第28卷第3期核科学与工程Vol.28N o.3 2008年9月Chinese Journal of N uclear Science and Engineering Sep.2008中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验
宋青1,孙磊2,杨红义1,金跃庆1,文静1,刘桂娟1
(11中国原子能科学研究院,北京102413;21中国核动力研究设计院,四川成都610041)
摘要:池式钠冷快堆的控制棒驱动机构具有细长、结构非线性和多激励点等特征,因此其抗地震性能鉴定问题一直受到世界发展快堆国家的重视。介绍了在竖井式多点激励地震台上所完成的对中国实验快堆(简称CEFR)控制棒驱动机构的抗震鉴定试验。试验结果表明,该型控制棒驱动机构的功能完好性和结构完整性满足设防地震下的规范要求。
关键词:中国实验快堆;控制棒驱动机构;抗震试验;OBE;SSE
中图分类号:T L43文献标识码:A文章编号:0258-0918(2008)03-0218-06
Seismic appraisal test of control rod drive mechanism of
China Experiment Fast Reactor
SONG Qing1,SUN Lei2,YAN G H ong-y i1,JING Yue-qing1,
WEN Jing1,LIU Gu-i juan1
(11C hina Institute of Atomic En ergy,Beijing102413,C hina;
21Nuclear Pow er Institute of Ch ina,Chengdu of Sichuan Prov.610041,Chin a)
Abstract:The structure of the control r od drive m echanism in pool type sodium-coo led fast reactor is the char acterized by lo ng,thin,and geometric nonlinearity,and the seis-m ic load is m ultiple activation.The ant-i seismic evaluation is alw ays paid gr eat attention by the countries developing the techno logy w or ldw ide.This article introduces the seis-m ic appraisal test of the co ntro l ro d drive m echanism of China Exper im ental Fast Reac-tor(CEFR)per for med on a seismic platfo rm w hich is vertical shaft style and multiple activ ation.The result o f the test show s the structur al integ rity and the function of the control rod drive mechanism could m eet the desig n requirements o f the earthquake inten-sity.
Key words:China Ex periment Fast Reactor;co ntro l rod drive mechanism;seism ic ap-praisal test;OBE;SSE
收稿日期:2008-07-28;修回日期:2008-08-27
作者简介:宋青(1973)),男,吉林人,高级工程师,从事反应堆本体设计工作
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中国实验快堆(简称CEFR)是我国建造的第一座快中子反应堆,其控制保护系统的执行部件)))控制棒驱动机构是俄罗斯专门为CE -FR 设计、制造的,经历了工程样机的设计、制造和试验验证、设计修改、正式产品制造到产品供货,全过程满足俄罗斯当时的标准规范。为了验证其是否满足我国现行的核安全法规对控制棒驱动机构的要求,又在我国进行了控制棒驱动机构的抗震鉴定试验。
1 试验目的
验证中国实验快堆控制棒驱动机构的抗震设计,检验其在设防地震载荷作用下的功能完好性和结构完整性。
2 试验对象
控制棒驱动机构的足尺寸工程样机,包括安全棒驱动机构和补偿)调节棒驱动机构各一台套,基本参数见表1。
表1 控制棒驱动机构基本参数表
Table 1 Parameters of the control rod drive mechanism
特征名称补偿)调节棒驱动机构
安全棒驱动机构运行速度补偿棒驱动机构(2?015)mm /s 调节棒驱动机构(2~30)mm /s
(1?015)mm /s
触发落棒电机断电电磁离合器断电
落棒时间215s
017
s 主轴行程
(500?20)mm
主轴位置指示器的指示精度
?3mm 运行寿期20a 寿期内快速落棒次数
不少于400次
外形尺寸最大外径<181mm ,全长11070mm 移动部件质量
总质量共86kg,包括控制棒可动体的质量6k g
总质量
约500k g
3 试验装置
该试验在中国核动力研究设计院的竖井多
点激励试验平台上进行,为了简化试验,以动力学等效为原则设计制造了小旋塞和栅板联箱的试验模拟件,真实的模拟了控制棒驱动机构的外部工作环境。试验模型总示意图见图1。311 竖井多点激励试验平台
该试验平台由抗震竖井、液压激振和控制系统、测量系统等组成。31111 抗震竖井
抗震竖井为一深15m,对边相距4m 的八角形钢筋混凝土结构。在其四个壁面上有激振器安装孔,激振器的安装位置可连续调节。可在高度15m 范围内,对结构或系统进行四点水平单向激振试验。
图1 试验模型总示意图F ig.1 Sketch of w hole test mo del
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31112 液压激振和控制系统
如图2所示,激振和控制系统由四个PG63kN 液压激振器与S59及L -CAT 控制系统组成。每台激振器的主要性能参数为:
最大激振力 63kN;
最大位移?125m m;最大速度2m/s;频率范围011~80H z 。
31113 测量系统测量系统由传感器、二次仪表和数采系统
组成(见图2)
。
图2 激振控制及测量系统示意图Fig.2 Sketch of v ibration co nt ro l
and measurement sy stem
试验中采用的加速度计为PCB 公司的W353B01型防水加速度计和KISTLER 公司8702M12型加速度计,电荷放大器为B&K 公司的BK2692;应变测量采用5@3m m 箔式应变计,动态应变仪为日本共和的MCC -16。另外,激光测振仪为德国Poly tec 公司的OFV -5000/OFV -505。试验的数据采集及处理采用比利时LM S
SADAC ó型128通道高速数采系统(A 级标准),其主要参数为:最高采样频率:200kH z (128通道并行同时采集);分辨率:16bit;动态范围:102dB 。该数据采集分析系统检定合格,满足过程仪表性能测试的要求。各测量仪表及相关设备均检定合格并且在使用有效期内。试验中将控制棒落棒位置的指示信号(由落棒控制柜提供)接到数采上,和加速度、应变和位移信号一起记录,可准确地记录落棒开始时刻和落棒时间。
312 试验模拟件
[1-2]
反应堆上,控制棒驱动机构安装在小旋塞的驱动机构支承筒上,通过6个M 10的螺栓固定在支承筒的顶端,支承筒通过螺栓连接在小旋塞本体上,小旋塞本体,吊篮和中心测量柱内有驱动机构的导向通道,在中心测量柱下部有驱动机构动导管,控制棒组件安装在栅板联箱上。
抗震鉴定试验中,控制棒驱动机构支承筒采用与实堆完全一致的结构和材料。小旋塞本体,吊篮和中心测量柱内部的通道管以及驱动机构动导管的内部尺寸与实堆完全一致,外部尺寸进行了适当的简化,材料采用国产304不锈钢,其中驱动机构动导管只模拟了其安装方式,简化了其运动功能。控制棒组件采用首次装堆的模拟控制棒组件。栅板联箱上的组件安装座只模拟了一个组件的位置,其安装尺寸与实堆一致,外部尺寸进行了简化,材料采用国产304不锈钢。
在动力模拟、质心模拟以及刚度模拟的原
则下设计了小旋塞本体以上模拟结构、小旋塞本体模拟结构、吊篮下部热屏蔽模拟结构、中心测量柱模拟结构、栅板联箱模拟结构和解耦装置等六部分。设计过程中4个激励点处的连接采用法兰形式,方便装拆调整,4个激励点的位置分别为小旋塞本体模拟结构上表面(对应实堆标高+01050m)、吊篮底部模拟结构的中部平面(对应实堆标高-31005m)、中心测量柱模拟结构下表面(对应实堆标高-61350m )和栅板联箱模拟结构的上表面(对应实堆标高-91055m)。在中心测量柱和栅板联箱模拟结
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构的设计中还考虑了盛水功能。具体结构参见图1。4 试验方法[3-4]
试验采用4点水平激励的方法进行,4个激励点同时输入给定地震载荷的位移时程,由于激励是在水平单方向上进行,按照规范要求,试验输入时程比设计地震时程放大113倍。图3,图4为激励点1的OBE 和SSE 位移时程,其余激励点的位移时程略。在试验中,由液压控制器辅助控制系统给出信号,触发落棒,保证
了落棒过程覆盖地震的强震区。
图3 激励点1的O BE 位移时程Fig.3 T he OBE .s displacement
time -histo ries of point
1
图4 激励点1的SSE 位移时程Fig.4 T he SSE .s displacement
time -histo ries of point 1
实堆上控制棒驱动机构的下部浸泡在液态
钠中,因液态钠和室温水的特性相近,在试验中,我们用室温水代替液态钠。因两台控制棒驱动机构的外形尺寸和安装边界完全相同,故其试验模拟件只做一套,两台驱动机构依次进行试验。
采用白噪声随机波激振的模态试验方法测
量控制棒驱动线主要部件的固有频率和阻尼比,以确定其动态特性。试验所用的白噪声的加速度峰值为011g,频率为012~80H z,扫描时间为120s 。
5 试验内容及结果[5
-6]511 功能试验
在运行基准地震(OBE)试验前、OBE 试验后安全停堆地震(SSE)试验前和SSE 试验后分别进行功能试验,验证控制棒驱动机构的功能完好性。主要的内容如下:
(1)电气设备线圈的绝缘电阻;
(2)控制棒驱动机构主轴的提升和下插功能测试;
(3)带控制棒的驱动机构主轴的工作行程;
(4)带控制棒的驱动机构主轴的移动速度;
(5)快速落棒的时间(分为无水和有水两种工况进行)。
在地震试验前,试验中和试验后进行了功能试验,其中电气设备线圈的绝缘电阻均大于20M 8,主轴上下移动正常,速度、行程和落棒时间符合规定,快速落棒后控制棒无反弹情况。功能试验结果表明控制棒驱动机构的功能满足设计要求。512 动态特性
采用正弦扫描的激励以及传递函数分析测量控制棒驱动线的主要部件在无水和有水情况下的固有频率和阻尼比。由于快堆控制棒驱动线由多个离散部件组成,在外载荷作用下,存在大量的接触碰撞现象,这给频率识别带来了极大的困难,经仔细分析,得到各种状态下驱动机构支承筒和控制棒组件的一阶固有频率。其中安全棒驱动机构在静水中、中间棒位驱动机构支承筒和控制棒组件的一阶固有频率分别为3123H z,312H z,阻尼比为212;在静水中、最高棒位驱动机构支承筒和控制棒组件的一阶固有频率分别为3127H z 和314H z 。
经多次试验表明驱动线的动态特性在静水中和在空气中的数值相近,且棒位对其影响有限。
221
513抗震试验
根据抗震规范[7-10]要求,需进行OBE地震载荷输入试验5次,SSE地震载荷输入试验1次。两次地震试验的间隔时间不小于10m in,以使结构响应不叠加。
51311安全棒驱动机构的试验内容
(1)安全棒驱动机构主轴位于上部工作位置,输入OBE地震载荷,不触发落棒,安全棒保持原位置,地震后一次静态落棒检验;
(2)安全棒驱动机构主轴位于上部工作位置,输入OBE地震载荷,延迟615s后触发落棒,安全棒驱动机构快速落棒;
(3)安全棒驱动机构主轴位于上部工作位置,输入OBE地震载荷,不触发落棒,安全棒保持原位置,地震后一次静态落棒检验;
(4)安全棒驱动机构主轴位于上部工作位置,输入OBE地震载荷,延迟710s后触发落棒,安全棒驱动机构快速落棒;
(5)安全棒驱动机构主轴位于上部工作位置,输入OBE地震载荷,延迟710s后触发落棒,安全棒驱动机构快速落棒;
(6)安全棒驱动机构主轴位于上部工作位置,输入SSE地震载荷,延迟510s后触发落棒,安全棒驱动机构快速落棒。
51312补偿)调节棒驱动机构的试验内容
(1)将补偿)调节棒驱动机构的主轴置于下部终端位置,以10mm/s的速度提升补偿)调节棒,当棒位显示为195mm时,输入OBE 地震载荷,延迟615s后触发落棒(此时驱动机构主轴在全行程的中间位置),补偿)调节棒快速落棒;
(2)将补偿)调节棒驱动机构的主轴置于上部终端位置,以10mm/s的速度下降补偿-调节棒,当棒位显示为325mm时,输入OBE 地震载荷,延迟615s后触发落棒(此时驱动机构主轴在全行程的中间位置),补偿)调节棒快速落棒;
(3)将补偿)调节棒驱动机构的主轴悬停在中间位置(棒位显示260mm处),输入OBE 地震载荷,地震过程中不触发落棒,补偿)调节棒保持在原位,地震后进行一次静态落棒;
(4)将补偿)调节棒驱动机构的主轴悬停在中间位置(棒位显示260m m处),输入OBE 地震载荷,延迟710s后触发落棒,补偿)调节棒驱动机构快速落棒;
(5)将补偿)调节棒驱动机构的主轴置于上部终端位置,输入OBE地震载荷,延迟710s 后触发落棒,补偿)调节棒驱动机构快速落棒;
(6)将补偿)调节棒驱动机构的主轴置于上部终端位置,输入SSE地震载荷,延迟510s 后触发落棒,补偿)调节棒驱动机构快速落棒。51313抗震试验的结果
该地震试验共进行了12次,安全棒驱动机构和补偿)调节棒驱动机构各6次,各次试验输入正确,测量设备工作正常,试验数据真实有效,试验结果见表2。
514解体检查
试验结束后,将控制棒驱动机构进行了解体检查。经查结构部件和传动部件均未见裂纹和可见变形,满足结构完整性要求。
6结论及意义
611试验结论
安全棒驱动机构在OBE地震作用中能正常落棒,其最长落棒时间为01687s;在SSE地震作用中能正常落棒,落棒时间为01624s。各种工况下控制棒无反弹情况,落棒时间满足设计要求。
补偿)调节棒驱动机构在OBE地震作用中能正常落棒,其最长落棒时间为11789s;在SSE地震作用中能正常落棒,落棒时间为11798s。各种工况下控制棒无反弹情况,落棒时间满足设计要求。
安全棒驱动机构和补偿)调节棒驱动机构在地震试验前和试验后的电气参数和运行性能基本一致,且都符合设计要求。
安全棒驱动机构和补偿)调节棒驱动机构在地震试验后的解体检查中,未见裂纹及可见变形,满足结构完整性要求。
612重要意义
本试验根据我国现行核安全法规的要求,通过合理模拟设计地震下中国实验快堆控制棒驱动线的动力行为,对中国实验快堆安全棒驱动机构和补偿)调节棒驱动机构的抗震能力进
222
表2抗震试验结果
Table2Results of seismic appraisal test
驱动机构试验
序号
触发
地震
触发
落棒
落棒
延时/s
试验结果
落棒行/
mm
落棒时间/s
示波器数采
制动情况
试验
结论
安全棒1
2
3
4
5
6
是否)540y540))保持不动合格
否))540y660163501645无反弹合格
是是615540y690163801637无反弹合格
是否)539y539))保持不动合格
否))539y810167601673无反弹合格
是是710539y840167201671无反弹合格
是是710539y840168801687无反弹合格
是是510540y810162801624无反弹合格
补偿
调节棒7
8
9
10
11
12
是是615310y3611002)无反弹合格
是是615310y350193601901无反弹合格
是否)310y310))保持不动合格
否是)310y230194801918无反弹合格
是是710310y370197201937无反弹合格
是是710550y36118111789无反弹合格
是是510550y351181211798无反弹合格
行了试验鉴定,为中国实验快堆编写最终安全分析报告提供了重要依据,为中国实验快堆的安全运行奠定了基础。
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中国实验快堆工程 ——核燃料越烧越多，核废料越烧越少 工程总投资：13.88亿元 工程期限：1995年——2010年 北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。 长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在
未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。 但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。 而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。
中国实验快堆高功率运行准备情况检查报告 检查单位名称：国家核安全局 受检单位名称：中国原子能科学研究院 检查日期：2020年1月13日至14日 一、检查依据 （一）《中华人民共和国核安全法》； （二）《中华人民共和国环境保护法》； （三）《中华人民共和国放射性污染防治法》； （四）《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》及其实施细则； （五）《中华人民共和国核材料管制条例》及其实施细则； （六）《核电厂核事故应急管理条例》及其实施细则； （七）《放射性废物安全管理条例》； （八）《核电厂质量保证安全规定》； （九）《研究堆设计安全规定》； （十）《研究堆运行安全规定》； （十一）《放射性废物安全监督管理规定》； （十二）《研究堆应急计划和准备》； （十三）国家核安全局批准的与中国实验快堆安全运行有关的相关文件。
二、检查内容 （一）堆芯自然循环未能得到验证情况下安全水平提升措施完成情况； （二）许可证条件遗留问题完成情况； （三）运行管理文件修订情况； （四）安全重要系统设备维护情况； （五）人员培训、授权及考核情况； （六）内部安全管理情况； （七）自查和整改报告落实情况。 三、检查活动 根据《关于开展中国实验快堆高功率运行准备情况检查的通知》（核电函〔2020〕02号）的相关安排，国家核安全局组织检查组（名单见附件1）于2020年1月13日至14日对中国原子能科学研究院（以下简称营运单位）中国实验快堆高功率运行准备情况进行了检查。 检查组听取了营运单位关于安全水平提升措施、许可证条件落实、运行管理文件制修订、安全重要系统设备维护、人员培训授权及考核、内部安全管理、自查和整改报告落实等方面情况的汇报，并在此基础上对中国实验快堆反应堆厂房、主控室、配电间、双电源切换箱、移动电源车等场所和设备进行了现场查勘，对部分程序、报告和记录进行了抽查，与有关技术和管理人员进行了访谈。营运单位（名单见附件2）对检查给予了积极配合，检查达到了预期目的。 四、检查情况 营运单位按照《关于开展中国实验快堆高功率运行准备情况检
(19)中华人民共和国国家知识产权局 (12)发明专利申请 (10)申请公布号 (43)申请公布日 (21)申请号 201910307438.7 (22)申请日 2019.04.17 (71)申请人 岭东核电有限公司 地址 518048 广东省深圳市福田区深南大 道2002福中三路中广核大厦17层 申请人 中广核核电运营有限公司 中国广核集团有限公司 中国广核电力股份有限公司 (72)发明人 张建平 李杰 左智成 孙士杰 张飞 魏士明 熊志亮 邱振生 (74)专利代理机构 广州华进联合专利商标代理 有限公司 44224 代理人 易长乐 何平 (51)Int.Cl. G21C 19/20(2006.01) G21C 19/36(2006.01) (54)发明名称核电站控制棒驱动机构更换方法(57)摘要本发明涉及一种核电站控制棒驱动机构更换方法，其步骤包括：去除在役控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座之间的下部Ω焊缝并形成返修坡口；测量返修坡口的尺寸；将在役控制棒驱动机构脱离于压力容器顶盖管座；根据测量的返修坡口的尺寸提供未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构，使未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构与压力容器顶盖管座螺纹连接并形成焊接坡口，焊接坡口与返修坡口的尺寸相同；以及对焊接坡口进行焊接并形成新的下部Ω焊缝。本发明能够根据测量的返修坡口尺寸确定未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸，以使未带焊缝缺陷的控制棒驱动机构的装配尺寸满足焊接的需求，提高 了设备的装配和焊接精度。权利要求书2页 说明书5页 附图5页CN 110047604 A 2019.07.23 C N 110047604 A
第28卷第3期核科学与工程Vol.28N o.3 2008年9月Chinese Journal of N uclear Science and Engineering Sep.2008中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验 宋青1,孙磊2,杨红义1,金跃庆1,文静1,刘桂娟1 (11中国原子能科学研究院,北京102413;21中国核动力研究设计院,四川成都610041) 摘要:池式钠冷快堆的控制棒驱动机构具有细长、结构非线性和多激励点等特征,因此其抗地震性能鉴定问题一直受到世界发展快堆国家的重视。介绍了在竖井式多点激励地震台上所完成的对中国实验快堆(简称CEFR)控制棒驱动机构的抗震鉴定试验。试验结果表明,该型控制棒驱动机构的功能完好性和结构完整性满足设防地震下的规范要求。 关键词:中国实验快堆;控制棒驱动机构;抗震试验;OBE;SSE 中图分类号:T L43文献标识码:A文章编号:0258-0918(2008)03-0218-06 Seismic appraisal test of control rod drive mechanism of China Experiment Fast Reactor SONG Qing1,SUN Lei2,YAN G H ong-y i1,JING Yue-qing1, WEN Jing1,LIU Gu-i juan1 (11C hina Institute of Atomic En ergy,Beijing102413,C hina; 21Nuclear Pow er Institute of Ch ina,Chengdu of Sichuan Prov.610041,Chin a) Abstract:The structure of the control r od drive m echanism in pool type sodium-coo led fast reactor is the char acterized by lo ng,thin,and geometric nonlinearity,and the seis-m ic load is m ultiple activation.The ant-i seismic evaluation is alw ays paid gr eat attention by the countries developing the techno logy w or ldw ide.This article introduces the seis-m ic appraisal test of the co ntro l ro d drive m echanism of China Exper im ental Fast Reac-tor(CEFR)per for med on a seismic platfo rm w hich is vertical shaft style and multiple activ ation.The result o f the test show s the structur al integ rity and the function of the control rod drive mechanism could m eet the desig n requirements o f the earthquake inten-sity. Key words:China Ex periment Fast Reactor;co ntro l rod drive mechanism;seism ic ap-praisal test;OBE;SSE 收稿日期:2008-07-28;修回日期:2008-08-27 作者简介:宋青(1973)),男,吉林人,高级工程师,从事反应堆本体设计工作 218
中国实验快堆反应堆容器超压保护系统 前言 快堆是快中子增殖堆的简称。快中子反应堆研究起步很早，1946年美国第一座快中子反应堆Clementine达到临界，1951年12月美国又建成了世界第一座生产电力的核电站EBR—1，它验证了快中子反应堆增殖的概念，让人们看到了了核能能够作为长期、可靠的新能源的美好前景。1963年和1980年美国又分别建成了功率较大的EBR—2和FFTF快中子试验反应堆。法国的凤凰（PHENIX）原型堆和超凤凰（SUPERPHENIX）示范堆分别于1973年1983年达到了临界，俄罗斯的BN—600原型快中子反应堆于1980年达到了临界，英国和日本也先后建成了原型快中子反应堆PFR和MONJU。现在世界已经建成的或计划的约40座快中子反应堆，目前正向着商用快中子反应堆迈进。 中国实验快堆是我国第一座快堆，其热功率为65MW，电功率20MW采用钠-钠-水三回路设计，一回路为一体化池式结构；堆芯入口温度360℃，出口温度530℃，蒸汽温度480℃，压力14MPa；事故余热排出系统采用直接冷却主容器内钠的非能动系统；中国实验快堆于1992年3月获国务院批准立项，2000年5月开工建设。2011年7月21日10点成功实现并网发电。 中国实验快堆（CEFR）是快中子增殖堆的简称，是第4代核能系统的优选堆型，快堆可将天然铀资源的利用率从压水堆的1%提高到60-70%，可充分有效利用我国铀资源，对我国核电持续稳定发展具有重大战略意义。快堆还可以嬗变压水堆产生的长寿命废弃物，使得核能对环境更加友好。我国第一个由快中子引起核裂变反应的中国实验快堆，21日10时成功实现并网发电。标志着国家“863计划”重大项目目标的全面实现，列入国家中长期科技发展规划前沿技术的快堆技术取得重大突破。这也标志着我国在占领核能技术制高点，建立可持续发展的先进核能系统上跨出了重要的一步。 在此报告中主要讲述实验快堆反应堆容器超压保护系统 实验快堆反应堆容器超压保护系统 一，功能
中国实验快堆工程〈2009-04-21〉 工程总投资：13.88亿元 工程期限：1995年——2010年北京房山区中国原子能科学研究院内建设的中国第一座钠冷池式快中子增殖反应堆。 长久以来，核电一直被认为是人类在和平利用核能方面的伟大创举，目前全世界已有核电站400多座，占全世界发电总量的17％。核电凭借其安全、高效、清洁的诸多特性，开始为越来越多的国家重视。美国和欧洲许多国家经历了20世纪80年代初到90年代末的反核浪潮之后，又开始大力发展核电，可以预见在未来的20年内，世界范围内将掀起新一轮发展核电的热潮。亚洲则以中国庞大的核电建设计划震撼世界，按照规划中国将在2020年前新建58座百万千瓦核电机组，这相当于目前日本核电机组的总数。 但是大规模的核电建设计划，对于日益枯竭的铀矿资源而言，是个矛盾日深的关系。其关键症结在于目前国际上使用的压水堆核电站存在核燃料利用率低的问题，铀矿资源中只有占蕴藏量0.66%的铀－235能够在提纯处理后作为核电
站燃料，而其余占天然铀99.2％以上的铀—238则只能做核废料处理。预计到2030年，世界上易开采的低成本铀资源的80%都将被消耗掉。而那时，正是我国核电事业大发展时期，核电站可能出现无米下锅的尴尬局面。 而快中子增殖反应堆则完全能够解决这一问题，它可以将带有放射性的铀—238从核废料变成核燃料，使铀矿资源利用率从1%提高到70%以上。一举解决铀矿资源枯竭，核材料利用率低，和核废料难以处理等三大棘手问题。因此开发快中子增殖反应堆，对于充分利用我国铀资源、持续稳定地发展核电、解决后续能源供应等问题具有重大的战略意义。 中国实验快堆工程 中国实验快堆工程(CEFR)属于“863计划”国家重点实验性核反应堆工程，是我国第一座钠冷池式快中子反应堆。工程选址位于北京房山区中国原子能科学研究院内，这一实验快堆由科技部、国防科工委及核工业集团公司出资兴建，总投资达13.88亿元人民币，中国原子能科学研究院负责建设管理和建成后的运行。是国家863计划中投资最大的专案之一。 工程总建筑面积43500平方米，包括核岛厂房，核岛专
一第49卷第11期 原子能科学技术Vol.49,No.11一2015年11月Atomic Ener gy Science and Technolo gy Nov.2015 中国实验快堆辐照容器组件流致振动实验 翟伟明,周一平,程道喜,苏喜平,齐晓光,杨一兵 (中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所,北京一102413)摘要:在水力实验台架上利用DASP -V10振动测量系统对中国实验快堆结构材料辐照容器组件进行流致振动实验三通过实验,得到组件前5阶固有振动特性(固有频率二振型)及额定流量工况(0.6m 3/h )和120%额定流量工况下组件的振动响应及动态应变响应三实验以固有振动特性测量结果来指导开展组 件在运行工况下的流致振动实验,并根据得到的流致振动结果结合组件固有振动特性从振动力学原理上阐述了辐照容器组件共振现象的产生及其对组件运行的影响三 关键词:中国实验快堆;组件;固有频率;流致振动 中图分类号:TL33一一一文献标志码:A一一一文章编号:1000-6931(2015)11-1997-07收稿日期:2015-05-27;修回日期:2015-07-07作者简介:翟伟明(1984 ),男,江苏泗阳人,助理研究员,硕士,从事反应堆热工水力研究doi :10.7538/y zk.2015.49.11.1997Flow -induced Vibration Test on Radiation Vessel Assembl y of China Ex p erimental Fast Reactor ZHAI Wei -min g ,ZHOU Pin g ,CHENG Dao -xi ,SU Xi -p in g ,QI Xiao -g uan g ,YANG Bin g (China Institute o f Atomic Ener g y ,P .O .Box 275-59,Bei j in g 102413,China )Abstract :一Res p onses of the radiation vessel assembl y of China Ex p erimental Fast Reac -tor to flow -induced vibration were measured b y DASP -V10vibration s y stem in a ther -mal -h y draulic test facilit y .The first five intrinsic fre q uencies and mode sha p es of assem -bl y were obtained b y the test.Vibration and d y namic strains res p onses were obtained durin g the d y namic tests which were o p erated in the rated flow of 0.6m 3/h and 120%of the rated flow.The flow -induced vibration test was o p erated to follow the results of the test measurements for intrinsic vibration characteristics.Results of the two tests g ive the reason wh y the resonance vibration occurrs and ex p lain its effect to the assembl y based on vibration mechanics.Ke y words :China Ex p erimental Fast Reactor ;assembl y ;intrinsic fre q uenc y ;flow -induced vibration 一一结构材料辐照容器组件用于各种样品在堆 内的辐照实验,其在运行过程中的结构完整性 是堆内辐照实验的基本保障三入堆后堆内冷却 剂流动很可能导致相邻组件间的相互碰撞,同 时由于冷却剂的持续冲击,组件也可能产生周期性的受迫振动,这两种情况均会导致组件的破坏,威胁堆芯安全进而影响到反应堆的正常运行三因此,组件的固有振动特性测量及组件
压水堆核电站主要设备及原理 压水堆核电站主要设备典型压水反应堆的核心是一个圆柱形高压反应容器。容器内设有实现核裂变反应堆的堆芯和堆芯支承结构，顶部装有控制裂变反应的控制棒驱动机构，随时调节和控制堆芯中控制棒的插入深度。
堆芯是原子核反应堆的心脏，链式裂变反应就在这里进行。它由核燃料组件、控制棒组件和既作中子慢化剂又作为冷却剂的水组成。 堆内铀-235核裂变时释放出来的核能迅速转化为热量，热量通过热传导传递到燃料棒表面，然后，通过对流放热，将热量传递给快速流动的冷却水（冷却剂），使水温升高，从而由冷却水将热量带出反应堆，再通过一套动力回路将热能转变为电能。
压水堆核电站原理：由反应堆释放的核能通过一套动力装置将核能转变为蒸汽的动能，进而转变为电能。该动力装置由一回路系统，二回路系统及其他辅助系统和设备组成。 原子核反应堆内产生的核能，使堆芯发热，高温高压的冷却水在主冷却泵驱动下，流进反应堆堆芯，冷却水温度升高，将堆芯的热量带至蒸汽发生器。蒸汽发生器一次侧再把热量传递给管子外面的二回路循环系统的给水，使给水加热变成高压蒸汽，放热后的一次侧冷却水又重新流回堆芯。这样不断地循环往复，构成一个密闭的循环回路。 一回路系统主要设备除反应堆外，还有蒸汽发生器、冷却剂主泵机组、稳压器及主管道等。 一回路示意图
稳压器结构图
冷却剂主泵结构图 二回路中蒸汽发生器的给水吸收了一回路传来的热量变成高压蒸汽，然后推动汽轮机，带动发电机发电。做功后的乏汽在冷凝器内冷却而凝结成水，再由给水泵送至加热器，加热后重新返回蒸汽发生器，再变成高压蒸汽推动汽轮发电机作功发电。这样构成第二个密闭循环回路。 二回路系统由蒸汽发生器二次侧、汽轮机、发电机、冷凝器、凝 结水泵、给水泵、给水加热器和中间汽水分离再热器等设备组成。