Variants of Nuclear Power Plants of Small and Medium Power with Heavy Liquid-Metal Coolants

New design solutions have been proposed for a BRS-GPG type reactor circuit, which are different from transport and stationary low and medium-powered reactor installations cooled with heavy liquid-metal coolants, and which correspond to the evolutionary development of such installations. While developing these solutions, the available experience in creating and operating Soviet pilot and commercial power plants cooled with lead-bismuth coolants was used, including investigations, primarily experimental ones, carried out by team of authors in justification of a capacity range (50 - 250 MW) of low and medium-powered reactor plants with horizontal steam generators (BRS- GPG) proposed and elaborated at the NNSTU.

冷却介质对YG8硬质合金热疲劳性能的影响

采用V型缺口试样,研究了YG8硬质合金在10~650℃热循环下冷却介质分别为pH=5.2的盐酸溶液、pH=7.4水、pH=8.8的氢氧化钠溶液的热疲劳行为.通过扫描电镜和变焦体显微镜观察疲劳断口形貌和疲劳裂纹形貌,研究热疲劳裂纹形成与扩展机制.结果表明：冷却介质对热疲劳性能影响显著,同样循环次数下在pH=5.2的盐酸中冷却先出现裂纹,且扩展速率较快;pH=8.8的氢氧化钠溶液次之,水（pH=7.4）是三者中抗热疲劳性能最好;在中性介质中,裂纹的扩展方式主要为WC相缺少Co粘结相的粘接作用而不断被剥落产生微孔洞,随着微孔洞尺寸不断变大,相邻的孔洞将相连形成微裂纹,沿WC/Co相界面扩展,在腐蚀介质中,疲劳裂纹形成过程变得十分复杂,扩展方式主要为裂纹穿过腐蚀疲劳坑和通过大尺寸的团聚物扩展.

单相及两相水润滑介质的物性参数获取

核主泵轴承水介质在高温下受热出现两相现象,气液两相对核主泵轴承性能有一定的影响,有必要对单相及两相下水介质物性参数进行研究。研究核主泵轴承工况的水介质物性情况,获取水介质在单相及两相的物性参数。研究结果表明:单相(液相或气相)水介质在一定的压力和温度下,可建立单相水介质密度和黏度随压力和温度的关系或直接查表获得物性参数(密度、黏度);两相水介质物性参数的确定可以采用两相均质混合模型方法进行计算,从液态变成全气态的水介质黏度和密度连续下降至全液态时的1/6。

湿空气透平冷却技术研究

为了研究湿空气对透平叶片冷却的影响特性,构建湿空气透平冷却性能预测模型,建立了常压透平叶片冷却实验平台,开展了以湿空气为冷却工质的实验研究。在湿空气含湿量为15-80 g/kg、温度为200℃的条件下,对叶片前缘冲击冷却、肋片扰流U型通道冷却和叶片尾缘柱肋冷却进行了实验研究,探究了不同雷诺数下3种冷却方式的靶面换热性能随含湿量和温度的变化规律。研究结果表明:靶面换热强度随冷气含湿量的提高而增强,随冷气温度的提高而减弱,随冷气雷诺数的提高而增强。在含湿量约为180 g/kg时,相对于干空气,冲击冷却、肋片扰流U型通道冷却、柱肋冷却的靶面平均努塞尔数最大分别提高了6.5%、10.0%、9.2%。

攀钢转炉尘资源循环利用技术研究

根据攀钢转炉除尘灰特性,研制了用于半钢转炉炼钢的新型复合造渣剂和终渣调渣剂以及用于转炉提钒的冷却剂。分析新型复合造渣剂和终渣调渣剂对转炉冶炼终点氧化性、溅渣护炉、钢铁料消耗以及转炉脱磷效果等影响,拓展了转炉尘资源的使用途径,使攀钢转炉尘资源得到较好的循环经济利用,减轻环保压力。

低温液体冷却剂换热特性研究

通过建立地面环境下低温液体冷却剂在多孔介质内的流动换热模型,以及对液氮在多孔介质内的换热特性进行的数值模拟研究,表明液氮具有很强的换热效能,它能够大大降低接触面的温度,可以解决某些高热流密度区域的散热问题。

MLOCA瞬态堆芯水位监测有效性分析

为了验证中国改进型百万千瓦级(CPR1000)核电站在一回路中等破口失水事故(MLOCA)工况下堆芯冷却监视系统(CCMS)测量的有效性,及定量分析控制系统中反应堆冷却剂泵(简称:主泵)状态的2种判定方法导致的水位计算差异,对CCMS测量原理进行了分析。以RELAP5-3D程序对CPR1000机组进行热工水力建模、使用虚拟数字化控制系统(DCS)模拟其控制逻辑,定量计算了在这2种主泵状态判定方法中CCMS输出水位及其误差,并分析了误差产生的原因。结果表明:2种方案都会引入较大的水位误差,结合状态导向法事故处理程序(SOP)分析,可能使操纵员对堆芯水位判断产生一定的误导。