控制棒驱动机构动态提升特性研究 (1)
【CN110047604A】核电站控制棒驱动机构更换方法【专利】
(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
中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验
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
我国压水堆核电站主要设备及原理
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。