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压水堆核电站乏燃料吊车起吊安全限位的设计

机械设计与制造 2014年第3期 234-236页

作者：侯硕丁慧民吴凤岐中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518124

乏燃料吊车位于压水堆核电站燃料厂房内,其主要作用是在核电站大修过程中装卸和转运核燃料。为了确保燃料组件起吊运输操作的安全可靠,其运行边界和位移状态将被严格控制。针对电站现有设备的运行情况进行分析研究,重点阐述了起吊过程... 详细信息

乏燃料吊车位于压水堆核电站燃料厂房内,其主要作用是在核电站大修过程中装卸和转运核燃料。为了确保燃料组件起吊运输操作的安全可靠,其运行边界和位移状态将被严格控制。针对电站现有设备的运行情况进行分析研究,重点阐述了起吊过程限位主要考虑的因素,并应用机电一体化技术,采用不同结构原理多重保护的设计方法,解决了乏燃料吊车起吊限位的设计问题,同时增强了系统安全性,设计方法已经成功应用于防城港核电站的乏燃料吊车。

关键词：压水堆核电站乏燃料吊车起吊安全限位

压水堆核电站稳压器波动管热分层现象热工水力分析研究

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压水堆核电站稳压器波动管热分层现象热工水力分析研究

作者：李澍上海交通大学

学位级别：硕士

随着国家经济的持续发展，能源短缺已成为制约经济健康、稳定、持续发展的重要因素。核能已成为我国解决能源问题的重要措施。压水堆核电站运行过程中，部分瞬态工况下稳压器波动管存在显著的热分层，这会对波动管产生较大的热冲击和温... 详细信息

随着国家经济的持续发展，能源短缺已成为制约经济健康、稳定、持续发展的重要因素。核能已成为我国解决能源问题的重要措施。压水堆核电站运行过程中，部分瞬态工况下稳压器波动管存在显著的热分层，这会对波动管产生较大的热冲击和温度震荡，导致波动管发生热疲劳，增加管道出现热疲劳失效的可能性，同时由此产生的管道变形可能导致管道总体弯曲与设计中的设计弯曲不一致。是以对热分层现象的探究对于保证核电站的安全、稳定和可靠的运行具有积极的意义。本文以压水堆稳压器波动管热分层现象为研究对象，主要开展以下几方面的工作：首先分析了稳压器波动管热分层现象产生的原因和机理，给出了影响热分层现象的关键参数;然后建立了数值计算模型，模拟了几种稳态情况下热分层状况，并与理论分析进行了对比，验证理论分析的结论，接着根据稳压器波动管的热分层进行相应的瞬态工况数值模拟，分析了多种瞬态工况下的稳压器波动管热分层现象，得到管内流动情况和温度场，并对模拟结果进行分析研究提出换热器的改进措施;最后利用核电站调试机会，开展稳压器波动管热分层温度场分布试验研究。此次试验是国内首次利用核电站调试机会开展真实电站稳压器波动管热分层试验，通过对试验结果的分析，论证理论研究和数值模拟的准确性。本文所做的工作为进一步研究稳压器波动管的疲劳和应力分析提供必要的输入条件，为后续核电厂稳压器热分层现象的研究和安全评审奠定必要的基础，同时还可以将结果应用于国内同类型核电站的稳压器波动管设计寿命的分析工作，具有重要的理论价值和现实意义。

关键词：压水堆核电站稳压器波动管热分层数值模拟

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压水堆核电站内部水淹安全评价方法研究

压水堆核电站内部水淹安全评价方法研究

作者：陈莉萍上海交通大学

学位级别：硕士

内部水淹是威胁核电站安全的主要风险源之一,是核电站常见的内部灾害之一。内部水淹的浸没效应可能会导致核电站系统设备不能正常运行,进而无法执行核安全相关设备的安全功能,从而威胁核电站安全。为保证核电站在内部水淹情景下可以维... 详细信息

内部水淹是威胁核电站安全的主要风险源之一,是核电站常见的内部灾害之一。内部水淹的浸没效应可能会导致核电站系统设备不能正常运行,进而无法执行核安全相关设备的安全功能,从而威胁核电站安全。为保证核电站在内部水淹情景下可以维持安全功能,在核电站设计时需要考虑对内部水淹进行防护,且对核电站进行内部水淹安全评价,从而验证内部水淹防护目标的实现。国内核电站在工程上尚无全面的内部水淹安全评价分析实践,然而核电站在设计过程中必须进行内部水淹安全评价。本论文通过对法规标准的研究和实践经验的总结,按照确定论分析得出内部水淹对安全相关系统设备的影响后果,通过该方法能够揭示核电站的薄弱环节,并完善核电站设计,提高经济性。同时,本论文立足于工程实际情况,选取了典型水淹区域进行安全评价,验证了核电站内部水淹确定论安全评价方法的适用性和可操作性。本论文探讨的内部水淹安全评价方法在分析假设上具有一定的保守性,但较为简便,易于工程上实践。该方法的分析步骤和分析理念可供其它类型压水堆核电站参考。

关键词：压水堆核电站内部水淹安全评价方法研究

压水堆核电站二回路系统采用微过热蒸汽循环的分析

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动力工程 1993年第6期13卷 18-23页

作者：吴存真肖杰浙江大学江苏电力试验研究所

介绍了压水堆核电站二回路系统采用微过热蒸汽循环的优缺点.并在用等效热降法优化热力系统后,分析了很过热蒸汽循环的系统热效率和高低压缸排汽湿度受新蒸汽初始压力、初始过热度及汽轮机分缸压力比的影响.在此基础上得出了循环的最佳... 详细信息

介绍了压水堆核电站二回路系统采用微过热蒸汽循环的优缺点.并在用等效热降法优化热力系统后,分析了很过热蒸汽循环的系统热效率和高低压缸排汽湿度受新蒸汽初始压力、初始过热度及汽轮机分缸压力比的影响.在此基础上得出了循环的最佳运行参数范围.

关键词：压水堆核电站蒸汽循环过热蒸汽

压水堆核电站机械设备在役去污系统设计及评价

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压水堆核电站机械设备在役去污系统设计及评价

作者：王鹏南华大学

学位级别：硕士

随着我国自主化研究和设计的第三代压水堆核电站华龙一号的开工建设,我国的核能研发和设计水平也上升到了一个新的阶段。新的系统及设备在反应堆停堆检修期间需要进行在役检查和维修,而从反应堆内取出的需要检修的设备或部件通常都带有... 详细信息

随着我国自主化研究和设计的第三代压水堆核电站华龙一号的开工建设,我国的核能研发和设计水平也上升到了一个新的阶段。新的系统及设备在反应堆停堆检修期间需要进行在役检查和维修,而从反应堆内取出的需要检修的设备或部件通常都带有放射性污染。为了检修人员在作业时不受到过量的辐射剂量,需要在设备拆解或维修前对部件进行去污操作,以降低设备表面和内部的放射性强度,即在役去污作业。在役去污工艺的的设计对核电站运行、维修的安全性和经济性具有重要的意义和价值。在役去污不同于其他类型的去污,对去污的方法、条件及检验标准都有特殊的要求。目前国内外的主要去污手段是物理和化学去污方法。通过分析和比较不同去污方法的优缺点和工艺特点,作了如下工作:(1)确定了化学去污为主、物理去污为辅的去污工艺,选择了适用该工艺的化学去污剂种类和主要成分;(2)对新的去污系统从系统运行的主要原则、去污设备的功能和结构、去污系统的工作流程、运行控制及事故工况下采取的措施、系统的布置方案等方面进行了分析和设计,以满足去污工艺的要求和人员的辐射防护安全;(3)在定性分析的基础上对系统的主要工艺参数进行了分析和计算,确定了系统运行的主要设计指标和监测量,包括喷嘴的水力特性,空气过滤设施的流阻分析,超声波的参数设计等;(4)专门研究了化学去污设备在运行和操作状态下箱盖的气密性和安全启闭的机构,并提出了与风阀联动控制的结构设计,提高了装置的安全性;(5)根据运行电站的反馈意见,对主泵水力组件的过滤部件的设计进行了改进,大大降低了去污过程中热点的产生概率;(6)根据相关国家标准和运行电站的管理经验,确定了一个去污效果评价的原则,并通过某核电站的去污工作对去污系统的设计进行了一定程度的检验,结果分析表明去污达到了预期的效果。(7)通过对在役去污的研究、分析,设计了一个应用于我国“华龙一号”核电站去污系统的方案,总结了今后在役去污领域发展面临的主要问题,阐述了今后研究和发展的方向和重点,为去污系统和设备的标准化设计提供了技术支撑,也为今后“华龙一号”核电站去污系统的施工设计提供了技术指导及方案选择。

关键词：压水堆核电站华龙一号机械设备在役去污工艺流程

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压水堆核电站换料大修项目进度计划的研究

压水堆核电站换料大修项目进度计划的研究

作者：王东上海交通大学

学位级别：硕士

伴随核电快速发展的良好机遇和竞争,为在电力市场中赢得优势,提高核电站的运营效率和核心竞争力势在必行,而核电站的换料大修是决定核电站运营业绩的关键因素之一。从历次大修看,核电站换料大修项目进度计划管理水平仍有很大的提升空间... 详细信息

伴随核电快速发展的良好机遇和竞争,为在电力市场中赢得优势,提高核电站的运营效率和核心竞争力势在必行,而核电站的换料大修是决定核电站运营业绩的关键因素之一。从历次大修看,核电站换料大修项目进度计划管理水平仍有很大的提升空间。本文重点对如何科学合理地制定核电站换料大修项目的进度计划展开研究,为项目进度控制以及公司管理层决策提供依据。本文首先介绍了压水堆核电站换料大修项目的管理现状,分析了换料大修进度管理中存在的问题,论文运用PERT计划评审技术编制了项目进度计划。结合核电站换料大修常规岛主机检修项目的特点,研究了关键链的理论和方法,对核电站换料大修项目的进度管理方法进行了改进,在编制项目的进度计划时考虑了资源约束对项目关键链的影响。通过在项目进度计划中设置缓冲区,吸收项目实施过程中的不确定性带来的项目延期风险,确保了项目的顺利完成。针对项目中遇到的特殊情况进行分析,证明了关键链法能有效地解决项目实施过程中的问题。本文的研究成果为压水堆核电站换料大修项目进度计划管理提供了切实可行的方法和理论依据,能够满足大修项目进度计划的需求。根据换料大修常规岛主机检修计划的实施情况,由于使用了本论文所提到出的进度管理方法,更加科学合理的制定了项目的进度计划。

关键词：压水堆核电站换料大修项目进度计划资源约束关键链

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压水堆核电站辐射防护规范化管理研究

压水堆核电站辐射防护规范化管理研究

作者：王川上海交通大学

学位级别：硕士

辐射防护是核电站安全管理的重要组成部分。目前,由于核电技术引进和辐射安全设计标准不同等原因,我国的压水堆核电站在辐射防护管理理念和管理方式上存在较大差异,还没有形成辐射防护的规范化管理。存在的主要问题如下:辐射防护管理理... 详细信息

辐射防护是核电站安全管理的重要组成部分。目前,由于核电技术引进和辐射安全设计标准不同等原因,我国的压水堆核电站在辐射防护管理理念和管理方式上存在较大差异,还没有形成辐射防护的规范化管理。存在的主要问题如下:辐射防护管理理念、辐射防护组织机构体系、辐射防护培训和授权体系、辐射工作许可证管理制度、辐射分区标准不一致,对辐射源项控制研究不够,个人剂量监测与管理以及辐射防护最优化体系有待进一步完善,一些行之有效的辐射控制措施没有得到推广。培育“自我防护”的管理理念,建立规范的辐射防护管理机构、清楚界定辐射防护工作的范围,建立辐射防护一级和二级的培训和授权体系、实行培训和授权的等级证书制度,建立覆盖辐射控制区全部工作的辐射工作许可证管理制度,根据区域环境剂量率将辐射控制区划分为四个子区,加强辐射源项产生机理和控制措施的研究,推广一些被实践证明行之有效的辐射源项控制措施,规范开展弱贯穿辐射的监测、推动个人剂量实验室的认证和全国范围内的个人剂量登记制度,落实辐射防护最优化的各级人员的责任、健全辐射防护最优化组织、加强辐射防护最优化分级管理和经验反馈,大力推广一些行之有效的辐射控制措施,将有力地推动我国压水堆核电站的辐射防护规范化管理,进一步提升辐射剂量控制的业绩。

关键词：辐射防护规范化运行辐射防护管理辐射风险控制压水堆核电站

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压水堆核电站U型管蒸汽发生器建模与仿真

压水堆核电站U型管蒸汽发生器建模与仿真

作者：缠阿芳华北电力大学

学位级别：硕士

蒸汽发生器是核动力装置的主要设备之一,是连接核电站一、二回路的重要枢纽,它的安全运行直接关系到核电站的正常运行。本文主要针对压水堆核电站立式U型管自然循环蒸汽发生器进行建模和仿真,通过分析立式U型自然循环蒸汽发生器的结构... 详细信息

蒸汽发生器是核动力装置的主要设备之一,是连接核电站一、二回路的重要枢纽,它的安全运行直接关系到核电站的正常运行。本文主要针对压水堆核电站立式U型管自然循环蒸汽发生器进行建模和仿真,通过分析立式U型自然循环蒸汽发生器的结构特点和运行原理,运用模块化建模的方法,对蒸汽发生器的一次侧、二次侧、蒸汽腔室及下降通道等进行了结构分解,划分了14个控制体。运用质量守恒方程、能量守恒方程以及动量守恒方程,建立了各控制体的实时仿真数学模型,主要包括一次侧单相介质流动模型和二次侧模型,其中二次侧模型分为下降段、过冷段、沸腾段模型,分离器模型,蒸汽腔室模型等。基于所建立的仿真模型,利用C++编写相应模块的通用算法。根据蒸汽发生器的运行流程,通过调用算法库中相应控制体算法建立相应模块,将各模块过程参数的变量名连接起来,以模块搭接的方法建立了压水堆核电站U型管蒸汽发生器的实时仿真模型。基于所建U型管蒸汽发生器的仿真模型,以大亚湾核电站为对象进行了动静态仿真实验。仿真结果表明,本文所开发的压水堆核电站立式U型管自然循环蒸汽发生器实时仿真模型,可以正确模拟蒸汽发生器调节阀开度和一次载热剂流量变化时对二次侧蒸汽参数的影响。同时也表明模块化建模方法有利于模型知识的积累和利用,便于大系统仿真模型的建模和调试,并为模型的扩展和提高创造了有力的条件。

关键词：压水堆核电站 U型管蒸汽发生器数学建模实时仿真

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压水堆核电站堆芯子通道分析

压水堆核电站堆芯子通道分析

作者：梁志滔华南理工大学

学位级别：硕士

压水堆是目前世界核电站所采用的主流堆型,占据当前全世界运行机组的60%;在我国运行的核电机组中,压水堆所占的比例更是高达87%,对其进行详细的热工水力分析不仅是反应堆设计,更是核电站安全运行之关键。当前对反应堆进行精细热工水力... 详细信息

压水堆是目前世界核电站所采用的主流堆型,占据当前全世界运行机组的60%;在我国运行的核电机组中,压水堆所占的比例更是高达87%,对其进行详细的热工水力分析不仅是反应堆设计,更是核电站安全运行之关键。当前对反应堆进行精细热工水力分析采用子通道模型,其中以美国太平洋西北实验室发展的COBRA系列程序为代表。我国各核电运行和研究单位也已采用了这些程序进行压水堆热工水力过程的分析,然而我国压水堆核电技术长足发展的关键技术之一——核岛的自主化设计,不能仅仅依靠这些国外开发的商业软件,还需要自主开发适用于我国压水堆核电站堆芯热工水力分析的程序或软件。本文为研究压水堆核电站堆芯的热工水力过程并编制了相应的计算程序,以900MW压水核电站的堆芯为模拟对象。采用同心环形分割方法将堆芯燃料组件及冷却剂流道截面由内至外划分为子通道,建立了堆芯瞬态过程分析的子通道质量守恒、动量守恒和能量守恒方程,考虑相邻子通道之间冷却剂质量及动量的交混,并联立各子通道,沿堆芯轴向从进口逐步推进计算至出口,从而得到各子通道沿轴向不同高度上的冷却剂质量流速和焓,并进而计算得到燃料元件上不同高度处的温度。利用所建立的理论模型和开发的计算程序,本文以900MW压水堆稳态以及参考硼稀释事故下堆芯功率骤升的瞬态工况,对堆芯的热工水力参数进行了计算。稳态计算以100%功率运行为计算工况,计算结果与该压水堆运行的实际数据基本一致。瞬态计算假定堆芯活性区功率在2秒钟的时间内骤然线性上升至300%额定功率,计算该时间段以及其后堆芯热工参数的变化过程,结果表明在功率提升至271%额定功率时,堆芯的传热进入膜态沸腾,出现传热恶化,燃料棒包壳外表面的最高温度上升至正常运行工况下温度的2倍。

关键词：压水堆核电站子通道方法热工水力分析均匀两相流