摘要：在核电厂设计早期,安全壳大气监测系统仅考虑了设计基准事故。而与设计基准事故相比,在严重事故工况下的安全壳内压力会有较大增长,现有的安全壳压力测量仪表不能满足严重事故工况下对安全壳压力的监测。为采取有效的事故缓解对策,需考虑严重事故下的安全壳压力监视措施。目前的技术条件下,在安全壳外增设一个安全壳压力测量通道用于严重事故后的安全壳压力测量是一可考虑的方案。大亚湾核电厂实施了这种改进。通过此改进,可推迟严重事故时安全壳的排放时间,提高核电厂的安全水平。经论证,这种方案是安全和可行的。

摘要：中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。

摘要：针对大亚湾核电站堆芯冷却监测系统(CCMS)面临部件老化、备件无法采购导致系统工作不稳定及故障报警闪发的现状,提出对CCMS进行整体升级改造。描述新CCMS采用国产化安全级仪控平台Firmsys的设计方案,以及对新CCMS的功能及接口等关键技术进行研究与分析;介绍在安装调试阶段遇到的技术问题及其解决方法。对改造后系统进行功能验证,以实现CCMS的自主化设计和改造。

摘要：针对核电厂18个月换料模式下组件批卸料燃耗不高、燃料利用率不高等问题,采用富集度分别为4.45%和4.95%的2种燃料组件进行燃料管理方案设计,给出了双富集度18个月换料的主要计算结果。结果表明,通过对燃料组件和可燃毒物进行合理化布置,双富集度18个月换料方案可以满足18个月换料周期运行的设计准则要求。在相同的循环长度下,堆芯平均卸料燃耗更高,组件使用费用更少,经济性更好。

摘要：控制棒驱动机构步进运动由钩爪组件的提升衔铁在竖直方向上升和下降的交替运动实现。通过对控制棒驱动机构步进运动进行分解,采用有限元方法建立电路-磁路-机械运动耦合的动态计算模型,对控制棒驱动机构步进运动过程中电磁力、电流、位移和时间关系进行研究,得到步进运动的提升时间、下降时间、衔铁吸合时电流和电磁力等运动特性参数。

摘要：本文对拟建于严寒地带的红沿河核电厂CPR1000机组中主蒸汽管道和主给水管道(VVP/ARE)隔室与外界环境之间的封堵进行了设计改造,并对改造后方案的隔室墙体重新进行由隔室内管道破裂引起的超压风险分析论证。采用隔室热工响应分析程序对不同封堵方案进行计算分析,对比分析了不同封堵方案下不同隔室发生主蒸汽管道双端剪切断裂(MSLB)事故后的超压后果,论证了封堵方案的可行性。文中还针对封堵方案进行了敏感性研究,并给出了最佳封堵方案。该封堵方案已在红沿河核电厂实施。

摘要：辐射监测系统是压水堆核电厂安全运行的重要保障,研究压水堆核电厂辐射监测系统的设计方法和原则,对于提高压水堆核电厂辐射监测系统的设计水平,减少改造风险至关重要。根据核电厂的法规和设计规范,结合大亚湾核电厂辐射监测系统的设计与改造经验,提出了压水堆核电厂辐射监测系统的一般设计原则和要求,并简要介绍了大亚湾核电厂辐射监测系统的改造措施及方法。

摘要：介绍了以岭澳核电站一期控制棒驱动机构为技术基础的百万千瓦级压水堆核电站用控制棒驱动机构的改进设计,及样机制造过程中的材料替代和技术简化,解决了顶部Ω密封焊缝带来的泄漏问题,以及因钩爪组件中的弹簧与运动件接触摩擦可能造成的机械动作延迟问题;介绍了样机的冷态性能试验,对冷态性能试验过程中出现的滑步现象进行分析并阐述了解决方案。

摘要：定位格架与子通道压力损失的准确预测对定位格架和压紧系统设计以及临界热流密度关系式开发有着至关重要的影响。本文通过对典型定位格架结构识别,研究了典型定位格架子通道划分依据,重点研究了定位格架压力损失与子通道压力损失之间的关系以及子通道内各设计特征,包括不同设计的弹簧、刚凸、搅混翼、导向翼、条带等引起的压力损失特点。通过对子通道内各设计特征进行合理简化与抽象,以经典水力学阻力结果为基础,等效为圆管内具有一定倾角的平板,从而建立了子通道压力损失预测模型,进而建立了定位格架压力损失预测模型。计算结果显示模型能准确预测试验值。

摘要：介绍了压水堆核电厂反应堆一回路抽真空排气方法,以及由带密封环反应堆压力容器临时顶盖、抽真空排气台架组成的抽真空排气装置设计方案和应用过程。利用该装置,在国内首次实现核电厂大修低低水位期间的反应堆一回路抽真空排气,取消了原有动排气过程,可缩短大修关键路径时间10余小时,降低反应堆冷却剂系统主泵损坏风险,提高电厂运行经济性和安全性。