目标应力法在研究堆主热交换器检修中的应用

一回路热交换器（简称主热）是反应堆的关键设备，其性能直接关系到反应堆的运维安全。针对某研究堆主热密封止口的减薄现象，通过目标应力法对其进行安全分析，校核不同极端工况下的螺栓载荷和垫片应力，均满足设计要求，最后通过有限元分析模拟极限工况下螺栓的受力及变形，结果表明，减薄后的主热密封止口仍能满足该研究堆使用工况。经补焊修补后止口更安全可靠。     

裂变反应堆类型简介

裂变反应堆类型很多。裂变反应根据堆内中子能量大小,分为快中子反应堆和热中子反应堆等堆型;以水作为慢化剂的热中子反应堆根据氢原子中的中子数不同,可以分为轻水堆(LWR)、重水堆等堆型;轻水堆根据冷却剂状态不同,可以分为压水堆、沸水堆等堆型。     

高温气冷堆固有安全特性

<正>高温气冷堆固有安全性分析反应堆的安全特性一般包括:自然安全性、非能动安全性、能动安全性、后备安全性等。自然安全性是指由反应堆自身的物理、化学及核特性实现安全功能,不需要借助其他外部装置。通常,固有安全性特指自然安全性,即反应堆本身具有的安全特性。高温气冷堆的固有安全性通过八个方面来实现:温度效应、裂变产物的积累效应、燃耗效应、高性能的燃料元件、较低的堆功率密度、较大的堆芯热容量、较     

专家声音

正作为一个新型的核能系统,四代堆的研发过程中,确实要攻关不少技术挑战,但这并不代表否定四代堆的发展路线及目标。在安全性上,四代堆有明确的安全目标,从设计上具备固有的安全特性,极大地提高了反应堆的安全性。在经济性上,四代堆在前期的研发上需要有较大的投入,但一旦实现商业应用,其在燃料循环与系统设备简化上都具有极大的优势。     

PLC在破损燃料定位系统中的应用

破损燃料定位系统(简称63105系统)应用于CANDU-6型重水堆核电站中。主要作用是在核电站反应堆内发现破损燃料后,在维持反应堆功率不变的前提下,投运破损燃料定位系统,在自动模式下分别对来自380根燃料通道的主热传输重水样品进行缓发中子的扫描检测,以确定破损燃料棒束所在的确切通道。然后在手动模式下对检测出来的通道实行持续监测,最后通过不停堆换料的方式,将破损的燃料组件更换出堆芯,也保证了电站正常运行对环境和公众的安全承诺。     

加快推进小堆示范工程建设

一、模块式小型堆对我国优化能源结构具有重要意义随着我国经济进入新常态,对于分布式清洁能源的需求加速增长,以往高能耗、高污染的中小机组、小锅炉和小炉灶热源已不能满足要求,急需清洁替代能源。模块式反应堆投资小,建造周期短,部署灵活,具有区域供热、工业工艺供热及海水淡化、电网供电及点对点供电等多种用途,可主动适应能源工业4.0智能化生产要求,贴近用户、按     

美国核能最新政策解读

正2014年初,美国能源部向国会提交了2015财政年度"核能计划"预算,申请支出总计8.63亿美元,内容涉及小型模块堆取证支持、先进反应堆研发、轻水堆延寿、乏燃料与高放废物管理与处置等。本文结合相关内容对美国核电、核燃料循环的最新政策进行解读,以期对国内核电相关工作提供参考。美国能源部2015财年核能计划2015财年,美国能源部将通过"核能计划"拨款,资助小型模块堆取证技     

快堆三问

一、什么是快堆?1.快堆是快中子裂变堆快堆是指利用快中子(能量高于0.1Mev 的中子)来实现可控链式裂变链式反应的裂变反应堆。它有别于利用热中子(经过慢化的裂变中子)引发裂变链式反应的热中子堆(热堆)。经常被提     

中国广核集团中广核研究院堆工中心:以“五个一”工程打造“青年文明号”

反应堆设计是核电厂设计的龙头,其产品是核电厂的心脏。堆工中心承担着中国广核集团全部在运核电厂运营技术服务、全部在建电厂设计和小型堆、四代堆等新堆型研发的责任,是承担着中国核电"走出去"光荣使命的核电研发国家队之一。堆工中心现有员工188名,35岁以下青年员工占比86.2%,92%的员工拥有硕士以上学历,半数以上具有海外工作经历。     

为了实现从0到1的跨越——中核新能源公司推进“玲龙一号”示范工程落地纪实

正2011年3月11日发生的日本福岛核事故,如一场突如其来的冻雨,让生机盎然的全球核电发展遭遇倒春寒。然而,17天后,一家致力于推进小型反应堆产业化发展和商业化运作的中核新能源有限公司,在北京注册成立了。"春寒料峭,冻杀年少。"在全球核电发展骤然暂停的大环境中,这家肩负着中核集团小型堆产业化发展使命的公司不     

研究堆定期安全审查方法探讨

为持续提高反应堆安全水平,定期安全审查(PSR)已在国际范围内得到广泛重视并加以实施。研究堆的PSR具有一定的独特性。在阐述实施定期安全审查的理由、目的、法规标准体系的基础上,介绍定期安全审查的安全因素、工作流程和实施步骤,结合高通量工程试验堆(HFETR)第一次、第二次和第三次定期安全审查实践的经验总结,提出研究堆定期安全审查方法建议。     

何为微型中子源反应堆?

七十年代末、八十年代初,在核工业保军转民方针的指导下,为推广核能和核技术在国民经济中的应用,中国原子能科学研究院研究、开发了一座小型民用核设施——微型中子源反应堆(简称微堆)。顾名思义,与大、中型研究堆相比,微堆不论在结构、体积和发出的裂变功率(30kw)或提供应用的中子通量(1×10~(12)中子/平方厘米·秒)上,都是很微小的,但是,与加速器中子源和同     

中国超临界水冷堆研发之路

中国核动力院长期从事水冷堆的研究,在其近五十年的发展历程中,开发了一系列水冷堆。自主设计、建造了中国第一座高通量工程试验堆,其中子通量居亚洲第一、世界第三;自主设计、建造了中国第一座铀氢锆脉冲反应堆,使我国成为世界上第二个掌握脉冲反应堆设计和建造技术的国家。     

速递

<正>中科院:将推出世界首台迷你"核电宝"日前,我国铅基快中子反应堆研发工作取得重大突破,铅基反应堆核心技术实现了自主化,并跻身到了世界领先水平。沿用此项技术,未来,我国还将率先推出只有集装箱大小的迷你型核电源装置"核电宝"。经专家组鉴定,由中科院核能安全技术研究所设计研发的世界规模最大、功能最全的"铅基堆冷却剂技术综合实验回路"和"铅基堆冷却剂氧测控技术",实验能力和运行参数达到国际领先水平,实现了核心技术自     

高温气冷堆建造进展顺利

记者近日从清华大学核能研究院了解到,“863”高技术计划中,15个重大项目之一的高温气冷堆,自1995年6月14日正式动工以来,土建和技术准备工作进展顺利,并取得了一批具有创新性的科研成果。我国已建造了秦山、大亚湾两座核电站。这两座核电站采用的是成熟的压水堆堆型。高温气冷堆相对压水堆来说,是一种先进的堆型,它的最大特点是安全。反应堆在     

核电厂燃料包壳破损情况下大修停堆过程水化学监控实践

核电厂运行过程中,反应堆停堆阶段展开水化学监测是保障核安全、缓解人员照射剂量的关键之举。文章以反应堆停堆为背景,围绕其水化学监测工作展开探讨,将其应用于某核电厂之中,分析在燃料包壳破损状态的影响,且总结停堆阶段出现的各类问题,给出可行解决措施。     

世界天然铀资源可用多少年？

2010年7月21日,中国第一座快中子反应堆——中国实验快堆首次成功临界。2010年12月21日,我国首座动力堆乏燃料后处理中间试验工程热调试成功。这两大成果,是我国第四代先进核能系统技术、核燃料循环产业的重大突破,是中国核工业自主创新的重大成果,     

奠定坚实基础 首堆进展顺利

<正>9月29日,"华龙一号"首堆示范工程福清核电5号机组反应堆厂房简体钢衬里第十三段顺利吊装就位,福清核电5号机组反应堆简体钢衬里吊装工作全部结束。第十三段钢衬里是安全壳内简体钢衬里最高层段,其上层将安装安全壳钢衬里内穹顶。"华龙一号"首堆示范工程开工13个月以来,经过各参建单位的不懈努力,克服了三代核电堆型反应堆钢衬里体积大、重量大的预制难点,不断化解与土建交叉施工、厂房布置、廊道施工等制约模块吊     

核能供热,泳池堆是上佳之选

正盛夏的热浪中,位于北京原子能科学研究院一隅的游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)厂房显得有些冷清。一幢不起眼的三层小楼中,反应堆一层厂房正在重新整修,几个工人进进出出,嘈杂的电钻声遮住了窗外聒噪的蝉鸣。向上走到厂房三层,空荡而寂静,原子能院堆工部运行所49-2堆党支部书记韩玉祥娴熟地从一大盘钥匙中挑出一把打开了49-2堆的主控室。     

核技术应用

重水堆钴-60项目是中核集团公司“十一五”高新技术产业规划的重点项目，是国家发改委民用非动力核技术、高科技产业化专项。该项目是通过将重水堆核电站反应堆内的不锈钢调节棒组件替换成钴靶件，在反应堆内通过辐照，生成钛-60同位素。