无动力源重力式液压抓取机构的设计与实验研究

介绍了在低温核供热反应堆中装卸燃料组件用的一种新颖无动力源抓取机构,论述了它的工作原理、结构特点、参数设计及其明显的优点。实验结果表明,该机构结构简单,操作方便可靠,可推广应用于其它轻水型反应堆的装卸料操作。     

基于小位移旋量的浮动式核电站反应堆装卸料定位误差分析与优化

燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作，浮动式核电站由于运行环境特殊，其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量（SDT）的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析，采用刚体动力学坐标系变换的方法得到了装卸料定位误差的表达式；采用MATLAB程序进行了模拟计算。对海洋条件下反应堆装卸料的极限倾斜量进行了分析，给出了最大倾角与海浪参数的关系，对燃料组件导向间隙量等关键参数进行了优化，并将其结果与试验数据进行了比较，相符性较好。      

“华龙一号”装卸料机研制

"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电技术。介绍了"华龙一号"核电机组反应堆核燃料操作与贮存系统(RFH系统)核心设备装卸料机的研制情况,主要在对以往项目经验反馈系统总结、分析的基础上,针对其关键零部件结构制造技术、调试技术进行了深入研究,对各关键控制要点、难点提出了更为有效的解决措施和加工方案等方面进行阐述,进一步改进和优化其工艺技术,确保装卸料机满足精度、性能和使用需求。     

核安全相关异形结构物的抗震分析及配筋计算

本文计算的转运-清洗室属于体型不规则,受力复杂的异形结构物,该结构物的作用是为反应堆的换料提供一个安全可靠的密封屏蔽空间,以保证操作人员的人身安全,而堆外换料系统中的部分设备及装卸料提升机的上部机构均安装在转运一清洗室上,因此,保证该核安全相关结构物的抗震安全性不言而明。本文利用ANSYS程序对该结构物进行了抗震分析,并结合文章中介绍的配筋理论进行配筋计算,结果能满足结构的受力要求。故本文对其它核安全相关的异形结构物的抗震设计有一定的参考价值。     

日法俄快堆信息交流和特别讲演会议

【日本核燃料循环开发机构新闻网页1999年12月18日报道】日、法、俄快堆信息交换和特别讲演会议于1999年11月25～26日在日本核燃料循环开发机构本部敦贺国际技术中心举行。经过两天时间,为提高法国“超凤凰堆”、俄罗斯的“BN-600”和日本的“常阳”和“文殊”等反应堆的可靠性,在各反应堆的运行、维护体制、运行手册、操作人员的培训等被称作反应堆检修计划的运行及维护经验等领域进行了广泛信息交流。1.在有关日、法、俄的反应堆的运行体制、运行手册、操作人员培训及维护体制、反应堆检修计划方面,各国相互间就有关提高反应堆的安全性与…     

堆芯辐照燃料严密性鉴定装置的研究和开发

为鉴定核电工程堆芯辐照燃料的严密性,研发了堆芯燃料的严密性鉴定装置,选用气体作检测介质、¹³³Xe作显示核素、装卸料机固定套筒为隔离体,在反应堆换料操作同时对辐照过的燃料做逐束定性破损检测。调试结果表明:本装置具有满意的性能、易于操作,可满足核电工程的需要。     

压水堆核电厂装换料操作参数化建模研究

为了优化压水堆核电厂装换料工艺流程,提高装换料效率,分别建立了装卸料机、水下燃料运输系统、燃料抓取机等设备的运动学模型,并根据模型推导出计算装换料操作总时间的初步方程,形成反应堆装换料操作流程参数化分析的方法。通过对某典型堆型进行参数验证,证明了该模型和方法的正确性和有效性。     

压水堆中子脉冲计数率计算与弱源启动分析方法

利用点堆模型推导了弱源反应堆初始中子脉冲计数率的计算公式,探讨了反应堆盲区范围的确定方法.实例应用表明,该方法符合实际状况,对提高物理启动的安全性具有重要使用价值,可以用于反应堆开盖检修、装卸核燃料、燃料元件储存等核活动的临界安全监督之中.     

反应堆结构三维非线性抗震分析研究

对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。     

基于PPR技术的反应堆系统虚拟维修技术

基于产品、工艺和资源(PPR)结构树技术,研究了反应堆系统虚拟维修环境的构建技术和虚拟维修工艺过程结构树的构建技术,提出了反应堆系统维修性设计、仿真流程.基于维修过程的分段仿真思想和维修活动的分层设计思想,研究了反应堆虚拟维修任务的层次结构.采用计划评价与审查技术(PERT)图定义维修操作,描述了反应堆系统维修仿真过程中产品、工艺和资源数据之间的关系.     

装卸料机外套筒加工技术探讨

装卸料机是核电站装卸反应堆核燃料的关键设备,承担着燃料组件在堆芯的装卸、倒运、转换工作.随着核电行业的发展,其应用越来越多.而外套筒又是装卸料机关键部件,由于燃料组件在运输过程中整体位于外套筒内,所以其制造精度要求极高.经过对多套该设备的制造实践,总结出了一套可行的制造工艺,充分利用现有的机床加工能力自制各种的实用工装...     

AC—600反应堆结构概念设计

本文简要地介绍了 AC-600反应堆结构的概念设计,包括:堆芯部件、堆内构件、压力容器及驱动机构的设计情况。     

测温热电偶拔出回收技术及回收处理装置

核电站反应堆测温热电偶回收装置是堆芯热电偶检修、更换、回收的专用设备。本文结合３００ＭＷ反应堆型，介绍了一种结构简单、操作方便、使用安全可靠的热电偶拔出回收技术及回收处理装置。     

日本核燃料循环开发机构在贫铀利用方面与美国能源部进行合作

日本核燃料循环开发机构在贫铀的利用与管理和使用反应堆处置钚等 5个研究课题方面与美国能源部(ＤＯＥ)进行技术合作并达成一致意见。年内 (2 0 0 0年 )制定具体的研究计划。日本核燃料循环开发机构已经在核物质利用和机器开发等方面与美国能源部缔结了技术协定。这次以该协定的修订为契机 ,新追加了 5个研究课题 ,使该协定的合作研究课题达到了 18个。 5个新的合作研究课题是 :1)贫铀的利用与管理 ;2 )使用反应堆处置钚 ;3)运行操作的改进、辐射被照的减少与去污、对核设施退役措施远距离操作技术的应用 ;4 )具有防止核扩散能力的反应堆与…     

核电厂装卸料机抗震性能分析研究

为了验证装卸料机在地震工况下的安全性和可靠性,结合ASME NOG—1规范,对其计算分析的要求进行了研究,并且应用ABAQUS软件建立了实际核电厂装卸料机的有限元模型,在模态分析的基础上,利用其所在安全壳内操作平台标高处的反应谱,对装卸料机结构模型进行了地震谱分析计算。通过计算,在讨论了装卸料机抗震计算方法的同时,对装卸料机中桥架、小车等各梁式线型结构以及走台板、小车板等板壳结构在地震等载荷组合作用下的应力和位移响应进行了评价,深入讨论了其结构自身的振动特性以及在地震载荷作用下可能发生结构失稳的薄弱环节,从而为日后的工程设计和核安全审评提供参考。     

ACP100集成式堆顶结构可压缩气体对流传热数值模拟

反应堆集成式堆顶结构的功能之一是通过冷却气体的对流传热为控制棒驱动机构提供冷却。针对ACP100反应堆集成式堆顶结构建立完整的模型并划分流场网格,基于ANSYS/CFX软件分别对可压缩气体和不可压缩气体进行计算,并严格对比分析了其结果,重点研究气体可压缩性对对流传热计算结果的影响。计算结果表明,气体可压缩性对速度、温度分布和压降有较大影响,忽略气体可压缩性所预测的控制棒驱动机构表面最高温度偏低,控制棒驱动机构间隙气体最大流速和压降也偏低。     

弹簧锁型磁力提升控制棒传动机构

本文将介绍的弹簧锁型磁力提升器是一种比较成熟的控制棒传动机构,它既适用于压水型反应堆。也可以在沸水型反应堆上应用。经过长期的试验研究之后,这种类型的机构已经在投入运行的杨基(Yankee)和BR—3两个压水型动力反应堆上应用。本文将简单地介绍弹簧锁型磁力提升器的结构、动作原理及控制线路,并对其优缺点进行初步的讨论,提出材料、工艺和运行方面某些值得注意的问题。     

控制棒驱动机构密封泄漏应对策略分析

控制棒驱动机构耐压壳部件是反应堆冷却剂系统压力边界的薄弱环节,泄漏事故多发于此。针对此类问题,文章通过比较M310及AP1000控制棒驱动机构耐压壳密封结构,分析探讨了控制棒驱动机构密封泄漏的应对策略。     

装卸料机抓具无法脱扣故障分析及应对措施

燃料组件抓具驱动回路是核电厂装卸料机的核心部分,其可靠性对于燃料组件装卸工作的安全稳定进行具有重要意义。秦山第二核电厂1#、2#机组装卸料机自投运以来发生了多次抓具无法脱扣的故障,对反应堆大修装卸料工作产生了一定的影响。以装卸料机燃料组件抓具驱动回路为研究对象,结合抓具无法脱扣的故障现象,对驱动气缸、气路系统和抓具本体等关键部件出现的缺陷进行原因分析,介绍了抓具无法脱扣的故障排查方法,提出了针对性的应对措施。     

装卸料机重水泄漏原因及对策研究

重水堆核电站在换料和卸料过程中,装卸料机主要密封处均存在不可避免的重水泄漏。由于装卸料机设计部门未充分考虑密封泄漏重水的收集措施,在核电站运行初期造成重水泄漏损失及增加运行成本。通过对装卸料机重水泄漏原因的细致分析,提出了针对装卸料机密封泄漏重水的收集对策。实践证明,这些重水收集措施可以有效减少装卸料机重水泄漏损失,降低反应堆厂房空气中的氚水平,有利于运行和维修人员工作环境的改善,对节约电站运行成本和提高电站的运行绩效具有重要意义。