评价双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路研究

本文探讨了评价压水堆全压双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路,特别是如何识别潜在旁路泄漏途径和如何确定旁路泄漏率,提出环廊初始维持较大负压使事故后不出现"正压"阶段从而不需评价"正压"期间旁路泄漏,和环廊初始维持较小负压且需评价事故后"正压"阶段持续时间两种主要设计思路,可指导研发先进压水堆核电厂时选择系统设计方案。     

秦山核电厂主蒸汽旁路排放系统更新设计

秦山核电厂1号机组旁排控制系统已运行26年,设备可靠性明显降低,因此与秦山核电厂主控室更新一起进行了整体控制系统改造。现场阀门本体不变,控制系统、旁排油站系统整体更换。本文阐述了旁路排放系统运行现状、存在的问题以及系统升级改造的必要性,并对系统改造进行详细介绍。     

快堆电站蒸汽发生器中小泄漏探测系统的设计

文章描述和分析了用于快堆电站蒸汽发生器小泄漏探测的扩散型微氢探测系统,建立了钠-水反应和氢通过镍膜扩散的理论模型。在实验数据的基础上对本系统的灵敏度、响应时间、机械性能和稳定性进行了讨论和评价,结果表明国内自行研制的镍管具有良好的机械性能和透氢性能,本系统能够满足快堆电站的要求。     

基于泄漏监测数据综合的核电厂反应堆一回路压力边界泄漏诊断技术研究

泄漏监测系统用于监测反应堆冷却剂系统压力边界（RCPB）完整性,也是破前漏（LBB）技术应用的先决条件。泄漏综合诊断是泄漏监测系统的核心功能。本文从系统可用性、数据可靠性、单仪表泄漏报警、泄漏综合诊断、报警响应策略、泄漏率定期试验自动计算6个方面构建泄漏综合诊断技术方案。泄漏监测系统的灵敏度和准确性是泄漏综合诊断技术的重要性能指标,也是监测RCPB完整性和LBB技术应用的关键要求。先确定触发单仪表报警的保守阈值范围,以保证检测的灵敏度,再经泄漏综合诊断技术方案复核并调整有效单仪表报警阈值,以保证报警的准确性。通过理论计算、数据分析、多信号的一致性判断,泄漏监测系统能及时准确地诊断出泄漏情况,充分应用智能化泄漏诊断技术,减少运行人员复核报警工作量。      

重水堆核电厂压力管泄漏的识别与处理

为兼顾中子经济性,重水堆核电厂在建造时就会严格控制压力管壁厚,这使得压力管成为重水堆核电厂一回路压力边界的薄弱环节.本文从压力管泄漏的现象入手,通过材料力学分析、系统配置和国际同行经验,阐述了如何识别缺陷、定位缺陷以及处理缺陷,深入分析了缺陷可能引发的核安全风险,旨在提醒从业人员高度重视压力管缺陷,科学合理地跟踪和处理...     

一种适用于新堆的零泄漏循环泵

磁力泵近年来发展迅速,具有零泄漏、结构简单、成本低和维修方便等优点.通过结合部分应用于核能条件下的试验和结构设计研究,研制了既满足高温高压运行、又做到零泄漏等要求的新型循环泵,并对其在新堆或研究堆上的应用前景进行了分析和研究.在一定条件下,磁力泵完全可取代目前大多采用的轴封泵、屏蔽泵和机械密封泵等,达到了简化系统配置、便于维修更换和降低设备成本的目的.     

一座韩国研究堆发生轻度放射性泄漏

【本刊2011年4月综合报道】韩国原子能研究院（KAERI）位于大田市（Daejeon）的高通量先进中子应用反应堆（HANARO）于2011年2月20日发生轻度放射性泄漏。据韩国联合通讯社报道,HANARO于当地时间2月20日13时03分在运行过程中发生放射性泄漏,3名工作人员被紧急疏散。5分钟后,该反应堆被停止运行。14时30分,韩国原子能研究院发布了核辐射白色警报。     

DEMO堆包层第一壁热工水力优化分析研究

聚变堆包层第一壁是影响包层换热效率与运行安全性最重要的部件,为了研究第DEMO堆包层第一壁的热工水力性能,对第一壁流道内氦气冷却剂的流动及其与结构材料的换热进行了数值模拟研究及优化分析。结果表明,通过增大氦气进口质量流量可以有效地降低第一壁结构材料的最高温度,但是由此带来的压力损失很大,不能作为强化换热的主要途径。此外,增加每组流道的盘绕次数能起到强化换热的效果,目前每组流道盘绕五次的方案是合理的。流道中存在的圆角包层第一壁的流动换热影响不大,但圆角的存在会使第一壁最高温度有一定的升高。铍涂层的导热系数与第一壁最高温度成反相关关系,但是对第一壁流道的对流换热影响不大。结构材料的导热系数的增大能显著降低第一壁结构材料的最高温度。     

聚变驱动次临界堆第一壁材料辐照损伤的初步研究

介绍了中子对材料的辐照损伤原理及化合物原子平均离位(DPA)截面计算方法;使用辐照损伤计算程序SPECTER计算了聚变驱动次临界堆(FDS-I)第一壁材料CLAM钢的辐照损伤参数,并将CLAM钢的辐照损伤计算结果与相同条件下316SS、SiC等聚变堆结构材料的计算结果进行了比较.     

旁路阀调节对高温气冷堆闭式布雷顿循环瞬态特性影响研究

闭式布雷顿循环是第4代高温堆核能系统的关键技术之一,其典型的动态过程是旁路阀调节。为分析这一过程,建立了循环中关键部件的动态模型,其中压气机在径向平衡模型基础上耦合了对附面层发展的预测,兼顾了计算效率与准确性;换热部件模型基于双曲型守恒律方程,对工质的热物性和参数的快速变化有较好的适应性。在此基础上根据回路的质量守恒和压力平衡原则将各部件的模型耦合,建立了系统的动态模型。由于旁路阀调节是氦气透平发电系统主要的功率快速调节手段,瞬态效应较为显著,以模块式高温气冷堆（HTR-10GT）旁路阀开启后的过渡过程作为算例,分析了主要循环参数的响应特性,并通过分析,给出了降低输出功率的机制。计算结果表明：系统的容积惯性对旁路阀调节的响应速度影响较大,而阀门的开度则决定了系统在末态的输出功率;回热器的温度冲击现象可能发生在调节过程中,但可通过两旁路阀联动的方式缓解;反应堆出口温度变化幅度很小,因此反应堆模型的准确程度对结果基本无影响。     

海上浮动核电站总体设计初探

通过分析国际上现有堆型的优劣及其在舰船上的应用成果,建议海上浮动核电站采用技术成熟的压水堆,并对反应堆功率与换料周期给出原则性建议。以单点系泊型式的船型浮动核电站为例,根据各舱室的主要功能进行分区,提出舱室划分原则。同时分析了海上浮动核电站主尺度的主要制约因素,阐述了总体性布局原则,并着重介绍了反应堆舱内设置的安全壳、安全围壁、放射性废物管理系统、生物屏蔽设计的基本原则。同时,结合海上浮动核电站的特点,对一些关键系统如二回路、控制室、电力系统、物理防护等的设计原则进行了介绍。      

浮动核电站设计中的安全准则研究

浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合,属于核能工程的新领域,国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求,基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析,从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明,浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行;平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素;核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。      

浮动核电厂反应堆供电系统分析

The safety of the floating nuclear power plant is closely related to the merits of the reactor power supply system. In order to improve the safety factor of floating nuclear power plant, it is necessary to analyze the reactor power supply system. In this paper, the configuration of the reactor power supply system of the floating nuclear power plant is analyzed, and the auxiliary power system and nuclear emergency power system under two schemes are compared. The results show that the optimized scheme 2 is better than scheme 1 in reliability and safety, and scheme 2 is more economical. The optimization scheme proposed in this paper can provide a direction for the design of the reactor power supply system of the subsequent nuclear powered ships and has a strong reference significance.     

浮动核电厂反应堆供电系统分析

浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连,为提高浮动核电厂的安全系数,需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点,分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置,对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明,优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优,且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。     

核电厂安全系统软件设计及编码研究

当前法律和法规规定,对核电厂安全系统使用的核安全级数字设备必须对其硬件和软件进行鉴定。软件设计和编码是软件通过鉴定关键的一环。核安全级软件必须具备可确定性的特征,其设计和编码必须体现这一特征。对于核安全级软件设计和编码如何满足核安全要求的研究,是软件厂商和监管当局面临的问题之一。     

核电厂运行的安全目标

描述了核电厂安全目标的定义、种类和形式，阐述了安全目标的分解以及安全目标的应用与评估，并以美国核管会（ＮＲＣ）的核电厂安全目标为例，讨论了在安全目标的发展和实际应用中可能存在的总理２及其解决途径。     

核电站安全分级对DCS系统设计影响分析

根据核电站设计总体要求,特别是对仪控系统可用性和可靠性的要求,通过分析核电站中系统、设备及其功能的安全分级,解析现代数字仪化控系统( DCS)的技术特点.结合实际在建核电站中不同DCS总体技术方案设计实施过程中的差异,从满足核电站安全运行以及安全评审相关法规标准的需求出发,阐明核电站中不同安全分级的系统和设备对DCS总...     

浮动式核电站过渡段对安全注射的影响分析及缓解方式研究

以浮动式核电站为研究对象,利用RELAP5程序,分析过渡段水封在发生特定当量直径破口的失水事故对安全注射运行特性的影响,探讨过渡段水封对安全注射的影响规律。结果表明,过渡段水封不利于安全注射水有效注入反应堆,可能将反应堆导向危险的状态。提高安全注射的压力和流量能够克服过渡段水封的不利影响,但对系统容量需求较大。根据浮动式核电站自身设计特点,设置有一次侧非能动余热排出系统,失水事故后投入一次侧非能动余热排出系统能够旁通过渡段水封,保证安全注射水的有效注射并辅助带出堆芯余热,该运行方式有助于优化安全注射的容量设计。     

内陆核电厂环境安全性评估与分析

通过对比国外已建内陆核电厂正常运行时的环境安全性影响,分析严重事故的环境风险,将我国内陆核电厂的选址要求和国际相关规定进行比较分析,从而评估我国拟建内陆核电厂的环境安全性影响,得出的结论是我国发展内陆核电是安全可行的。     

数字孪生技术在浮动核电站设计阶段中的应用研究

以浮动核电站换料作业为研究对象,提出数字孪生技术应用到浮动核电站的技术路线,整合设计数据并开发核燃料装卸舱的数字孪生系统,建立虚拟舱室模型并开发新燃料运输过程控制程序,采用基于过程控制中的对象链接与嵌入技术统一架构（OPC UA）的通讯协议实现虚拟舱室模型和控制系统的双向交互。结果表明,开发的数字孪生系统能够为换料作业操作设计过程的人员站位、操作流程设计优化提供依据。因此,本文提出的数字孪生技术应用方法能够服务于浮动核电站的设计阶段,并为其在浮动核电站全生命周期的应用提供参考。