CPR1000机组中压安注箱的压力范围问题及改进研究

CPR1000机组中压安注箱的设计目的在于在失水事故期间在氮气压力的作用下短时间内淹没堆芯,从而避免燃料熔化和堆芯损坏。中压安注箱的氮气压力是失水事故分析的关键安全参数。目前,CPR1000机组在实际运行中关于中压安注箱的压力控制范围未考虑仪表测量不确定度(0.6 bar),存在中压安注箱的实际压力控制范围超出安全分析假设的潜在风险,可能影响中压安注箱的安全功能。本文基于对上述问题的安全分析和外部调研,提出了针对核电厂执照文件、运行程序及报警设置等方面的改进建议,旨在保障机组的安全运行,分析认为这些改进是可行的。

先进安注箱热工水力特性研究

为了研究先进安注箱的热工水力特性,建立了其数学模型,包括基本守恒方程、传热模型、传质模型和阻尼器模型。开发了先进安注箱计算模块,并将其嵌入到RELAP5/MOD3.3程序中。通过与CFD模拟结果的比较分析,验证了文中模型和求解方法的合理性。针对某先进安注箱,研究了其热工水力特性,并开展了参数敏感性分析,结果表明:各参数的变化趋势合理,先进安注箱能实现从大流量到小流量段的过渡;小流量阶段的出口质量流量随阻尼器直径的增大而减小;整个阶段的出口质量流量随大流量水体积与氮气体积比的增大而减小;当立管形阻系数在一定的变化范围内时,大流量阶段的出口质量流量随立管形阻系数的减小而增大。该研究将为我国先进安注箱的设计和实验研究提供理论依据。

AP1000小破口事故下非能动氮气安注箱的瞬态特性研究

根据AP1000非能动氮气安全注入水箱的结构和工作原理建立了热工水力模型并开发了计算分析程序TACAP。利用TACAP计算得到了AP1000非能动氮气安全注入水箱在两种小破口失水事故(包括25.4cm等效直径冷管破口和5.08cm等效直径冷管破口)下的瞬态特性,得到了箱内水位及注入流量等关键参数的瞬态变化。计算结果表明:安注箱在小破口失水事故后能提供高效的安全注入,对一回路快速地进行冷却和降压,有效地缓解事故后果。TACAP计算结果与西屋公司NOTRUMP程序计算结果基本一致,表明了TACAP程序的适用性和正确性。

600MW压水堆安注箱设计研究

本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。

核电站中压安注箱不锈钢衬里焊接层缺陷分析

某核电站中压安注箱内壁不锈钢衬里的部分焊缝周围存在一些裂纹,经检查发现,裂纹主要位于堆焊层与不锈钢衬里的搭接部位及附近,裂纹的形貌呈撕裂状,同时裂纹附近基体轧制纤维组织有变形硬化。推测安注箱出现裂纹的原因是应力造成的机械开裂。分析认为,打压试验的内压和焊接残余应力是安注箱的主要应力来源。

核电站安注箱用复合板基板SA533BCl.1的研制

根据核电站安注箱复合板设计规范要求,太钢自主研发出调质型安注箱用复合板基板SA533BCl.1。钢板具有性能一致性好、厚度方向性能差异较小的特点,其中钢板头部和尾部、表层和心部强度波动均在25 MPa以内,冲击功在200 J以上。各项性能指标完全满足安注箱复合板基板设计要求。

高温高压考验回路高压安注箱应力分析

高压安注箱是高温高压水考验回路的关键设备之一,其是用于保存去离子水并在压力降到阈值时将去离子水提供给考验装置。文中介绍了高压安注箱的结构、材料及各种材料的化学成分,详细描述了高压安注箱的应力评定准则、计算模型与边界条件,对箱体在设计工况、正常工况、紧急工况和试验工况下进行了应力分析和评定。通过计算分析,高压安注箱在满足相关技术文件及标准时,在上述四种工况下力学性能符合RCC-M的要求。

非能动安注箱的设计与分析

介绍了非能动安注箱的设计与实验,并用CATHENA程序分析其特性:注入流量的峰值,高注入流量的持续时间,最低注入流量等。计算结果表明非能动安注箱设计满足主要的性能要求,CATHENA程序计算结果与实验数据基本一致,可用于概念设计与事故分析。

基于ANSYS的AP1000安注箱壳体强度可靠性分析

基于ANSYS有限元方法,选用AP1000安注箱球壳截面的参数化模型,考虑载荷为内压的情况下,以服从正态分布的球壳壁厚和材料许用应力为输入变量,对其进行可靠性分析与评定。安注箱壳体强度的可靠度为100%,它是以完工的AP1000安注箱可靠性参数实测值经统计处理作为输入数据并通过有限元计算得出的结果,对安注箱的研究与工程设计具有一定参考价值。

安注箱用不锈钢复合钢板成形工艺模拟及评价

通过有限元模拟对复合钢板的冷/热成形过程进行数值计算,获取其在生产制造过程中所需要满足的剪切强度要求,并研究不同的成形工艺对复合钢板剪切性能的影响。研究发现,成形时的热处理是造成复合钢板剪应力变化的关键因素。无论采用何种成形工艺(冷成形或热成形),复合钢板(爆炸复合钢板和轧制复合钢板)的实际剪切强度性能均能够满足安注箱的制造需求。

三代非能动AP1000安注箱设计特点概述

从设计参数、结构型式、材料选择等方面介绍AP1000核岛主设备安注箱的主要设计特点,对安注箱的研究与工程设计具有一定的参考价值。高剪切强度不锈钢复合钢板是AP1000安注箱的特选材料,在核电厂核岛主设备上属首次应用,有必要开展专项科研进一步研究其性能特点。

基于Newton-Raphson算法的COSINE热工水力程序安注箱模块研发

COSINE软件包是国家核电技术有限公司北京软件技术中心自主研发的堆芯设计和安全分析一体化软件包,安注箱是该软件包用于压水堆核电厂主回路分析的重要设备。本文介绍了基于Newton-Raphson算法建立的安注箱模型,该模型采用半隐式离散方法,程序的四个守恒方程采用有限体积法,其方程分别为:不凝气体质量守恒方程,液相质量守恒方程、气相动量守恒方程以及气相能量守恒方程。守恒方程考虑惯性力,壁面摩擦,局部阻力损失以及重力等因素影响。利用COSINE安注箱模型和参考程序RELAP5计算结果对比,两者计算结果误差较小,吻合较好;结果表明:COSINE安注箱模型能正确模拟安注箱,个别情况下COSINE安注箱模块更具稳定性和收敛性。

核电主设备安注箱的错边量控制

在核电设备安注箱的制造过程中,安注箱主环缝的对接装配是关键工序。核电安注箱为球形设备,需进行球冠与中间筒体的对接。分析了球冠与中间筒体对接时产生错边量的原因,通过采取措施,控制了球爿压制和装配时产生的形位误差,有效减少了球冠对接时的错边量,并使之符合相关核电制造标准的要求。

AP1000安注箱的质量控制和检验

首台国产核电安注箱设备的设计和制造无先期经验和现存资料,存在较多不确定的质量控制因素。为了确保安注箱的制造和验收符合标准要求,根据制造过程对质量控制流程进行了策划,确定质量控制要点。结合生产实践,提出了压制、装配、焊接和水压试验作为关键控制点。通过对整个制造过程有效的质量控制和检验,达到了核电产品的质量要求,为类似产品的质量管理提供借鉴。

先进安注箱试验研究

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。

复合钢板在AP1000安注箱制造中的应用

介绍了AP1000安注箱复合钢板的制造工艺以及产品热成型生产检验结果,通过对钢板性能和热成型的分析,说明有充分的性能试验验证,并在热成形过程中选择适宜的成形工艺以及恢复性能热处理工艺,能保证复合板的性能和质量。该复合板可被用于核电站的关键设备。

新型不锈钢复合板在三代核电安注箱中的应用

安注箱是非能动安全注射系统中的重要设备,介绍了其在AP1000非能动系统中的功能及其壳体材料的选用及制造。

华龙一号安注箱注入特性优化研究

安注箱主要用于在核电站发生大中破口事故时快速向一回路注入含硼水,安注箱的有效注入流量和持续注入时间对于缓解事故后果有重要影响。本文基于华龙一号安注箱在一回路破口事故工况下的注入特性,通过FLOWMASTER建立计算模型,对安注箱下游直接注入管线阻力特性、安注箱容积和安注箱初始蓄压进行敏感性分析,在满足安全分析要求的基础上,为进一步优化安注箱的设计提供依据。计算分析表明,合理选取直接注入管线的管径和管线布置参数、优化安注箱初始蓄压能进一步提升安注箱的安全性能,进一步减小安注箱容积,节省反应堆厂房空间。

安注箱在试验工况下的应力计算和应力评定

基于CPR1000安注箱的结构和材料,对其结构和材料进行了改进设计。通过将容器、裙座和水按照它们各自的材料特性进行建模和分网,将容器和水通过接触算法粘结在一起,通过接触算法把容器和裙座接触在一起。通过施加试验工况下的各种载荷于安注箱,进行安注箱在试验工况下的三维有限元分析和应力计算及其应力评定,以便初步验证改进设计的合理性,为开发新型安注箱提供设计和改进的理论依据,也为其他核岛主设备的三维实体应力计算和应力评定提供参考和借鉴。

非能动安注箱用于我国新建CPR1000核电站初步可行性分析

分析了我国早年与日本三菱重工联合开发的非能动安注箱运用于新建CPR1000压水堆核电站的适应性。初步分析了在设计、设备制造与供货、安装、役前试验等方面的技术环节的可行性。分析认为此运用提高了新建CPR1000核电站的安全性,技术上可靠并且可行,而由此产生的附加影响可以通过加强接口沟通得以解决。