核反应堆

摘要： 核电厂在运行中为了保证反应堆运行安全,需要对由泄漏冷却剂转化的气溶胶粒子进行连续监测。气溶胶粒子在裂缝中输运沉积。本文对气溶胶粒子进行数值模拟分析,得到长直裂缝中低雷诺数下气溶胶粒子的输运沉积情况。研究发现,气溶胶粒子在裂缝中输运受到空气流速,气溶胶粒径,裂缝尺寸等因素的影响。在低雷诺数下,随着裂缝长度增加,能够穿透高度为0.5 mm的裂缝的气溶胶粒子的最大粒径不断减小。当粒径大于600 nm时,气溶胶粒子受重力作用更明显,气溶胶粒子的穿透率随粒径增大而减小。在粒径为600 nm时达到最大,穿透率接近100%。当粒径小于600 nm时,气溶胶粒子的穿透率随粒径减小而减小。综合考虑粒子和直裂缝的尺寸大小,得出长直裂缝中能达到最大穿透率的气溶胶粒子窄度为0.15%。

摘要： 由于核能的特殊性,自设计建造第一座核反应堆起,就没离开过数值模拟,而且随着计算技术的不断发展,这种实体反应堆与数值模拟之间的关系越加紧密,直至近年来“数值反应堆”概念的出现。在2015年的中国核动力研究设计院重点实验室学术年会上,本人曾在“反应堆物理计算的挑战与对策”报告中提出“高保真”数值模拟时代已经到来。

摘要： 为实现核反应堆首次装料及换料过程中的安全控制,研制了核反应堆初次装料监测装置,完成了装置相关机械结构、电气结构设计和制造工作,装置主要包括;He正比计数管探头组件、脉冲计数装置等。其中,探头组件采用新型结构,机械结构采用马笼头结构防水接头、防水屏蔽套筒和承重核测多芯屏蔽电缆组合的形式,探头组件电路结构采用快电荷灵敏前置放大器加高压模块一体化的形式。脉冲计数装置采用机柜、NIM机箱、插件形式,包含四个测量通道和一个声光报警通道,可以实现计数率显示、超阈值声光报警等功能。经实验测试,装置满足核反应堆装料过程中子注量率监测的要求,已经应用于红沿河核电站5、6号机组。

摘要： 针对现阶段核反应堆容器检测平台无法实现全自动定位、定位精度低等问题,文中提出一种基于机器视觉的精确定位方法。首先结合定位特征、测量环境及定位需求设计精确定位分系统,并对定位分系统的布局进行优化调整;其次利用空间圆拟合与SVD实现探头轴线的标定和检测平台全局坐标系的统一;然后通过图像筛选与特征拟合,采用平面切割法实现贯穿件轴线的测量,在此基础上计算出探头轴线的对中偏差值,并转化到运载小车坐标系下,驱动小车进行精确定位;最后在模拟检测现场对该方法的定位性能进行实验验证。结果表明,精确定位分系统的定位误差可控制在2.6 mm以内,说明文中的设计方法可提高检测平台的定位效率,满足检测现场的定位要求。

摘要： 介绍了船用核动力装置,详细阐述了其技术特点,并对其优势与劣势进行了分析。核动力装置作为一类有着较高能量密度的动力装置,可为船舶提供充足的续航力,为此在部分大型水面舰船及潜艇上得到了应用。目前,核动力装置在民用船舶上的应用相对较少,但考虑到其技术优势,依然有着较好的应用前景。

摘要： 一座核燃料仓库,在荒原之上拔地而起,中国核工业从此有了充足的“粮食”。1961年3月的一个深夜,坐落在内蒙古包头的核燃料元件厂内,我国核科技人员正在开展核燃料元件制造工艺的研究与攻关。这些技术,关系着我国能否成功研制出自己的“两弹一艇”,能否独立自主掌握“两弹一艇”相关组件的研制技术,也关系着中国刚刚建起的几座核反应堆能否继续运转。

摘要： 超临界二氧化碳是一种特殊的流体,具有粘度低、扩散系数大、密度大和溶解性较好等特点,因此被认为是第四代核反应堆能量传递的首选材料。由于核反应堆的工作环境十分苛刻,超临界二氧化碳应用于核反应堆系统中易造成材料腐蚀,为确保核反应堆安全有效地运行,对超临界二氧化碳腐蚀行为进行系统研究,介绍了核反应堆的发展历程,重点探讨超临界二氧化碳对合金材料腐蚀的机理,详细阐述了温度、压力、杂质和流速等因素对材料在超临界二氧化碳中腐蚀行为的影响,针对目前的研究提出了亟待解决的问题。

摘要： 针对反应堆退役过程中大量放射性石墨的处理处置需求,阐述了目前应用最主要的陆地处置、海洋处置和焚烧三种方法,其中作为固体废物处置需要将放射性石墨进行预处理,方法包括水泥固化、涂层包覆、高温自蔓延;海洋处理等技术;焚烧技术主要有固定床和流化床焚烧、激光焚烧和蒸汽热解等技术。本文认为焚烧可以大幅降低放射性石墨处置量,如能同时实现^(12)C和^(14)C同位素的分离,提取富集获得丰度较高的^(14)C同位素,实现^(14)C核素的资源化利用,将极大的提高退役处理过程的技术经济性。

摘要： 兼具高速和长航程的无人水下航行器可以拓展许多新的作战模式,动力系统是其瓶颈之一,而核动力是解决这一问题的有效途径。核反应堆电源系统小型化是技术难点。文中在结合了水冷热中子反应堆和温差发电技术的基础上,简化系统架构,优化设备布置方案,提出了一种外径小于533 mm,长度不超过3 m、重量不超过750 kg、具备输出100 kW电功率能力的核反应堆电源概念方案,有望使核动力无人水下航行器具备由通用海军舰艇携带,并从533 mm鱼雷发射管投放的能力,增大了任务灵活性。通过采用低燃料装量的反应堆构型、尽量使用成熟技术等手段,核动力系统的成本可显著降低,具备批量生产的潜力。在对核物理、热工、流体及力学等关键参数估算后,初步证明了该方案的可行性。

摘要： 核电作为世界上公认的清洁能源,具有高效、安全和经济的特点。锆合金凭借其优异的耐腐蚀性能、力学性能以及和铀燃料良好的相容性成为核反应堆中不可缺少的材料。本研究从国内外专利文献方面着重分析了核反应堆用锆合金技术进展,并分析了核反应堆用锆合金的发展趋势和特点。

摘要： 按照核反应堆压力容器不锈钢堆焊工艺评定,分别堆焊了单钨极与双钨极不锈钢堆焊层,通过对比分析两者的焊缝成形、金相组织、硬度分布、化学成分、冲击性能、晶间腐蚀等,说明双钨极与单钨极的主要区别.结果表明,双钨极与单钨极堆焊均能获得良好的焊缝成形,但双钨极焊接效率较单钨极有大幅提升.双钨极与单钨极焊缝其金相组织、硬度分布、冲击性能和晶间腐蚀性能等较为接近.该技术已开始应用于反应堆压力容器的制造.

摘要： Zr02陶瓷型氧传感器具有测量精度高、范围广以及可直接以电压(或电流)形式输出等特点,在新型核反应堆有着重要的应用前景.然而由于Zr02陶瓷材料本身的特点及应用环境的特殊性,有必要进行Zr02陶瓷本体或与金属的可靠性连接,实现优势互补.综述了核电领域Zr02陶瓷的连接特点及目前用于Zr02陶瓷的连接方法,探讨各个连接方法的特点,并指出未来Zr02陶瓷连接技术的发展方向.

摘要： 详细介绍了核反应堆结构材料应力腐蚀开裂(SCC)裂纹扩展的行为研究、机理研究和应用研究三方面的最新进展,总结了应力、材料和水化学等影响因素对SCC裂纹扩展的影响,在溶解滑移模型的基础上解释了不同影响因素对裂纹扩展的影响机理,并提出了未来研究的方向与趋势.

摘要： 重力驱动注水过程中由于流量较小以及蒸汽的积聚可能导致流动不稳定现象的发生,对核反应堆安全运行具有重要的影响.通过实验研究的方法,搭建了重力注水模拟实验装置,研究了不同蒸汽出口形阻、高位储水箱水位和加热棒初始温度下流动不稳定现象的变化规律.结果表明,重力驱动注水过程流动不稳定现象包含冷却水初次注入阶段、注入水逐出阶段和冷却水再注入阶段等.在一定冷却水初始温度、冷却水入口形阻以及系统压力下,蒸汽排出速度以及实验本体内筒顶部的聚集情况取决于蒸汽出口形阻,减小蒸汽出口形阻可加快蒸汽排放速度,压力峰峰值降低、振荡周期变长,有利于系统稳定;提高高位储水箱水位加快了冷却水注入速率,增加了加热棒被淹没率,降低了流动不稳定现象的发生次数和持续时间;随加热棒初始温度的升高,冷却水流量出现了波动向停滞的转变,流动不稳定现象发生的次数增加且持续时间加长.

摘要： 针对核事故早期应急处置方案选择的不确定性问题,运用贝叶斯风险决策分析方法,分析核事故早期应急处置行动所产生的影响,在此基础上确定指标评价体系.结合福岛核事故注水冷却案例,基于现场的水源情况,确定几种独立的注水冷却方案.通过建立核事故早期贝叶斯风险决策模型,得到各方案的优化排序,使不同应急处置方案的比较定量化,结果表明该方法可有效帮助决策者在核事故应急情况下作出最佳合理选择,具有一定的科学性和实用性.

摘要： 堆内构件是反应堆内的关键部件,为核燃料组件提供支承与定位,它既需要精确定位,还要防止流致振动导致的疲劳破坏.钴基合金具有良好的耐高温、耐疲劳、耐磨损等性能,是十分理想的定位处的接触材料.某核电项目堆内构件零件钴基合金堆焊后出现了较多缺陷,还导致个别零件报废.介绍了钴基合金耐磨机理,并从堆焊的各要素出发分析产生缺陷的原因.

摘要： 堆内构件是反应堆内的关键部件,为核燃料组件提供支承与定位,它既需要精确定位,还要防止流致振动导致的疲劳破坏.钴基合金具有良好的耐高温、耐疲劳、耐磨损等性能,是十分理想的定位处的接触材料.某核电项目堆内构件零件钴基合金堆焊后出现了较多缺陷,还导致个别零件报废.介绍了钴基合金耐磨机理,并从堆焊的各要素出发分析产生缺陷的原因.

摘要： 堆内构件是反应堆内的关键部件,为核燃料组件提供支承与定位,它既需要精确定位,还要防止流致振动导致的疲劳破坏.钴基合金具有良好的耐高温、耐疲劳、耐磨损等性能,是十分理想的定位处的接触材料.某核电项目堆内构件零件钴基合金堆焊后出现了较多缺陷,还导致个别零件报废.介绍了钴基合金耐磨机理,并从堆焊的各要素出发分析产生缺陷的原因.

摘要： 堆内构件是反应堆内的关键部件,为核燃料组件提供支承与定位,它既需要精确定位,还要防止流致振动导致的疲劳破坏.钴基合金具有良好的耐高温、耐疲劳、耐磨损等性能,是十分理想的定位处的接触材料.某核电项目堆内构件零件钴基合金堆焊后出现了较多缺陷,还导致个别零件报废.介绍了钴基合金耐磨机理,并从堆焊的各要素出发分析产生缺陷的原因.

摘要： 介绍了常规岛总体设计，核岛/常规岛岛间设计接口以及常规岛设计特点，世界首堆常规岛西屋公司AP1000是美国西屋公司在AP600的基础上开发的.非能动AP1000是百万千瓦级非能动先进压水堆.采用“非能动技术”的路线，利用自然界物质固有的规律来保障安全：采用依靠重力、温差和膨胀等自然力来驱动的安全系统，并通过蒸发、冷凝、对流、自然循环来带走热量，即：非能动的安全系统，它不需要任何泵来驱动流体，也就不需要交流电源。

摘要： 本发明提供的是一种模拟核反应堆中子反应性反馈过程的热工水力实验装置及方法。包括电加热实验段、管壳式冷却器、稳压器、充压氮气罐、循环泵、冷却水泵、冷却水池、冷却水塔、管路、阀门、测量仪表、数据采集系统、控制计算机、高频直流电源、以及导电铜排。高频直流电源通电加热实验段。循环泵通过管路与电加热实验段入口相连，循环泵布置有旁通管路，电加热实验段出口通过管路与管壳式冷却器管侧入口相连。本发明在热工水力实验装置上增加了模拟反应堆中子反应性反馈的控制系统，可以用于模拟核反应堆在各类瞬态工况下的反应性反馈过程和热工水力响应过程，具有能够在无核辐射的环境下对核反应堆中不易进行的各类实验工况进行模拟的优点。

摘要： 本发明公开了一种核反应堆以及反应堆停堆方法。根据本发明实施例的反应堆包括：反应堆堆芯，所述反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒；以及中子吸收剂，所述中子吸收剂设置在所述反应堆堆芯下方。该核反应堆能够有效地提高核反应堆的安全性能。根据本发明实施例，本发明还公开了一种核反应堆的停堆方法，所述核反应堆包括燃料棒容器，所述燃料棒容器内设置有燃料棒，所述停堆方法包括：在所述反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂。利用该停堆方法，能够有效地在核反应堆发生事故时，减少燃料棒材料的熔化泄露。

摘要： 本发明涉及一种压水核反应堆的燃料元件，其中，许多沿轴向方向延伸的燃料棒(10)在许多彼此间隔开的栅格式的正方形间隔件(12)中引导，间隔件的边缘分别由四个边缘板条(14a、14b)构成，至少一个间隔件(12)具有至少两个结构上彼此不同的边缘板条(14a、14b)，用以产生一个由流动的冷却水(K)在该间隔件(12)的平面内横向于轴向方向作用到燃料元件(4)上的力(F)。按这种方式可以产生一种由这种燃料元件(4)组成的堆芯(5)的系统的预定的弯曲并且在其设计中加以考虑。

摘要： 本发明提供了用于一种用于核反应堆的反应性控制系统，该反应性控制系统包括：控制管道，所述控制管道的至少一部分适于设置在核反应堆的堆芯中；第一控制流体输入管道，所述第一控制流体输入管道与控制管道连接，用于将第一控制流体输入控制管道；第二控制流体输入管道，所述第二控制流体输入管道与控制管道连接，用于将第二控制流体输入控制管道；以及流体输出管道，用于从控制管道输出由第一控制流体和第二控制流体混合成的混合流体。根据本发明的实施方式，例如可以提高控制材料对中子的吸收率。

摘要： 一种核反应堆封头(12)包括容器上封头(14)、贯穿件(36)，该贯穿件沿着贯穿轴线(B)延伸穿过容器上封头(14)以允许控制杆驱动机构(32)的控制轴(34)穿过容器上封头(14)并到达核反应堆(2)的对应的控制引导管(30)，贯穿件(36)包括延伸穿过容器上封头(14)的贯穿管(38)和在贯穿管(38)内并与贯穿管(38)同轴地延伸的热套筒(40)，热套筒(40)和贯穿管(38)之间具有轴向间隙，其中核反应堆封头还包括附接到热套筒(40)的下端上用于与对应的控制杆引导管(30)的上端保持最小间距的间隔件(60)。

摘要： 本发明公开了一种堆芯、核反应堆和核反应堆的非能动停堆方法，所述堆芯包括筒形件、多个芯块、熔断组件和拉伸组件，多个芯块设在筒形件内且沿筒形件的周向间隔布置，每个芯块包括多个燃料组件，在核反应堆的堆芯所处的温度低于预设温度时，熔断组件连接相邻芯块，在核反应堆的堆芯所处的温度达到或超过预设温度时，熔断组件断裂以分离相邻芯块，拉伸组件连接筒形件的内壁面和芯块，在熔断组件连接相邻芯块时，拉伸组件对芯块具有朝向筒形件的拉力。本发明的核反应堆的堆芯通过熔断组件，实现堆芯分离停堆的系统设计，能够使核反应堆在堆芯内部完成非能动安全停堆，能够有效避免现在反应堆堆芯外部停堆措施失效的情况。

摘要： 本发明公开了一种核反应堆以及反应堆停堆方法。根据本发明实施例的反应堆包括：反应堆堆芯，所述反应堆堆芯中设置有燃料棒和控制棒；以及中子吸收剂，所述中子吸收剂设置在所述反应堆堆芯下方。该核反应堆能够有效地提高核反应堆的安全性能。根据本发明实施例，本发明还公开了一种核反应堆的停堆方法，所述核反应堆包括燃料棒容器，所述燃料棒容器内设置有燃料棒，所述停堆方法包括：在所述反应堆堆芯的下方提供中子吸收剂。利用该停堆方法，能够有效地在核反应堆发生事故时，减少燃料棒材料的熔化泄露。

摘要： 一种核反应堆的堆心，其具备装填新燃料的新燃料部(11)以及燃料进行燃烧的燃烧部(12)，通过由铀生成的钚进行核裂变来产生输出，从燃烧循环的初期到末期，燃烧部(12)进行移动，该核反应堆的堆心在将俯视时为大致圆形的堆心分割为中央部和周边部的情况下，新燃料部(11)形成为中央部的每单位体积的铀重量小于周边部的每单位体积的铀重量。

摘要： 本发明涉及一种压水核反应堆的燃料元件，其中，许多沿轴向方向延伸的燃料棒(10)在许多彼此间隔开的栅格式的正方形间隔件(12)中引导，间隔件的边缘分别由四个边缘板条(14a、14b)构成，至少一个间隔件(12)具有至少两个结构上彼此不同的边缘板条(14a、14b)，用以产生一个由流动的冷却水(K)在该间隔件(12)的平面内横向于轴向方向作用到燃料元件(4)上的力(F)。按这种方式可以产生一种由这种燃料元件(4)组成的堆芯(5)的系统的预定的弯曲并且在其设计中加以考虑。

摘要： 本实用新型提供了一种用于含有毒物罐核反应堆的堆芯结构及核反应堆，包括燃料组件，燃料组件位于燃料箱内，燃料组件和燃料箱的下端分别固定在燃料板上，燃料板的下端与环形板的上端固接，环形板的下端固接有圆形下盖板，燃料板、环形板和圆形下盖板组成一个密闭的冷却水流通空腔，环形板的环壁上开有冷却剂流道，圆形下盖板上设置有毒物流通器，毒物流通器穿过圆形下盖板，毒物流通器的上端位于冷却水流通空腔内，毒物流通器的下端位于下硼水腔内，下硼水腔用于盛放硼酸水，毒物流通器将燃料组件与下硼水腔连通，下硼水腔的密闭与开启通过非能动停堆系统控制。本实用新型结构紧凑，取消了控制棒，利用硼水腔内充满的硼酸水来调节反应堆的反应性。