先导式安全阀整定压力预测方法研究

以自主研制的先导式安全阀为研究对象,针对先导阀的感压控制结构,开展整定压力预测方法研究。根据动作功能和结构原理分析,提出了一种测量整定预紧力的方式,并研制了专用传感器。对样机进行适应性改造和传感器安装后,开展相关冷态实验研究。结果表明,关键力值的监测数据可用于安全阀整定压力的预测,但还需进一步考虑温度等运行参数和阀门结构设计参数的影响,优化预测算法。

核级电磁阀在稳压器安全阀中的应用分析研究

电磁阀在国内核电站应用越加广泛,在稳压器安全阀中的作用越加突出,属于核安全关键设备,须保证核反应堆系统的可靠运行。为充分发挥核级电磁阀的作用和优点,针对性地开展电磁阀的设计,合理配置选用电磁阀,本研究从目前国内核电厂稳压器安全阀用电磁阀的应用现状、应用原理进行分析,阐述了各种核级电磁阀的配置方案、结构功能及性能特点,比较分析了单列电磁阀、双联电磁阀、双稳态电磁阀的应用场景和工作原理,针对各种核反应堆的设计理念,给出了核级电磁阀不同的应用建议。

内螺旋管金属氢化物反应器吸氢过程数值分析及优化

针对金属氢化物反应器传热性能较差的问题,采用田口方法对内置螺旋换热管的氢化物反应器进行了优化研究。建立金属氢化物反应器的3维多物理场耦合模型并采用COMSOL Multiphysics V4.4软件来求解。采用田口方法安排出具有代表性的螺旋结构参数组合,通过反应器模型计算得到各个组合的性能。结果表明:螺旋管的换热系数和换热面积都较大,因此内置螺旋管的氢化物反应器的性能较理想;随着螺旋数N和螺旋管直径do的增加,反应器的单位重量蓄热功率GHSR大大提高,而螺旋线直径D对反应器性能影响很小;最优的螺旋管参数组合为:D=32 mm、N=6和do=8 mm,相应的GHSR达到62.90 W/kg。

金属氢化物反应器的传热性能与反应特性分析

建立内置螺旋换热管的金属氢化物反应器的3维数学模型,其特点是耦合了螺旋管内载热流体温度变化对反应过程的影响。根据所建模型并采用多物理场软件对反应器传热及反应过程进行数值模拟,分析了不同操作参数下反应器的传热性能与吸氢反应特性。结果表明:吸氢反应过程可划分为3个阶段,第1阶段主要受氢气压力影响,第3阶段主要受传热过程控制,其间为过渡段;氢气压力的减小能降低反应速率和床层平均温度,当其低至0.6 MPa时,反应速率显著降低;载热流体温度的升高使传热温差减小,从而导致反应速率降低,当其高至323 K时,反应已不能彻底进行;床层中,靠近螺旋管壁处温度较低,反应更为充分,但远离管壁的区域换热性能较差,反应较缓慢,由此指出了换热结构的改进方向。

核级安全阀热态试验技术综述

核级安全阀是压水堆核电厂一回路系统的超压保护装置,需要进行严格的热态鉴定试验考验,安全阀热态试验的能力和技术水平是制约该产品能否开发成功的关键因素之一。针对安全阀热态试验技术,介绍了安全阀热态试验测量参数要求,讨论了安全阀热态试验主要内容,比较了国内外安全阀热态试验装置能力,对核级安全阀的国产化研制具有借鉴和参考意义。

安全阀整定用碟形弹簧优化改进

介绍了碟形弹簧元件及其特性,分析了安全阀整定用碟形弹簧特性曲线的影响因素,提出了安全阀整定用碟形弹簧的优化改进措施,达到了提高安全阀整定用碟形弹簧特性曲线精度及稳定性的目的,进而能够提高安全阀的整定精度。

核级安全阀鉴定试验方法探讨

核级安全阀是核电厂反应堆一回路稳压器及其他压力系统的超压保护装置,是维持反应堆安全稳定运行的重要屏障。有效、准确、充分地开展鉴定试验可以对核级安全阀的各考核性指标进行准确评价。本文基于ASME QME-1规范,结合相关鉴定技术要求和标准,参考国内外稳压器安全阀的鉴定案例,分析了各项鉴定内容的目的,讨论了相关鉴定试验方法的区别并提出建议。本文研究成果对国内开展核级安全阀鉴定试验具有一定的指导意义。

1E级阀门位置指示器抗震鉴定

按照相关规范的要求,采用试验法对1E级阀门位置指示器开展了核级抗震鉴定。基于地震输入运动、安装条件、运行条件以及功能验证要求,制定了抗震鉴定方法,并最终通过了抗震鉴定。验证了1E级阀门位置指示器在地震中及地震后预定的安全功能。

内置双螺旋结构换热管金属氢化物反应器的传热性能

针对金属氢化物反应器传热性能较差的问题,提出了更紧凑高效的单进–出口的双螺旋结构换热管。建立了内置螺旋管的金属氢化物反应器的3维数学模型,并采用COMSOL Multiphysics 5.2a软件进行求解。首先,通过热阻分析发现,在不同换热流体入口平均流速(0.5~3.0 m/s)下,导程为15 mm的单螺旋换热管管内对流传热热阻占总热阻的百分比为8.5%~45.2%,这表明管内对流传热热阻对反应器的传热性能有很大影响。然后,研究了换热流体入口平均流速对反应器传热性能的影响,确定了模拟中换热流体入口平均流速的范围,对比分析了单、双螺旋结构对反应器性能的影响。结果表明:当换热流体入口平均流速大于0.5 m/s时,能达到较好的换热效果,换热流体的平均真实温升趋于稳定。减小螺旋导程可以明显提高换热流体的平均真实温升及反应器的传热和输出性能。对于导程为60 mm的单、双螺旋结构管,床层平均温度降至300 K所用时间分别为7000 s和3000 s。导程为30 mm的双螺旋结构管的单位重量输出㶲功率比导程为15 mm的单螺旋结构管更高,可见双螺旋结构管反应器的传热和输出性能均优于单螺旋结构管反应器。双螺旋结构管具有更大的换热面积,在反应器床层内的位置分布更加均匀,从而提升了反应器的传热和输出性能。

核级连续式阀位指示器国产化研制

基于核级连续式阀位指示器的测量原理和功能需求,采用模块化设计、仿真分析和验证试验等方法,研制了满足使用需求的连续式阀位指示器。试验验证结果表明,本文所述的核级连续式阀位指示器完全可应用于核电厂重要阀门的阀位测量。

系统背压对稳压器安全阀性能的影响

分析了稳压器先导式安全阀系统背压波动情况是否会对安全阀启闭精度、排量以及密封性等性能产生影响。通过分析计算结果显示,系统背压在规定范围内波动时,对安全阀的性能影响较小。但是应注意合理控制先导阀瓣有效密封面积和波纹管有效密封面积的比值,有利于进一步减小系统背压对安全阀性能的影响。

安全阀不同流体泄放面积的计算方法

安全阀作为超压保护的最后防线,合理的流道设计对工厂、核电站的安全运行起着至关重要的作用。本文详细介绍了在不同相态、流动工况下国内外标准推荐的泄放面积计算方法,对比了不同标准计算方法的异同,为正确计算喉径大小提供了参考依据。通过案例具体分析了各方法的特点及注意事项,发现安全阀所需的泄放面积随气相占比的增大而增加。针对单相流工况,国内标准和国外标准推荐的计算方法相同;针对多相流工况,国内标准忽略热力学过程,适用于液-液两相流工况,国外标准考虑了相间传热与传质,适用于液-液、气-液两相流工况,适用范围更广。