)公式對一回路的稀釋攪渾過程進(jìn)行建模，通過計算機語言編程為所建數(shù)學(xué)模型提供計算支持，將得到數(shù)據(jù)與實測數(shù)據(jù)進(jìn)行對比以及誤差分析，實現(xiàn)在堆芯物理啟動臨界時精確預(yù)測堆芯稀釋時間與堆芯硼濃度差的關(guān)系，在滿足運行技術(shù)規(guī)范的前提下，達(dá)到提高堆芯物理啟動臨界的安全性并縮短試驗時間的目的?！娟P(guān)鍵詞】壓水堆；稀釋；數(shù)學(xué)建模；編程運算0 引言在壓水堆運行過程中，反應(yīng)性控制主要利用控制棒和冷卻劑中的硼酸，其中硼酸調(diào)節(jié)較控制棒調(diào)節(jié)不確
科技視界 2016年15期2016-06-30
- 基于GB151方法驗算立式蒸汽發(fā)生器管板厚度
坤【摘 要】在壓水堆核電廠立式蒸汽發(fā)生器設(shè)計中，強度計算是確定各部分基本尺寸的重要依據(jù)。其中，管板作為一二次側(cè)的壓力邊界，同時本身有數(shù)量眾多的開孔，厚度取值尤為重要。本文在壓水堆核電廠蒸汽發(fā)生器設(shè)計中常用的管板計算方法基礎(chǔ)上，采用國家標(biāo)準(zhǔn)GB151《管殼式換熱器》進(jìn)行驗算。結(jié)果表明，國家標(biāo)準(zhǔn)GB151的驗算精度良好，可以作為管板強度計算常用方法的有效補充。【關(guān)鍵詞】壓水堆；立式蒸汽發(fā)生器；管板；厚度驗算0 概況壓水堆核電廠常用的立式蒸汽發(fā)生器是反應(yīng)堆冷卻劑
科技視界 2016年11期2016-05-23
- 三種核電機組乏燃料水池冷卻系統(tǒng)的比較與分析
燃料水池冷卻；壓水堆；M310；VVER；AP1000DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2016.09.1401 引言2011年3月11日，日本“福島事故”導(dǎo)致大量放射性物質(zhì)釋放，引起了人們對嚴(yán)重事故下乏燃料組件安全問題的高度關(guān)注[1]。本文對國內(nèi)三種典型的核電機組（M310、VVER和AP1000）乏燃料水池（以下簡稱乏池）的冷卻系統(tǒng)做了詳細(xì)介紹，對不同堆型該系統(tǒng)的設(shè)計特點進(jìn)行了分析和比較，并提出了改進(jìn)建議。2 M310、VVE
山東工業(yè)技術(shù) 2016年9期2016-05-06
- 全球核電裝機容量2015年小幅上升
020 MWe壓水堆）1月12日實現(xiàn)首次并網(wǎng)發(fā)電；·韓國新月城2號機組（960 MWe壓水堆）2月26日實現(xiàn)首次并網(wǎng)發(fā)電；·中國陽江2號（1020 MWe壓水堆）3 月10日實現(xiàn)首次并網(wǎng)發(fā)電；·中國寧德3號機組（1018 MWe壓水堆）3月21日實現(xiàn)首次并網(wǎng)發(fā)電；·中國紅沿河3號機組（1060 MWe壓水堆）3月23日實現(xiàn)首次并網(wǎng)發(fā)電；·中國福清2號機組（1020 MWe壓水堆）8月6日實現(xiàn)首次并網(wǎng)發(fā)電；圖1 2007—2015年首次并網(wǎng)發(fā)電的核電機組數(shù)量
國外核新聞 2016年1期2016-03-28
- 日本伊方1號機組關(guān)閉
66 MWe的壓水堆，1977年投入商業(yè)運行。該機組是日本電力公司近兩年宣布關(guān)閉的第六臺核電機組。另外五臺機組均在2015年4月正式宣布關(guān)閉。它們是關(guān)西電力公司(Kansai)美濱1號(340 MWe壓水堆)和2號機組(500 MWe壓水堆)、九州電力公司(Kyushu)玄海1號機組(559 MWe壓水堆)、日本原子能電力公司(JAPC)敦賀1號機組(357 MWe沸水堆)以及中國電力公司(Chugoku)島根1號機組(460 MWe沸水堆)。相關(guān)電力公司
國外核新聞 2016年6期2016-03-17
- 壓水堆環(huán)形燃料結(jié)構(gòu)熱工水力分析方法研究
102413）壓水堆環(huán)形燃料結(jié)構(gòu)熱工水力分析方法研究刁均輝，季松濤，韓智杰 （中國原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計所，北京 102413）摘要：以秦山二期壓水堆為參考堆型，對壓水堆環(huán)形燃料結(jié)構(gòu)進(jìn)行熱工水力分析方法研究。應(yīng)用SAAF程序分析了從11×11到15×15等5種不同排列方式中不同尺寸的環(huán)形燃料棒的熱工水力性能，綜合最小偏離泡核沸騰比、壓降和燃料芯塊溫度等參數(shù)確定了環(huán)形燃料組件最佳排列方式為13×13。本文研究結(jié)果為相關(guān)專業(yè)分析提供了初始計算模型。
原子能科學(xué)技術(shù) 2015年8期2015-12-15
- 核電水位控制系統(tǒng)介紹
田秘摘 要：壓水堆核電廠由一、二次回路構(gòu)成，蒸汽發(fā)生器在其中起到樞紐的作用。蒸汽發(fā)生器的水位控制在核電站的安全運行中占有重要的地位。穩(wěn)壓器水位控制系統(tǒng)是核電站另一個重要的控制系統(tǒng)，與核電站的安全、穩(wěn)定、可靠運行有直接關(guān)系。關(guān)鍵詞：壓水堆；核電廠；核能DOI：10.16640/j.cnki.37-1222/t.2015.24.1431 核島組成和運行原理核電廠是利用核能生產(chǎn)電能的電廠。壓水堆核電廠是由一回路（包括壓水反應(yīng)堆系統(tǒng)和反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)）、二回路（包
山東工業(yè)技術(shù) 2015年24期2015-12-10