压水堆核电厂

摘要： 介绍流动加速腐蚀(flow-accelerated corrosion,FAC)的研究结果,针对FAC发生的机理和主要影响因素,提出在压水堆核电站二回路汽水管道设计中应对FAC的策略,从设计源头减少核电厂常规岛FAC产生的影响。

摘要： 分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。

摘要： 非能动氢气复合器用于压水堆核电厂严重事故条件下安全壳内氢气的消除。通过计算流体力学(CFD)方法能够给出事故条件下非能动氢气复合器周围三维流场和温度场的分布。基于CFD程序根据非能动氢气复合器消氢公式,计算非能动氢气复合器进出口的气体流量和气体组分,并作为非能动氢气复合器的边界条件,开展三维空间内非能动氢气复合器消氢速率和氢气分布情况研究。结果表明:简化的非能动氢气复合器模拟方案能很好地模拟非能动氢气复合器样机的消氢效果;对安全壳内局部隔间开展非能动氢气复合器消氢效果研究发现,在相同环境条件下,非能动氢气复合器布置在较高位置与布置在较低位置相比,布置在较高位置时,非能动氢气复合器具有更高的消氢速率,隔间整体氢气浓度较低,但是非能动氢气复合器布置在较高位置时出现隔间底部局部氢气聚集的情况。

摘要： 2007年美国核管会(NRC)颁布的RG 1.207明确表示,新建核电厂需考虑轻水堆(LWR)一回路水环境对设备疲劳性能的影响,2018年NRC发布了1版的RG 1.207,不仅要求新建核电厂须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,在老电厂申请许可证延续时也须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,并在其技术支持报告NUREG/CR-6909中给出了环境疲劳修正因子(Fen)的评价方法。国家核安全局(NNSA)颁发建造许可证时提出的建造许可(CP)条件也要求在设计阶段考虑环境影响疲劳(EAF)问题。为了满足AP1000依托项目对疲劳监测系统的工程需要,本文在原有电厂承压设备疲劳寿命监测装置和波动管热分层温度测量技术的基础上提出了一种能够满足RG1.207导则的核电厂一回路设备及管道的疲劳监测方案,研制了具有完全自主知识产权的核电厂承压设备和管道集成化疲劳诊断和监测系统FAMOLES,并已应用于AP1000依托项目的三门1号机组及海阳1号和2号机组。

摘要： 在国内,海水一直是压水堆核电站的最终热阱,核电厂冷源系统将核岛、常规岛不可回收利用的热量传递给海水,冷源作为调试阶段系统调试和运行的先决条件,对调试工作的正常开展至关重要。核电厂通过国家批准的海域许可证获得相关用海资格,海水引入节点滞后从而影响核岛冷源系统可用,将导致调试一回路冷态水压试验(以下简称冷试)主关键节点工作滞后。该文主要描述压水堆核电厂在最终热阱不可用的前提下,通过理论分析,得出临时冷源可用措施,保证工程项目节点顺利进行,同时不违反用海相应法律法规。

摘要： 某压水堆核电厂热态功能试验期间发生了重大的设计、设备问题,但是由于建立了完善的热态功能试验组织管理模式,采取了有效的进度管控机制,使得热态功能试验期间发现的问题能够迅速响应、积极推进处理,使得问题得到了有效的解决,避免了热态功能试验进度进一步滞后.文章通过借鉴该核电厂热态功能试验组织及进度管理良好实践,分析出一套合理的热态功能试验组织管理模式及进度管控机制,而通过参考文章建议的组织管理模式和进度管控机制能够有效指导核电厂热态功能试验组织管理及进度管控机制的建立,提高核电厂热态功能试验工作执行率,确保问题处理的时效性,保证核电厂调试的进度要求.

摘要： 核电厂辐射监测系统也被称作RMS系统以及KRT系统,它也是对核电厂系统运行安全、核电厂工作人员以及公众环境辐射安全提供保障的系统.通过针对核电厂相关安全防护屏障的完整性给予持续的监测,判断工艺设备实际的运行情况,尽早找出事故存在的隐患,并及时发出预警信息,以便及时选择有效的预防措施.及时监测核电厂场所当前的放射性水平,判断工作区域放射性是不是超出限值.本文对于压水堆核电厂辐射监测和其发展给予相关的阐述.

摘要： 核电厂辐射监测系统也被称作RMS系统以及KRT系统,它也是对核电厂系统运行安全、核电厂工作人员以及公众环境辐射安全提供保障的系统。通过针对核电厂相关安全防护屏障的完整性给予持续的监测,判断工艺设备实际的运行情况,尽早找出事故存在的隐患,并及时发出预警信息,以便及时选择有效的预防措施。及时监测核电厂场所当前的放射性水平,判断工作区域放射性是不是超出限值。本文对于压水堆核电厂辐射监测和其发展给予相关的阐述。

摘要： 堆外核测仪表通常由布置在反应堆压力容器外的3类中子探测器及配套系统构成.3种不同类型中子探测器的量程有效覆盖了跨度超过10个数量级以上的反应堆中子注量率信号,从而实现连续测量和监视反应堆从首次装料至满功率期间的核功率.堆外核测仪表的调试方案既要验证仪表本体功能,又要满足压水堆(PWR)核电厂启动的核测需求.基于某新型自主化三代压水堆堆外核测仪表的仪表配置情况,对其调试方案设计、调试试验项目、调试重要问题(如有源试验、二次中子源替代一次中子源等)进行分析研究,形成了一套完整的三代压水堆堆外核测仪表的调试方案.该研究成果已成功应用在该新型自主化三代压水堆核电厂,对其他核电厂的工程实施具有参考意义.

摘要： 压水堆核电厂运行过程中,在二回路正常水化学工况下,对蒸汽发生器及二回路系统有害的杂质离子通过给水进入蒸汽发生器.在高温高压、蒸汽发生器沉积物总体浓缩倍率高于70的条件下,杂质离子在局部区域浓缩,形成有害环境.通过监测机组停机期间的水化学工况,可以对流动受限区域的水化学环境进行反推和预测.国内某压水堆核电厂三台新机组在大修期间,进行了4次蒸汽发生器隐藏盐返回实验评估,本文对这4次隐藏盐返回实验数据进行了研究分析.结果表明,Na+、K+、Cl-、F-等单价离子在降功率期间可快速返回,Ca2+、Mg2+、SO42-、PO43-等多价离子和有机物杂质全部返回所需时间更长.与正常工况下长期运行的机组相比,新机组在隐藏盐返回实验中的整体水质控制正常,但是PO43-、甲酸盐、乙酸盐等返回量普遍较高,有可能是设备制造过程引入;新机组中返回量较高的离子需要的返回时间也较长.因此新机组在前几次大修期间,应该着重延长降温时间以便PO43-离子、甲酸盐、乙酸盐可以充分返回,并通过排污系统排出.其次,本文计算了游离浓缩碱度(Free Concentrable Alkalinity,ALC),摩尔比指标(Molar Ratio Indicator,MRI)和隐藏盐浓缩pH(T)数值,用于判断蒸汽发生器(SG)局部化学环境酸碱性.结果表明四次隐藏盐实验评估结果中ALC、MRI与pH(T)均表明SG局部化学环境呈碱性.

摘要： 稳压器电加热器是压水堆核电厂稳压器的重要部件之一,直接浸没在一回路高温高压及带有核辐射的冷却剂中.包壳管与端塞的焊缝作为压力边界承受一回路的外部压力,焊缝质量要求极高,结构又较为特殊.通过研究该焊缝结构及焊接工艺,寻找出一种既满足高质量要求,又可工程化应用的焊接工艺方法.

摘要： 我国在运压水堆核电厂的乏燃料贮存均采用湿法贮存方式.随着核电产业的快速发展,我国核电厂面临现有乏燃料贮存方式将不能满足乏燃料产生量的问题.目前世界主要核电国家采用干法贮存作为乏燃料贮存方式,因此近年来国内主要就增设乏燃料干法贮存系统展开研究,部分压水堆核电厂已准备申请增设厂内乏燃料干法贮存系统.对压水堆核电厂乏燃料干法贮存设施也需要进行安全分级,但国内目前尚无针对压水堆核电厂乏燃料干法贮存设施安全分级的法规标准.由于压水堆核电厂乏燃料干法贮存设施不属于核电厂的组成部分,因此我国核电厂的分级标准对其也并不适用.本文通过对《压水堆核电厂物项分级》(GB/T 17569-2013)中我国压水堆核电厂的安全分级原则和NUREG/CR-6407中美国乏燃料干法贮存系统的安全分级思路进行研究,对我国压水堆核电厂乏燃料干法贮存的安全分级提出建议.

摘要： 总体运行即核电厂的启堆与停运运行,是核电厂最重要的运行方式之一.为了保证核电厂安全合理的进行启停运行,需要对有关的总体运行文件进行验证与确认.本文介绍了总体运行文件验证确认过程中所涉及的工作准则和工作流程.文中,通过桌面审查和工程仿真机模拟等方式开展了总体运行文件的验证与确认工作.本文验证确认的结果可用于指导总体运行文件的修订和完善,文中所采用的工作方法可作为通用的验证与确认方法用于其他新建先进压水堆核电厂运行文件的验证与确认工作.

摘要： 本文主要针对液态流出物排放的除3H和14C外的其余核素,从监测核素的种类、核素浓度的探测限,以及小于探测限测量结果的统计等方面,比较分析中国与欧美国家的取样监测要求,提出合理可行的改进建议,以更好反映中国运行压水堆核电厂液态流出物的排放现状.

摘要： 通过秦山核电厂、大亚湾核电厂、岭澳核电厂和田湾核电厂等压水堆运行核电厂2011-2015年的职业照射状况分析,表明我国压水堆核电厂的归一化集体有效剂量均低于全球运行核电厂的平均水平,且处于一个较低的水平,此外,简要分析了核电厂不同作业任务,工种的集体有效剂量组成,有利于完善辐射防护最优化.

摘要： 根据国际经验,核电厂在投入商业运行后的第五年是开始进行设备老化管理和电厂寿命管理工作的最佳时机.经过长期的电厂老化、长寿命化研究工作,不少国家已建立了核电厂寿命管理体系.钢内衬是安全壳结构的重要组成部分,其功能是抵御异常事故工况下的核污染扩散,本文在调研国外安全壳老化管理现状的基础上,重点搜集钢内衬缺陷检查和维护资料,结合国内核电站的实际环境测评状况和运行情况,探讨压水堆核电厂安全壳钢内衬适用的老化管理程序,包括老化机理的确定、老化探测手段、老化运行控制与老化降解方法、老化管理大纲和程序的建立.

摘要： 根据压水堆LOCA中核素从堆芯向环境的迁移与释放过程,建立了环境释放源项通用计算模型,采用TACTⅢ程序进行了对比计算,并将通用计算模型应用于某核电厂LOCA事故环境释放源项计算分析.结果表明:计算模型与TACTⅢ的计算结果相对差值在5％以内,差异主要是由于采用的核素衰变常数不同导致的,模型计算准确.半衰期较长的核素,事故后释放到环境的累积活度随时间逐渐增加,而半衰期较短的核素,事故后几小时释放到环境的累积活度趋于平衡,且核素半衰期越短,事故后向环境释放的时间越短.事故后30天,I-131、Kr-85、Xe-133分别是碘、氪、氙组中累积释放到环境最多的三个核素.

摘要： CAP1400国核压水堆示范工程是国家十六个重大科技专项之一,是我国自主研发、具有自主知识产权的大型非能动先进压水堆核电厂.本工程厂区循环水管道母管为DN4000mm的玻璃钢管道,尚属国内最大口,本文依托示范工程循环水母管吊装,总结阐述循环水玻璃钢管道的深基坑远距离吊装作业过程,为同类管道设备吊装提供经验参考.

摘要： 应急计划区是制订核电厂应急计划的重要技术基础,也是场内、场外应急准备工作的主要内容之一.首先介绍了统一应急计划区的划分原则,以某滨海CPR1000机组多堆厂址为例,使用PROG程序分别进行单台机组发生事故和两台机组同时发生事故时的可防止剂量估算;使用MACCS程序分别对S2和S3源项事故后果进行核算.初步的研究结果表明,当考虑发生两台机组同时发生事故时,需要在反应堆中心半径8.8km内做好撤离行动准备、17.6km内做好隐蔽行动准备.

摘要： 压水堆核电厂向环境释放的63Ni在全部核素的排放量中占有较大份额.准确、快速地测定水体中63Ni的浓度,是保护环境和公众健康不可缺少的组成部分.本文对水中63Ni的分析方法进行了优化和改进,优化后的实验方法相对原方法准确度满意,操作更为简便,探测下限仅为原方法的1/4,可以更为准确的获得环境样品中63Ni的活度浓度.

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： 本发明公开了一种压水堆核电厂堆芯的燃料组件管理方法，包括第一步，筛选长换料周期机组中一定数量的浅燃耗燃料组件；筛选短换料周期机组中一定数量的浅燃耗燃料组件；混合为已辐照燃料组件；将已辐照燃料组件和未辐照的新燃料组件均装载至堆芯；确定是否满足压水堆的设计限值或设计要求，若不满足，改变数量比或改变装载位置；若满足，则完成燃料组件的装载；本发明将长换料周期机组卸出的浅燃耗燃料组件，装入短换料周期机组中，实现群堆模式下的批卸料燃耗和单堆模式下短换料周期的批卸料燃耗相当；解决当前核工业约束条件下、长换料周期机组堆芯燃料管理的燃料利用率低难题，提高核电厂经济性。

摘要： 本发明涉及压水堆堆芯燃料技术领域，具体涉及一种压水堆核电厂初始堆芯燃料组件的装载方法，所采用的技术方案是：针对目标核电厂堆芯，建立可选低燃耗燃料组件数据库，所述低燃耗燃料组件为乏燃料；根据所述目标核电厂堆芯首循环所需新燃料组件的结构尺寸和设计特征从所述可选低燃耗燃料组件数据库筛选出满足条件的子数据库；根据低燃耗燃料组件的特性参数，对所述子数据库进行排序形成低燃耗燃料组件推荐列表；从所述推荐列表选用预设数量的低燃耗燃料组件，并装载在所述目标核电厂堆芯中。本发明能够降低核电厂首循环成本，燃料组件供应稳定性好，而且能够减少高放射性废物的产生，有利于环保。

摘要： 本发明公开了百万千瓦压水堆核电厂堆芯18个月循环长度的装载方法，解决目前百万千瓦压水堆核电厂不能直接实现堆芯燃料18个月长周期换料的目标，电厂运行的可利用率偏低的问题。本发明包括压水堆堆芯由177组燃料组件组成，按照U‑235的富集度不同，燃料组件分为2.4％、3.1％和3.9％三区，首循环的装载采用高泄漏模式，所述燃料组件加入载钆燃料棒作为可燃毒物，所述载钆燃料棒中包含UO2‑Gd2O3燃料芯块，第二循环到平衡循环的装载：每次装入72组新燃料组件，新燃料组件中U‑235的富集度为4.45％或4.95％，所述新燃料组件采用钆可燃毒物，UO2‑Gd2O3燃料芯块中U‑235富集度为2.5％，第二循环到平衡循环的装载采用低泄漏模式，到第五循环达到平衡装载。本发明具有直接实现18个月长周期换料等优点。

摘要： 本发明属于核电厂核燃料管理技术领域，具体涉及一种压水堆核电厂堆芯核查的工具。包括适配器、耐辐照水下摄像机、存放架；适配器一端便于装卸料机抓取，另一端与耐辐照水下摄像机连接，存放架将带有适配器的耐辐照水下摄像机临时存放在反应堆换料水池中的承载器中。还包括一体化电气柜及显示器，与耐辐照水下摄像机连接。本工具使用一个适配器装置连接水下摄像机，再用装卸料机的抓具直接抓取该适配器及摄像机进行检查，取代水下长杆装置从而避免发生被压力容器出水口吸入的情况，提高检查的安全性。同时，使用耐辐照水下摄像机，从而大幅度提高清晰度，节约核查的主线时间。

摘要： 本发明的目的在于公开一种压水堆核电厂堆芯状态监测与分析系统，它包括至少二个监测服务器、至少二个分析服务器和至少二个显示终端，所述监测服务器与所述分析服务器之间通过网闸互相通讯连接，所述监测服务器和所述分析服务器分别与所述显示终端互相通讯连接；与现有技术相比，可实现压水堆核电厂堆芯的状态连续监测，可实时产生核理论数据库，在线计算获取堆芯运行状态参数，可每分钟与设计限值对比分析，从而大大增强核电厂操纵员对堆芯运行状态的监督，进一步提升核电厂的运行灵活性，保障核电厂安全，实现本发明的目的。

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： 本实用新型涉及堆芯热电偶检修技术领域，尤其涉及压水堆核电厂堆芯测量系统热电偶专用性能测试装置。所述测试装置包括：包括：热电偶测试端子排、测试模式选择开关、通道选择开关、连续性测量接口、绝缘电阻测量接口；热电偶测试端子排与测试热电偶连接；通道选择开关，分别与热电偶测试端子排和测试模式选择开关连接；测试模式选择开关分别与连接性测量接口和绝缘电阻测量接口连接；绝缘电阻测量接口一端与地线连接。本实用新型使用一次连接，无需频繁换线的操作来提高工作执行效率，缩短检修工时。

摘要： 本实用新型涉及核电厂堆芯核查技术领域，公开了一种压水堆核电厂堆芯核查的工具，包括导轨，所述导轨底部右侧固定安装有充电插头，所述导轨底部滑动搭接有滑块，滑块上部中间位置固定连接有电动滚轮，所述滑块底部固定安装有配电箱，配电箱底部中间位置竖直向下固定安装有多级气缸，位于所述多级气缸的活塞杆下端部固定连接有透明圆筒。本实用新型配电箱内的电池对电动滚轮供电保证在电动滚轮的带动下保证滑块在导轨内移动位置，气缸工作带动透明圆筒下降插入堆液中，保证拍摄观察；后期气缸工作带动透明圆筒上升复位时，保证透明圆筒在清理管内壁的橡胶挂圈的配合下达到清理透明圆筒外壁的脏污的效果，实用性较高。

摘要： 本实用新型属于核电厂核燃料管理技术领域，具体涉及一种压水堆核电厂堆芯核查的工具。包括适配器、耐辐照水下摄像机、存放架；适配器一端便于装卸料机抓取，另一端与耐辐照水下摄像机连接，存放架将带有适配器的耐辐照水下摄像机临时存放在反应堆换料水池中的承载器中。还包括一体化电气柜及显示器，与耐辐照水下摄像机连接。本工具使用一个适配器装置连接水下摄像机，再用装卸料机的抓具直接抓取该适配器及摄像机进行检查，取代水下长杆装置从而避免发生被压力容器出水口吸入的情况，提高检查的安全性。同时，使用耐辐照水下摄像机，从而大幅度提高清晰度，节约核查的主线时间。