压水堆线圈编码控制棒位置探测器的数学模型

为了设计数字式控制棒位置探测器,根据线圈编码棒位探测器编码机理,确定了探测器的3个编码要素,即测量线圈的布置方式、线圈的分组接线方式和衔铁运行位置。提出了包括编码三要素的函数、4个定义以及探测器输出码推导的数学模型。探测器的输出码(GRAY码)矩阵表征了控制棒在堆内的实际运行位置。以大亚湾核电站的控制棒位置探测器为例,其输出码计算结果表明了线圈编码棒位探测器的数学模型的正确性。该数学模型对于其他类型的数字式棒位探测器同样适用。     

PWR蒸汽发生器中一、二次汽水分离器加装挡水器研究

在水－空气实验台架上，对PWR蒸汽发生器中一次汽水分离器和一、二次水分离器加装挡水器进行了一系列实验研究，实验表明，在循环倍率不大的条件下，一、二次汽水分离器加装档水器，可降低汽水分离器的上携带，挡水器的集水效果与挡水器的轴向位置有关。     

核电进入21世纪的动向

本文扼要地回顾了世界核电的发展，阐述了“用户要求文件”问世对核发发展的重要意义；评述了改进型“和革新型”两种先进轻水堆型的技术特征；介绍了我国正在开发的非能动先进压水堆ＡＣ－６００／１０００的进展状况。     

核电站穹顶整体吊装工艺探讨

<正>在压水堆核电站中,核反应堆厂房安全壳采用的是大吨位预应力混凝土筒体结构,其内壁设密封钢衬里。穹顶是钢衬里的顶盖部分,是一个半椭圆形壳体,角钢沿径向和环向布置,呈放射状。反应堆厂房穹顶不仅是核电站土建吊装施工中最大、最重的构件,同时也是核电站施工质量、进度控制的关键点。核电站核岛穹顶作为核电设施中的核心部件之一,对施工安全性要求极高,对起吊设备的要求近乎苛刻。吊装就位工作具有重量大、调平困难(重心与形心偏离)、迎风面积大、吊装就位高度高、对接精度要求高等特点。本文,笔者以防城港核电站穹顶施工为例,对其整体吊装工艺进行了探讨,以期对同行有所参考。一、穹顶完整结构参数     

压水堆蒸汽发生器水位模糊控制器的设计方法

根据压水堆蒸汽发生器的简化数学模型,将一种模糊控制器的系统化设计方法用于蒸汽发生器水位的控制。该方法将模糊控制器的设计分解为各个独立子系统的线性最优控制器(LQR)的设计,不仅大大简化了模糊控制器的设计,而且能够保证模糊控制系统的渐进稳定性。在快速加负荷和突然甩负荷的仿真实验中,该方法的控制效果在超调和反应速度方面明显优于已有的分层模糊自适应控制,验证了该方法的有效性。     

可焊型机械标准件焊接工艺研究

焊接工艺是保证焊接质量的重要措施,本文参照AWSD1.1、AWSD1.4以及ASME第Ⅸ卷的要求,对材质为A108C1018和A108C1030的机械标准件（Coupler）的焊接工艺进行研究,并通过实验对工艺进行了评定和验证。     

万钢:科技进步贡献率由50%增加到55%

正2015年从发展方面看,科技创新加速突破应用,正在推动新动能不断成长、促进传统动能改造提升。科技创新支撑产业转型升级,重大科技项目形成新产能:科技进步贡献率由50.9%增加到55.1%。新一代高速铁路技术世界领先,第三代先进压水堆国内外首堆开工建设,第四代先进核能技术高温气冷堆商业化示范进展顺利。2015年新能源汽车产销量超过37万辆,累计保有量达49.7万     

CP600压水堆核电厂严重事故现象与纵深防御

<正>压水堆核电厂严重事故是指严重性超过设计基准事故并造成核反应堆堆芯明显恶化的事故工况,可能由安全系统多重故障引起,并导致堆芯明显恶化,危及多层或所有用于防止放射性物质释放的屏障的完整性。压水堆核电厂严重事故的一般现象及其演变过程如下:1)堆芯裸露(1)堆芯裸露;(2)裸露区热量导出效率降低。2)氢气产生(1)包壳温度达到982~1204℃时,明显产生氢气,锆水反应产生热量,随着温度上升,反应速率增加;(2)包壳温度达到1427℃时,锆水反应成为自动催化反应,化学热超过衰变热成为堆芯加热主要部分。3)堆芯融化及压力容器内的重新定位(1)堆芯材料的重新定位:     

压水堆核电机组全仿真系统建模与分析

介绍了压水堆核电机组全范围领导具系统模型的建立,列举了模型中的堆芯物理模型,基苯守恒方程和热力系统流体网络的求解方法,该模型已成功地用于泰山３００ＭＷ核电机组全范围仿同。测试表明,仿真与现场测试值完全一致,模型能够正反映目标机组的特性。     

AP600冷凝实验本体承压与密封性能分析及改进

 针对威斯康辛大学AP600 冷凝实验的实验本体进行结构分析,计算其承压能力和密封性能。因通过计算发现实验本体承压性能不足,提出改进实验本体结构的设计方法。通过ANSYS 有限元计算分析了改进后的实验本体的承压性能。结果表明,改进后的实验本体,具有更好的承压能力,可满足更高的实验参数需要。