摘要：位于核电厂蒸汽发生器(SG)管板内的下部排污结构能吸出管板二次侧表面的泥渣并将其排出。为了能合理设计该排污结构并提升排污效率,本文基于非能动大型先进压水堆(CAP1400)的SG设计原型结构,按照1∶4比例设计了排污试验体,以模拟SG下部的管板、传热管等部件。通过对下部流场进行计算流体动力学(CFD)计算并与排污试验的结果进行对比,进一步掌握近管板表面区域的流体流动特征。本试验通过研究SG近管板区域流体流动特征及泥渣分布规律、测量试验体各部件压降、对比SG单边和双边排污结构的设计,为减少淤泥集结、改进设计提供依据。研究发现,单/双边排污结构排污性能基本相同,单边排污结构即可将试验体内泥渣颗粒有效排出。

摘要：The AP1000 with high safety is a generation III pressurized water reactor(PWR),its significant feature is passive safety ***,its passive cooling can only maintain for 72 h and requires additional support from inside or outside the *** solve this problem,this study utilized the WGOTHIC software to calculate and analyze the water inventory in the passive containment cooling water tank under different *** results show that when the cooling water inventory is 6553.78 m3,the AP1000 nuclear power plants can achieve long-term,completely passive cooling without any inside or outside the *** same outcomes occur when 65-mm-thick containment wall increases the design pressure rating to 0.6 MPa at the cooling water inventory of 5673 ***,the AP1000 shield building was accordingly *** ANSYS analysis of the structural stability of the shield building with a 6000 m3 cooling water inventory confirmed that the new design can meet the requirements of the seismic design and the safe residual heat removal requirements of a large-scale PWR.

摘要：通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。

摘要：行波堆为一次通过式燃料循环反应堆,其利用堆芯自增殖大大降低了对浓缩和后处理的需求。自增殖将次临界换料燃料转化为新的临界燃料,从而使增殖燃烧波得以扩散。该理念建立在增殖燃烧波和燃料的相对移动的基础上。因此,燃料或增殖燃烧波相对于固定的观察器而言是移动的。行波堆最实用的体现就是能够在将核反应保持在同一位置的同时移动燃料——有时行波堆也被称为'驻波堆'。行波堆能够使用换料铀燃料运行,换料铀燃料包括完全贫化铀、天然铀和低浓缩铀燃料(即235U含量为5.5%或更低的燃料),这些燃料通常在快谱中达不到临界状态。轻水反应堆卸出的乏燃料也可以作为行波堆的换料燃料。上述情况均无需后处理即可实现极高的燃料利用率和燃料废物量的显著降低。当换料燃料为贫化铀时,行波堆的最大优势得以实现,即在启动后,无需浓缩设施,就可维持最先启动的反应堆和一连串后续的反应堆的运行。自2006年起,泰拉能源公司(Terra Power)与50多个机构高度协作,开展了概念设计、工程设计和相关技术开发活动,力争到2026年实现将第一个机组投入使用。本文总结了行波堆技术,包括它的发展计划及其进展,分析了行波堆的社会和经济效益。

摘要：根据模化原则建立了全高度切片型试验台架,采用爆炸焊技术研制了加热段,表面碳钢薄层可以真实模拟压力容器表面特性,开展了流道、压力、过冷度、流体水化学、表面状态等关键因素对压力容器外壁面临界热通量影响试验研究,获得了CAP1400压力容器外壁面传热极限规律,验证了熔融物堆内滞留措施中压力容器外流动和传热过程.

摘要：“在线自诊断”作为数字化仪控系统的重要特征,对核电厂反应堆保护系统(RPS)停堆功能的可靠性分析具有重要作用。通过分析自诊断对人因、定期试验等因素的影响,建立设备级误动模型;以典型RPS TX为例,通过马尔科夫方法建立动态的TX序列级和系统级模块误动模型;利用系统级模块误动模型定量计算TX停堆功能可靠度与自诊断的关系。通过定性分析与定量计算论证了综合考虑自诊断对RPS停堆功能可靠性分析的必要性,为后续国内RPS停堆功能的可靠性评价提供了借鉴。

摘要：从国家整体的ＩＥ级计算机硬件与软件生产所具备的工业水平和现有核电站仪表控制系统设计水平出发，探讨分析了我国百万级核电站（ＣＮＰ１０００）数字化仪表控制系统应该达到与所能达到的设计目标。

摘要：流体诱发振动广泛存在于管壳式换热设备中,而螺旋管式换热器由于体积小、换热效率高,近年来大量应用于各类工业换热设备。本文针对单根螺旋管进行流致振动分析,分别利用一维热工水力程序RELAP5、CFD软件FLUENT和有限元软件ANSYS计算螺旋管一、二次侧流体密度分布,一次侧流体的速度场和螺旋管模态振型,并在0、1、2、4、和8支承数下计算单根螺旋管的流弹失稳比和湍流抖振均方根位移比。计算结果表明,当螺旋管采用4个对称支承进行固定时可满足ASME流弹失稳和TEMA湍流抖振的设计标准。

摘要：AP/CAP第三代先进核电站的反应堆厂房采用开顶式施工方式,这种方式有利于缩短土建与安装周期,但也使反应堆厂房更容易遭受恶劣气候影响。三门和海阳两个AP1000核电项目通过使用"临时屋面"提升了反应堆厂房建设期间抵御恶劣气候影响的能力,但仍有不足。本文详细研究了AP/CAP核电站的工程环境和建造逻辑,结合工程经验反馈,梳理了AP/CAP核电站临时顶盖的设计要求,研发了一种针对AP/CAP工程特点的屋面结构支座体系,并在此基础上研究了多种可满足工程需求的屋面结构。新的临时屋面结构既属于结构工程,又属于机械工程,称为"AP/CAP建安专用屋面模块"。

摘要：针对蒸汽发生器二次侧复杂流动传热现象,基于iconCFD开发了新的物理模型和求解器,采用多孔介质模型完成了对蒸汽发生器二次侧的流动和换热现象的数值模拟分析。计算模型中通过映射的方法实现了不同区域之间的数据的相互交换和更新,计算结果与ATHOS软件计算的结果相比对,通过比较一次侧出口温度、二次侧出口水蒸气质量流量和二次侧进口和出口处压力,此3项与ATHOS软件计算结果误差均小于1%,验证了新求解器的有效性和可靠性。