核电厂安全壳贯穿件焊缝自动超声检测系统开发

通过分析国内某核电厂贯穿件焊缝现场检查条件,阐述国内外现有管道检测装置的不适应性,本文提出了一种管道贯穿件对接全焊透环焊缝自动超声检测的技术方案,解决了该焊缝手动检查不可达的问题,实现了贯穿件管道狭窄空间内检测装置的快速安装和定位,操作简单、高效。采用开发的检测系统应用于某核电厂贯穿件焊缝在役检查,结果表明检测系统满足现场检查要求,验证了技术开发的有效性。

考虑预应力损失影响的安全壳安全性能研究

预应力损失对安全壳在内压作用下的安全性能影响不可忽略,本文通过考虑安全壳不同龄期下的预应力损失来研究安全壳在设计基准期内40年及设计基准期后60年不同内压水平作用下的安全性能。采用ABAQUS有限元软件建立了精细化安全壳三维有限元分析模型,通过非线性有限元方法分析了钢衬里屈服、预应力筋屈服、混凝土裂缝演化等性能指标。研究结果表明,考虑预应力损失后,安全壳混凝土开裂与钢衬里失效时,所能承受的内压荷载减小;安全壳在极限内压作用下的变形表现为穹顶向外膨胀以及洞口向内收缩;安全壳穹顶部分在极限内压下破坏严重;考虑预应力损失后,安全壳变形明显增大。但安全壳在设计内压(0.4 MPa)作用下仍有足够的安全裕度。

压水堆核电厂安全壳过滤排放系统卸压策略分析

压水堆核电厂可采用过滤排放的方式来应对严重事故下安全壳超压失效的风险。本文采用一体化事故分析程序,建立了压水堆(PWR)核电厂大型干式安全壳节点模型以及过滤排放通道模型,选取全厂断电(SBO)始发的严重事故序列,分别计算了无安全壳过滤排放的工况、过滤排放系统(EUF)在安全壳压力上升到安全壳设计压力0.52 MPa(a)时启动但不关闭工况下,安全壳的压力情况以及放射性物质向外释放的量。并分析EUF不同开启压力0.52 MPa(a)/0.625 MPa(a)/0.73 MPa(a),不同关闭压力0.30 MPa(a)/0.35 MPa(a)/0.40 MPa(a)对安全壳卸压的影响,分析表明:EUF系统的投入可以在避免安全壳超压失效的同时,有效减少气溶胶类放射性物质的释放;EUF关闭整定值较高时,相同时间段内开启次数相应增加,向环境的放射性释放量也较少;提高EUF的开启压力,会延迟放射性物质向环境释放的时间。

新型非能动安全壳事故缓解方案设计与分析

中国核电机组“华龙一号”采用了双层钢筋混凝土安全壳和能动与非能动相结合的安全设计理念,核电系统的安全性得到大幅度提升,但其建设成本也明显高于二代机组,影响了其经济竞争力。为进一步提高核电的安全性,并解决好安全性和经济性这一对矛盾,本研究基于华龙一号机组提出一种新型非能动安全壳事故缓解方案,在安全壳外侧设置一个多功能水池,该水池依据射流冷凝原理吸收壳内事故后产生的高温蒸汽从而起到抑压的作用,另外安全注射系统、堆腔注水系统和堆芯换料系统的水源均被集成至该水池中,这使得核电机组的系统和设备得到大量简化。通过严重事故分析程序评估了该方案应对大破口事故(LBLOCA)的性能表现。结果表明:通过合理配置多功能水池气空间容积,可以有效抑制壳内压力的上涨,相比于华龙一号,系统方案在保证安全性能不减弱的同时可以使得安全壳尺寸减小近47%,安全壳系统的总水装量减少约1 700 m^(3);多功能水池可以存储事故后壳内不凝性气体,对非能动安全壳热量导出系统(PCS)起到换热能力增强作用;堆芯能够得到充分的冷却,燃料包壳外表面峰值温度达到1 389 K,低于包壳的脆化失效温度1 477 K,反应堆堆芯的完整性得到了保证。

基于不同功率的非能动安全壳热量导出系统实验研究

“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同项目的特点,从综合性能实验需求和实验结果等方面,研究、分析“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统与“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计中的典型现象,发现降低冷却水箱水位可以提升系统的换热能力、改变冷管段阻力对系统的换热能力更敏感和冷管段隔离阀关闭方案在开启时可能会有一定的风险,从而提出后续优化研究和设计中需要重点关注的影响因素。文中结论可用于指导相关系统设计工作。

非能动安全壳冷却系统空气混合对流换热试验研究

为论证大型非能动核电厂空气导流板优化方案的可行性,搭建了安全壳冷却能力验证试验台架(COCOVET)。本文选取COCOVET空气冷却试验工况,采用粒子图像测速(PIV)手段将非能动安全壳冷却系统(PCS)环腔的空气流动可视化,通过对比试验数据和程序模拟结果,研究PCS环腔空气强迫对流和自然对流并存的混合对流换热现象,论证导流板优化方案可行性。研究结果表明:PCS环腔下降段空气到达导流板尾部区域后,大部分空气折流180°进入上升段,沿导流板向上流动,少量空气沿冷却面继续向下流动。在无导流板区域,加热面传热方式以偏自然对流类型为主,加热面热流密度沿高度方向基本不变。在有导流板区域,PCS环腔上升段存在明显的入口效应,加热面热流密度呈现迅速增加后降低的趋势。安全壳安全分析程序计算值和试验值符合良好,适用于模拟空气混合对流换热过程。研究结果验证了大型非能动核电厂导流板优化方案可行性,也丰富了空气混合对流换热研究内容。

基于摩擦摆支座的核安全壳结构隔震效果研究

核安全壳是防止核裂变产物泄漏的最后一道屏障,属于I类抗震物项,但近些年以日本福岛地震为代表性的超设计基准地震频发,故安全壳的抗震性能值得关注。基底隔震可以有效降低结构的地震响应,摩擦摆隔震支座因其优良的隔震性能已被广泛应用于桥梁、房屋建筑中,但目前尚未有核安全壳的应用实例。为此本文基于ANSYS有限元软件建立摩擦摆支座隔震和非隔震安全壳结构整体模型,通过输入相同地震动对比分析核安全壳结构的频率、位移、加速度以及剪力等指标,研究摩擦摆支座在核安全壳结构隔震中的应用可行性。分析结果表明:隔震结构基本周期相比不隔震结构显著提高,且隔震结构的层间相对位移、加速度和剪力值等指标均小于非隔震结构,进一步说明隔震支座有利于提高核安全壳的抗震性能。

氢气爆燃条件下安全壳结构完整性分析

该文主要针对氢气爆燃条件下安全性进行仿真研究,通过数值仿真获得不同工况下发生氢气爆燃时安全壳内压力场、温度场的空间分布与时间演化特征,获得氢气发生爆燃时作用于安全壳内壁及安全壳内完整、可信的压力、温度载荷数据,从而为安全壳及设备的力学响应分析提供输入参数。模拟结果表明,在安全壳内氢气爆燃爆轰所产生高温和高压的影响下,安全壳结构的最大变形为95.274 m,最大应力约为2.6E+11 Pa,远大于安全壳所用结构钢材料的屈服极限,安全壳发生塑性变形,结构遭到根本性的破坏。

核电厂安全壳氦质谱检漏方法的可行性分析

安全壳是“核”与公众之间的最后一道安全屏障,其密封性至关重要,核电厂需要定期执行安全壳密封性试验。为提高核电厂安全壳泄漏检测的精度和效率,探索一种安全壳泄漏定位检测的新方法,即通过将氦气作为示踪剂按照一定比例充压到安全壳内,利用电厂辐射监测系统(KRT)在安全壳厂房周围的分布特点,检测出从安全壳内部泄漏出来的气体量分析判断泄漏区域,并通过现场试验验证该方法的可行性及氦气用量。实践证明,氦质谱检漏方法可用于核电厂安全壳检漏工作。

安全壳涂层腐蚀大气环境监测装置的研发与试验

基于压水堆核电厂钢制安全壳的结构特点及其防护涂层的功能要求,介绍研制的一种用于钢制安全壳涂层腐蚀大气环境监测的装置,包括结构特点、技术特点等。结合调试试验,初步证明该装置实时监测并采集大气中的温湿度、电化学等环境参数数据的可行性和先进性。

安全壳C类试验阀门缺陷原因分析及处理

安全壳C类试验是整体试验的基础。某核电1、2号机组安全壳C类试验共涉及阀门400多个,单体试验中很多阀门出现泄漏率超标缺陷。就闸阀、止回阀缺陷进行原因分析及处理。

某核电厂预应力安全壳钢衬里应力应变分析

根据《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计规范》要求,考虑了混凝土中钢筋预拉伸作用,计算了核电厂反应堆厂房安全壳钢衬里在各工况(正常运行工况、设计基准事故工况、严重事故工况)的载荷组合作用下的应力应变,按照规范进行应变评定,以确保钢衬里结构设计满足规范要求。

基于贝叶斯估计的核电厂安全壳内压概率安全评估

核电厂安全壳的内压易损性评估多采用简化的对数正态分布模型,缺乏严格的理论分析。本文基于贝叶斯理论提出一种适用于核电厂安全壳的内压易损性评估方法。该方法首先建立了安全壳在内压作用下的确定需求模型,并通过添加修正项对需求模型进行修正,然后利用贝叶斯估计逐步对修正项进行筛选,从而获得准确的概率需求模型,最终通过建立安全壳极限状态方程给出易损性评估结果。在此基础上,引入内压概率模型实现了安全壳概率安全评估,并与采用传统易损性评估的概率安全评估结果进行了对比。结果表明,安全壳的总失效概率随着混凝土损伤面积比的增大而逐渐减小,采用贝叶斯估计方法获得的安全壳总失效概率均值大于传统易损性评估方法,而变异系数小于传统易损性评估方法。本文方法可为计算核电厂安全壳在内压下的概率安全评估提供更为精准和保守的结果。

反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间优化研究

为了降低反应堆安全壳整体泄漏率测量试验风险和使泄漏率测量结果更加保守和可信,基于空气稳定准则、函数曲率准则和数据分布准则,提出了一种适用于我国核电机组的安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间的优化方法。结合法国电力集团的安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间调整方法,明确了安全壳整体泄漏率测量试验结束的判定要求,并提出了增加安全壳内空气稳定判定准则和整体泄漏率测量终止判定准则的优化方法。以20组安全壳打压试验样本为例,计算了安全壳整体泄漏率测量阶段的持续时间。结果表明,共有17组样本满足优化条件,其中15组样本在16h内满足整体泄漏率测量终止判定准则,其余2组样本分别在19.25h和18.25h内满足全部的验收准则。所提出的优化方法能够缩短反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段的持续时间,其比法国的方法更为保守、可信。

飞机撞击安全壳燃油泄漏燃烧数值模拟研究

为研究飞机撞击核电厂安全壳后引发燃烧对安全壳的影响,采用Fluent模拟了航空煤油替代燃料在安全壳内部和外部的燃烧过程,分析了安全壳不同位置处的火焰温度变化情况。结果表明,在开始阶段,燃油泄漏时间比较短,燃油缓慢蒸发汽化,燃烧发展过程以扩散蔓延为主,高温区域主要分布在安全壳侧壁面和底面。随着时间推移,液面蒸发速度加快,火焰高度呈现纵向发展的态势,最后在顶部形成较为均匀的温度场。安全壳内部燃烧最高温度可以达到2229 K,外部燃烧最高温度为1308 K。此外,撞击位置越高,安全壳顶部会越早出现高温区域,而较低位置处由于液池的堆积缓慢,燃油蒸发速率低,温度上升相对较慢。区别于内部燃烧,外部燃烧火焰不会波及安全壳顶部中心位置。

非能动安全壳冷却系统DBC工况下流动传热特性研究

拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,使安全壳内温度、压力及相应的放射性释放满足限值要求。本文基于三环路压水堆开式非能动安全壳冷却系统,采用RELAP/SCDAP-SIM程序建模,开展该系统在DBC工况下的流动传热特性研究,分析影响该系统应对DBC可行性的关键因素。研究结果表明,在不改变换热器形式的情况下,为了应对DBC工况,换热器传热管数量与严重事故工况相比将增加约2.5倍,该系统在安全壳内的布置成为限制其可行性的关键因素。传热管管径和壁厚对系统自然循环能力和导热功率影响较小。系统冷热芯位差不能过高,否则无法建立有效的自然循环。蒸汽冷凝换热系数是系统导热功率的关键影响因素,有必要开展在DBC环境条件下安全壳内蒸汽冷凝换热实验,获得与真实条件更加符合的换热系数。本文研究成果为PCS应对DBC相关的系统、换热器设计及工程验证提供参考。

安全壳隔间壁面冷凝诱发的氢气分层行为研究

为了评估安全壳隔间冷壁附近的蒸汽冷凝对氢气聚集风险的影响,本研究采用数值模拟的方法对局部隔间内含氢混合气体的迁移和聚集现象开展分析。结果表明,在足够高的氢气和蒸汽浓度条件下,蒸汽冷凝会诱发近壁区的混合气体形成浮力流。当隔间内释放气体的Fr小于临界值时,高浓度的氢气会在近壁区浮力流的驱使下聚集于隔间顶部;反之,隔间内的氢气会被混合均匀。当冷凝诱发浮力流的组分浓度被满足,蒸汽冷凝会增强安全壳局部隔间内高浓度氢气聚集的稳定性,隔间内氢气分层所需的临界Fr明显高于无冷凝条件。本文研究结论可为核电站严重事故下的氢气安全行为提供理论参考。

安全壳试验泄漏率超标原因分析及查漏策略

为提高安全壳试验泄漏点定位效率,对可能导致安全壳泄漏率超标的原因进行研究,重点分析安全壳边界各类设备的泄漏特点,同时结合历史数据库统计信息,划分不同类型故障发生概率的级别。建议在安全壳试验上行阶段依次设置3个查漏窗口,根据查漏优先级与被检对象类型设置多个小组并进行查漏,节省安全壳试验期间泄漏点定位时间。

安全壳预应力环廊测量点传统沉降测量方法的替代系统

在核电站安全壳服役过程中,安全壳在外界的作用下会产生沉降。通过布置构建筑物沉降测量系统对安全壳沉降进行测量,以对传统人工测量方法进行替代。选取安全壳整体打压试验期间,安全壳预应力环廊的沉降变化值作为测量对象,通过传统人工测量方法、沉降测量系统相对照的方式,对沉降监测数据进行数值对比分析。结果表明,构建筑物沉降测量系统在监测过程中,监测的预应力环廊的高程数据随试验载荷成相关性变化,与人工测量数据趋势相同,可对传统测量方法进行替代,具有极好的应用推广价值。

基于步进算法的安全壳恒压测流系统设计

安全壳作为核电厂的第3道安全屏障,其良好的密封性是在严重事故工况下实现放射性包容的物质基础。为了规避传统压力衰减法安全壳泄漏率测量方案对压力变化具有显著的非线性特征进行回归分析时存在较大测量偏差的问题,本团队研发了恒压法泄漏率测量方案。该方案需要保持安全壳内压力基本恒定,即安全壳气体流入与流出达到动态平衡状态,壳内压力始终围绕目标压力值附件以微小幅度波动。为了实现上述安全壳恒压充气的控制目标,该文基于PLC及步进算法设计研发了恒压测流系统,并通过实验验证其功能,确定其适用于不同规格安全壳的正压、负压等应用场景,能够较好的满足恒压法泄漏率测量方案的功能要求。