反应堆

摘要： 【英国《国际核工程》网站2022年1月17日报道】俄罗斯别洛雅尔斯克核电厂2022年1月14日宣布,计划在2035年底前建成一座BN-1200钠冷快堆,这将是该电厂的第五台机组,也是俄首座BN-1200反应堆。

摘要： 假定田湾5、6号机组在启动过程中采用无外加中子源的启动方式,分析在启动过程中无源启动和有源启动的始发事件差异,并分析由始发事件引起的反应性过度引入后电厂的响应在无源启动和有源启动过程中的差别,分析无源启动和有源启动过程中对系统分析要求的差别,初步评价无源启动的概率安全水平。结果表明,无源启动和有源启动方式对于启动PSA的影响表现在始发事件频率略有差异,但PSA的定量化结果应处于同一量级的水平。

摘要： 氙振荡是大型热中子反应堆不可忽视的问题,剧烈的氙振荡给轴向功率控制带来严峻的挑战。本文通过对秦二厂2号机组的氙振荡进行研究分析,发现振荡发散和收敛规律,即在氙振荡过程中,若动棒操作引起轴向功率偏差ΔI变化与当前ΔI的变化趋势相反,可以有效地抑制氙振荡,否则将加剧氙振荡。并以秦二厂3号机组的氙振荡中衰减和加剧过程进行验证该规律。最后,对氙振荡的抑制方法提出几点合理建议,为机组的安全稳定运行提供了重要保障。

摘要： 1942年12月2日,人类历史上第一个反应堆——“芝加哥一号堆”开始试运转。费米抬起手腕看了一下表:9时45分。他大声喊道:“大家注意,现在启动反应堆。”此时此刻,在场所有人员的注意力都集中在“炉灶”上,等候费米的命令。15分钟后,费米下达命令:“抽出控制棒!”当把镉棒慢慢地向外抽出一些时,只听到计数器“咔咔咔”的声响越来越快——铀核裂变开始了!只是声音不稳。到了下午3时20分,费米再次下命令:“再把控制棒往外抽1英尺!”3分钟后,计数器的“咔咔”声终于变成了稳定的响声。反应堆达到临界点,人类历史上第一次核的链式反应开始自持动进行了。

摘要： 将核电反应堆控制棒导向筒组件从反应堆系统中解耦,建立下部导向筒详细模型。运用等效静力法和瞬态动力法对下部导向筒开展动力分析,对两种分析方法的计算原理和计算结果进行比较研究,验证了两种分析方法在控制棒下部导向筒动力分析中的可行性,为后续工程应用针对不同的设计阶段选取动力分析方法提供了依据。

摘要： 反应堆运行过程中,通风系统是保证人身安全,减少污染气体排放的重要环节。电加热器在通风系统安全稳定运行过程中充当重要角色,它的稳定运行是保证放射性气体达到排放标准的关键。基于反应堆通风系统电加热器控制原理建立了故障知识树,从温度开关、差压开关以及电加热自身3个方面,详细分析了电加热器可能发生的故障情况。根据调研结果以及长时间运行经验积累,电加热器故障主要源于温度开关和差压开关,因此分别从上述两个角度给出了故障解决措施与相关建议,可为后续通风系统电加热器的设计、维保维修提供技术指导。

摘要： 位于英国坎布里亚郡塞拉菲尔德场址的温次凯尔(Windscale)反应堆烟囱顶部方形扩散器,经过三年的仔细拆除现已被拆下。这样就消除了烟囱伴有的地震风险,烟囱的剩余部分将被拆除。两个125 m高的烟囱为温次凯尔反应堆提供通风。温次凯尔反应堆是为英国核武器计划生产钚而建造的早期反应堆。温次凯尔烟囱顶部有特别凸起的过滤器,一直是塞拉菲尔德天际线的一个特征,直到2001年第2号烟囱服务桩降低到邻近建筑的高度。

摘要： 运维在反应堆全周期管理中的重要性日益凸显,研究基于人工智能的反应堆运维技术对运维提效降本具有重要意义。本研究对AIOps(Artificial Intelligence for IT Operations)运用于反应堆运维中进行研究,首先提出基于人工智能的反应堆运维平台建设框架,接着分析描述了反应堆智能运维的应用场景,最后展望智能在反应堆运维中的发展。本研究有助于理解人工智能技术如何在反应堆运维中应用,对AIOps在反应堆运维中的实践具有参考借鉴意义。

摘要： 反应堆堆上设备的安全性和故障率对反应堆的运行有极大的影响,为了验证反应堆堆上重要设备新组件装载机的可靠性,本文针对新组件装载机进行了故障模式、影响与危害性分析(FEMCA),通过 FMECA 分析确定了新组件装载机的薄弱环节,并针对其薄弱环节设计了可靠性试验方案,开展了可靠性试验,试验结果表明新组件装载机薄弱环节的可靠性满足 MTBF 指标要求。

摘要： 硼表作为核电厂反应堆的反应性监测的重要手段,对核安全起着至关重要的作用,所以硼表的运行方式、故障处理、先进性改进等都要得到足够的关注。本文介绍了硼表的测量原理和运行方式,分析了国内外核电厂硼表故障的共性问题,总结了当前成熟的故障处理、维修方案等,并且对硼表技术和设备类型改进提出了优化方向,但高压差、低流量运行介质调节阀的稳定性差问题仍然未得到根本解决。硼表的精确和稳定运行对核安全有着重要作用,值得投入更多人力和物力来攻克共性问题,保障核电机组安全稳定运行。

摘要： 概述窄间隙热丝TIG焊在CPR1000压力容器避、出口接管与接管安全端焊缝上的具体应用.针对CPR1000反应堆压力容器进、出口接管与接管安全端焊缝射线检测不合格问题,从变位器装配精度控制、焊接操作、气体保护控制等方面找出不合格的主要原因,并通过制定多项整改措施并逐项落实,大幅提升了反应堆压力容器进、出口接管与安全端焊缝焊接质量和焊后射线检测一次合格率,为国内核岛主设备窄间隙TIG焊接技术的实际应用提供了经验.

摘要： 反应堆安全壳整体性强度试验(CTT)在最高压力平台下的持续时间过长可能出现安全隐患,过短则不能达到试验目的.通过对比各种规范、各种堆型相应规定,分析现场试验数据,对CTT试验最高压力平台的持续时间进行研究.建议CTT试验最高试验压力平台的持续时间下限根据安全壳结构达到稳定状态所需时间确定;其上限根据该压力平台必需的工作时间确定,不宜固化于某一时间段,在完成数据采集工作后即可卸压.

摘要： 介绍了先进反应堆业主-运营商要求指南诞生的背景和目的、《业主-运营商要求指南》研讨会的主要结论、《业主-运营商要求指南》的特性、初步的层级结构等。

摘要： 以创新理论为指导，以实现能源革命为目标，以反应堆的自然安全原则为标准，总结半个多世纪的核能技术发展经验，开辟核能的新时代。

摘要： 针对AP1000发生小破口事故以后,在压力容器液位低于热管段底部时,冷却剂会在水蒸气的作用下夹带至热管段,从而导致冷却剂的流失,会存在堆芯裸露和融化的危险.开展了上腔室夹带实验,分析了上腔室夹带现象,主要分为飞升、碎裂、撞击、碎裂、融合,其中破碎和撞击对夹带的影响较大.实验数据与现有试验趋势一致但有区别,主要原因为压力容器与主管的直径比不一致.采用量纲分析法进行稳态夹带率建模,对上腔室夹带的影响因素进行归纳分类,通过遗传算法进行整合归纳,模型预测值与试验值误差在±50％内,对上腔室夹带模型的研究还需进一步深化.

摘要： 控制棒驱动机构是驱动反应堆核控制棒组件的重要设备,其提升能力是考验该机构设计成功与否的关键.以控制棒驱动机构提升磁路为研究对象,结合电磁分析软件MagNet对线圈匝数,线圈电阻,线圈端电压,弹簧刚度等因素对控制棒驱动机构提升性能的影响进行了计算分析,给出了在不同影响因素作用下,提升回路线圈电流,衔铁位移,电磁力等反应提升性能的计算结果.结果表明单纯增加线圈匝数对机构的提升性能不利;减小线圈等效电阻值可以提高提升性能;增加线圈匝数并增加线圈端电压是提升驱动机构提升性能的最佳方法;改变弹簧刚度对提升力的贡献较小.

摘要： AP1000换料水池水闸门安装换料水池,安装完成后水闸门可以实现将反应堆厂房的反应堆水池和构件存放水池两个区域实现隔离,为机组检维修时,屏蔽上部堆内构件产生的辐射.AP1000换料水池水闸门门框安装于CA01模块内部,由两个竖直面和一个水平面组成,属于薄壁型门框.安装完成后,需要保证两个竖直墙面大约9m内垂直度平面度不大于2mm,及两侧跨度偏差在0～4mm内,和水平面大约6m内水平度平面度不大于2mm.因此对施工过程中的组对顺序、焊接形式、测量方法和焊接变形控制要求极高.从门框安装难点入手,对薄壁式换料水池水闸门门框安装难度、可行性和安装注意事项进行了介绍,为后续薄壁式结构安装提供经验数据.

摘要： ADETEL是以AP1000第四级自动泄压系统卸压管线为原型搭建的缩比试验台架,本文根据该台架上开展的以空气-水为试验工质的双端进气ADS-4夹带试验获得的试验数据,从主管和支管内的气液两相质量和能量守恒方程出发,结合势流理论,建立了新的夹带起始模型和夹带率模型.结果表明:夹带起始模型所预测的夹带起始时的支管弗劳德数Frd与试验结果误差在±15％以内,夹带率模型预测的支管含气率与试验结果误差在±20％左右.

摘要： ADETEL是以AP1000第四级自动泄压系统卸压管线为原型搭建的缩比试验台架,本文根据该台架上开展的以空气-水为试验工质的双端进气ADS-4夹带试验获得的试验数据,从主管和支管内的气液两相质量和能量守恒方程出发,结合势流理论,建立了新的夹带起始模型和夹带率模型.结果表明:夹带起始模型所预测的夹带起始时的支管弗劳德数Frd与试验结果误差在±15％以内,夹带率模型预测的支管含气率与试验结果误差在±20％左右.

摘要： ADETEL是以AP1000第四级自动泄压系统卸压管线为原型搭建的缩比试验台架,本文根据该台架上开展的以空气-水为试验工质的双端进气ADS-4夹带试验获得的试验数据,从主管和支管内的气液两相质量和能量守恒方程出发,结合势流理论,建立了新的夹带起始模型和夹带率模型.结果表明:夹带起始模型所预测的夹带起始时的支管弗劳德数Frd与试验结果误差在±15％以内,夹带率模型预测的支管含气率与试验结果误差在±20％左右.

摘要： 本发明涉及一种反应堆压力壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了反应堆压力壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

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： 本发明涉及一种压力反应堆堆壳(2)，在反应堆堆芯(6)与用于汽水分离的分离装置(10)之间设置有流体室(8)，其流动横截面面积在分离装置(10)之前变大。通过横截面的扩大实现了对从反应堆堆芯(6)流出的汽水混合物(G)的预分离。优选通过应用该预分离，使得只是在中央区域设置有旋流分离装置(24)，以及仅在旋流分离装置(24)附近设置干燥装置(26)。由此实现了压力反应堆堆壳(2)的总结构高度的降低。

摘要： 本发明公开一种反应堆模型、反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法，所述反应堆模型包括：外壳、堆容器和固定屏蔽部；所述堆容器设置在所述外壳内，所述固定屏蔽部位于所述外壳顶部，所述堆容器壁面与所述外壳之间保留空隙以形成堆坑，所述堆坑为风流过所述堆容器壁面的通道；所述反应堆模型上设置管道接口，用于连接送排风系统以至少向所述堆坑通风。反应堆模型、反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法，利用反应堆模型模拟反应堆原型，该模型具有与原型较高的相似率，同时试验的可操作性好，模型制作成本低。对应的反应堆通风测试装置与反应堆通风测试方法利用所述反应堆模型进行测试，易于操作，节省了开展反应堆通风测试研究的成本。

摘要： 本发明涉及反应堆、反应堆主设备及用于反应堆主设备的隔水环，主设备包括筒体，筒体内设置有堆内构件，堆内构件的周圈与筒体的内壁之间间隔设置。筒体的侧壁上设有接管口，接管口形成有相互隔离的出口通道、入口通道。隔水环包括环形本体和在环形本体的边缘向外延伸设置的延伸部；环形本体的外圈与筒体的内壁面外形对应，环形本体的内圈外形尺寸大于堆内构件的外圈外形尺寸，堆内构件膨胀后，与隔水环的内圈之间密封，使主设备在堆内形成几道独立的环腔，使一回路冷却剂按照小型堆设计意图形成循环回路，让冷却剂可以在主设备内分别从相互独立的通道进行，省去了长的主管道结构，实现了核岛主设备的紧凑布置。

摘要： 一种轻水反应堆用燃料组件、轻水反应堆炉心设计方法及轻水反应堆用燃料组件设计方法，所述燃料组件设计方法具备：将燃料组件(10)中所含的燃料棒(11，12)根数设为N，将燃料棒中的封入了含可燃性毒物的核燃料物质的装有可燃性毒物的燃料棒(12)的根数设为n，将核燃料物质中可燃性毒物的平均质量比例设为p，将燃料组件全部根数的平均铀235的浓缩度设为e时，通过解析或实验来积累表示多个p·n/N与e的各个组合作为炉心是否成立的炉心判定数据的炉心判定数据积累步骤；基于炉心判定数据来确定判定p·n/N与e的组合作为炉心是否成立的判定式的炉心判定式确定步骤；和基于判定式来判定被暂时设定的燃料组件的构成作为炉心是否成立的炉心成立与否判定步骤。

摘要： 本发明提供一种反应堆回路，所述反应堆回路包括反应堆容器、一二回路热交换器、节流装置、冷却剂储存箱、冷却剂泵，其中,所述反应堆容器、一二回路热交换器、节流装置、冷却剂储存箱以及冷却剂泵通过管路依次连接而成。本发明还提供了具有该反应堆回路的一种低温供热反应堆的回路结构。本发明的低温供热反应堆的回路结构，设备成本低；回路简单，取消了包括稳压器等设备；具有较高的自然循环能力,能实现设计高安全性和事故下常规介入可行性，实现经济性和安全性的融合。

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： 本实用新型涉及反应堆、反应堆主设备及用于反应堆主设备的隔水环，主设备包括筒体，筒体内设置有堆内构件，堆内构件的周圈与筒体的内壁之间间隔设置。筒体的侧壁上设有接管口，接管口形成有相互隔离的出口通道、入口通道。隔水环包括环形本体和在环形本体的边缘向外延伸设置的延伸部；环形本体的外圈与筒体的内壁面外形对应，环形本体的内圈外形尺寸大于堆内构件的外圈外形尺寸，堆内构件膨胀后，与隔水环的内圈之间密封，使主设备在堆内形成几道独立的环腔，使一回路冷却剂按照小型堆设计意图形成循环回路，让冷却剂可以在主设备内分别从相互独立的通道进行，省去了长的主管道结构，实现了核岛主设备的紧凑布置。