压水堆

摘要： 【英国《国际核工程》网站2022年2月15日报道】巴西核电公司(Eletronuclear)与另外三家巴西企业组成的联合体近日签署合同,将重启安格拉核电厂3号机组的建设工作。安格拉3号机组是一座135万千瓦压水堆,1984年启动建设。由于资金缺乏,建设工作于1986年暂停。该机组的建设工作曾于2010年恢复,但于2015年再次暂停,原因是融资困难并面临腐败调查。

摘要： 【路透社法兰克福2022年2月28日电】德国经济部部长哈贝克2022年2月27日表示,鉴于近期俄罗斯与乌克兰的冲突导致俄天然气供应存在不确定性,德国正在考虑能否延长三台核电机组运行寿期,以保障能源供应。德国目前仅有三台在运核电机组,即意昂集团公司(E.On)伊萨尔2号机组(1988年投运的141万千瓦压水堆)、德国莱茵集团(RWE)埃姆斯兰核电机组(1988年投运的133.5万千瓦压水堆)和巴登符腾堡州能源公司(EnBW)内卡2号机组(1989年投运的131万千瓦压水堆)。三台机组均计划于2022年底永久关闭。

摘要： 【俄罗斯国家原子能集团公司网站2021年12月28日报道】俄罗斯核燃料产供集团(TVEL)在新西伯利亚化学浓缩厂(NCCP)启用了一座新核燃料制造设施,生产用于供西方压水堆使用的TVS-K燃料。TVS-K是俄专门为西方压水堆研发的一种燃料。这种燃料能够将核电机组换料周期延长至5年,实现更高燃耗,并具有很高的运行安全性和可靠性。2014年春季,首批测试组件装入瑞典灵哈尔斯3号机组堆芯,2020年完成整个辐照周期测试。

摘要： 【英国《国际核工程》网站2022年2月21日报道】俄罗斯副总理亚历山大·诺瓦克近日表示,俄将在2030年前启动具有中子能谱调节功能的创新型压水堆VVER-S首堆建设。VVER-S由俄罗斯水压试验设计院(OKB Gidropress)研发。与传统VVER相比,VVER-S的特色在于具有中子能谱调节功能,即通过改变堆芯中的水-铀比来代替液态硼进行反应性控制。在VVER-S中,多余中子将被铀-238吸收。

摘要： 近日,法国政府计划在2023年提交新的核电站建设计划,并希望新的核电站能够在2035年到2037年间投入使用,法国电力公司已向政府提交了建造6座新的压水堆的可行性报告。此前的2021年10月12日,法国总统马克龙在巴黎公布了“法国2030”投资计划,其中提出了要“重塑核电”,宣布法国将重新启动境内的核反应堆建设,以应对全球变暖。

摘要： 【美国西屋公司网站2022年3月8日报道】2022年3月8日,西屋公司(Westinghouse)在一次国际研讨会上表示,该公司在反应堆拆解市场中处于全球领先地位,近期在世界各地签署15台核电机组拆解合同。西屋近期获得的15台机组拆解合同包括:8台德国机组,即贡德雷明根B和C(均为128万千瓦沸水堆)、下威悉河(134.5万千瓦压水堆)、格拉芬莱茵菲尔德(127.5万千瓦压水堆)、格罗恩德(136万千瓦压水堆)、布龙斯比特尔(77.1万千瓦沸水堆)以及伊萨尔1号(87.8万千瓦沸水堆)和2号(141万千瓦压水堆);3台瑞典机组,即阿杰斯塔(1万千瓦加压重水堆)以及灵哈尔斯1号(88.1万千瓦沸水堆)和2号(85.2万千瓦压水堆)。

摘要： 【法国法马通公司网站2021年12月23日报道】法国法马通公司(Framatome)与美国爱克斯龙电力公司(Exelon Generation)2021年12月31日宣布双方签署谅解备忘录,未来将合作利用爱克斯龙的压水堆生产钴-60。根据这份备忘录,双方将开展技术研发合作,并共同评估利用压水堆辐照钴-59以生产钴-60的经济性。

摘要： 在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混合爆炸,需要首先除去氢气,将一回路的溶解氢含量降低到规范值以下才能开展氧化运行工作。在压水堆核电机组停堆氧化过程中,一回路溶解氢的有效控制能够决定化学控制过程是否会成为大修下行的关键路径。福清核电目前已经历了15次机组停堆氧化,积累了一些经验和教训。本文结合福清核电已商运的1~4号M310机组历次停堆氧化过程一回路溶解氢控制的实践,从反应堆冷却剂系统溶解氢化学控制的要求及基本原理出发,对停堆氧化过程中可能出现的溶解氢相关问题进行总结研究,提出溶解氢化学控制优化改进策略,以指导机组应对,最终达到提高核安全水平、缩短大修工期、提高换料大修经济效益等目的。

摘要： 文章针对压水堆核燃料组件板弹簧压紧系统,考虑在堆内运行期间的屈服现象,基于材料力学理论开展板弹簧力学特性分析,进一步通过试验进行测定,研究获得了适用于工程设计的板弹簧压紧系统在线性区和非线性区的力与变形特性模型,并分析了堆内运行环境条件对板弹簧力学特性的影响,可为板弹簧压紧系统设计开发和工程设计验证提供指导。

摘要： 为了获取压水堆乏燃料后处理厂固体废物整备系统的工艺设计参数,开展乏燃料废包壳特性参数的研究。通过对压水堆燃料组件和包壳管段参数的调查,确定了包壳模拟件的长度、直径、壁厚、堆积体积、开口率等规格。并以模拟件为对象,开展了漂洗、沥干和称重试验,得到了模拟件的含水量数据,为工程设计提供了输入条件。同时,通过计算确定了废包壳的干燥目标值。

摘要： 以压水堆控制棒导向筒(Control Rod Guide Tube,简称CRGT)导向鞘部件激光对接焊为研究对象,针对激光焊热源、导向鞘激光焊焊缝收缩量和激光焊焊接变形进行建模和分析.建立了压水堆导向鞘激光焊变形模拟技术,为控制棒导向筒产品激光焊接制造提供理论指导.具体内容包括:激光焊试验和热循环测试、宏观焊缝成形、残余应力测试、热源模型建立及参数确定、激光焊焊缝收缩模型的建立及焊接变形预测.最终获得了稳定的导向鞘激光焊工艺参数,经激光焊接的导向筒使用Φ10.26mm的落棒规以4～5m/min的速度,可在0°、90°、180°,270°四个位置自由通过,摩擦力小于等于9.07kg.

摘要： 本文基于Cinder90燃耗数据库开发了燃耗求解程序MCRAM,并耦合MCNP程序对重要的锕系核素和裂变产物核素的反应截面进行了修正.以OECD/NEA乏燃料成分基准数据库中的Takahama-3压水堆燃料组件为基准题,对MCRAM程序的计算结果进行了验证,并与其他程序的计算结果进行了比较.结果表明,MCRAM程序对重要裂变产物和主要锕系核素的计算结果相对偏差小于5％,计算精度与ORIGEN2程序的相当.与此同时,同一例题的计算效率MCRAM较之MCNTRANS程序提高了近200倍.

摘要： 锆合金因具有耐腐蚀、耐辐照、低蠕变,以及较好的中子学性能等特点,被广泛用于制造压水堆燃料包壳管、定位格架等燃料组件构件.从中子物理学角度,锆同位素在中能区存在较为明显的共振现象.工业应用广泛的传统等价理论共振方法只考虑燃料区的共振效应,对于包壳材料中锆同位素的共振现象,通常予以忽略,或简单以典型参考背景截面(通常为3×10－22cm2)下产生的微观截面来考虑.这些传统处理方式可能会导致多达200～300pcm的反应性偏差.因此,基于对影响压水堆燃料包壳锆同位素有效共振截面的各种主要因素的分析,本文确定了一种预制截面表的锆同位素共振计算方法.数值结果表明,这种共振处理方法可提供较为准确的锆同位素多群微观截面,并能有效改善组件无限增殖因数的计算精度.此外,也对这种方法在弥散型燃料锆基体共振计算中的适用性进行了探讨.

摘要： 台山核电是国内第一座三代欧洲先进压水堆核电站(EPR),由于上游设计文件要求1#机组的VVP/ARE贯穿件加长套筒的焊缝为现场焊接,根据标RCCM2007要求,并对加长套筒的材质规格进行分析,加长套筒的焊接需要对焊缝进行焊前预热及焊后消应力热处理.本文对VVP/ARE贯穿件加长套筒焊接施工的前期准备,施工技术要求以及热处理注意事项进行简要阐述.

摘要： 研究表明：基于汽泡脱离路径与冷却水润湿路径相分离的设计理念，设计了沟槽表面、四边形/三角形网槽连通阵列孔表面和凸起表面，与光表面相比，其CHF增幅可分别达到65%、61%、118%、202%以上；分析了网槽连通阵列孔表面显著提高CHF的物理机制，指出孔穴可形成稳定的汽化核心和气泡脱离路径，网状沟槽有效改善了换热表面的润湿性；实验研究了朝下半球光表面和三角形网槽连通阵列孔表面的沸腾换热性能，与光表面相比，三角形网槽连通阵列孔表面的CHF增加59%以上等。

摘要： 围板螺栓作为压水堆核电站堆内构件的关键连接部件,在辐照、应力和腐蚀环境的共同作用下,存在辐照脆化应力腐蚀开裂失效的风险,国外电站已经发生多起围板螺栓失效的案例,因此有必要对围板螺栓的结构完整性进行无损检测,除目视检测外的超声检测技术为围板螺栓的检测提供了有效解决途径.针对围板螺栓在役无损检测的需要,结合围板螺栓的结构特点以及核电检测环境状况,采用接触式小角度纵波检查工艺方案,利用超声仿真技术分析超声声场在围板螺栓中的分布状况,以确保良好的声场有效覆盖,并通过含缺陷试块的试验进行验证,该检查方案对堆内构件围板螺栓的检查具有良好的检测效果.

摘要： 目前各国均在开发适用于压水堆的含有高导热性第二相材料的新型先进UO2复合燃料芯块.本文通过有限元计算方法分析了新型先进UO2复合燃料芯块关键结构参数对其导热性能的影响.结果表明:少量高导热性第二相材料的添加可显著降低燃料芯块服役过程中的中心线温度;第二相的种类、含量、分布形式等均对新型先进UO2复合燃料芯块的导热性能有重要影响.

摘要： 在模拟压水堆一回路水化学条件下,用静态高压釜对国产690合金在300°C进行3036h的腐蚀考验,利用XRD,EDS表征氧化膜的宏观、微观形貌及化学成分,用脱膜法定量评估合金均匀腐蚀速率.结果表明:国产690合金腐蚀速率开始较快,随后逐步降低,最后趋于恒定值.经过3036h的高温氧化,国产690合金的腐蚀速率基本恒定在0.00363g/(m2·h),相当于3.883μm/a.在均匀腐蚀初始阶段,690合金表面生成了直径10nm、长度105～316nm的针状和纤维状氧化物.随着时间的延长,表面生成了尖晶石状、片状、立方状和球状颗粒氧化物,主要为尖晶石状氧化物.随着时间延长,氧化物有增大增厚的趋势.靠近基体的底层为细小致密的尖晶石状氧化物颗粒,表层为稀疏分布的粗大氧化物颗粒.国产690合金具有较强的抗均匀腐蚀性能.

摘要： 为能直接给出安全分析所需的最热棒功率而不引入组件均匀化近似和精细功率重构近似,本文研究了基于栅元均匀化的pin-by-pin中子动力学计算方法.通过全隐式向后差分对多群时空中子动力学方程组的时间变量进行离散,采用指数函数展开节块-SP3(EFEN-SP3)方法求解含裂变介质的多群中子固定源方程组,通过高阶源展开技术消除了中子源分布与缓发中子先驱核分布形状不一致的问题.采用Ks因子、LW外推和粗网再平衡等加速技术提高计算效率.三维pin-by-pin中子动力学问题的数值结果表明:pin-by-pin中子动力学计算能直接给出单棒功率密度分布;高阶源展开技术可有效抑制计算偏差随时间步的累加效应;加速技术可将SP3动力学计算的求解速度提高134.9倍.

摘要： 为能直接给出安全分析所需的最热棒功率而不引入组件均匀化近似和精细功率重构近似,本文研究了基于栅元均匀化的pin-by-pin中子动力学计算方法.通过全隐式向后差分对多群时空中子动力学方程组的时间变量进行离散,采用指数函数展开节块-SP3(EFEN-SP3)方法求解含裂变介质的多群中子固定源方程组,通过高阶源展开技术消除了中子源分布与缓发中子先驱核分布形状不一致的问题.采用Ks因子、LW外推和粗网再平衡等加速技术提高计算效率.三维pin-by-pin中子动力学问题的数值结果表明:pin-by-pin中子动力学计算能直接给出单棒功率密度分布;高阶源展开技术可有效抑制计算偏差随时间步的累加效应;加速技术可将SP3动力学计算的求解速度提高134.9倍.

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： 本发明提供一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置，其设置于压水堆的压力容器(1)中的吊篮(2)上，包括球面洞口盖(3)、环形贴合环(31)以及扣紧弹簧(32)；在吊篮(2)上设置有洞口(20)，并在洞口外沿设置有环形凹槽(21)以及弹簧凹槽(22)；球面洞口盖(3)上的环形贴合环(31)与吊篮(2)上的环形凹槽(21)进行配合，扣紧弹簧(32)与弹簧凹槽(22)相配合；在压水堆正常工作时，球面洞口盖(3)与吊篮(2)外侧贴合固定；在压水堆出现冷段大破口时，球面洞口盖(3)两侧产生反向压力差，使球面洞口盖(3)从吊篮(2)的洞口(20)脱离，从而使冷却剂从上腔室流入下降环腔，转换为热段破口。本发明还提供了可使用该装置的压水堆。实施本发明，可以降低安注系统容量需求，简化反应堆安全保护系统，在提高核电厂的经济性的同时增加其安全可靠性。

摘要： 本发明公开的是压水堆内置蒸汽稳压器隔热板及其构成的一体化压水堆，主要解决了现有技术中外置电加热式蒸汽稳压器与反应堆冷却剂系统通过波动管连接时存在潜在因波动管破裂导致冷却剂失水事故风险发生的问题。本发明中的压水堆内置蒸汽稳压器隔热板包括由构成空气夹层（2）的双层奥氏体不锈钢板组成的隔热板本体（1），以及设置在隔热板本体（1）上方与其一体成型且组合构成倒帽形复合结构的连接体（3）；所述隔热板本体（1）上则设置有圆筒形波动孔（4）。本发明具有满足高温高压环境、隔热性能良好且实现反应堆在各种瞬态工况下过冷水与饱和水的双向快速波动等优点。

摘要： 本发明公开了一种压水堆核电站循环系统和压水堆核电站发电方法，属于核电站发电领域。本发明通过余热锅炉吸收燃气轮机的高温排气余热，并将高温排气余热传递给熔盐换热器中的熔盐工质，当蒸汽发生器产生的饱和蒸汽经过熔盐换热器时，变成过热蒸汽，该过热蒸汽依次经过高压缸和低压缸带动蒸汽轮机发电后，被冷凝成凝结水，该冷凝水重新被加热和除氧后，再次进入蒸汽发生器进行下一轮循环，有效利用了燃气轮机的高温排气余热，且相比于在高压缸和低压缸之间添加汽水分离再热器，本发明通过熔盐换热器将饱和蒸汽变成过热蒸汽，简化了压水堆核电站的二回路系统，提高了压水堆核电站的整体效率。

摘要： 本发明提供一种将压水堆冷段破口转换为热段破口的转换装置，其设置于压水堆的压力容器(1)中的吊篮(2)上，包括球面洞口盖(3)、环形贴合环(31)以及扣紧弹簧(32)；在吊篮(2)上设置有洞口(20)，并在洞口外沿设置有环形凹槽(21)以及弹簧凹槽(22)；球面洞口盖(3)上的环形贴合环(31)与吊篮(2)上的环形凹槽(21)进行配合，扣紧弹簧(32)与弹簧凹槽(22)相配合；在压水堆正常工作时，球面洞口盖(3)与吊篮(2)外侧贴合固定；在压水堆出现冷段大破口时，球面洞口盖(3)两侧产生反向压力差，使球面洞口盖(3)从吊篮(2)的洞口(20)脱离，从而使冷却剂从上腔室流入下降环腔，转换为热段破口。本发明还提供了可使用该装置的压水堆。实施本发明，可以降低安注系统容量需求，简化反应堆安全保护系统，在提高核电厂的经济性的同时增加其安全可靠性。

摘要： 本发明公开的是压水堆内置蒸汽稳压器隔热板及其构成的一体化压水堆，主要解决了现有技术中外置电加热式蒸汽稳压器与反应堆冷却剂系统通过波动管连接时存在潜在因波动管破裂导致冷却剂失水事故风险发生的问题。本发明中的压水堆内置蒸汽稳压器隔热板包括由构成空气夹层（2）的双层奥氏体不锈钢板组成的隔热板本体（1），以及设置在隔热板本体（1）上方与其一体成型且组合构成倒帽形复合结构的连接体（3）；所述隔热板本体（1）上则设置有圆筒形波动孔（4）。本发明具有满足高温高压环境、隔热性能良好且实现反应堆在各种瞬态工况下过冷水与饱和水的双向快速波动等优点。

摘要： 本发明涉及用于缓解压水堆核电厂SGTR事故的控制方法、装置及核电厂压水堆，包括：S1、在一回路正常工作时，监测二回路外侧的放射性活度，其中，一回路通过上充泵维持正常工作；S2、在放射性活度大于或等于第一预设值时，触发闭锁化学与容积控制系统的增流注入信号，以关断增流注入信号输出，其中，化学与容积控制系统的上充泵用于根据增流注入信号触发增流；S3、监测一回路的回路压力，并在回路压力小于或等于第二预设值时触发生成安全注入信号，以根据安全注入信号解锁化学与容积控制系统的增流注入信号，使化学与容积控制系统输出增流注入信号。实施本发明能够增加SGTR类事故的裕量，提高电厂的经济性和安全性。

摘要： 本实用新型公开了一种压水堆核电厂的反应堆厂房及压水堆核电厂，该压水堆核电厂，换料水池的构件池侧设有连通于堆腔侧的开口，限位结构和燃料暂存架沿第一方向间隔设置，限位结构相对燃料暂存架远离开口，堆内构件存放架和燃料暂存架沿第二方向间隔设置；水闸门为一体式结构，水闸门具有位于构件池侧内的第一位置，以及位于开口处的第二位置，当水闸门位于第一位置时，限位结构的多个限位柱一一对应地插接于水闸门的多个插槽，压紧组件能沿第二方向将水闸门压紧于构件池侧的侧壁，当水闸门位于第二位置时，水闸门能够封闭开口。该压水堆核电厂的反应堆厂房，水闸门能存放于构件池侧，且水闸门一体成型，密封性好，便于装配和拆卸。

摘要： 本实用新型公开的是压水堆内置蒸汽稳压器隔热板及其构成的一体化压水堆，主要解决了现有技术中外置电加热式蒸汽稳压器与反应堆冷却剂系统通过波动管连接时存在潜在因波动管破裂导致冷却剂失水事故风险发生的问题。本实用新型中的压水堆内置蒸汽稳压器隔热板包括由构成空气夹层（2）的双层奥氏体不锈钢板组成的隔热板本体（1），以及设置在隔热板本体（1）上方与其一体成型且组合构成倒帽形复合结构的连接体（3）；所述隔热板本体（1）上则设置有圆筒形波动孔（4）。本实用新型具有满足高温高压环境、隔热性能良好且实现反应堆在各种瞬态工况下过冷水与饱和水的双向快速波动等优点。