压水堆主泵及液态金属泵转子动力学研究进展

核主泵是核电站的关键设备之一,也是反应堆冷却系统的唯一旋转机械设备,其稳定运转对整个反应堆的正常工作至关重要,因此,针对核反应堆主泵开展转子动力学研究,探究主泵转子部件的模态振型、固有频率和支撑系统的刚度阻尼、液膜厚度十分必要。以国内外有关压水堆主泵及液态金属泵的转子动力学研究为重点,围绕压水堆主泵、钠冷快堆主泵、熔盐堆主泵、铅冷快堆主泵4种核主泵类型,从核主泵及其转子部件的结构特点出发,对现阶段主泵导轴承润滑性能和主泵转子结构固有频率、模态分析、临界转速等转子动力学特性的研究进展进行综述和展望,以期对有关核主泵转子动力学特性的计算分析起到一定的借鉴和指导作用。

压水堆滞流分支管热分层现象的数值模拟

在核电系统热力管道内,热分层现象较为常见,会造成应力集中并引起管道结构变形,进而带来安全隐患。滞流分支管与冷却剂主管道相连接,管内流体与一回路主管道冷却剂存在较大温差,受到湍流渗透和阀门泄漏等因素的影响,分支管内容易发生热分层现象。对滞流分支管热分层的温度变化特性和流动特性进行研究分析,为后续的实验研究和应力分析提供理论依据。建立了滞流分支管模型,在泄漏流量为0.062 kg·s^(-1)、泄漏温度为488.15 K、泄漏压力为6 MPa条件下,采用SST k-ω模型(Shear Stress Transport k-ωmodel)对滞流分支管热分层现象展开三维数值模拟研究。模拟结果表明:热分层现象容易出现在水平管段,无保温措施及大管径会加剧热分层现象,而弯管段能有效降低截面温差;滞流分支管的水平管段内存在回流现象,而大小头管段结构导致管内流场出现二次回流,回流现象不利于管道内冷热流体的混合,使热分层的影响时间更长。滞流管分支管的热分层现象与等截面管道存在明显区别。

基于机器学习的压水堆栅元均匀化环境效应修正方法研究

传统的单组件全反射边界条件无法考虑燃料组件在实际反应堆中的真实环境,真实堆芯中不同燃料组件之间的中子射流及能谱干涉等环境效应对栅元均匀化常数有较大影响。为处理栅元均匀化的环境效应,提升高保真数值计算方法的计算精度,本文基于机器学习的方法,通过对多组件模型的研究,提出了基于组件划分的Colorset全组件模型来考虑环境效应;通过对机器学习模型特征量的敏感性研究,确定了以栅元材料、位置、周围组件信息及能谱及泄漏相关信息的特征量组合,建立了基于机器学习的栅元均匀化环境效应修正方法,并在“华龙一号”堆芯问题上进行了方法验证。结果表明,对于“华龙一号”堆芯问题,该方法与传统方法相比,能有效提高反应性及栅元功率分布的计算精度。因此,本文建立的栅元均匀化环境效应修正方法能用于压水堆栅元均匀化环境效应修正,提高其计算精度。

模拟压水堆一回路环境下冷应变对321不锈钢高温电化学行为和应力腐蚀开裂行为的影响

321不锈钢是常用的压水堆结构材料之一,在成型加工和服役期间易因各种因素发生冷应变,使其性能发生改变。本文在模拟压水堆一回路水化学环境中,测量了不同冷应变量321不锈钢的电化学阻抗谱,并用热应变样品作为对比;采用慢应变速率拉伸测试了冷应变试样应力腐蚀开裂性能。使用X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDS)对样品微观特征进行了分析。XRD分析表明,冷应变使基体发生了由奥氏体到马氏体的转变,而高温抑制了这一过程。随着应变程度的增大(至20%),电荷转移电阻增大,膜电阻随马氏体含量的升高而降低。裂纹萌生实验结果表明,马氏体优先发生氧化腐蚀,保护了奥氏体基体,抑制了应力腐蚀裂纹萌生。

压水堆燃料元件腐蚀产物沉积行为试验研究进展

压水堆(PWR)燃料元件表面腐蚀产物沉积(CRUD)对系统稳定可靠运行产生诸多不利影响,因此研究压水堆燃料元件腐蚀产物沉积的关键影响因素,并针对性地开发CRUD缓解技术,对压水堆的安全和高质量发展至关重要。归纳了压水堆燃料元件表面CRUD试验研究的重要结果,总结了包壳表面CRUD对系统运行的危害,回顾了CRUD的分析表征结果,介绍了不同研究机构建立的堆外动水回路试验方法,重点分析了材料性质、热工水力特性、冷却剂化学条件及腐蚀产物特性对燃料元件表面CRUD的影响规律,调研了CRUD缓解技术及相关应用,并对后续试验研究方向提出了建议。

压水堆沉积物对包壳表面性能影响的模拟研究

随着新一代压水堆燃料循环周期的增加,堆芯中腐蚀产物沉积所带来的影响也日趋严重,沉积物引起的包壳表面温度和物质浓度变化提高了堆芯功率偏移、放射剂量增加和包壳腐蚀的风险。为预测压水堆包壳沉积物带来的风险,本文对附着沉积物的包壳表面传热、传质、流体流动、化学过程进行了多物理场模型建立和优化,计算了不同操作条件、水化学条件和沉积物结构下的包壳表面传热参数和物质传递参数,讨论了沉积物对包壳表面传热性能的影响及硼累积风险,并提出了用于预估沉积物诱导硼累积风险值的关系式。结果表明:在沉积物内发生沸腾时,考虑硼酸挥发过程能够获取更接近实际的沉积物温度分布;对于正常的压水堆条件,40μm沉积物微孔结构中的硼累积量主要源于因包壳表面局部沸腾而导致的硼酸浓缩(0.0574 g/m^(2))和沉积层对硼的吸附作用(4.61×10^(-3) g/m^(2)),孔道中的沉积硼来源于Li_(2)B_(4)O_(7),预估值为8.34×10^(-5) g/m^(2),而LiBO_(2)不发生沉积。

小型压水堆屏蔽泵的屏蔽套涡损计算方法及应用

屏蔽泵是小型压水堆一回路的核心设备,对整个反应堆的安全性与经济性有重要影响。屏蔽泵解决了轴封泵的泄漏问题,但屏蔽套使屏蔽泵的电涡流损耗更大,且热量难以带出,因此计算屏蔽套的电涡流损耗对屏蔽泵的设计和分析十分重要。常用屏蔽泵屏蔽套涡流损耗计算经验公式是基于两极千瓦级屏蔽泵提出和修正的,对于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵计算偏差较大,有必要对其开展研究。文章首先针对常用屏蔽泵电机屏蔽套的电涡流损耗开展有限元计算,与实验结果对比,验证了有限元计算方法的精确性;其次,在考虑小型压水堆屏蔽泵特殊设计结构对屏蔽套电涡流损耗影响的基础上,修正了经验公式,使其适用于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵;最后,基于修正后的经验公式提出了半有限元-经验公式结合算法的初步设计算法,应用于某小型压水堆屏蔽泵的结构设计。该方法使屏蔽电机的初步设计更加便捷。

酸性停堆温度对模拟压水堆一回路环境中304L不锈钢表面氧化膜的影响

以压水堆一回路系统构件常用材料304L不锈钢为研究对象,采用高温高压循环回路模拟现场工艺在材料表面制备氧化膜,在此基础上开展了两种温度的酸性停堆工艺试验,并对比分析了酸性停堆温度对材料表面氧化膜的形貌、元素组成和物相结构的影响。结果表明:经预处理1000 h后,304L不锈钢表面形成了双层氧化膜结构,外层氧化膜为镍铁尖晶石Ni_(x)Cr_(y)Fe_(3-x-y)O_(4),内层氧化膜为富铬尖晶石Ni_(x)Fe_(y)Cr_(3-x-y)O_(4),其厚度均小于0.1μm;经170℃酸性停堆工艺处理480 h后,304L不锈钢内外层氧化膜均发生了显著的溶解,内层氧化膜的溶解导致氧化膜与金属基体的界面模糊;经60℃酸性停堆工艺处理480 h后,304L不锈钢表面尖晶石氧化物并未发生显著溶解,表面分布少量大颗粒状尖晶石氧化物,氧化膜与金属基体的界面较为清晰。

压水堆二回路蒸汽外供工业应用的辐射防护探讨

核电机组具备提供大规模、稳定的工业蒸汽的能力。实验室测量表明,蒸汽发生器传热管无泄漏情况下,二回路蒸汽凝结水中除氚外的放射性核素的活度浓度与环境水样没有差异。本文参考饮用水标准,建议将二回路蒸汽工业应用的放射性核素管理目标值设定为3.0 Bq/kg;在蒸汽发生器排污管线上增设高灵敏度辐射监测仪,对主蒸汽管道N-16辐射监测通道进行技术改造,从而对蒸汽发生器传热管泄漏进行及时、有效及可靠的监测,与外供蒸汽管道出厂区边界的控制阀连锁,避免在运行和事故工况下放射性核素通过供汽管道排出厂区。

华龙一号持续改进与压水堆核电技术展望

在以人工智能技术应用等为代表的新一轮工业革命蓬勃发展的背景下,为实现“双碳”目标与新能源技术发展相互促进,国家制定了民用核能“积极、安全、有序”的发展策略。作为成熟可靠的核能技术,压水堆在今后相当长的阶段仍具有广阔发展前景,但也面临着诸多问题与挑战。本文通过介绍我国自主研发的第三代压水堆核电技术-华龙一号的技术特征与持续改进情况,分析了压水堆技术在安全性、经济性等方面面临的挑战,并结合人工智能技术的发展现状与在核电领域的应用实践,展望人工智能技术在压水堆技术领域的未来发展。

压水堆24P乏燃料运输容器热工安全分析研究

目的本研究对压水堆24P乏燃料运输容器开展热工分析,以确保其设计满足安全分析的要求并为其装载操作提供合理的时间窗口。方法本文采用计算流体力学软件对乏燃料运输容器在装载工况、正常运输工况和事故工况下受热情况开展三维分析,得出了不同工况下各部件的最高温度和容器内腔水的沸腾时间随衰变热功率和水池初始温度的变化,为乏燃料组件装载操作时间窗口的确定提供了依据。结果分析结果显示:采用氮气排水之后,在真空干燥约34.37h时乏燃料组件最高温度达到400℃,如因异常工况导致真空干燥无法完成,则需在该时间窗口前完成氦气回填操作,以保证组件温度在安全限值以内。在正常运输工况和事故工况下,容器主要结构部件的温度均在部件安全温度限值以内;在事故工况下,乏燃料组件温度约在事故后22 h达到最大值379.7℃,满足法规要求。结论本文的分析为后续乏燃料运输容器热工分析和装载操作提供参考。

压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究

本研究通过实验室方法探测和现场检测验证进行压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究,方法研究过程中考察样品前处理和测量方法两个维度对测量结果的影响。其中,方法研究过程分别考查样品前处理加酸种类(分别为硝酸和王水)和加酸后静置时间(分别静置1 h、4 h、24 h)对测量结果精密度、准确度和检出限的影响。综合火焰原子吸收光谱法、石墨炉原子吸收光谱法、电感耦合等离子体发射光谱法、电感耦合等离子体质谱法和离子色谱法这几种检测方法的检出限、适用测试样品性质及国内核电厂仪器资源配置,本文选择电感耦合等离子体发射光谱法作为样品检测方法,并用石墨炉原子吸收光谱法辅助验证。结果表明一回路腐蚀产物样品前处理过程采用硝酸酸化,加酸量控制在1%,加酸后24 h内完成测量,采用电感耦合等离子体发射光谱法(ICP-OES)作为样品检测方法,是一种检出限低(检出限低于1μg/kg)、精密度高(相对标准偏差值介于6.54%~14.07%)和准确度高(加标回收率在99.2%~104.4%)的测量方法。

压水堆先进装卸料机电控系统的设计与研究

装卸料机是压水堆核电站停堆换料的关键设备。电控系统决定着设备运行的安全性和可靠性,因此需要对先进装卸料机电控系统进行设计与研究。通过分析和对比二代加装卸料机电控系统的设计,新增防撞激光雷达、在线绝缘监测、双侧冗余编码器、冗余载荷二次表、纠偏优化、自动偏移、检修模式、二次确认和编码器选择等功能,大幅提高了系统综合性能。重点介绍了先进装卸料机电控系统的架构设计、可编程逻辑控制器(PLC)系统组态、PLC程序功能移植与开发、上位机画面组态和优化创新等内容,可使装卸料机设计人员、调试人员和使用人员快速了解装卸料机。该研究大幅提升了装卸料机运行的安全性和可靠性,对于全自动先进装卸料机的研发具有积极的推进作用。

压水堆核燃料棒环焊缝及堵孔点的数字射线检测

压水堆核燃料棒是核电站使用最多的一种燃料元件,需求数量逐年增加,为提高压水堆核燃料棒环焊缝及堵孔点的检测效率和质量,对其进行了数字射线检测试验。试验结果声明,其检测图片灵敏度最高可达0.25 mm,图像分辨率达D11,归一化信噪比为122,燃料棒缺陷图片与胶片试验、金相试验结果一致;该检测方法能满足燃料棒的质量评价要求。

压水堆一回路材料表面改性以提高富集硼酸冷却剂的相容性

重点讨论了通过表面改性来提高压水堆一回路材料与富集硼酸冷却剂相容性的研究进展。在核反应堆系统中,确保一回路材料与冷却剂之间的相容性是至关重要的,因为这关系系统的安全和稳定运行。通过表面改性,可以提高一回路材料的性能和耐腐蚀性,从而提高其与富集硼酸冷却剂的相容性。介绍几种常用的表面改性方法和技术,并分析其优缺点和应用前景。

压水堆核电厂燃料转运舱辐射源项治理

燃料转运舱作为核电站燃料管理当中的一个重要环节和设备容器,在乏燃料转运过程中,由于表面的腐蚀活化产物的剥离脱落,会在转运舱内产生辐射热点。而在机组大修装卸料前期或过程当中,通常需工作人员去到转运舱进行相关设备的预防性维修或缺陷处理工作,以确保大修期间装卸料工作的顺利进行。

AP系列压水堆核电厂冷态性能试验风险识别与管理

AP系列压水堆机组(如AP1000、国和一号等)相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列压水堆冷试准备及实施风险、应对措施,为后续AP系列压水堆冷试准备及实施的安全、质量和进度管理提供参考。

压水堆大修关键路径对标分析

我国核电CNP1000机组(百万千瓦、三环路)的大修关键路径标准计划工期是21.3天,实际常规大修工期为24~27天,美国压水堆优秀机组(百万千瓦、四环路)的大修关键路径基准计划工期是13.3天,实际常规大修工期是20天左右,两者之间存在较大差距。文章以CNP1000机组和美国同类型压水堆机组为例,基于大修里程碑窗口关键路径工作,分析两者存在的差异,指出了反应堆冷却剂系统降温速率、反应性控制、运行技术规范、监督试验窗口和检修项目数量等方面是以后优化的重点。

美企研发部署于地下深层的小型压水堆

【世界核新闻网站2024年8月29日报道】美国深层裂变公司(Deep Fission)近日宣布完成总额400万美元的种子轮融资。该公司成立于2023年,正在研发将部署于地下1.6千米(1英里)深、直径0.76米(30英寸)钻孔中的1.5万千瓦压水堆。该反应堆的工作压力和温度与标准压水堆相同。堆芯热量通过蒸汽发生器产生的蒸汽传递到地表,以驱动汽轮机发电。

西屋与加企将合作研究部署压水堆可行性

【美国西屋公司网站2024年6月17日报道】美国西屋公司(Westinghouse)、加拿大萨斯喀彻温省电力公司(SaskPower)和加拿大矿业能源公司(Cameco)近日签署谅解备忘录,将联合评估使用西屋压水堆技术满足萨省未来清洁能源需求的可行性。合作框架涉及研究在萨省部署西屋大型压水堆AP1000和模块化小型压水堆AP300的技术和商业路径,并评估萨省核供应链,包括燃料供应。