反应堆厂房

摘要： "华龙一号"堆型单台机组建设工期优化对中国核电技术在全球范围内的推广及出口具有重要意义.本文立足于"华龙一号"首堆示范工程建设实际情况,对反应堆厂房土建施工逻辑及工期进行优化研究,旨在确保施工安全、质量的前提下,在增加资源投入、作业时间延长等模式外更稳妥地推进"华龙一号"堆型施工进度,增加"华龙一号"竞争优势,为后续同类项目的建设起到参考借鉴的作用.

摘要： 漳州核电2号机组国内首个核岛反应堆厂房薄壁柔性大直径钢衬里及牛腿整体模块于1月14日上午8时59分缓缓升起,经过起落钩、旋转、变幅一系列动作之后于11时26分吊装就位,全过程安全、质量可控。这为后续漳州核电2号机组反应堆厂房安全壳主体工程及内穹顶吊装打下了坚实基础。

摘要： 【美国桑迪亚国家实验室网站2022年2月16日报道】美国桑迪亚国家实验室(SNL)近日完成对核电厂严重事故后果评价软件MACCS的升级。美国核管会(NRC)和全球核工业界因此能够使用该软件对核电厂事故厂外后果进行更好的评价。MACCS还可以评价先进反应堆和模块化小堆可能带来的健康和环境风险。此次升级后,MACCS能够对离反应堆厂房更近位置的事故后果进行模拟。

摘要： 为精确地了解反应堆厂房主行吊在承受地震载荷时的结构抗震特性,确保其安全稳定运行,依据抗震规范及相关技术要求,采用反应谱法,应用有限元分析程序Ansys对主行吊进行了地震载荷下多种工况组合的动态反应分析,对抗震计算结果进行了评定,得到了台车力、上抛力及钢丝绳力等接口数据。本文的分析结果为主行吊的抗震设计提供了依据,同时该方法可为同类型核电站起重机抗震分析提供参考。

摘要： 核电是一种清洁能源,利用核裂变能进行发电。在全国积极推进“双碳战略”背景下,核电备受瞩目,发展前景广阔。核岛是核电站安全壳内的核反应堆及与反应堆有关的各个系统的统称,包括反应堆厂房、核燃料厂房、控制辅助厂房、电气厂房等。核岛用润滑脂广泛应用于核岛内泵、风机、阀门等关键设备轴承上,主要起到润滑、防护和密封的作用,是保障核电站安全平稳长周期运行的关键材料。

摘要： 4月22日06时16分,“华龙一号”漳州核电2号机组反应堆厂房内部结构+16.5m平台浇筑完成,此次浇筑首次实现墙体、平台及其装修层一次性整体浇筑和堆腔换料水池壁板全模块化施工,全过程安全、质量整体可控、在控,为后续穹顶吊装及安装工作顺利开展奠定了基础。

摘要： 核能作为重要的非化石能源形式,在我国能源绿色低碳发展和能源结构转型中占据重要地位,发展核电是构建多元化清洁能源体系、保障国家能源安全和应对气候变化的重要举措,有助于实现我国碳达峰、碳中和目标。核电建设工程的数字化,有助于提升核电生产和运营的安全性,促进核电发展。核电厂由核岛、常规岛和电厂辅助设施组成。其中,核岛主要由反应堆厂房、安全厂房A。

摘要： 【立陶宛伊格纳林纳核电厂网站2022年4月22日报道】立陶宛伊格纳林纳核电厂退役工作近日取得重要进展:最后一个装有乏燃料的容器已于2022年4月21日从反应堆厂房转移到现场乏燃料干法中间贮存设施,标志着该核电厂已完成反应堆厂房内所有乏燃料的转移工作。

摘要： 钢衬里穹顶为不等半径弧形结构,由分块板块拼装成型,结构位置控制是难点,通过场地中心点设置、建立平面(高程)加密控制网、后方交会设站、测量检查点位三维坐标、反算等技术综合运用,并利用计算器编程换算,有效保证了穹顶钢衬里位置的精度,解决了复杂立体结构施工测量中的定位问题。

摘要： 【匈牙利波克什二期核电厂公司网站2022年8月30日报道】匈牙利原子能管理局(HAEA)2022年8月30日颁发建设许可证,准许波克什5号机组启动反应堆厂房建设以及6号机组启动反应堆厂房周边另外6幢厂房的建设。这意味着波克什二期核电建设项目即将进入新阶段。

摘要： 在核电机组工程建设和运行过程中,各类厂房房间的进出需要管理控制,尤其含有重要设备或危险设备的房间的进出更需要严格管理控制,因此,厂房钥匙十分重要,厂房钥匙作为核电厂重要生产设备、辐射区域的构筑物实体隔离设施,关系到日后电厂生产区域的管控水平和管理品质.根据同行经验,按每个房门配置巡检钥匙、借用钥匙、应急钥匙的原则进行钥匙数量统计的话,核电厂责任部门将管理上千把钥匙,因此,为方便日后钥匙管理,需进行总钥匙分级管理.同时,目前房门锁具的总钥匙管理系统,国际上共分5个等级,5级钥匙管理系统为最高,1～3级与4～5级门锁开孔尺寸不同,因此各门锁需要确定门锁系统等级后才能加工制作.本文从钥匙分级的必要性、钥匙分级的原则以及国内各核电厂良好实践等方面进行分析,并结合小型反应堆的特点,确定可供小型反应堆厂房钥匙分级管理的方案.

摘要： 辐照环境会使某些敏感材料加速老化,导致设备失效.我国核安全导则中明确提出设备环境鉴定需要考虑照射条件.福岛事故经验反馈也表明大量设备需在高剂量环境中执行功能.目前国内尚无系统性评估事故后设备辐照剂量的方法.针对该问题,本文提出一种事故后设备辐照鉴定剂量的计算评估方法,可对事故后反应堆厂房内不同辐照环境的γ、β射线的辐照剂量进行评估.并以国内某压水堆核电厂的设计参数作为输入进行了验证计算,结果表明本文提出的方法是合理有效的.

摘要： 基底隔震技术是一项成熟的减震保护技术,2011年日本福岛核事故后,人们认为隔震技术在核电工程中具有较好的应用前景.本文以我国某核电厂反应堆厂房结构为研究对象,建立基底隔震结构的计算模型,研究基底隔震结构动力响应规律,并提出基底隔震技术用于核岛厂房亟需解决的关键问题和应对策略,本研究将为隔震技术在核电厂中的应用提供理论和技术支撑.

摘要： 以秦山第三核电厂202大修期间反应堆厂房氚浓度异常升高的事件为分析案例,分别以场所氚浓度和尿样测量两种不同的计算方法来计算事件所导致相关人员的氚剂量,并对二者进行比较分析,分析不同工作类别人员的剂量组成.通过比较分析,完整地掌握事件对人员氚剂量的影响,为电站辐射防护提供有益指导。

摘要： 本文通过选取CPR1000核电项目反应堆厂房为研究对象,分析研究了该厂房内各个防火分区发生火灾可能导致的事件及事故工况类型,并对处理该工况的安全功能及设备是否受火灾的影响进行了探讨,提出了一些合理化的改进建议,以期避免该事件或事故工况的发生,提高了核电厂的安全性,并且填补了国内在该领域研究的空白.

摘要： 在集总参数表征的场地动阻抗框架内，国内外主要核电厂抗震设计规范均推荐单一常系数弹簧-阻尼器并联体系表征均质场地动力模型，本文以CPR1000堆型反应堆厂房的集中质量简化模型作为研究对象，基于ASCE4-98规范、RCC-G规范、集10参数等适用于均质场地的集总参数地基模型以及适用于非均质复杂场地的粘弹性人工边界场地模型，开展了直接法和阻抗子结构法两种时程分析方法的对比研究，并将得到的楼层加速度反应谱与SASSI程序计算结果进行对比，互相验证了精度的合理性，对于评价核电厂地基适应性具有一定的指导与参考意义。

摘要： CPR1000堆型核电站安全壳钢衬内部环吊牛腿是反应堆厂房的重要构件，用以支撑环型吊车(环吊)梁及其轨道．每台机组沿安全壳内壁+40.30标高的周圈均布36个完全相同的环吊牛腿，每个牛腿包括3个主要部件：内侧箱式支架、加厚连接面板和外侧埋置加固组件，牛腿端部通过24根钢筋锚固于安全壳混凝土筒壁内．采用有限元软件ANSYS10.0对环吊牛腿在安装、运行、地震及飞机撞击失效4种工况进行分析，得到牛腿各板件应力分布及锚筋处约束反力．计算表明，CPR1000标准堆型环吊牛腿在设计荷载工况下，钢板、锚筋及焊缝均满足受力要求．

摘要： 核电站反应堆厂房筏基大体积混凝土施工处于核电站建设的关键路径,以往都采用分段分层施工方法,施工时间较长,为了在保证施工质量要求的同时进一步缩短核电建设工期,必须实施整体浇筑.本文作者结合红沿河项目3号核岛反应堆厂房建设项目,提出了A/B/C层筏基整体浇筑的裂缝控制方法,首先应用Ansys软件建立了筏基混凝土整体浇筑的三维有限元数值仿真模型,然后合理优化设计混凝土原材料配合比,制定切合实际的温度应变监控方案,并在施工和养护过程中严格落实执行.拆模后该混凝土表面无明显裂缝,且施工时间较原定进度计划提前一个月,具有良好的施工效果和明显的经济效益,非常值得在其他核电站进行推广应用.

摘要： 变送器在核电站的应用广泛，具有精度高，稳定性强，良好的自我保护性等特点，是仪控专业重要的测量仪表、核电站必不可少的测量工具。本文对秦山二期扩建工程3、4号机组差压变送器在安装及调试阶段出现的两个典型性问题，并进行了分析论述。以对以后的电站设计和调试具有一定的借鉴意义。

摘要： 变送器在核电站的应用广泛，具有精度高，稳定性强，良好的自我保护性等特点，是仪控专业重要的测量仪表、核电站必不可少的测量工具。本文对秦山二期扩建工程3、4号机组差压变送器在安装及调试阶段出现的两个典型性问题，并进行了分析论述。以对以后的电站设计和调试具有一定的借鉴意义。

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。

摘要： 本发明公开一种反应堆厂房布置的方法，包括如下步骤：将反应堆厂房中的地坑、一次屏蔽墙、以及反应堆冷却剂系统中的压力容器，布置在安全壳内的0m标高以下空间内；将反应堆厂房中的内置换热水箱、安全注入箱、堆芯补水箱、以及安全壳连续通风系统机组布置在安全壳内的0m标高以上空间内。本发明还公开一种反应堆厂房。本发明可优化安全壳的内部结构，实现安全壳内高位水箱的布置设计，使非能动安全系统能够单独实现安全功能，大大提高反应堆厂房的安全性和经济性。