一种CPR1000机组水压试验期间一回路压力控制方法优化与实践

CPR1000机组在一回路水压试验期间,一回路始终处于单相状态,稳压器顶部不建立汽腔,与正常运行期间稳压器顶部存在汽腔的工况不同。压力控制是机组控制难点,如何有效控制退出化学和容积控制系统中的下泄孔板操作期间一回路压力波动是关系水压试验能否顺利实施的关键步骤。笔者通过对化学和容积控制系统的下泄孔板隔离阀结构及节流特性研究,给出了一种可以快速可控调节化学和容积控制系统下泄孔板隔离阀同时优化化学和容积控制系统上充回路调节阀性能的方法,实现对机组升压过程中一回路压力的有效控制,避免下泄孔板退出操作时一回路压力产生大幅波动产生系统应力瞬变的风险。经过机组大修的应用验证,这种方法可以大幅减少现场操作控制阀门的时间,减少现场人员的辐射照射剂量,同时可以保证一回路水压试验期间退出化学和容积控制系统下泄孔板的过程实现一回路压力平稳过渡。

CPR1000核电机组事故程序融合方法研究

事故程序是核电厂纵深防御的重要组成部分,但目前CPR1000核电机组各种类型的事故程序在接口、程序结构等方面存在一些问题,需要进一步梳理分析并将各类事故程序在一个程序体系的框架下融合起来。本文梳理分析了CPR1000核电机组事故程序的现状,并在此基础上提出事故程序的融合方法,该方法有助于提升CPR1000核电机组事故管理的水平,同时为国内其他核电机组事故程序的融合提供借鉴和参考。

CPR1000全厂断电事故瞬态特性分析

用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路系统进行整体建模,分析全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性,并将RELAP5模型计算结果与THEMIS程序的计算结果进行对比,二者符合得较好。计算结果表明:该模型可较准确地模拟CPR1000在事故下的热工水力特性。

中广核CPR1000核岛堆芯概念设计和安全裕度评估初探

CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核电站加改进设计。在未来的10～15年内,CPR1000将是中广核集团主要建设的核电站类型之一。CPR1000的初始堆芯设计采用什么样的装料方式和燃料循环方式是必须首先解决和确定的重要设计前提,这是整个核岛设计、安全分析核执照申请的核心和基础。基于大亚湾核电站和岭澳核电站多年的燃料管理经验和运行经验以及国外类似核电站运行和设计经验,并且综合考虑了初始堆芯的特点和难点,以及不同堆芯设计和燃料管理策略的特点,对CPR1000的初始堆芯进行了设计。通过初步研究,本文提出了CPR1000初始堆芯采用的燃料组件类型,分析CPR1000采用从首循环开始进行18个月换料过渡的堆芯设计技术方案,并对CPR1000首循环实施18换料进行了堆芯设计安全裕度初步分析与评估。

CPR1000型核电站给水泵事故瞬态分析

以CPR1000型核电站3×50%电动给水泵为研究对象,采用基于RELAP5和Simulink程序开发的CPR1000数字化仪控系统仿真试验台,详细计算分析了给水泵单泵故障和双重故障对反应堆运行的影响及相应的缓解措施。结果表明,给水泵单泵故障对反应堆运行的影响较小,各相关参数能够很快重回事故前的稳态工况。在给水泵双重故障情况下:初始核功率在75%FP及以下时,不会出现蒸汽发生器(SG)低-低水位;初始核功率高于75%FP、汽机初始负荷在90%FP及以下时,需将汽机负荷阶跃降至50%FP,才不会出现SG低-低水位;汽机初始负荷在90%FP以上时,建议停堆。

CPR1000非能动余热排出系统流动不稳定性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000非能动余热排出系统在全厂断电事故(SBO)下的流动特性进行分析,主要分析了非能动余热排出系统空气冷却器的布置方式和空气冷却塔的高度对蒸汽发生器(SG)二次侧流动不稳定性的影响。计算结果表明,水平布置的空气冷却器可以明显减小SG二次侧流动不稳定性;随着空气冷却塔高度增加,SG二次侧流动不稳定性减小;CPR1000在发生SBO后,非能动余热排出系统完全可以导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态。

内压作用下CPR1000安全壳的破坏机理研究

核反应堆安全壳是核电厂中防止放射性物质外泄的最后一道屏障,在发生LOCA等设计基准事故时,若安全壳承受的内压不超过设计压力,安全壳混凝土不应出现裂缝。以实际CPR1000安全壳为研究对象,按照预应力筋实际情况建立三维非线性有限元数值模型,着重探讨了安全壳中预应力筋与混凝土之间相互作用的模拟方法,分析了安全壳施加内压前后预应力筋内力变化情况,验证了本文所提方法的准确性。给出了安全壳在内压作用下的破坏模式和薄弱部位,为安全壳的分析和设计提供依据。

CPR1000压水堆本体结构热工水力特性CFD模拟研究

为在有限计算资源和时间下得到反应堆本体的流场分布和各组件的受力等热工水力特性,采用等流通截面积方法简化了控制棒导向筒内部几何结构,通过多孔介质模型对堆芯燃料组件结构进行了简化,在此基础上建立了CPR1000压水堆本体结构的整体CFD分析模型,得到反应堆内流场特性和各组件的受力等热工水力特性。计算结果表明,堆内流场不具备对称性,进行整体CFD模型建立和分析是非常必要,所建立的CPR1000整体CFD模型计算得到的热工水力特性合理,可为CPR1000压水堆安全运行提供有效的参考数据。

CPR1000二次侧非能动应急热阱设计与事故缓解能力分析

在主给水管道破裂事故下,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用空冷换热器的CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力。计算结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证了CPR1000二次侧非能动应急热阱的设计是成功的。

CPR1000放射性废气处理系统改进的可行性分析

介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性废气处理系统的工艺流程,并与第三代核电技术放射性废气处理工艺进行了比较,对当前CPR1000放射性废气处理系统提出了改造设想。经初步分析,认为对CPR1000放射性废气处理系统改造具有可行性,其技术方案在后续核电厂设计改进或在役核电厂改造中也具有很大的应用潜力。

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。

CPR1000非能动应急给水系统瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆在全厂断电事故下一回路主要参数的瞬态热工水力特性进行分析,验证CPR1000非能动应急给水系统(PEFWS)对事故的缓解能力。计算结果表明,CPR1000在发生全厂断电事故后,PEFWS完全可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,从而验证CPR1000PEFWS的设计成功。

主给水管道破口尺寸对CPR1000二次侧非能动应急热阱事故缓解能力影响研究

在主给水管道破裂事故下,针对不同破口面积,利用RELAP5/MOD3.4程序对CPR1000压水堆一回路和二次侧非能动应急热阱的主要热工水力参数瞬态特性进行分析计算,验证采用CPR1000二次侧非能动应急热阱对事故的缓解能力和不同破口面积对主要参数的影响。结果表明:CPR1000在发生主给水管道破裂事故后,二次侧非能动应急热阱可及时向蒸汽发生器补水,同时导出堆芯余热,保证反应堆处于安全状态,随着破口面积的增大,初始时刻一回路压力和温度升高更快,随着二次侧非能动应急热阱的投入,压力和温度又迅速降低,说明CPR1000二次侧非能动应急热阱在文中所研究的破口面积范围内可非常有效地缓解事故。

CPR1000保护系统设计研究

为了优化和改进当前CPR1000核电厂的保护系统架构,对代表性电厂——岭澳核电站二期和红沿河核电厂的保护系统(RPS)开展研究,并分析二者的优点和不足。结合二者的优点进一步增强系统的可靠性,设计出一个新的保护系统架构。该架构与岭澳核电厂二期和红沿河核电厂架构相比,有安全级设备操作与非安全级系统完全分离,专设安全设施系统的自动控制站与手动控制站相独立,且能有效地应对数字化控制系统(DCS)共因故障等优点。

CPR1000型核电机组厂房辐射监测系统

简要介绍CPR1000型核电机组的厂房辐射监测系统的功能、组成及结构,根据辐射监测通道的测量方式、测量对象与目的的不同对系统的下属辐射监测通道进行了分类介绍。

CPR1000核电站常规岛热力系统特点与设计改进

总结国内首个CPR1000百万千瓦级核电站自主化设计,指出CPR1000核电站常规岛热力系统的主要特点,并介绍岭澳核电站二期工程设计中已采用的设计改进项。

CPR1000核电厂主给水泵备用泵启泵逻辑优化

核电厂的安全运行越来越受到人们的关注,首先介绍了CPR1000核电厂主给水系统的特点及功能,针对核电厂调试过程中出现的主给水泵备用泵无法正确联锁启动的问题进行了分析,充分考虑核电厂主给水泵运行的各种工况,对主给水泵备用泵启泵逻辑进行了优化,增强了核电厂运行的安全可靠性。

CPR1000稳压器波动管制造技术研究

根据X2Cr Ni Mo18.12(控氮)奥氏体不锈钢的材料特性和波动管的成形难点制定弯曲成形方法,采用模压弯管不滑动理论完成弯曲成形模具设计,产品尺寸精度和性能均满足设计要求,实现了CPR1000稳压器波动管的国产化。

18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督的影响

本文以国内某核电厂CPR1000为例,阐述了18个月换料对CPR1000反应堆压力容器辐照监督试验、辐照监督大纲等的影响,并对18个月换料模式下的辐照监督提出了改进建议。

CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。