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乏燃料容器跌落事故分析与改进措施研究

核动力工程 2024年第2期45卷 166-170页

作者：谭经耀陈耀纪文英何英勇张峰夏衍宁新献中广核工程有限公司广东深圳518172 中广核研究院有限公司广东深圳518172

国内核电厂普遍采用“容器浸没法”进行乏燃料外运,客观上无法完全消除乏燃料容器跌落风险。对乏燃料容器跌落事故后的放射性后果进行了分析计算,并对如何保证容器跌落后的完整性或实现容器完整性破损后放射性物质的包容进行了分析研究... 详细信息

国内核电厂普遍采用“容器浸没法”进行乏燃料外运,客观上无法完全消除乏燃料容器跌落风险。对乏燃料容器跌落事故后的放射性后果进行了分析计算,并对如何保证容器跌落后的完整性或实现容器完整性破损后放射性物质的包容进行了分析研究,提出了一系列缓解乏燃料容器跌落后果的改进措施,以降低放射性物质超限释放的风险,对于提升核电厂的乏燃料吊装操作安全具有积极指导意义。

关键词：乏燃料外运乏燃料容器跌落放射性释放通风系统

核电站核岛预埋件钢筋锚固块热镦粗技术的研究及应用

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锻压技术 2024年第10期 8-14页

作者：靳孝义靳希军惠维山中广核工程有限公司

为了解决核电站核岛预埋件钢筋锚固块采用焊接方式制造时流程繁琐、周期长、成本高,且质量依赖于焊工技能水平等问题,研究开发了热镦粗工艺,采用高频加热方式将钢筋加热至塑性变形温度以上后再使用热镦粗技术进行加工,实现了通过塑性成... 详细信息

为了解决核电站核岛预埋件钢筋锚固块采用焊接方式制造时流程繁琐、周期长、成本高,且质量依赖于焊工技能水平等问题,研究开发了热镦粗工艺,采用高频加热方式将钢筋加热至塑性变形温度以上后再使用热镦粗技术进行加工,实现了通过塑性成形方式制造预埋件钢筋锚固块。并对热镦粗后的钢筋锚固块试样进行外观尺寸检查、拉伸试验、金相分析等。结果表明:使用热镦粗工艺得到的预埋件钢筋锚固块的外观尺寸、拉伸性能等均符合设计要求,可用于预埋件钢筋锚固块的批量生产。研究内容为后续同类型部件的制造提供了借鉴。

关键词：预埋件钢筋锚固块热镦粗外观尺寸拉伸性能

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华龙一号国际审查认证中结构完整性领域的实践和思考

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核动力工程 2024年第2期45卷 1-9页

作者：毛庆张涛徐晓岑鹏王国锋核电安全技术与装备全国重点实验室广东深圳518172 深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518172 中广核工程有限公司广东深圳518172

为促进国际市场开发,中国广核集团有限公司开展了华龙一号核电技术方案英国通用设计审查(GDA)和欧洲用户要求认证(EUR)。核电厂构筑物、系统和设备的结构完整性是国际审查和认证的重点,为适应英国核安全监管和欧洲用户要求,项目团队采... 详细信息

为促进国际市场开发,中国广核集团有限公司开展了华龙一号核电技术方案英国通用设计审查(GDA)和欧洲用户要求认证(EUR)。核电厂构筑物、系统和设备的结构完整性是国际审查和认证的重点,为适应英国核安全监管和欧洲用户要求,项目团队采用分析法设计理念,以力学分析、试验和论证为关键手段,完成了英国版和欧洲版华龙一号的结构完整性分析评估和设计改进,全面满足了英国核安全监管和欧洲用户要求。通过华龙一号国际审查和认证,研究了结构完整性领域的相关技术要求,总结了审查过程中的实践和思考,可为华龙一号核电技术方案的持续改进和创新提供借鉴。

关键词：华龙一号(HPR1000) 英国通用设计审查(GDA) 欧洲用户要求认证(EUR) 结构完整性(SI)

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蒸汽发生器二次侧下部流场与排污试验

核动力工程 2024年第2期45卷 193-198页

作者：黄俊应秉斌郑明光上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

位于核电厂蒸汽发生器(SG)管板内的下部排污结构能吸出管板二次侧表面的泥渣并将其排出。为了能合理设计该排污结构并提升排污效率,本文基于非能动大型先进压水堆(CAP1400)的SG设计原型结构,按照1∶4比例设计了排污试验体,以模拟SG下部... 详细信息

位于核电厂蒸汽发生器(SG)管板内的下部排污结构能吸出管板二次侧表面的泥渣并将其排出。为了能合理设计该排污结构并提升排污效率,本文基于非能动大型先进压水堆(CAP1400)的SG设计原型结构,按照1∶4比例设计了排污试验体,以模拟SG下部的管板、传热管等部件。通过对下部流场进行计算流体动力学(CFD)计算并与排污试验的结果进行对比,进一步掌握近管板表面区域的流体流动特征。本试验通过研究SG近管板区域流体流动特征及泥渣分布规律、测量试验体各部件压降、对比SG单边和双边排污结构的设计,为减少淤泥集结、改进设计提供依据。研究发现,单/双边排污结构排污性能基本相同,单边排污结构即可将试验体内泥渣颗粒有效排出。

关键词：蒸汽发生器(SG) 下部流场排污试验

铅铋堆全厂断电事故下二次侧非能动余热排出系统特性研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 32-37页

作者：钱雅兰林千杨子江陈康詹文辉汤春桃杨波上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

以俄罗斯SVBR-100铅铋堆二次侧非能动余热排出系统(PRHRS)为研究对象,采用RELAP5/MOD4.0程序建模开展全厂断电(SBO)事故下PRHRS的余热排出能力评价和参数敏感性分析。研究结果表明,在整个SBO事故中,关键参数燃料包壳峰值温度最高为816.3... 详细信息

以俄罗斯SVBR-100铅铋堆二次侧非能动余热排出系统(PRHRS)为研究对象,采用RELAP5/MOD4.0程序建模开展全厂断电(SBO)事故下PRHRS的余热排出能力评价和参数敏感性分析。研究结果表明,在整个SBO事故中,关键参数燃料包壳峰值温度最高为816.35K,未超过安全限值,PRHRS能够及时导出堆芯余热;通过增大PRHRS水箱内置冷凝换热器换热面积可以增强PRHRS的余热排出能力。本研究建立的铅铋堆二次侧PRHRS安全分析模型和评价方法,可为我国铅铋堆PRHRS的设计和应用提供技术参考。

关键词：铅铋堆非能动余热排出系统(PRHRS) 全厂断电(SBO)事故 RELAP5/MOD4.0

基于耦合场快速计算的核电厂主变压器数字孪生体搭建及应用

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工程设计学报 2024年

作者：薛杨刘森吕杰彭锦司恒远深圳中广核工程设计有限公司

针对现有核电厂变压器设备智能化程度低，设备运维仍以人工巡检、定期维护为主，缺乏对设备状态进行实时预测评估手段的现状，本文将针对核电厂主变压器给出一种快速耦合场计算方法，基于该方法结合变压器状态实时监测和变压器结构的数... 详细信息

针对现有核电厂变压器设备智能化程度低，设备运维仍以人工巡检、定期维护为主，缺乏对设备状态进行实时预测评估手段的现状，本文将针对核电厂主变压器给出一种快速耦合场计算方法，基于该方法结合变压器状态实时监测和变压器结构的数字化模型组建核电行业主变压器的智能数字孪生模型，实现了对实体变压器多维度、全过程、全景式的状态监测和展示。这意味着我们可以实时监测主变压器在不同运行工况下，结构内部的具体运行参数。如发现潜在问题，并及时采取相应的维修措施，从而避免设备故障对核电厂运行的不利影响。

关键词：核电数字孪生变压器数字化模型

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耐事故燃料UN芯块研究进展和发展趋势

核动力工程 2024年第S1期45卷 130-137页

作者：陈向阳丁阳丁捷李聪张鑫涛上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

UN芯块是一种高铀密度、高热导芯块,是一种潜在耐事故燃料芯块。本文从制备工艺和物理性能、环境相容性、辐照性能、芯块-包壳相互作用以及经济性和安全性5个方面对UN芯块研究进展进行了总结。研究结果表明在压水堆中使用UN芯块对提升... 详细信息

UN芯块是一种高铀密度、高热导芯块,是一种潜在耐事故燃料芯块。本文从制备工艺和物理性能、环境相容性、辐照性能、芯块-包壳相互作用以及经济性和安全性5个方面对UN芯块研究进展进行了总结。研究结果表明在压水堆中使用UN芯块对提升反应堆安全性利大于弊,总体上有利于促进堆芯事故工况下的安全性,具有降低芯块运行温度、减少事故下储能释放的显著特点,需要解决的主要问题是抗水腐蚀性能差和^(15)N富集成本高,对于提升抗水腐蚀和抗氧化性能的可能解决方案包括掺杂或添加抗氧化成分,高成本问题需要降低^(15)N富集成本。本综述较为全面地总结了UN芯块整体研究进展和发展趋势,对于理解其作为抗耐事故燃料芯块的可行性和存在问题提供参考。

关键词： UN 耐事故燃料研究进展

自然循环工况下蒸汽发生器传热管一、二次侧温差估算

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核电子学与探测技术 2024年第2期44卷 344-348页

作者：龚铭游王振营王泰科中广核工程有限公司深圳518172

为确保事故后的堆芯冷却,建立数学模型对自然循环工况下蒸汽发生器传热管一、二次侧温差分布情况进行计算,并研究自然循环流量、衰变热水平、二次侧压力等对温差分布的影响。本实验结果可为蒸汽发生器传热管应力分析提供输入,为制定合... 详细信息

为确保事故后的堆芯冷却,建立数学模型对自然循环工况下蒸汽发生器传热管一、二次侧温差分布情况进行计算,并研究自然循环流量、衰变热水平、二次侧压力等对温差分布的影响。本实验结果可为蒸汽发生器传热管应力分析提供输入,为制定合理的事故处理策略提供依据。

关键词：自然循环传热管温差蒸汽发生器(SG) 传热

核电厂黑棒和灰棒对控制棒组件落棒时间影响研究与应用

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核动力工程 2024年第4期45卷 235-240页

作者：张恒凯刘航柳继坤刘双金赵云涛中广核工程有限公司核电安全技术与装备全国重点实验室广东深圳518172

为实现核电厂控制棒组件落棒时间的更精细化管理,根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)和改进型中国压水堆(ACPR1000+)核电机组控制棒组件在落棒过程中的受力分析以及在11台机组中的试验结果,研究发现在机组调试启动阶段和运行期间,堆... 详细信息

为实现核电厂控制棒组件落棒时间的更精细化管理,根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)和改进型中国压水堆(ACPR1000+)核电机组控制棒组件在落棒过程中的受力分析以及在11台机组中的试验结果,研究发现在机组调试启动阶段和运行期间,堆芯流量分配差异对控制棒组件落棒时间的影响可忽略不计,但黑棒和灰棒因材质不同所引起的质量差异对落棒时间影响明显,因灰棒较黑棒质量少8.5kg,则灰棒较黑棒落棒时间平均长约4.6%,且试验结果与理论预期相符。据此,建议分别考虑黑棒和灰棒的落棒时间一致性检查,并首次提出了以5倍标准差作为落棒时间一致性检查评价验收准则,较原验收准则可实现更精准、更细化的落棒时间一致性评价。

关键词：黑棒灰棒落棒时间影响分析新评价方法