全厂断电事故下AP1000非能动余热排出系统瞬态特性数值分析

在一维质量、动量和能量守恒方程基础上建立了AP1000反应堆主冷却剂系统及非能动余热排出系统数学模型,并编制了用于该系统瞬态特性分析的动态仿真程序PRHRSDSC。模拟了非能动余热排出系统在全厂断电事故下的瞬态响应过程,并将计算结果与西屋公司的LOFTRAN程序结果进行对比。结果表明:系统可依靠自然循环有效导出堆芯余热,一回路冷却剂温度维持在过冷状态,峰值压力未超过运行压力限值,各参数的变化趋势符合良好,证明了建模的合理性。

基于TEXAS-Ⅴ的AP1000堆外蒸汽爆炸分析

TEXAS-Ⅴ是一维三相瞬态蒸汽爆炸数学物理分析程序,本文采用TEXAS-Ⅴ程序对AP1000堆外蒸汽爆炸进行分析研究。结果表明:熔融物在粗混合阶段不断碎裂,并与冷却剂发生剧烈热量交换;AP1000堆外蒸汽爆炸的压力波随传播强度逐渐降低,压力波的传播会触发熔融物前沿后的熔融物碎裂产生更强的压力波,峰值可达70 MPa,且熔融物液柱具有合适的粗混合时间,较大的初始注入速度以及较大的注入直径能触发蒸汽爆炸产生更为强烈的压力波,具有更大的危险性。

核电站数字化仪控系统开发过程及其验证与确认

分析了三代非能动型压水堆核电站AP1000的数字化仪控系统的开发过程模型,研究了与其开发过程紧密结合的验证与确认技术(V&V),特别是其审查、分析以及测试方法的使用,并提出了设计、测试及V&V过程的文档要求。该开发过程模型和V&V技术具有广泛的工业规范和标准认可度,对于我国自主化的核安全级数字化仪控系统的开发和取证具有重要的借鉴和指导意义。

蒸汽发生器Ding分析及涡流检测

主要对AP1000蒸汽发生器在总装缝焊后热处理中因管子支撑板变形导致管束中的Ding(凹坑)进行原因分析。通过模拟Ding试验,找到可测量的TSP(管子支撑板)变形—Ding大小—涡流信号之间的关系。基于这种关系,实现了在工艺过程中对热处理最终质量进行控制。

AP1000锻造主管道制造技术进展

阐述了AP1000主管道的技术要求和特点,介绍了AP1000主管道的制造技术思路及进展。

核电站蒸汽发生器传热管涡流检测数据管理软件的设计与实现

蒸汽发生器是压水堆核电站的重要设备,而传热管是其中的重要部件。为了确保蒸汽发生器在运行工况下的安全运行,针对核电站蒸汽发生器传热管的检测必不可少,而在整个检测过程中需要有一套数据管理软件用于传热管检测计划的制定、检测进度管理以及检测报告的跟踪和统计。这里以AP1000蒸汽发生器传热管为服务对象开展了其涡流检测数据管理软件的设计与实现,事实证明,这极大方便了涡流检测数据的管理工作,为核电站蒸汽发生器传热管役前和在役涡流检测提供了高效、可靠的数据管理平台。

核反应堆安全壳用SA-738Gr.B钢板调质工艺研究

为了确定AP1000技术反应堆安全壳用40 mm厚度规格SA-738Gr.B钢板热处理工艺,研究了不同淬火保温时间和回火保温时间对钢板组织和力学性能的影响。试验结果表明,延长淬火保温时间至180 min,钢板可以得到更均匀化的显微组织,并得到更高的强度;在相同的淬火保温时间下,延长回火保温时间至185 min,对钢板的力学性能影响不大。

AP1000爆破阀内弹道仿真及实验研究

应用内弹道经典模型分析了AP1000爆破阀的工作原理及作用过程,建立了相关数学模型。根据爆破阀具体参数进行仿真模拟,得到膛内压力等参数随时间变化的可视化曲线;并研究输入参数变化幅值为15%时仿真结果的变化,从而得到影响结果的重要参数。此外,进行了爆破阀整机实验,通过与仿真结果对比分析验证了仿真结果可靠有效。

阀门诊断技术在核电厂设备采购中的应用

介绍阀门诊断系统的工作原理,以及AP1000核电项目的电动楔式闸阀诊断试验,重点分析阀杆推力和扭矩,并将测试结果与设计计算结果进行比较,确保阀门电动执行机构选型的可靠性。核电阀门的诊断试验直接显示了阀门出厂时的性能参数,有助于检验阀门的设计要求,而且能够使用户通过对比阀门出厂性能参数,在阀门运行后期提前发现设备隐性缺陷,有针对性地对阀门部件进行检修。

AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析

反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价。分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA-TECDOC-1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价。评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值低于假想PTS瞬态对应的限值。反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行。

APl000小破口失水事故中的重要热工水力现象

APl000作为第三代先进核电，采用非能动堆芯冷却系统（PXS）与自动卸压系统（ADS）来缓解小破口失水事故。与常规压水堆电厂相比，APl000应对小破口事故的理念是主动卸压、非能动注入、流动冷却，事故具有不同的重要热工水力现象，对现有的安全分析程序的适用性提出了很大的挑战。本文基于已有的理论研究与试验研究，对这些重要的热工水力现象作一总结。

AP1000核电厂CA模块转角部位承载力分析

基于ABAQUS有限元分析软件,对AP1000核电厂中的CA模块转角部位在不同内力工况下进行了详细的有限元分析,分析研究了CA模块转角部位在不同内力工况下的破坏部位及破坏状态,得到了不同内力工况下CA模块转角部位的承载力—位移曲线及极限承载力。分析研究了轴向力对结构模块转角部位的承载力的影响,以及模块中剪力钉的受力特性,对钢板与混凝土的共同受力进行了研究,对结构模块的分析提出了建议。

核电机组供热安全性分析

核能作为清洁、安全、高效的能源,可以作为城市区域供热的热源。为解决中国北方地区供暖季节燃煤供暖导致的严重空气污染,中核辽宁核电有限公司开展核电供热专题研究,完成了徐大堡一期核能区域供热可行性方案。本文介绍了徐大堡核能区域供热的技术方案,分析了增加核能供热系统对机组核安全三要素的影响,得出徐大堡核电厂利用汽机抽汽进行区域供热不会影响到核电机组核安全三要素的结论。

AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析

利用RELAP5／MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法，分析了1～5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明：在大气释放阀可用的情况下，主蒸汽安全阀（MSSV）始终保持关闭状态，从而不会旁通安全壳。每个工况的堆芯补水箱水位均未出现下降，不会产生自动卸压信号。即使假设MSSV卡开，堆芯也从未出现裸露，仍保持可冷却状态。

AP1000钢制安全壳压力边界建造要求的系统性分析

对基于ASME锅炉及压力容器规范第Ⅲ卷第1册NE分卷的AP1000钢制安全壳压力边界的建造要求进行了系统性分析。钢制安全壳压力边界功能的实现基于以下过程:安全壳容器及部件的分级和压力边界的设定;对母材、焊材与焊接工艺进行试验;对接头设计与无损检测提出具体要求;以压力试验等对结构完整性和密封性进行验证。

一种随动加工弯管深孔的插补运动分析

针对弯管深孔加工困难的问题,以AP1000核电主管道的弯管为加工对象,提出了一种新型的随动加工方法,并重点对其随动加工的各插补参数进行了理论分析。该方法采用了3根镗杆和1台直接驱动旋转电机,通过3个转动关节连接在一起,安装在专用机床上,实现对核电管道弯一次性装夹,完成对其弯孔的加工。文章对各插补参数进行的理论分析与计算,为下一步的联动编程提供了依据。

AP1000与二代压水堆核电厂的严重事故预防与缓解策略比较

根据压水堆核电厂严重事故发生机理,基于高压堆熔、压力容器失效以及安全壳失效三个关键阶段,针对AP1000和二代核电厂进行比较,在系统结构设计上分析两者在严重事故预防与缓解策略方面的异同,最后对我国在役核电厂的严重事故预防与缓解提出建议。

浅论桃花江AP1000核电厂生活污水处理站工艺

介绍了污水处理的原理及生活污水处理的常用工艺,对几种常用工艺应用于核电厂的可能性进行了选择。描述了桃花江AP1000核电厂生活污水处理站倒置A2/O工艺及建造过程,分析了遇到的问题,给出了解决问题的建议。

内陆AP1000放射性废液处理工艺改进分析

为满足内陆核电厂放射性废液排放标准,在分析AP1000放射性废液来源和放射性废液处理系统的基础上,结合目前国内外成熟的放射性废液处理工艺,提出了"絮凝沉淀+过滤+Cs Treat+离子交换"为主的处理工艺,并对改进工艺进行了可行性评价,该改进工艺可为内陆核电厂放射性废液处理系统设计提供借鉴。

滨海AP1000核电厂总图运输特点分析

阐述了滨海AP1000核电厂主厂房平面布置的特点;结合三门核电工程循环水系统的参数,开展了滨海AP1000核电厂常规岛主厂房地上式布置和整体下沉式布置方案的技术经济比较。分析了滨海AP1000核电厂采用模块化设计和建造技术对总图运输设计的影响。