压水堆核电站

摘要： 由于压水堆核电站稳压器在负荷发生变化时压力和水位的互相耦合现象,目前稳压器压力和水位常用的独立单回路PID控制系统往往不能取得较好的控制效果。在对稳压器压力和水位耦合的数学模型进行解耦的基础上,设计了改进免疫模糊PID控制器,并采用经验法及差分粒子群(DEPSO)优化算法对控制器的参数进行优化。该控制方法通过MATLAB仿真平台验证取得了良好的控制效果,可以为核电站生产过程中的安全、经济、稳定运行提供了有力保障。

摘要： 1E级铂电阻温度计用于监测核电站主泵轴承水温度,参与停泵指令,触发反应堆停堆,对核电站的安全运行起着至关重要的作用,是电站安全运行的关键仪控设备。该温度传感器安全等级为1E级,质保等级为QA1级,需满足高精度、长寿命、耐辐照以及抗地震等要求,技术要求极高^([1-2])。文章从温度计的技术要求、研制重点以及质量鉴定等方面介绍了1E级铂电阻温度计的研发进展,为我国该类产品的自主化研制提供了重要参考。

摘要： [目的]为研究压水堆核电站为周边工业区提供工业用蒸汽的技术可行性。[方法]以某1000 MW压水堆核电厂主蒸汽为热源,为周边提供工业蒸汽需求量300 t/h,蒸汽压力为1.8 MPa,蒸汽温度为250°C为例,论证了利用压水堆核电站二回路蒸汽加热工业用水产生满足工业需求的蒸汽转换系统的技术可行性。从热力学第一定律和第二定律理论出发,设计了该系统的工艺流程,计算了系统中关键换热设备的热力参数。[结果]得出热源疏水温度的合理值为65°C,如疏水温度低于60°C,在二级预热器中将出现热源温度低于工业水温度的情况,将违背热力学第二定律。[结论]研究成果可为压水堆核电站工业供汽提供技术参考。

摘要： 集体剂量是核电运行业绩重要指标之一,需要通过管理措施和技术手段促使其呈良好的下降趋势。降低集体剂量是遵循辐射防护最优化原则的重要体现。影响集体剂量的因素是全流程的,包括核电站的设计、设备制造和安装、机组调试和运行阶段的控制等;影响集体剂量的因素也是全方位的,包括辐射源项的控制情况、年度检修工作量的多少、检修工作效率的高低等。本文通过对集体剂量影响因素的梳理分析,总结出降低核电站集体剂量主要从辐射源项控制(例如通过实施一回路设备易活化材料的替代换型、水化学控制减少一回路设备腐蚀、一回路水过滤器滤芯升级提高净化效率等措施,控制辐射源项)与放射性作业人工时控制(例如通过维修大纲的优化调整,优化延长设备的检修周期;提高设备可靠性,降低故障率,以减少检修工作量;通过提升工作人员技能、通过机械化和智能化技术的应用,提高工作效率等)两个方面开展工作。同时,不论是控制辐射源项,还是控制放射性作业人工时,均需要从组织管理上足够重视和给予管理政策的支持。

摘要： 一回路水压试验泵是压水堆核电站的重要的核安全设备。该泵的运行模式分为三种,分别是轴封注入模式、一回路水压试验模式和中压安全注入箱补水模式,三种模式的切换是通过液压油回路滑阀组件来实现的。秦山核电二期4台机组商运以来,水压试验泵的启动次数并不多。在核电厂正常运行期间,水压试验泵处于备用状态。为保证泵的可用性和可靠性,核电厂设计了关于水压试验泵的定期试验PT LLS002/003。水压试验泵在调试及试验期间多次出现出口压力瞬时极高的现象,在紧急情况下要求运行人员对液压油回路安全阀定值进行调节。

摘要： 通过秦山核电多次水下维修作业的经验积累,依托何少华工作室水下特种维修的技术储备,对堆内构件的螺栓连接部件维修作业的工艺进行总结与探讨,对所需装备进行分析并提出技术要求,以方家山机组上部堆内构件流量旁通板拆除及控制棒驱动轴安装工作为例具体分析。

摘要： 压水堆核电站稳压器的主要作用是保证压水堆核电站一回路的压力在设定值附近变化。由于压水堆核电站稳压器压力和水位的模型具有参数经常随时间变化以及非线性、大迟延的特点,对其采用PID控制经常会出现调节时间较长,控制系统不够稳定等问题。为解决上述问题,设计一种改进免疫PID控制器来控制稳压器中的压力和水位,并通过差分进化算法及相关工程整定方法来优化控制器的参数。通过matlab的仿真结果表明:这种改进型免疫PID控制器在衰减率、超调量、调节时间这些质量指标上都明显优于常规PID以及常规免疫PID控制算法,可以提高稳压器的控制水平,保证压水堆核电站的安全、经济运行。

摘要： 采用慢应变速率试验(SSRT)测试了模拟压水堆核电厂一回路水中硫酸根离子(SO_(4)^(2–))质量浓度对Z3CN20.09铸造奥氏体不锈钢(CASS)应力腐蚀开裂(SCC)敏感性的影响。测试结果表明:Z3CN20.09不锈钢在6种水环境中进行SSRT后断口附近都出现不同程度的颈缩现象;在不含SO_(4)^(2–)的正常压水堆(PWR)水质中,不锈钢的破断延伸率最大,断裂面均为韧窝状的断口,SCC抗力强;高温水中SO_(4)^(2–)质量浓度为100~1 500μg/L时,SSRT断口出现明显的SCC现象,断口表现为脆性+韧窝混合型;不同相及相界对SO_(4)^(2–)腐蚀的敏感性和SO_(4)^(2–)对合金表面钝化膜的劣化作用是促进Z3CN20.09铸造奥氏体不锈钢局部腐蚀和SCC的重要因素。

摘要： 通过对某核电站二回路给水中的微量杂质和腐蚀产物查找,探究了二回路水质阳电导率长期偏高的原因,并针对性的提出了水质控制建议。

摘要： 采用慢应变速率试验(SSRT)研究了310°C模拟压水堆一回路水中硫酸根离子(SO_(4)^(2-))含量对690TT镍基合金应力腐蚀开裂(SCC)敏感性的影响。结果表明:690TT镍基合金试样的断口附近均出现了颈缩,在SO_(4)^(2-)含量较低的模拟压水堆一回路水中,690TT镍基合金试样断口大多呈剪切状,应力腐蚀敏感性低;当SO_(4)^(2-)质量分数达到1500μg/kg时,断口边缘局部出现穿晶裂纹,高含量的SO_(4)^(2-)使690TT镍基合金的应力腐蚀开裂敏感性提高。

摘要： 基于辐射安全的考虑,先进压水堆核电站研发对于辐射防护优化设计提出了更高的要求.蒙特卡罗(MC)方法在中光子输运计算方面具有巨大的优势,辐射防护优化设计需要基于MC方法开展.在分析M310堆型核电站辐射防护优化设计中由于工具限制存在的问题以及华龙一号堆型核电站辐射防护最优化设计实践提出的要求的基础上,从计算界面、接口、计算功能和剂量场应用扩展四个方面提出了先进压水堆核电站辐射防护优化设计对于MC方法的要求.MC方法在华龙一号辐射防护优化设计的应用探索表明,基于MC方法的计算程序在软件界面、接口和剂量场应用扩展方面进一步提升之后,可在先进压水堆核电站辐射防护优化设计方面发挥巨大的作用,显著提升核电站辐射防护最优化设计的水平.

摘要： 冷却剂平均温度控制系统是压水堆核电站的核心控制系统。它的功能就是通过对核电站一回路冷却剂平均温度的调节实现对核反应堆功率的控制，故亦称为核反应堆功率控制系统或简称为反应堆控制系统。压水堆核电站的几个冷却剂平均温度控制方案作了比较分析。从中看到，国内有基础研发能力从事技术前沿工作。这样的工作对核电站升级换代极为重要。对平均温度控制方案采用新的控制技术进行多角度探讨，很值得提倡。尽管这种探讨不一定能很快得到优于现有控制方案的结果，但一定会有启发作用甚或带来突破。

摘要： 文章总结了一种新型研制的压水堆核电站核二级低压安注泵用机械密封的技术特点,从设计输入、条件分析、方案选型等方面进行了详细的介绍,并利用有限元分析对端面状态进行了分析与优化设计.研究表明,合理选型和优化密封参数,机械密封可以实现在该泵的各类事故特殊工况下执行预期功能.

摘要： 对于传统压水堆核电站的蒸汽发生器,U型管热段热流密度大,冷段热流密度小,两侧不同的热流密度使得二次侧的热侧与冷侧的沸腾情况不一致,而真实的蒸汽发生器体型庞大,结构复杂,其内部真实的流动情况也不得而知.为弄清核电站蒸汽发生器二次侧的流动现象,搭建了单排非均匀加热管的可视化蒸汽发生器实验台架,并借助高速摄像机对其内部流动情况进行了拍摄,利用所拍摄的图像得到了相应位置气泡的横向流动速度.结果表明,在实验运行过程中,两侧不同的热流密度导致空泡份额差异很大,从而产生横向的自然循环流动现象,这一现象在二次侧流体流经U型弯管时,表现得更为剧烈.

摘要： 具有γ放射性的110mAg是核电站放射性废液中的主要核素之一,其半衰期长,并且可以通过食物链在海洋生物中富集,对其进行高效处理是目前亟待解决的问题.复杂的水化学环境,如温度、pH、硼酸、络合剂、辐照等,对110mAg的种态以及吸附性能有重要的影响.因此,文中首先模拟核电站水化学环境,研究了水化学环境对110mAg化学种态的影响规律,其次研究了不同种态的110mAg物种在几种优选材料上的吸附性能.结果表明:由于核电站放射性废液的来源不同,110mAg同时存在胶体态、络合态和游离态;NRW1600,IRN170,13X这3种吸附剂对银离子的吸附效果优于对胶体态、络合态银的吸附效果,1g(Kd)均在6.5以上;采用过氧化氢与紫外线联合高级氧化的方法能够破坏胶体和络合结构,释放出离子态110mAg,释放率达90％以上,从而有效地提高了110mAg的吸附去除性能.

摘要： 针对压水堆核电站硼回收系统(TEP)中新型筛板填料脱气塔的自主研发设计,通过实验系统地测试了气液两相并流通过筛板填料的阻力损失,由此对筛板填料的阻力特性及气液两相流量和填料结构的影响进行了分析.实验填料有四种规格,每一规格填料由24块板组成,但相互具有不同的板间距、开孔孔径、开孔率,筛孔排列方式有正方形和正三角形排列两种;实验操作流量以工程实际工况为基础确定,其中气量范围为50～500m3/h,液量范围为600～3000L/h.结果表明:筛板填料单板平均压降基本一致,且随气液两相流量的增加而增加;筛板开孔率是筛板填料阻力特性最显著的影响因素,但当两填料的开孔率比较接近时,筛孔排列方式对填料阻力特性的影响会相对明显.研究结果为气液并流筛板填料脱气塔的热力设计技术开发提供了重要实验依据.

摘要： 文章总结了一种新型研制的压水堆核电站核二级安全壳热量导出泵用机械密封的研制情况,从设计输入、条件分析、方案选型等方面进行了详细的介绍.其中对热备用工况下,影响机械密封及辅助系统温度分布的规律进行研究,指导了机械密封的优化设计,降低了机械密封腔体温度,提高了机械密封的可靠性和使用寿命.

摘要： 核燃料循环产业是核能系统的大动脉,对于核能的安全可持续发展具有重要意义.中国大陆采取"热堆—快堆—聚变堆三步走"发展战略,并实行核燃料闭式循环政策.当前,随着中国核电规模化发展,乏燃料产生量和累积量呈快速上升趋势.根据预测,2020年,核电站乏燃料产生量将累计达到7000吨,2030年将达到26000吨.需要从整体考虑,尽快明确国家乏燃料安全管理思路、技术路线、能力建设布局及未来核燃料循环后段产业发展的顶层设计.本文结合了中国乏燃料的贮存现状和未来的管理需求,针对核电站乏燃料中间贮存、运输、后处理等核燃料循环后段产业提出协调发展的思路与对策.

摘要： 模块化建造是AP1000压水堆核电站采用的一种先进的施工理念.其中结构模块主要分布在核岛及辅助厂房区域,其功能主要是作为结构墙体、楼梯以及其他辅助结构,使核岛及辅助厂房内部形成不同的独立区及相应的结构体.结构模块制作完成后,需在现场拼装成模块组合件,然后再整体拼装成模块,最后将整体拼装完成的模块吊装就位.

摘要： 核电站控制区内人员行进路径优化对核电站集体剂量优化有重要意义.基于核电站辐射分区图创建了核电站控制区内人员行进路线图.在此基础上基于蚁群算法建立了核电站控制区内路径优化算法,并采用典型CPR1000堆型核电站内典型区域进行了测试.测试结果表明,建立的算法可实现控制区内任意两房间之间人员行进的剂量最优路径的求解.

摘要： 本发明涉及压水堆核电站反应堆水池净化回路冷却水旋流净化方法与装置，提供了一种压水堆核电站反应堆水池净化回路冷却水旋流净化方法，该方法包括以下步骤：(i)提供微旋流分离成套装置，该装置包括：包含上部腔体(1)、中部腔体(8)和下部腔体(6)的壳体(11)；置于中部腔体(8)中的微旋流芯管(3)；置于下部腔体(6)中的灰斗(4)；(ii)将冷却水输送到该微旋流分离成套装置的中部腔体中，通过微旋流芯管对冷却水进行旋流分离，以脱除夹带的固体杂质，得到浓缩液和净化水；(iii)将所得的浓缩液送入下部腔体中，在灰斗中沉降，得到滤液；(iv)将所得的滤液和所得的净化水汇合后流至下游设备。

摘要： 本发明涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域，具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器，其中，在围板外依次安装有吊篮和压力容器，并在围板与吊篮的空间内填充有反射层，在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层；压力容器外设有保温层，并位于普通混凝土结构安全壳内，利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离；吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm～30cm之间。本发明所述的堆芯屏蔽结构，取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。

摘要： 本发明涉及一种应用于压水堆核电站稳压器卸压箱的卸压装置，其设置在密封罐状卸压箱内，包括一根母管、一根卸压管；卸压管通过固定在卸压箱内；卸压管为共轴线双层套管结构，其包括内层套管和外层套管；母管一端与内层套管轴向中央连通，并与外层套管密封；母管轴线与卸压管的轴线垂直；母管的另一端穿出卸压箱最终连接到稳压器的顶部；内层套管和外层套管管壁上设置有开孔。本发明的卸压管可以提高蒸汽喷出速度与均匀性；提供的双层套管结构可以提高蒸汽与水的混合效率；提供的双层套管内外不同的开孔方式可以进一步促进蒸汽与水的充分混合。

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： 本申请公开了一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。其中，冷却系统，包括：安全壳、第一水箱、换热器、堆内熔融物滞留(In Vessel Retention，IVR)水箱以及压力容器；第一水箱设置于安全壳的外周；换热器设置于第一水箱内，且换热器的入口和出口分别与安全壳的收容空腔连通；IVR水箱设置于安全壳的收容空腔中，且换热器的出口与IVR水箱的第一端连通；压力容器设置于安全壳的收容空腔中，且IVR水箱的第二端与压力容器连通；其中，第一水箱的水平高度大于IVR水箱的水平高度，且IVR水箱的水平高度大于压力容器的水平高度。本申请实施例能够提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。

摘要： 本发明涉及压水堆核电站反应堆水池净化回路冷却水旋流净化方法与装置，提供了一种压水堆核电站反应堆水池净化回路冷却水旋流净化方法，该方法包括以下步骤：(i)提供微旋流分离成套装置，该装置包括：包含上部腔体(1)、中部腔体(8)和下部腔体(6)的壳体(11)；置于中部腔体(8)中的微旋流芯管(3)；置于下部腔体(6)中的灰斗(4)；(ii)将冷却水输送到该微旋流分离成套装置的中部腔体中，通过微旋流芯管对冷却水进行旋流分离，以脱除夹带的固体杂质，得到浓缩液和净化水；(iii)将所得的浓缩液送入下部腔体中，在灰斗中沉降，得到滤液；(iv)将所得的滤液和所得的净化水汇合后流至下游设备。

摘要： 本发明涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域，具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器，其中，在围板外依次安装有吊篮和压力容器，并在围板与吊篮的空间内填充有反射层，在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层；压力容器外设有保温层，并位于普通混凝土结构安全壳内，利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离；吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm～30cm之间。本发明所述的堆芯屏蔽结构，取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。

摘要： 本发明涉及一种应用于压水堆核电站稳压器卸压箱的卸压装置，其设置在密封罐状卸压箱内，包括一根母管、一根卸压管；卸压管通过固定在卸压箱内；卸压管为共轴线双层套管结构，其包括内层套管和外层套管；母管一端与内层套管轴向中央连通，并与外层套管密封；母管轴线与卸压管的轴线垂直；母管的另一端穿出卸压箱最终连接到稳压器的顶部；内层套管和外层套管管壁上设置有开孔。本发明的卸压管可以提高蒸汽喷出速度与均匀性；提供的双层套管结构可以提高蒸汽与水的混合效率；提供的双层套管内外不同的开孔方式可以进一步促进蒸汽与水的充分混合。

摘要： 本申请公开了一种压水堆核电站安全壳冷却系统和核电站。其中，冷却系统，包括：安全壳、第一水箱、换热器、堆内熔融物滞留(In Vessel Retention，IVR)水箱以及压力容器；第一水箱设置于安全壳的外周；换热器设置于第一水箱内，且换热器的入口和出口分别与安全壳的收容空腔连通；IVR水箱设置于安全壳的收容空腔中，且换热器的出口与IVR水箱的第一端连通；压力容器设置于安全壳的收容空腔中，且IVR水箱的第二端与压力容器连通；其中，第一水箱的水平高度大于IVR水箱的水平高度，且IVR水箱的水平高度大于压力容器的水平高度。本申请实施例能够提升对安全壳内蒸汽的冷却效率。

摘要： 本实用新型涉及压水堆核电厂反应堆堆芯屏蔽技术领域，具体公开了一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构。该堆芯屏蔽结构包括在反应堆堆芯外安装的围板以及反射层、吊篮和压力容器，其中，在围板外依次安装有吊篮和压力容器，并在围板与吊篮的空间内填充有反射层，在吊篮和压力容器之间的空间内填充有水层；压力容器外设有保温层，并位于普通混凝土结构安全壳内，利用空气将压力容器与普通混凝土结构的安全壳隔离；吊篮与压力容器之间的水层厚度在28cm～30cm之间。本实用新型所述的堆芯屏蔽结构，取消了传统布置在堆芯吊篮外壁的热屏蔽板，简化了堆芯屏蔽结构、减轻了堆芯支撑载荷、降低了堆内构件的活化、有利于改善压力容器内主冷却剂的流动特性。