压水堆核电厂大修换料时间优化研究

核电厂能力因子是国际公认的核电厂运营效率衡量指标,其定义为一个固定时期内(通常为一年),发电机组的可用发电量与额定发电量的比值,即核电机组能力因子等于机组额定发电量减去电量损失之差除以机组额定发电量。其中,换料大修工期是影响电量损失的重要因素。根据国际原子能机构(IAEA)的数据,最近10年世界各类型核电机组的能力因子几乎都在85%左右。核电厂发电创造的社会价值及经济价值的多少与其能力因子直接相关,而能力因子与一年的净发电量成正比,因此,提高能力因子就需要提高净发电量。随着核电厂运行技术水平的提高,正常运行期间,除了一些必要的核安全相关的试验需要损失功率外,核电机组几乎很少发生异常功率损失。然而,根据核电机组自身核燃料设计的特点以及核安全相关设备的可靠性要求,核电机组不得不定期进行大修。因此,大修工期长短造成的计划能量损失的多少就成为影响机组能力因子最主要的因素。本文从大修工期中较为耗时的方面着手,在系统工艺设计优化的角度缩短大修工期时间,从而减少机组能量损失。

模块式小型堆乏燃料水池冷却系统设计

在福岛核电站事故后,乏燃料贮存安全的重要性得到了广泛重视,业界根据福岛核电站事故的教训,加强了相关研究。多用途模块式小型堆示范工程吸收了福岛核电站事故的经验反馈,在保证乏燃料贮存安全性的同时,兼顾提高模块式小型堆的经济性,在其乏燃料水池冷却系统设计时结合了其他堆型乏燃料水池系统的设计优点。本文从系统调研入手,通过归纳总结三代核电机组乏燃料水池冷却系统的配置特点,研究模块化小型堆的乏燃料水池冷却系统设计方案,并通过使用Flowmaster软件模拟各个工况下乏燃料水池冷却系统的流体特性,对现有的布置条件和设备选型进行校核计算,并基于计算得到的流体参数确定各工况下限流孔板的特征参数和主要工作泵的工况参数等,为设备的设计和采购提供了依据。

华龙一号防止乏燃料水池硼水结晶措施分析

福清5&6号机组作为"华龙一号"首堆示范工程,其安全可靠运行是"华龙一号"走出去的充分保障。福岛事故后,乏燃料水池的安全运行受到业内的广泛关注,福清厂址在冬季可能会出现海水温度极低的情况,会带来乏燃料水池硼结晶的风险,采取有效的防止乏燃料水池硼水结晶措施对电厂安全运行至关重要。研究华龙一号乏燃料水池冷却系统和设备冷却水系统的设计准则,分析了厂址条件对冬季乏燃料贮存的影响,通过换热计算对防止乏燃料水池硼水结晶的措施进行验证,措施一是减少换热器冷侧设备冷却水的流量,措施二是减少换热器热侧乏池水的流量。经过分析措施一可以更好的降低硼结晶风险,采用措施二时需要关注换热器出口的乏池水温度防止局部产生硼结晶。

核电厂化容系统再生换热器换热性能研究

管壳式换热器作为核电厂最重要的热量传递设备,其传热特性复杂,传热特性受众多变量影响,以化容系统再生换热器为例,建立了主管壳式热换热器计算模型,利用Matlab软件编制计算程序,并与ASPEN软件进行了对比,计算结果表明该模型能够很好地预测换热器冷/热侧不同入口条件下换热器的管侧/壳侧出口温度、总体传热系数及热负荷。同时通过该模型还能够得到换热器总体传热系数和热负荷与换热器冷热侧流量的三维变化曲面图,该计算结果可以作为系统计算及事故分析计算软件中换热器模型的数据库,提高系统计算及事故分析计算的准确性。

压水堆核电站堆芯物理热工水力耦合特性研究

随着信息技术高速发展,人工智能、大数据以及物联网等多种技术在核电站中应用日益广泛。其中反应堆的物理热工耦合特性是其整体性能的重要体现,也是评估其经济性、安全的主要依据。基于此,本文主要计算单根燃料棒模型耦合以及3*3组件模型耦合,了解其在不同工况中的变化,有利于事故预测以及方案优化。