内陆核电厂硼的排放控制

通过比较二代加压水堆核电厂(CPR1000)和第三代压水堆核电厂(AP1000)的工艺废液处理系统的设计,估算了核电厂硼的排放浓度和排放总量,探讨了内陆核电厂废液处理系统的设计改进思路,并以污水硼排放限值、硼环境质量标准为评价依据,分析了硼排放对受纳水体的影响,最后对内陆核电厂硼的排放控制提出建议.     

RCC-M在双相不锈钢选择上的局限及应对措施

介绍双相不锈钢性能特点及类型,结合核电海水泵的应用,并引用双相不锈钢的大量试验分析对比数据,对法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》(RCC-M)在双相不锈钢选择方面的局限与不足进行分析。     

CPR1000核电厂核岛主设备热棘轮现象试验评估方法研究

针对RCC-M评定准则对部分部件的热棘轮现象无法做出安全性评定的问题,综合考虑塑性变形和弹性变形的影响,详细分析CPR1000核电厂稳压器电加热喷雾接管的热棘轮现象。计算结果表明,RCC-M热棘轮评定准则过于保守,试验分析方法更精确,可提高核电建设的经济性。     

核电厂轴流风机抗震分析与评定

本文利用ANSYS程序,采用单点谱分析方法,对在地震、自重、内压等多种载荷组合作用下的核电厂轴流风机进行抗震性能计算分析,幵按照ASME-AG-1《核气体处理规范》和RCC-M《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》对计算结果进行应力评定。结果表明,轴流风机的设计满足抗震要求,应力和变形均在允许限值内。     

核电厂安全壳超压失效概率及过滤排放系统启动压力分析

根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂安全壳设计特点,采用理论分析及有限元分析方法,得到CPR1000核电厂安全壳超压失效概率曲线,给出CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统启动压力的推荐值,分析不同的过滤排放系统启动压力下相应的放射性释放量.结果表明,在确保安全壳失效概率很低(5%)的前提下,CPR100...     

核工业标准化研究所引进2007版RCC-M(英法文)和RCC-MR(英文)

法国AFCEN(核岛设备设计建造规则协会)机构最新发布了2007版RCC-M(压水堆核岛机械设备设计和建造规则)和RCC-MR(液态金属快中子增殖堆核岛机械设备设计和建造规则)两套法规标准.我单位及时与AFCEN取得联系,引进了这两套最新资料.     

主管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则的标准对比

主管道是核电厂反应堆冷却剂系统的主动脉。某制造厂在主管道预制资质取证模拟件制作过程中出现环焊缝横向拉伸试验结果不满足RCC-M标准规范要求,通过对比不同标准规范下的管道环焊缝横向拉伸试验要求和验收准则,得出从严要求的监管原则。从而得出核电标准与规范的编制是核电国产化的关键,是核电发展实现系列化、标准化和规范化的基础,我国核电建设亟需建立一套适应国情的、统一完整的压水堆核电厂标准体系。     

智能化工艺系统设计平台技术在核电工程设计的应用探讨

智能化工艺系统设计平台技术广泛应用于EPR堆型项目工程核岛工艺系统设计。它是实现核电厂数字化设计的重要组成部分。本文探讨了系统化实现智能化工艺系统设计平台的功能设计、功能实现的方法,以及讨论专为CPR1000堆型工程应用创建的平台标准体系架构。目前本文设计方法已成功在ACPR1000+堆型进行应用,实现了核岛工艺系统设计智能化、标准化。     

CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题分析

针对改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂在某些工况下可能丧失对乏燃料水池冷却功能的情况,以岭东核电厂为例,分析CPR1000换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)的设计基准、系统功能及缺陷,并结合技术规范的要求,提出PTR的改进措施。分析表明,CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题的原因是PTR设计没有充分考虑冗余性。建议从提高PTR冷却回路换热能力和降低乏燃料水池完全失去冷却风险方面进行改进。     

核电厂核岛机械设备材料标准的现状及对材料标准的需求(下)

4.4压水堆核电厂机械设备材料标准需求到目前为止,我国在“十五”期间的核电工程项目,呼声较高的是1000MW级的压水堆核电厂。因此,我们下面拟根据RCC-M的形式来列出压水堆核电厂机械设备材料标准的清单。这里所说的机械设备不包括核燃料组件、小型设备、低压和常压贮罐及焊接用材料。在编写所需材料标准清单时,我们将材料分为非合金钢、合金钢、不锈钢、特殊合金及其他合金五个类别,在每个类别下按组织类型分类,再下面按制品类型分类,并根据情况说明制品所用设备、设备的规范等级。根据RCC-M中B、C、D、G、H各篇第二章(2000)内列出的…     

AP1000核岛主设备用SA508-3钢锻件的监造

ASME SA508-3钢具有优越的可焊性、较好的抗中子辐照脆化性能和非常好的断裂韧性以及冲击韧性,因此被广泛应用于压水堆核电站核岛压力容器的制造中。AP1000三代核电机组的一些主设备,如反应堆压力容器、蒸汽发生器、稳压器的全部大锻件及一些重要部件均采用了这一钢种。通过对SA508-3钢锻件制造过程中的技术要点的分析,指出了该钢种的锻件在制造过程中的质量关注重点,提出了对该钢种锻件实施监造过程中的监督方法和监督重点。     

Leak Before Break application for Primary Coolant Loop and Surge Line of VVER-1000/320 Plant: TACIS Project R2.09/96

Activities were carried out within the frame of TACIS-96 Program—Project R2.09/96 named “LBB Applicability Review and Basic Implementation Engineering for Primary Coolant Loop & Surge Line of VVER-1000/320 Nuclear Power Plant”. Main objective of the Project was to perform a Leak Before Break assessment for the Main Coolant Pipes and Pressurizer Surge Line of the Reactor Coolant System of a selected “reference” Unit of a VVER-1000, type V-320 Nuclear Power Plant, which was assumed the Balakovo Unit 2.This has included the following:

• •definition of a “reference” methodology for primary piping systems with cladding;
• •verification of the Leak Before Break concept applicability to primary piping, in accordance with the “reference” methodology defined;
• •preparation of necessary materials data and validation files;
• •evaluation of effectiveness and reliability of the Leak Detection systems and the In-service Inspection Programs (methodologies and qualification);
• •preparation of a recommendations list to improve the existing information and diagnostic systems;
• •transfer of know–how from Consortium to Sub-Contractor, integrating the feedback of Western experience.

One of the main highlights of the Project was the definition and execution of a comprehensive Material Testing Program in order to establish the actual tensile and fracture properties of the primary piping materials: base materials, weld metals, and “heat affected zones” were tested. Compact tests and standard specimens for J–R curves determination were used; special attention was paid to the dissimilar typical joints of the Surge Line pipes, being made by carbon steel base metal with stainless steel weld. Fracture properties as J–R curves were determined both at room and operating temperatures.The “reference” methodology defined has taken into account both Western and Russian Leak Before Break approaches. The analysis has shown that criteria for Leak Before Break concept applicability to the primary piping of Balakovo VVER-1000/320 Unit 2, presented in the reference methods developed in the frame of this Project, are met.     

岭澳核电站二期工程常规岛主厂房布置设计优化

岭澳核电站二期工程是我国第一个百万千瓦级核电自主化工程.考虑到机组运行及检修条件,岭澳核电站二期工程常规岛主厂房设计时,尽量减少不等柱距,尽可能满足土建对模数的要求.由于岭澳核电站二期汽轮发电机及凝汽器外形尺寸、除氧器分段长度较岭澳核电站一期大;考虑到汽轮发电机、凝汽器及除氧器的安装需要,南侧B列柱往A列柱的第1个柱距较岭澳核电站一期大.岭澳核电站二期主厂房分3层布置:底层、中间层和运转层,中间层形成一个连续的环形通道,便于巡检人员对设备的操作与维护,也使中间层更加宽敞明亮.     

岭澳核电站一回路抽真空排气方法研究与应用

采用压水堆核电机组一回路抽真空排气方法，对岭澳核电站换料大修后反应堆一回路进行抽真空排气操作，取消了原有动态排气过程。结果表明，一回路空气含量很快满足要求，缩短了大修工期，提高了电站经济性和安全性。      

岭澳核电站环形吊车静载荷试验的技术改进

为保证岭澳核电站环形吊车载荷试验(特别是双钩联合抬吊静载试验)的顺利进行．对环形吊车的试验工具和试验方法进行了技术改进。本文简要介绍了百万千瓦级压水堆核电站环形吊车静载荷试验的技术要求、常规试验方法和岭澳核电站环形吊车静载荷试验的改进措施。     

核动力装置强迫循环与自然循环过渡过程特性研究

针对某型压水堆核动力装置,建立反应堆及一回路系统强迫循环与自然循环的计算分析模型,并与试验值进行比较,验证了建立的模型计算精度高,满足工程分析的要求.利用建立的数学模型,对自然循环与强迫循环过渡过程进行分析计算,结果表明:强迫循环向自然循环转换过程中冷却剂流量、蒸汽发生器压力、反应堆出口温度是几个约束参数;自然循环向强迫循环的转换过程中反应堆功率变化与周期变化幅度较大.     

核电厂模拟器稳压器数学模型的研究

对北京核电厂模拟培训中心的压水堆模拟器稳压数学模型作了改进。原稳压器数学模型采用修正的平衡态模型，对于快速瞬变过程，不能满足模拟的逼真度要求。改进后的模型采用三区非平衡态模型，考虑了稳压器内汽泡上升、液滴下降和喷淋凝结等传热传质过程，实现了联机实时运行。     

AP1000蒸汽发生器制造难点分析

通过总结浙江三门核电站在建的全球首台AP1000核电机组蒸汽发生器制造过程中所遇到的部分制造难题,简要分析其制造要点,为后续AP1000核岛主设备国内制造提供借鉴和参考。     

堆芯功率分布重构的两种空间统计性算法

本工作提出两种基于空间统计性理论的堆芯功率分布重构算法：普通克里金方法是一种基于空间自协方差的最优插值法;卡尔曼滤波方法是一种有效结合理论计算与测量数据的数据同化方法。应用秦山第二核电厂3号机组和大亚湾核电站1号机组的测量数据对上述两种方法的功率分布重构精度进行了验证,并与耦合系数法（CECOR）的重构精度进行了比较。结果表明,两种方法的重构误差均满足工程要求,且重构精度优于耦合系数法。     

压水堆核电厂辐射监测系统的设计与改造

辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要.根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统...