秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动试验

对秦山核电二期工程反应堆堆内构件在热态功能试验期间的流致振动进行了测量,将测量数据与理论预计的振动值进行比较.结果表明二者符合较好.由此确定了堆内构件在正常工况下的振动强度,并为堆内构件流致振动综合评价提供了依据.本文介绍了该试验的的方法与结果分析,实测结果和理论分析的验证表明,秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动性能完全满足安全要求.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动综合评价

为了保证秦山核电二期工程反应堆堆内构件的结构完整性,对其流致振动行为进行了综合评价.评价内容包括理论分析、比例模型试验研究、现场实测和热态功能试验前后的全面检查.评价结果表明,秦山核电二期工程堆内构件流致振动行为完全满足安全要求.     

秦山核电二期工程反应堆堆顶设计

秦山核电二期工程是我国首座自主设计的中型核电站.中国核动力研究设计院(NPIC)在吸取过去的设计经验和跟踪国外核电站先进技术的基础上,成功地完成了秦山核电二期工程反应堆堆顶的设计.本文对其设计进行了介绍.秦山二期1号机组的运行实践证明,该反应堆堆顶的设计是合理可行的.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件模型流致振动试验研究

秦山核电二期工程是我国自行设计的第一个600MW级核电站,有必要进行反应堆堆内构件流致振动试验研究.本文介绍了按相似准则设计的实堆15的堆内构件试验模型,进行流致振动试验采用的试验方法,完成的试验内容以及试验数据的分析和处理.测得了吊篮结构在冷却剂流动冲刷下的脉动压力和各种响应参数.试验结果可用于秦山核电二期工程安全评审,并提供了吊篮流致振动响应计算的载荷谱和实堆振动监测、故障诊断的参考样本.     

秦山核电二期工程1#反应堆堆内构件流致振动现场实测

秦山核电二期工程反应堆堆内构件是以大亚湾核电站为有效原型堆的非原型Ⅱ类,有必要在热态功能试验(HFT)期间进行堆内构件流致振动的有限实测,中国核动力院在国内首次完成了现场实测,获得了实堆吊篮和导向筒结构在冷却剂流动冲刷下的加速度和应变响应,并将实测结果与理论计算值、15模型试验结果进行了比较.结果表明,实测结果与理论计算值、15模型试验结果符合得较好.     

秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射能量分布计算

运用ＳＮ－ＡＭＣ－ＡＭＣ耦合计算技术完成了秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射泄漏通量分布计算，给出堆坑通道小室内中子、光子通量分布。通过分析比较说明，耦合计算技术是解决大型复杂空腔内粒子输运问题的有效工具 。     

秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射通量分布计算

运用ＳＮＡＭＣＡＭＣ耦合计算技术完成了秦山核电二期工程反应堆堆坑底部辐射泄漏通量分布计算，给出堆坑通道及小室内中子、光子通量分布。通过分析比较说明，耦合计算技术是解决大型复杂空腔内粒子输运问题的有效工具。     

CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计

CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件.为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验.堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型.模型比例、模型相似关系和模型简化设计是模拟试验的重要组成部分.对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验试验件简化设计进行了详细的描述.试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能获得相对准确的实验数据.     

瞬发和缓发γ射线对堆内构件释热率影响的研究

为提高核电设计中反应堆堆内构件释热率计算的准确性,本文在原来MCNP外中子源模型计算方法的基础上,计算分析瞬发裂变γ对堆内构件释热率的贡献。计算结果显示,考虑瞬发裂变γ使得堆内构件的释热率增加9%～38%,离堆芯越近的堆内构件的增加值越大。另外,分析认为缓发γ对堆内构件释热率的贡献与瞬发裂变γ相当。因而反应堆堆内构件释热率计算中除了考虑中子及中子俘获所生γ的贡献,还应该考虑瞬发裂变γ和缓发γ的贡献。     

秦山核电二期工程蒸汽发生器专用吊装工具设计

简要介绍了秦山核电二期工程蒸汽发生器主要专用工程吊装工具的设计。论述了吊装过程、翻转竖立方法、设计原则、设计规范、主要结构材料选用、结构与强度设计、应力分析和试验。这些专用吊装工具已成功地用于秦山核电二期工程１号堆两台蒸汽发生器的吊装。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备支承的设计、制造及安装调试

简要介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备支承的设计(包括设计准则、设计输入、结构特点与安装布置)、制造要求以及安装调试等.秦山核电二期工程一号机组主设备支承的制造、安装调试结果表明,主设备支承的设计是合理可行的.     

二代加核电堆内构件实堆辐照监督结构研究

核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及具体的机组,由于其运行使用也不尽相同,对于具体机组的辐照老化分析,还需考虑其具体的功率运行史,因此,为了较为准确地了解辐照老化对堆内构件使用的影响,本文提出了堆内构件实堆辐照监督结构方案。     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统的仪表和控制设计参考了大亚湾核电站的设计,但作了冷却剂系统三环路改二环路的适应性修改.本文总结了秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统仪表和控制的设计、重要仪表控制设备的研制.具体介绍了反应堆保护系统保护变量的选取、反应堆控制系统对堆芯的控制和监测以及提高核电厂可利用率的设计,并着重介绍了重要仪表控制设备的国产化研制过程.1号机组的成功运行证明设计和研制是非常成功的.     

秦山核电二期工程控制棒驱动机构国产化研制

介绍了秦山核电二期工程控制棒驱动机构的主要结构特点及国产化研制过程中开展的主要工作和试验研究.秦山核电二期工程1#机组控制棒驱动机构的安装、调试和运行表明,国产化控制棒驱动机构设计合理,运行可靠,其性能完全满足秦山核电二期工程的设计要求.     

秦山核电二期工程反应堆控制棒驱动机构设计

秦山核电二期工程控制棒驱动机构的设计,参考了大亚湾核电站控制棒驱动机构的结构设计特点,采用直线步进式磁力提升机构.本文介绍了秦山核电二期工程控制棒驱动机构的设计规范和设计准则,驱动机构结构特点及工作原理、设计计算及设计验证等.通过秦山核电二期工程1#机组的安装、调试和运行,表明该机构设计合理,运行可靠,其性能完全满足秦山核电二期工程的设计要求.     

秦山核电二期工程自主设计经验浅谈

秦山核电二期工程1#机组的成功建成,表明我国已基本具备300MW一个标准环路的压水堆核电站的自主设计能力.本文回顾了秦山核电二期工程设计过程中在设计管理、设备采购和设计技术引进等方面存在的问题.通过总结经验、认真反思,找出与核电发达国家的差距,以便今后努力改进和提高设计技术水平,在电站运行期间为业主提供优质的技术服务.     

反应堆吊篮流致振动响应分析中的理论研究

在秦山核电二期工程设计中,采用了实验和理论分析结合的方法对堆内构件流致振动问题进行研究其中,吊篮流致振动理论分析使用了一种特殊的方法：本文介绍了该方法的分析过程．推导了其理论基础．提出了使用限制条件．并对其在秦山二期工程中的适用性进行了研究。本文认为．该方法有一定的理论依据．如能满足文中提出的前提条件,可应用于工程设计。秦山二期的工程实际在同时满足这些前提条件上可能存在一些局限性．在激励谱的特性、阻尼和非线性因素影响等方面应开展进一步的理论和工程应用研究。     

秦山核电二期工程土建接口设计

对秦山核电二期工程工程土建接口设计的设计规范和标准、设计输入、设计中存在的问题进行了总结,并提出了改进意见.     

秦山核电二期工程蒸汽发生器上部构件的结构设计特点

介绍了秦山核电二期工程60F型蒸汽发生器上部构件的设计技术.阐述了这些上部构件相对大亚湾的设计特点,着重介绍了汽水分离装置、淤泥收集器、给水分配装置的结构特点.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作.主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器.主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等.设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果.但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究.