中文名 | 压水堆核电厂堆内构件设计制造规范 [1] | 实施日期 | 2017-07-01 |
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技术归口 | 核工业标准化研究所 | 发布日期 | 2017-02-10 |
批准发布部门 | 国家能源局 | 标准号 | NB/T 20407-2017 |
上海核工程研究设计院、中广核工程有限公司、中国核动力研究设计院。
林绍萱、张明、梁叶佳。
本标准规定了压水堆核电厂反应堆堆内构件(以下简称“堆内构件”)材料、设计、制造和试验等方面的基本要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆堆内构件的设计和制造。
一. 沸水堆与压水堆工作原理 沸水堆(Boiling Water Reactor)字面上来看就是采用沸腾的水来冷却核燃料的一种反应堆,其工作原理为:冷却水从反应堆底部流进堆芯,对燃料棒进行冷却,带走裂...
核电站是怎样发电的呢?简而言之,它是以核反应堆来代替火电站的锅炉,以核燃料在核反应堆中发生特殊形式的“燃烧”产生热量,来加热水使之变成蒸汽。蒸汽通过管路进入汽轮机,推动汽轮发电机发电。一般说来,核电站...
结构大致一样,只不过核电厂的一回路系统有放射性,需要隔离,一路系统的热量传给二路系统把水加热成蒸汽冲击汽轮机做功,这样比火电厂多了一个过程,因此冲击汽轮机的蒸汽参数较低,汽轮机的转速比火电的低了一半。...
《压水堆核电厂的运行》 课程论文 题 目:AP1000核电厂与二代压水堆核电厂主 泵运行的比较 学 号: 姓 名: 班 级: 专 业: 2012 年 11月 AP1000核电厂与二代压水堆核电厂 主泵运行的比较 摘要:综合介绍美国西屋公司第三代先进压水堆 AP1000屏蔽式 电动主泵以及现代压水堆核电厂使用最广泛的冷却剂泵—轴密封泵。 通过对屏蔽式电动主泵和轴封泵功能及机械结构方面的介绍 ,分析比 较 AP1000核电厂与二代压水堆核电厂主泵的运行。 关键词:压水堆核电站 AP1000 屏蔽式电动主泵 轴封泵 二代压水堆 主泵运行 比较 Abstract: The synthesis of the U.S. Westinghouse third generation of advanced pressurized water reactor AP1000 shielded electri
应用停泵水锤的基本理论,建立了压水堆核电厂三回路水泵、泵出口阀、冷凝器和出水虹吸井等边界条件的数学模型,并采用特征线法进行求解。结合工程实例计算说明,泵出口阀的关闭程序对水锤压力的影响较大,水泵出口采用两阶段关闭液控蝶阀可以有效减小停泵水锤压力,但其关闭程序应在水锤数值模拟分析的基础上优化确定。
备案信息
备案号:2112-1998
功能
①可靠地支承、压紧和准确地定位燃料组件及其相关组件;②为控制棒提升和下降提供导向,在事故工况下保证控制组件快速插入堆芯;③提供冷却剂流道,引导冷却剂进入堆芯,限制旁通流量和减少泄漏量;④合理分配进入堆芯的冷却剂流量;⑤降低反应堆压力容器内表面所遭受的快中子注量;⑥为堆芯测量(包括温度测量和中子注量率测量)部件提供支承和导向;⑦支承和固定反应堆压力容器材料辐照监督装置。
设计要求
堆内构件设计要满足堆芯核设计、热工水力、力学性能和变形等准则的要求。按反应堆设计参数确定堆芯几何形状,实现燃料组件及其相关组件的合理布置,使占总流量90%以上的冷却剂进入堆芯,并在堆芯中具有合理的流量分布,避免滞流区和产生强烈的流致振动。对堆内构件中所有的螺钉、螺母、定位销等连接件,均需采取可靠的防松措施。在堆外设置松动件监测系统,以便随时监测堆内构件中的连接件是否松动或脱落。结构设计必须做到:在装换料和反应堆压力容器内表面在役检查时,能进行整体吊装,并能实现远距离安全吊装。堆内构件的对中装配,应满足控制棒驱动线的对中要求。控制棒导向组件应在冷、热态驱动线静、动水试验中验证其可行性和可靠性。堆内构件主体材料为奥氏体不锈钢,部分材料为镍基合金。
堆芯上部支承构件
由压紧板、支承筒、导向筒、堆芯上板、热电偶接线柱和压紧弹性环等构成。支承筒上端与压紧板、下端与堆芯上板构成刚性结构。导向筒是使控制棒插入堆芯的导向组件,其上部由一定数量的具有与控制组件相同形状的开孔法兰和方筒组成。下部由若干根C形管和双孔管通过法兰焊接在一起。上下两部分由中间法兰连接成整体。堆芯上板上设有燃料组件定位销和为导向筒定位的销孔。在吊篮法兰与压紧板之间装有Z形压紧弹性环。当压力容器顶盖螺栓拧紧后,压紧弹性环受到压缩,以压紧吊篮法兰,同时通过堆芯上部支承构件,将堆芯中所有的燃料组件压紧,并补偿热态时热膨胀引起的轴向差值。
堆芯下部支承构件
由吊篮、围板、下栅格组件和堆芯下部辅助支承构成。吊篮上法兰置于反应堆压力容器内支承台肩上,承受堆芯的全部重量,并通过四个均布的定位键与压力容器筒体、顶盖及上部支承构件定位,保证反应堆驱动线孔系的对中。吊篮筒体上配有出水接管与压力容器的出水管密封环匹配,利用压力容器和吊篮不同材料的热膨胀差而达到热态密封。下栅格组件由吊篮底板、流量分配板、堆芯下板和支承柱组成。在堆芯下板上设有燃料组件准确定位用的定位销和一定数量的中子注量率测量管的孔道。在堆芯的外围用不锈钢板构成的曲折形围板,通过与其环向连接的辐板装于吊篮筒体内壁,将整个堆芯围住,以保证大部分反应堆冷却剂通过堆芯。吊篮筒体壁、围板和所有径向的水隙都用来减弱中子对反应堆压力容器的辐照损伤。在吊篮底部还设有辅助支承(亦称防断支承),吊篮跌落时,可依靠该辅助支承的缓冲器吸收吊篮跌落时的冲击能量,避免反应堆压力容器受损,且可使控制棒仍保持在堆芯部位,不致于引入过大的反应性。
堆芯测量支承结构
由堆内中子注量率测量、堆芯温度测量的支承和导向结构组成。探测器一般从反应堆压力容器顶盖上进入堆芯或从反应堆压力容器底部进入堆芯。如果中子注量率探测器由底部进入堆芯,则探测器穿过反应堆压力容器下封头接管进入堆内,经过辅助支承中的注量率测量导管和下栅格组件上的支承柱导管,最终进入燃料组件的注量率测量导向管中。堆内温度测量用的热电偶,由堆芯上部支承构件的热电偶接线柱引出至压紧顶板上汇集成几束,然后穿过反应堆压力容器顶盖上的温度测量管座引向堆外,直至二次仪表。
本标准规定了压水堆核电厂反应堆厂房内部结构施工和质量验收要求。本标准适用于压水堆核电厂反应堆厂房内部结构施工和质量验收。