核燃料处理系统中专用机械结构的设计
核燃料后处理设施设计指南非密
ANSIN101.3-19791979年12月28日批准美国国家标准核燃料后处理设施主要设计准则编写指南（ANSI N101.3-1972的修订版）美国国家标准学会美国国家标准核燃料后处理设施主要设计准则编写指南美国国家标准意味着标准的范围和规定等相关的主要内容通过协商达成一致，它旨在指导帮助厂商、消费者和广大群众。
该标准的存在，不会从任何方面限值（改为阻碍）任何人（不管其是否会采用该标准）从事生产、销售、采购相关活动，或者使用不符合（改为遵守）该标准的产品、工艺和规程。
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前言（该前言不是美国国家标准—核燃料后处理设施主要设计准则编写指南N101.3-1979第一次修订版的组成部分）作为联邦法规10 CFR 50发布的部分规则和条例，对于准许运行（正在申请许可证的）的核反应堆、核（加材料）加工厂和其它设施，核管会已经为核电站发布了通用的设计准则。
核电站设计准则的一部分也适用于核燃料后处理设施的设计，已经纳入后来的标准中。
这个标准也包含了针对（改为专用于）核燃料后处理设施的设计规定：它涉及了需予以考虑的重要安全因素，也反映出核反应堆和核燃料后处理设施之间的内在差别。
核燃料后处理设施工艺系统是在压力相对较低或负压下运行的，因此，主要针对防止核临界和抵御后处理溶液腐蚀进行设计。
另一方面，反应堆主系统是在高温和高压下运行的，在相对无腐蚀的环境下使燃料元件达到临界。
在后处理厂，要把在核电厂为达到燃料和副产物释放最小化而设计的燃料元件进行解体和分离成不同组分，因此，放射性包容和大量高放废物贮存是这类工厂面对的主要问题。
核燃料后处理车间用起重机特点及设计概述
核燃料后处理车间用起重机特点及设计概述下旋转电磁挂梁起重机是一种以旋转電磁挂梁为吊具的起重机，通过固定在挂梁上的电磁铁，吸取并搬运重物。
本文在分析下旋转电磁挂梁起重机现状的基础上，给出了其特点以及组成方案，为进一步的设计奠定理论基础。
标签：起重机；特点；组成0 引言当今世界面临的最大问题之一就是能源短缺，像石油、天然气和煤炭，这些化石燃料不但是污染源，而且终将耗尽。
但是，核能源就不一样，它是一种用一点铀矿就可以生产数千兆电力的能源，铀矿是世界多数国家都拥有的一种矿物，资源比较丰富。
人类对核知识的认识已经有一个多世纪了，在此期间专家们在核领域不断的研究，发现了许多有益于人类的核能源，对其他领域也产生了重要的影响。
核能的最大用途就是生产电力，发展核电已经成为我国满足电力需求、优化能源结构、保障能源安全，促进经济持续发展的重大战略举措。
现在世界许多国家，特别是工业国家几乎都用核能发电。
世界16%的电也是通过核能保障，世界六分之一的电由核电站生产。
此外，还可以勘探地下水源，发现水坝受损或水坝渗水，淡化水，扫雷等。
在核废料搬运过程中需要使用起重机，应用于核燃料后处理车间封闭环境中的起重机，由于其使用环境比较恶劣，吊运精度要求高，普通的起重机械不能满足其工作要求，这就需要设计研究出用于该特定环境，具有特定工作性质的起重设备。
1 核燃料后处理车间用起重机特点该起重机用于吊运热室内的实验设备。
热室是一个由混凝土浇注而成的封闭空间，热室内存放有强放射性物质，同时热室内充满了硝酸气体。
由于该起重机在放射性和腐蚀性的使用环境中运行，再加上客户对该起重机的具体使用功能提出了特殊要求，所以该起重机具有以下几个显著特点：（1）整车金属结构材料采用不锈耐酸钢，非金属材料采用耐腐蚀、耐辐射材料。
（2）空间交错轴系大、小车运行丝杠传动系统。
由于热室是封闭的，客户要求大、小车运行的驱动电机必须安装在热室外面，而起重机又在热室内部工作，所以只有通过一套特别的传动系统，将驱动电机和起重机联系起来，才能实现起重机的大、小车运行功能。
核燃料组件的组成
核燃料组件的组成引言：核能作为一种清洁、高效的能源形式，广泛应用于电力生产和科学研究领域。
而核燃料组件作为核能利用的核心部分，其组成对于核能的安全性和效能具有至关重要的影响。
本文将着重介绍核燃料组件的组成，从燃料元素、包壳材料、冷却剂等方面进行详细阐述。
一、燃料元素核燃料组件的核心部分是燃料元素，它们含有可以产生核裂变或核聚变反应的核素。
目前主要使用的核燃料元素是铀（U）和钚（Pu）的同位素。
铀的同位素主要有铀-235和铀-238，其中铀-235是可裂变的核素，铀-238则用于产生钚-239。
铀和钚的同位素通过加工和浓缩后，形成核燃料元素。
二、包壳材料核燃料组件需要使用包壳材料将燃料元素包裹起来，以提供保护和支撑。
包壳材料需要具备一定的力学性能和耐高温、耐腐蚀等特性。
目前常用的核燃料包壳材料主要有铀合金、锆合金和钢等。
铀合金具有良好的热导性和机械性能，适用于高温和高压环境；锆合金具有良好的耐腐蚀性和低热中子截面，适用于轻水反应堆；钢材料具有较高的强度和耐腐蚀性，适用于快堆等特殊反应堆。
三、冷却剂核燃料组件在工作过程中会产生大量的热量，为了保证燃料元素的稳定性和延长使用寿命，需要通过冷却剂来帮助散热。
常用的核燃料组件冷却剂包括水、氦气、二氧化碳等。
水是最常见的冷却剂，其具有高热容和低成本等优势，广泛应用于轻水反应堆；氦气则广泛应用于高温气冷堆，其具有良好的热导性和化学稳定性；二氧化碳则适用于高温气冷堆和某些实验堆，具有较高的工作温度和压力。
四、反应控制装置核燃料组件中的反应控制装置用于调节和控制核裂变过程，确保反应堆的稳定和安全。
常见的反应控制装置包括控制棒和反应性降低剂等。
控制棒可以通过上下移动来调节中子流量，进而控制反应速率；反应性降低剂则通过吸收中子来降低反应堆的反应性，常用的反应性降低剂包括硼和镍等。
五、其他辅助装置除了以上主要组成部分，核燃料组件还包括一些辅助装置，用于提供支撑、密封和冷却等功能。
核能设备的结构优化与材料性能分析
核能设备的结构优化与材料性能分析核能发电已经成为全球各国整体能源结构中的重要组成部分，而核能发电技术的发展离不开核能设备的不断创新和优化。
在核能设备中，核反应堆是核能抽象体现，核反应堆材料以及其组件的性能和质量决定着反应堆的运行安全和经济性。
因此，通过结构优化和材料性能分析，我们可以有效提高核能设备的效率和安全性。
1. 核反应堆的结构优化核反应堆是核能设备中最关键的部分，核反应堆的结构形式和组件的布局直接影响反应堆的运行效率、安全和寿命。
因此，对于核反应堆的结构优化是非常必要的。
首先，制造反应堆时要合理选择材料，例如在设计反应堆容器时，需要使用耐腐蚀、抗疲劳、高温高压和辐射等特性突出的材料。
这样既可以降低反应堆的运行风险，还可以增加反应堆的使用寿命。
此外，反应堆组件的布局也需要合理安排，加强反应堆中核燃料和冷却剂的混合程度，避免冷却剂在反应堆内形成洁净区域，减少反应堆的中子损失，从而提高反应堆的效率。
此外，在反应堆中也要合理安排测量仪表，方便对反应堆性能的监测和控制。
2. 核反应堆材料的性能分析核反应堆的运行离不开材料，核反应堆的每个组件都需要使用性能突出的材料，以保证反应堆的运转效率和安全性。
因此，对于材料的性能分析具有重要的意义。
核能设备中使用的材料需要具备高放射性、耐辐照（或受热）腐蚀、高温高压和抗疲劳等一系列特性。
因此，评估核反应堆材料的性能首先需要从这些方面进行分析。
比如，在实验室中，可以通过模拟辐照实验来测试核反应堆材料的辐照损伤效应，从而预测材料的使用寿命和性能。
同时，在模拟实际工作条件下的材料性能以及预测材料寿命时，可以使用电子显微镜等成像技术来进行材料性能的表征和检测。
除此之外，核反应堆中还需要使用大量密封材料，用于保证反应堆的密封性和防止放射性物质的泄漏。
因此，核反应堆材料的密封性能也需要得到充分考虑。
在实验中，可以通过恶劣环境下的沟通渗透、压缩回弹和剥离试验等多种手段对材料密封性能进行评估和测试。
核燃料后处理厂建(构)筑物、系统和部件的分级准则(EJ T 9391995)
F 49EJ/T 939—1995核燃料后处理厂建（构）筑物、系统和部件的分级准则1995-07-05发布1995-11-01实施中国核工业总公司发布附加说明：本标准由中国核工业总公司科技局提出。
本标准由核工业第二研究设计院负责起草。
本主要起草人：李守成、易著贵、李光鸿、林懋贞、杨鑫荣。
1主题内容与适用范围本标准规定了核燃料后处理厂（简称后处理厂）建（构）筑物、系统和部件的安全分级方法以及安全分级、抗震分类、质量保证分级的准则及其设计要求。
本标准适用于后处理厂及其附属的乏燃料湿法贮存及各类放射性废物管理设施的设计、采购、制造、建造、安装、检验、调试和运行。
2引用标准GBJ 11 建筑抗震设计规范GB/T 19000 质量管理和质量保证标准——选择和使用指南GB/T 19001 质量体系——设计/开发、生产、安装和服务的质量保证模式GB/T 19002 质量体系——生产和安装的质量保证模式GB/T 19003 质量体系——最终检验和试验的质量保证模式HAF 0101 核电厂厂址选择中的地震问题HAF 0102 核电厂的地震分析及试验HAF 0201 用于沸水堆、压水堆和压力管式反应堆的安全功能和部件分级HAF 0400 核电厂质量保证安全规定EJ 313 压水堆核电厂系统部件安全等级的划分EJ 877 核燃料后处理厂安全设计准则3 术语3.1物项包括建（构）筑物、系统、部件、零件或材料的概括性术语。
3.2 运行安全地震动（简称SL1）运行安全地震动是在分析后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为2×10-3的地震动值所确定的一种地震，其加速度峰值不得小于对应于极限安全地震动的一半。
当发生这种地震时，与核安全有关的设施应能继续运行并维持其核安全功能。
3.3 极限安全地震动（简称SL2）极限安全地震动是在考虑后处理厂所在区域的地震和地质情况、分析当地地表下地层特性的基础上，按年超越概率为10-4的地震动值所确定的最大地震。
核应急柴油发电机组的设计
由于柴 油机 是 往 复 运 动设 备 ， 在 机组 运 行 时会 产 生大 量有 害振 动 。 为 了避 免 振 动 传 递 到 厂 房 ， 在 机组 和地 基 之 间安装 了减 震器 ， 用 以吸收有 害振 动 。
１ ． ４ ． ２ 机 组 扭振
柴 油机 是个 往 复式 运 动设 备 ， 要 保 证轴 系在 运 动 中安 全可 靠 ， 要 对轴 系进行扭 振 计算 ， 保 证轴 系应
ａ ｎ ｄ ｉ ｎ ｔ ｅ ｒ ｎ ａ ｌ ｉ ｎ ｆ ｌ ｕ ｅ ｎ ｃ ｅ ｔ ｈ ａ ｔ ａ ｖ ｏ ｉ ｄ ｉ ｎ ｇ ａ ｃ ｃ ｉ ｄ ｅ ｎ ｔ ｓ ｉ ｓ ａ ｋ ｅ ｙ ｌ ｉ ｎ ｋ ｉ ｎ ｓ ａ ｆ ｅ ｔ ｙ ｄ ｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ａ ｍｏ ｎ ｇ ｗｈ ｉ ｃ ｈ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｄ ｉ ｅ ｓ ｅ ｌ ｇ ｅ ｎ ｅ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ ｓ ｅ ｔ ｓ ａ ｓ ａ ｒ ｅ ｓ ｅ ｒ ｖ ｅ ｓ ｏ ｕ ｒ ｃ ｅ ｏ ｆ ｅ ｌ ｅ ｃ ｔ ｉｃ ｒ ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ ｉ ｓ ｏ ｎ ｅ ｏ ｆ ｔ ｈ ｅ ｉ ｍｐ ｏ ｔ ｒ ａ ｎ ｔ ｌ ｉ ｎ ｋ ｓ ． Ｗｈ ｅ ｎ ｎ ｕ ｃ ｌ ｅ ａ ｒ ｐ ｏ ｗ ｅ ｒ ｓ ｔ ａ ｔ ｉ ｏ ｎ ｉ ｓ ａ ｆ ｆ ｅ ｃ ｔ ｅ ｄ ｂ ｙ ｅ ｘ ｔ ｅ ｎａ ｒ ｌ ｅ ｎ ｙ ｉ ｒ ｏ ｎ —
Ｄｅ ｓ ｉ ｇ ｎ ｏ ｆ Ｎｕｃ ｌ ｅ ａ ｒ Ｄｉ ｅ ｓ ｅ ｌ Ｇｅ ｎ ｅ ｒ ａ ｔ ｏ ｒ Ｓ ｅ ｔ ｓ ｉ ｎ Ｅｍ ｅ ｒ ｇ ｅ ｎ ｃ ｙ
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百万千瓦核电转子大型开合式热处理成套设备、工艺及应用
百万千瓦核电转子大型开合式热处理成套设备、工艺及应用1. 引言1.1 概述随着核能发电的广泛应用，百万千瓦级核电站的建设日益增多。
在核电站中，转子作为一种重要的旋转设备，承载着核反应堆的部分负荷并提供动力输出。
为保证转子的安全可靠运行，对其进行适当热处理是必不可少的。
1.2 文章结构本文将详细介绍百万千瓦核电转子大型开合式热处理成套设备、工艺及应用。
文章首先对该设备的概述进行了阐述，包括设备的主要组成部分及功能，并介绍了相应的技术特点和优势。
接下来，详细介绍了针对该设备设计出来的热处理工艺流程，包括温度控制与调节技术以及时间控制与运行参数优化技术。
此外，文章还提供了几个实际应用案例进行分析，从不同角度验证了该设备在核电站中应用效果和运维经验。
最后，在结论与展望部分总结了本文的重点内容，并提出对未来发展的启示与建议。
1.3 目的本文旨在介绍百万千瓦核电转子大型开合式热处理设备的相关知识，包括设备概述、工艺流程和应用案例。
通过深入了解该设备及其技术特点，可以为核电站的运行提供参考和指导，并为未来类似设备的设计与开发提供借鉴。
此外，本文也旨在探索热处理工艺的优化方向，以提高转子材料性能和延长其使用寿命。
通过研究结论总结和对未来发展的展望，可以为相关领域的科学家、工程师和决策者提供有益启示。
2. 百万千瓦核电转子大型开合式热处理成套设备2.1 设备概述百万千瓦核电转子大型开合式热处理成套设备是用于对核电站发电机组的转子进行热处理的专用设备。
该设备主要由加热炉、温度控制系统、气体供应系统、传动装置等组成。
其结构精确设计，能够满足高效、精准的转子热处理需求。
2.2 主要组成部分及功能- 加热炉：该设备配备了高温高压加热炉，能够提供所需的高温环境用于对转子进行加热处理。
通过控制加热时间和温度，确保转子材料在特定温度下具有良好的塑性变形性能。
- 温度控制系统：该系统可以实时监测和调节加热过程中达到的温度，确保在整个过程中保持适宜的温度范围。
核电专用轮槽数控铣床动态设计和结构优化
第21卷 第4期2006年12月北京机械工业学院学报Journa l of Be ijing Institute o fM ach i neryV o.l 21N o .4D ec .2006文章编号:1008-1658(2006)04-0070-03核电专用轮槽数控铣床动态设计和结构优化刘芳,杨庆东,刘国庆,龚国庆(北京机械工业学院 机械工程系,北京100085)摘 要:针对大型专用铣床CX056串联式的结构和它运动部件质量大的特点,用有限元法分析了该机床的动态特性。
将模态分析和谐响应分析的结果作为该大型铣床动态设计和结构优化的依据,通过设计不同的结构和预置不同系列的参数,以整机固有频率的提高为目标函数,应用经验法和比较法提出了机床大件和整机的优化设计方案。
关 键 词:动态设计;专用机床;动态特性;优化中图分类号:TH 122;TG 502 文献标识码:AD yna m ic design and structure opti m ization of the nuclear electri cityNC m illi ng m ach i ne for processi ng wheel troughLI U Fang ,YANG Q i n g dong ,LI U Guo q i n g ,GONG Guo qing(Depart m en t ofM echan ical Engi n eeri ng ,Beiji ng In stit u te ofM ach i nery ,Beiji ng 100085,Ch i na)Abstract :The dyna m ic pr operties o f the large scale specialm illing m ach i n e CX056is analyzed ai m ing at its tande m structure and heavy m ov i n g parts .The data calcu lated by m odal ana l y sis and har m on ic re sponse is the support for dyna m ic desi g n and str ucture opti m izati o n o f the m illi n g m achine .B ased on ex perience and co m parative m ethod ,d ifferent structures and para m eters in seri e s are a lso g iven and the opti m ized desi g n sche m e is advanced w ith frequency as the objective function .Key words :dyna m i c design ;specia lm achi n e too;l dyna m ic property ;opti m izati o n 核电专用双轴轴向轮槽数控铣床CX056是加工核反应堆内构件的非标超大专用设备。
M310堆型核电站新燃料升降机设计与改进
M310堆型核电站新燃料升降机设计与改进中图分类号：tm623文献标识码：a 文章编号：1.前言在m310堆型核电站pmc系统设备设计中，本人承担了新燃料升降机的设计工作，虽然设计任务重、时间短，但在设计中我们并没有简单的借鉴原有设计图纸，而是在设计过程中不断消化吸收原有设计的一些理念，结合自己的设计工作，在设计过程中进行革新与提升。
现就设计过程中的一些体会作一总结。
2.新燃料升降机简述新燃料升降机是燃料操作与贮存系统（pmc系统）中的一项重要设备，安装在燃料厂房的乏燃料贮存水池靠近新燃料贮存格架的池壁上。
其主要功能为与燃料厂房辅助吊车、新燃料组件操作工具、以及乏燃料水池吊车、乏燃料组件操作工具配合，进行新燃料组件运往乏燃料贮存格架过程的操作。
2.1设备功能的必要性新燃料升降机设计的前提首先要明确设备的功能要求。
目的是将新燃料组件从新燃料贮存格架运往乏燃料组件贮存格架，由于乏燃料组件贮存格架位于乏燃料水池底部，燃料厂房辅助吊车与乏燃料水池吊车共用同一轨道，辅助吊车的工作区域只能到达乏燃料水池边处，不能在乏燃料水池上方工作，那么想利用辅助吊车与乏燃料组件操作工具直接完成这一操作是行不通的；虽然水池吊车可以使用整个轨道，可是新燃料操作工具又不能入水，那么想利用水池吊车与新燃料组件操作工具直接完成这一操作也是行不通的。
这中间必须有个过渡设备，能够接收新燃料组件，并可以进入水池，再由可在乏燃料水池中使用的乏燃料组件操作工具对新燃料组件进行操作。
为满足新燃料升降机的功能，该设备布置在乏燃料贮存水池内，并可以装载新燃料组件在水池内升降。
3.新燃料升降机的设计考虑had102/15设计和安全总原则规定，“由于核燃料含有易裂变物质以及辐照后产生的高放射性的裂变产物，在燃料和其他堆芯部件的装卸和贮存过程中提出了一些极为重要的安全问题，这就是防止意外临界、防止人员和安全设备受到高辐射剂量的照射以及防止放射性物质不可接受的释放”。
M310堆型核电站新燃料升降机设计与改进
M310堆型核电站新燃料升降机设计与改进1.前言在M310堆型核电站PMC系统设备设计中，本人承担了新燃料升降机的设计工作，虽然设计任务重、时间短，但在设计中我们并没有简单的借鉴原有设计图纸，而是在设计过程中不断消化吸收原有设计的一些理念，结合自己的设计工作，在设计过程中进行革新与提升。
现就设计过程中的一些体会作一总结。
2.新燃料升降机简述新燃料升降机是燃料操作与贮存系统（PMC系统）中的一项重要设备，安装在燃料厂房的乏燃料贮存水池靠近新燃料贮存格架的池壁上。
其主要功能为与燃料厂房辅助吊车、新燃料组件操作工具、以及乏燃料水池吊车、乏燃料组件操作工具配合，进行新燃料组件运往乏燃料贮存格架过程的操作。
2.1设备功能的必要性新燃料升降机设计的前提首先要明确设备的功能要求。
目的是将新燃料组件从新燃料贮存格架运往乏燃料组件贮存格架，由于乏燃料组件贮存格架位于乏燃料水池底部，燃料厂房辅助吊车与乏燃料水池吊车共用同一轨道，辅助吊车的工作区域只能到达乏燃料水池边处，不能在乏燃料水池上方工作，那么想利用辅助吊车与乏燃料组件操作工具直接完成这一操作是行不通的；虽然水池吊车可以使用整个轨道，可是新燃料操作工具又不能入水，那么想利用水池吊车与新燃料组件操作工具直接完成这一操作也是行不通的。
这中间必须有个过渡设备，能够接收新燃料组件，并可以进入水池，再由可在乏燃料水池中使用的乏燃料组件操作工具对新燃料组件进行操作。
为满足新燃料升降机的功能，该设备布置在乏燃料贮存水池内，并可以装载新燃料组件在水池内升降。
3.新燃料升降机的设计考虑HAD102/15设计和安全总原则规定，“由于核燃料含有易裂变物质以及辐照后产生的高放射性的裂变产物，在燃料和其他堆芯部件的装卸和贮存过程中提出了一些极为重要的安全问题，这就是防止意外临界、防止人员和安全设备受到高辐射剂量的照射以及防止放射性物质不可接受的释放”。
而装卸和贮存系统的全部设计特点均和这些问题有关。
具有自我修复功能的放射燃料分离器设计
具有自我修复功能的放射燃料分离器设计放射燃料分离器是核能发电厂中的重要设备，用于将放射性废料弃置与未来维护之间分离开来。
然而，由于放射性废料的特殊性质，如高温、高辐射等，可能导致分离器在运行过程中受到损坏。
因此，设计一个具有自我修复功能的放射燃料分离器对于提高设备的可靠性和安全性具有重要意义。
自我修复功能的设计旨在使放射燃料分离器能够在受损后自动恢复其功能，并保证设备的稳定运行。
设计一个具有自我修复功能的放射燃料分离器需要考虑以下几个关键方面：1.材料选择：在设计中，需要选择具有自愈性能的材料。
这些材料可以快速修复受损部件，并恢复到原来的形态和性能。
例如，聚合物材料中的自愈塑料可以通过自动填充裂纹或断裂来恢复其结构强度。
2.智能监测系统：为了实现自我修复功能，需要设计一个智能监测系统来检测分离器的状态和受损程度。
该系统可以通过传感器和监测器来监测温度、辐射和其他重要参数。
一旦发现设备受损，监测系统将自动触发修复过程。
3.自动修复机制：设计一个自动修复机制是实现自我修复功能的关键。
修复机制可以通过多种方式实现，例如自动填充材料、自动焊接和自动更换受损零件等。
这些机制应根据受损程度和需要修复的部件自动启动。
4.安全性考虑：在设计过程中，安全性是至关重要的。
放射燃料分离器是处理放射性废料的设备，因此必须确保自我修复功能不会产生任何有害物质的释放，并且能够安全地处理受损部件。
通过上述设计要点的综合考虑，可以得出一个具有自我修复功能的放射燃料分离器的设计方案。
该方案将材料选择、智能监测系统、自动修复机制和安全性考虑融为一体，以实现设备的自我修复功能。
首先，选择具有自愈性能的材料是设计的第一步。
聚合物材料中的自愈塑料可以作为分离器的主要材料，因为它可以自动修复受损部分的裂纹和断裂。
此外，还可以使用具有高温和高辐射抗性的陶瓷材料来增强设备的稳定性。
其次，设计一个智能监测系统来检测分离器的状态和受损程度。
该系统可以通过传感器来监测温度、辐射和其他重要参数，并将数据传输给监测器进行分析。
美国日本核电站的机械毕业设计
美国日本核电站的机械毕业设计自1951年12月美国实验增殖堆1号（EBR-1）首次利用核能发电以来，人类利用核能进行电能开发已有50年的历史。
在过去的半个世纪里，人类利用核电的能力和规模取得了快速的发展。
BP公司的《世界能源统计》表明，1965年全球的核电消费量已达257亿度，2006年达到最高点亿度，增长了108倍。
机械毕业设计2010年全球核电消费量为亿度，同比增长2.0%，占全球发电量的13.2%。
2010年核电消费量最多的是美国、法国和日本，分别占全球核电消费量的30.7%、15.5%和10.6%，这3个国家的核电消费量占全球的比重达机械毕业设计到56.8%，是全球核电利用的绝对主力，俄罗斯作为全球第4大核电利用国，2010年核电消费量占全球的6.2%。
机械毕业设计中国是核电开发的迟到者，在《世界能源统计》里，到1993年才有中国的统计数据。
中国核电开发的历史虽然不长，机械毕业设计但在今天全球新一代核电开发中却居于最重要的位置，2010年中国核电消费量为739亿度，占全球的2.7%，是全球第9大核电利用国，是全球在建核电规模最大的国家。
机械毕业设计机械毕业设计今年日本“3.11”百年难遇的特大地震引发了巨大的海啸，从而导致了日本福岛核电站发生了自1986年前苏联切尔诺贝利核事故以来全球最严重的放射性物质泄漏危机。
这两次核电事故都是7级，是核电事故的最机械毕业设计高级别，再加上1979年美国三里岛核电站发生的5级事故，人类核电利用史上已发生了3次重大事故。
日本福岛核电危机发生后，核电事故造成的巨大灾难引起了人类的深思。
在全球气候变暖，迫切需要减少化石能源消耗的大背景机械毕业设计下，到底需不需要继续大规模开发利用核电又进行了一次空前的争论。
中国作为全球核电进一步开发的中心成为这次争论的焦点。
在这样的背景下，记者采访了原机械工业部副部长、中国电工技术学会理事长、国家核电技术公司专家委员会副主任孙昌机械毕业设计基先生。
燃料组件修复装置的设计
燃料组件修复装置的设计沈秋平;陈志清;徐道平;黄国军;胡士光【摘要】核电站反应堆燃料组件修复装置包括燃料棒更换装置、燃料棒定位小车和燃料篮倾翻装置3套设备.燃料篮倾翻装置能实现待检修燃料组件翻转的功能;燃料棒更换装置在燃料棒定位小车上能进行3个方向的移动,对准工位后对单根燃料棒进行检修.【期刊名称】《核技术》【年(卷),期】2010(033)002【总页数】4页(P148-151)【关键词】燃料组件;修复;燃料棒更换装置;燃料棒定位小车;燃料篮倾翻装置【作者】沈秋平;陈志清;徐道平;黄国军;胡士光【作者单位】上海核工程研究设计院,上海,200233;上海核工程研究设计院,上海,200233;上海核工程研究设计院,上海,200233;上海核工程研究设计院,上海,200233;上海核工程研究设计院,上海,200233【正文语种】中文【中图分类】TL352反应堆使用过程中，燃料棒必然存在一定的破损率，若堆内存在金属异物时，燃料棒的破损率将更高。
因此，研制检测燃料组件修复装置，使未达到燃耗深度的破损燃料组件实施修复并继续入堆使用，可获得可观的经济效益。
但目前国内还缺乏核燃料组件修复技术和手段，为此，研制核电站反应堆燃料组件修复装置，形成自主化维修能力非常必要，也非常迫切。
1 燃料组件修复装置的设计1.1 燃料组件修复装置的工作原理燃料组件修复装置由燃料棒更换装置、燃料棒定位小车及燃料篮倾翻装置三部分组成。
燃料棒定位小车安装于03厂房燃料抓取机栏杆上。
燃料棒更换装置安置在定位小车的上平台上，在小车带动下可在X、Y、Z三个方向上进行一定距离的位移，从而到达检修工位。
燃料篮倾翻装置通过螺栓固定在水池底板的预埋板上。
对破损燃料棒进行检修时，先用长柄工具转动倾翻驱动机构的输入轴，使装有燃料组件的倾翻篮转动180º，使燃料组件的底部朝上，拆卸下盖板，通过小车在三个方向上的调整，将燃料棒更换装置定位于所需操作工位。
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２．新燃料组件的接收、检查和贮存； ３．贮存乏燃料组件和破损燃料组件； ４．把乏燃料组件装入乏燃料组件运输容器运 往后处理工厂，包括装前容器的准备、装入乏燃 料、去污和装料后运输容器的准备； ５．装卸反应堆压力容器顶盖和上、下部堆内 构件等部件。
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４．在任何情况下，燃料组件都应垂直贮存，并应有足够的 侧向支承，以免燃料组件承受过大的应力。
５．应考虑防止零部件坠落的可能性。
６．本系统水下操作机械设备的设计，应该满足下列环境条 件：
含有各种化学添加剂的含硼除盐水；特殊情况下，乏燃料水池水温允 许达到８０℃。水下运行的机械设备零部件一般应采用奥氏体不锈钢制造 ，其外形应易于去污，并且不允许使用有机材料、有机润滑脂等。
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第二节 压水堆
核电厂内核燃料组件装卸、贮存 和转运系统中的专用机械
一.装卸料机 1.装卸料机典型结构 2.装卸料机自动定位系统概述 二.新燃料升降机 三.燃料组件转运装置 四.手动操作工具
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三、实现本系统功能的主要机械设备
本系统的操作基本上在水下进行。这些水下操作工序是一 个较复杂的系统流程。目前，压水堆核电厂已初步实现机械化 流水作业线，如图９－１所示。这条流水作业线上的主要机械 设备有十多种，如燃料组件倾翻机、装卸燃料组件的容器、穿 墙运输管道、长柄截止阀、水下燃料转运装置、气动牵引车、 应急牵引车、新燃料组件升降机、乏燃料组件检测机、人桥起 重机、辅助桥式起重机及桥式起重机械手（装卸料机）等。
升降机 乏燃料水池 人桥桥吊水运 过水闸门
通道插入已竖起的倾翻机
卧倒
水下运输车
穿墙 卧倒倾翻机
竖起
机械手取出
运行精定位
装入堆芯
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五、乏燃料组件的工艺运输流程
用桥式起重机械手从反应堆内取出乏燃料组件，再转 运到乏燃料组件贮存水池的工艺运输流程与新燃料组件的 工艺运输流程基本上是相反的。但其工序要复杂一些。主 要是要对其进行多种检测。
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一、本系统的功能
１．在停堆后（冷态和卸压）装卸核燃料组件， 即为达到下述目的而进行的所有必要操作：
（１）从堆芯卸出乏燃料组件； （２）把乏燃料组件从反应堆厂房(ＲＢ)运往燃料厂房（ＦＢ）， 并放入乏燃料贮存格架中； （３）从新燃料贮存格架中吊出新燃料组件并将其运入反应堆厂房 内，并装入堆芯； （４）对重新装入堆内的燃料组件内的相关组件（如控制棒组件、 阻力塞组件）进行调整； （５）在乏燃料检查装置上对乏燃料组件进行目视检查，需要时， 把破损燃料组件送到破损燃料组件贮存小室； （６）在啜（音：chuò）吸检测装置内探测乏燃料组件是否破损；
第四章 核电厂的核燃 料装卸与搬运
机械
第四章
第一节 核燃料组件装卸、转运和贮存系统简介
第二节 压水堆核电厂内核燃料组件装卸、贮存 和转运系统中的专用机械
一、 装卸料桥式机械手
二、 新燃料升降机的结构和工作原理
三、 燃料组件转运装置、水下气动运行机 构的结构和工作原理
四、手动操作工具
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核燃料组件装卸、转运机械化流水线
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四、新燃料组件的工艺运输流程
当新燃料组件运输容器运到燃料厂房后，要用燃料厂房 的辅助桥式起重机提升到操作室，脱去新燃料组件的铠装和 容器。再提升到操作平台，将其装进新燃料检查装置进行目 测检查和控制棒组件抽插试验，检查合格的新燃料组件运到 新燃料组件贮存格架存放，或用新燃料升降机将其运到乏燃 料贮存水池中的乏燃料贮存格架中存放。燃料组件下放到水 池底部后，要再用人桥起重机在水下吊运新燃料组件（首次 装料为干操作），通过水闸门进入燃料组件转运舱内。在此 之前，燃料转运舱内的燃料倾翻机已经竖起，倾翻机内的燃 料容器亦已竖起，可以接住新燃料组件，将倾翻机卧倒，启 动水下气动牵引车，驱动水下运输车将新燃料组件穿过穿墙
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输送管道，将新燃料组件运到反应堆厂房。反应堆厂房内的 燃料倾翻机接过燃料容器，通过卷扬机，将新燃料组件竖起 在反应堆换料水池中，再用桥式起重机械手从倾翻机内把新 燃料组件取出，并精确定位，最后装入反应堆堆芯之内。
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新燃料组件的工艺运输流程
新燃料组件入厂 0m 14m脱去镗装 20m检测
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第一节 压水堆
核电厂内核燃料组件的装卸、 转运和贮存系统简介
核电厂内核燃料组件装卸、转运和贮存系统属于核辅助系统，其 主要服务对象是燃料组件，包括新燃料组件入堆前的的接收、检查、 贮存，拆卸和装封反应堆，堆芯换料以及乏燃料组件的运输、贮存和 发送等一系列工艺操作。
1.本系统的功能 2.本系统的设计准则 3.实现本系统功能的主要机械设备 4.新燃料组件的工艺运输流程 5.乏燃料组件的工艺运输流程
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乏燃料组件的工艺运输流程
机械手取出
水下运行 第一次缀漏检测棒源自组件转换放入竖起的倾翻机 卧倒
水下运输
穿墙
倾翻机 把燃料组件竖起
人桥起重机就位
抓住乏燃料组件 过大门
水下电视摄象
破者再作缀漏检测
破乏燃料入舱
不破者入格架
备用或送后处理
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二、本系统的设计准则
１．乏燃料贮存水池、反应堆换料水池等要保证转运和贮存 中的燃料组件上方有足够厚的水屏蔽层，使操作面的放射性 剂量水平不超过规定值。
２．除控制仪表设备外，所有燃料组件的装卸、运输和贮 存设备的设计需满足在各种载荷及其组合载荷作用下，产生 的应力应小于规定的值。
３．本系统的机械设备，在运行停堆地震(ＯＢＥ)或安全停 堆地震(ＳＳＥ)地震过后，经过检查和修理应仍然能恢复其功 能。在任何情况下，能够通过手动操作来完成正在进行的燃 料组件操作，并且不损伤燃料组件。