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AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故CMT注射分析 被引量:3
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作者 廖亮 周全福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第12期1462-1465,共4页
堆芯补水箱(CMT)是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的重要组成部分。在通常情况下,当主泵开启时,CMT即使被触发,也不能注入堆芯。然而在某些事故工况下,即使主泵开启,CMT也有可能注入,它将直接影响事故进程及分析结果。应用压水堆... 堆芯补水箱(CMT)是AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统(PXS)的重要组成部分。在通常情况下,当主泵开启时,CMT即使被触发,也不能注入堆芯。然而在某些事故工况下,即使主泵开启,CMT也有可能注入,它将直接影响事故进程及分析结果。应用压水堆核电厂通用系统程序RELAP5MOD3.1对AP1000核电厂丧失主给水ATWS事故进行了计算分析,验证了美国西屋公司LOFT4AP2.0.1程序计算结果的正确性,并分析找出了CMT成功注入的根本原因。 展开更多
关键词 堆芯补水箱 事故分析 AP1000 ATWS RELAP5
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用于支持PSA成功准则的ATWS敏感性研究 被引量:2
2
作者 郑尧瑶 徐珍 柯晓 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第B09期264-268,共5页
极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的... 极限的未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)是核电厂二次侧热移出能力减小引起的升温瞬态。为评价AP1000核电厂在发生ATWS事故后的响应,采用LOFTRAN程序对极限的丧失主给水ATWS进行计算分析。对影响电厂系统响应的一些关键因素,如蒸汽旁排的容量、堆芯补水箱(CMT)特性和硼反应性系数、反应堆冷却剂泵(RCP)可用性、启动给水系统(STS)可用性和蒸汽发生器(SG)传热等作了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解ATWS事故,应隔离蒸汽旁排,并在触发CMT的同时停运RCP。 展开更多
关键词 丧失主给水ATWS 蒸汽旁排 堆芯补水箱特性 反应堆冷却剂泵停运 启动给水系统 蒸汽 发生器传热
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用RELAP5对非能动堆芯应急冷却系统的瞬态分析
3
作者 曹红军 阎昌琪 +1 位作者 曹述栋 贾玖强 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第S2期60-63,共1页
全压堆芯补水箱(CMT)是AC600压水堆非能动高压安注系统的主要设备。为了验证CMT在中、小破口失水事故时的重力排放特性,本文用RELAP5程序对其进行了分析,将计算结果与模拟试验结果进行了比较分析。说明了AC600的堆芯补水箱在重力作用下... 全压堆芯补水箱(CMT)是AC600压水堆非能动高压安注系统的主要设备。为了验证CMT在中、小破口失水事故时的重力排放特性,本文用RELAP5程序对其进行了分析,将计算结果与模拟试验结果进行了比较分析。说明了AC600的堆芯补水箱在重力作用下的非能动补水是可行的。 展开更多
关键词 RELAP5 堆芯补水箱 应急冷却系统
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堆芯补水箱地震易损性分析
4
作者 鄂万江 玉宇 +1 位作者 王鹏飞 彭礼韬 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第1期132-139,共8页
本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m... 本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m、随机性标准差β_R以及不确定性标准差β_U,计算出其高置信度低失效概率(HCLPF)值。结果表明:CMT的HCLPF值明显高于设计安全停堆地震强度0.3g,说明其具有较高的抗震能力,且HCLPF值略高于采用确定论方法得到的值。对易损性参量误差敏感性分析发现β_R取值变化对CMT的条件失效概率和HCLPF值影响较小,可简化部分随机性误差的考虑,使得易损性分析更简洁。 展开更多
关键词 堆芯补水箱 地震 易损性 敏感性
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AP1000堆芯补水箱硼化补水对平衡管疲劳影响的评估 被引量:2
5
作者 庄亚平 戴翔 李帅帅 《压力容器》 北大核心 2021年第10期61-65,共5页
在正常运行期间,AP1000堆芯补水箱(CMT)完全充满高浓度硼水,通过入口平衡管与一回路相通,由于其上部取样口位置靠近接管嘴,定期监督取样发现硼浓度频繁低于要求而需要硼化补水。通过在入口三通管安装临时仪表,监测发现补水期间CMT入口... 在正常运行期间,AP1000堆芯补水箱(CMT)完全充满高浓度硼水,通过入口平衡管与一回路相通,由于其上部取样口位置靠近接管嘴,定期监督取样发现硼浓度频繁低于要求而需要硼化补水。通过在入口三通管安装临时仪表,监测发现补水期间CMT入口平衡管三通处出现热分层,表明补水对三通的疲劳寿命产生影响。采取了提高CMT硼浓度上限和降低取样口位置的优化改进措施,疲劳监测系统评估表明,改进后疲劳使用因子增加速度显著降低,即使考虑冷却剂环境影响,寿期内的累积使用因子仍满足疲劳限值要求。 展开更多
关键词 堆芯补水箱 平衡管 热分层 累积使用因子
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AP1000三代核电堆芯补水箱支撑柱焊接变形控制工艺 被引量:4
6
作者 程嘉伟 江才林 王天雄 《上海电气技术》 2013年第2期15-18,22,共5页
针对核电AP1000项目浙江三门2#堆芯补水箱(CMT)的制造,介绍了制造过程中的难点之一——支撑柱焊接的防变形方法。通过焊接原理分析了支撑柱类产品焊接变形的原因,并提出了结合过程监控、调整焊接参数、调整焊接顺序、反变形、强制固定... 针对核电AP1000项目浙江三门2#堆芯补水箱(CMT)的制造,介绍了制造过程中的难点之一——支撑柱焊接的防变形方法。通过焊接原理分析了支撑柱类产品焊接变形的原因,并提出了结合过程监控、调整焊接参数、调整焊接顺序、反变形、强制固定等措施的综合防变形方法。将这些防变形措施应用于三门2#CMT支撑柱的焊接,焊接结果满足设计要求。 展开更多
关键词 AP1000 堆芯补水箱 支撑柱 焊接防变形
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AP1000堆芯补水箱的焊接 被引量:2
7
作者 张敏 《上海电气技术》 2011年第3期5-9,25,共6页
针对中国国内首个先进非能动压水堆AP,1000项目浙江三门1号及2号堆芯补水箱(CMT)的制造,介绍了CMT的设计参数、结构特征、材料特征和所依据的规范技术条件。介绍了CMT主体材料SA-508Gr.3Cl.1低合金钢、SA-336GrF316LN不锈钢及采用的相... 针对中国国内首个先进非能动压水堆AP,1000项目浙江三门1号及2号堆芯补水箱(CMT)的制造,介绍了CMT的设计参数、结构特征、材料特征和所依据的规范技术条件。介绍了CMT主体材料SA-508Gr.3Cl.1低合金钢、SA-336GrF316LN不锈钢及采用的相应焊接材料的主要性能。说明了CMT的焊接要求和焊接工艺特点,并就筒体窄间隙埋弧自动焊工艺、大接管马鞍形窄坡口埋弧自动焊工艺、筒体内壁不锈钢堆焊工艺、接管-安全端异种金属镍基合金焊接工艺等重要接头的焊接工艺作了详细阐述。 展开更多
关键词 AP1000 堆芯补水箱 焊接技术
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核岛堆芯补水箱筒体堆焊层下横向裂纹产生原因分析及对策 被引量:1
8
作者 王培河 《焊接》 北大核心 2013年第11期61-65,72,共5页
对AP1000核岛设备堆芯补水箱简体内壁不锈钢堆焊层下大量横向缺陷的产生原因进行深入分析,结果表明,由于施焊时预热温度偏低导致焊接热影响区组织淬硬程度较大及该区域扩散氢含量较高,在焊接应力的作用下从焊接热影响区的锻件母材表面... 对AP1000核岛设备堆芯补水箱简体内壁不锈钢堆焊层下大量横向缺陷的产生原因进行深入分析,结果表明,由于施焊时预热温度偏低导致焊接热影响区组织淬硬程度较大及该区域扩散氢含量较高,在焊接应力的作用下从焊接热影响区的锻件母材表面或近表面的组织疏松或夹杂物等薄弱区域启裂,向简体锻件母材的厚度方向扩展形成的冷裂纹。针对裂纹产生的原因,提出了防止措施。 展开更多
关键词 堆芯补水箱 不锈钢堆焊层 横向缺陷 冷裂纹 防止措施
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某核电厂堆芯补水箱补水管周向热分层实验与分析 被引量:1
9
作者 陈晓飞 董新宇 +1 位作者 高俊 修磊 《电工技术》 2019年第22期150-152,共3页
核电厂运行时,热分层现象广泛出现在各工艺系统管道和设备中,可能导致核电厂管路系统出现结构性疲劳甚至失效,给核电厂安全运行带来隐患。因此,监测和研究核电厂内部管道的热分层现象对核电厂的安全可靠运行具有重要意义。文章通过在某... 核电厂运行时,热分层现象广泛出现在各工艺系统管道和设备中,可能导致核电厂管路系统出现结构性疲劳甚至失效,给核电厂安全运行带来隐患。因此,监测和研究核电厂内部管道的热分层现象对核电厂的安全可靠运行具有重要意义。文章通过在某核电厂堆芯补水箱补水管周向加装传感器的方法,监测该管路稳态及补硼条件下是否有热分层现象,并根据实验结果对热分层现象进行分析。 展开更多
关键词 核电 热分层 堆芯补水箱 补水管
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核电堆芯补水箱镍基隔离层堆焊工艺研究 被引量:1
10
作者 李杨 吴琼 王向余 《大型铸锻件》 2023年第4期29-32,共4页
通过工艺试验,探索出了核电堆芯补水箱镍基大厚度隔离层堆焊的最佳工艺参数,并分别观察了最佳工艺参数条件下镍基堆焊层、热影响区和母材区域金相组织。结果显示堆焊层区域主要为奥氏体组织;母材区域为贝氏体+索氏体的机械混合物;热影... 通过工艺试验,探索出了核电堆芯补水箱镍基大厚度隔离层堆焊的最佳工艺参数,并分别观察了最佳工艺参数条件下镍基堆焊层、热影响区和母材区域金相组织。结果显示堆焊层区域主要为奥氏体组织;母材区域为贝氏体+索氏体的机械混合物;热影响区组织为铁素体+索氏体混合物。对堆焊层进行无损检测及力学性能试验和抗腐蚀性能试验,结果达到技术要求。通过分析研究了镍基大厚度堆焊层性能、影响因素信控制措施,即合理匹配焊接工艺参数(焊接电流、焊接电压和焊接速度)、严格控制焊接热输入对堆焊层及热影响区的性能至关重要。 展开更多
关键词 堆芯补水箱 镍基隔离层 堆焊工艺
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CAP1400堆芯补水箱支承柱组件与封头焊接技术研究 被引量:1
11
作者 刘玉平 常旭 李鹏飞 《大型铸锻件》 2019年第2期26-30,共5页
支承柱组件与下封头的组焊是制造国核压水堆示范工程2#机组堆芯补水箱的关键技术难点。通过1∶1模拟件的焊接和技术分析,掌握了控制焊接变形的焊接方法、焊接参数、焊接顺序、防变形工装设计等综合焊接技术。将这些焊接试验成果应用于... 支承柱组件与下封头的组焊是制造国核压水堆示范工程2#机组堆芯补水箱的关键技术难点。通过1∶1模拟件的焊接和技术分析,掌握了控制焊接变形的焊接方法、焊接参数、焊接顺序、防变形工装设计等综合焊接技术。将这些焊接试验成果应用于实际产品的焊接,焊接结果满足设计要求。 展开更多
关键词 堆芯补水箱 焊接技术 1∶1模拟件
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WSMR非能动安全系统在全厂断电事故下的事故缓解能力分析
12
作者 陈钧 缪惠芳 +1 位作者 李卓成 石兴伟 《厦门大学学报(自然科学版)》 CAS CSCD 北大核心 2019年第6期864-872,共9页
先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small... 先进的小型模块化反应堆(简称小堆)设计广泛地采用一体化结构设计与非能动安全理念,使小堆固有安全性显著提升.然而,在实现小堆广泛商用化之前,需要对其安全性进行全面评估.该研究利用严重事故分析程序MELCOR,对WSMR(Westinghouse small modular reactor)进行建模,以全厂断电事故为基础事故序列,分析了全厂断电事故在WSMR中的事故进程;同时对非能动安全系统在全厂断电事故下的缓解能力进行了研究,其中着重探讨堆芯补水箱的事故缓解作用,并针对堆芯补水箱的有效运行数量与启用时间进行了敏感性分析.研究结果表明:全厂断电事故会导致堆芯冷却能力下降,从而造成堆芯坍塌失效;而堆芯补水箱能够为反应堆提供额外的冷却剂,且利用余热移除热交换器将堆芯余热移至外部最终热阱水箱中,从而保证堆芯的长期冷却.相关敏感性分析结果表明:在其他非能动安全设施全部失效的情况下,至少需要2个正常运行的堆芯补水箱才能有效缓解事故;在堆芯补水箱启动失败的情况下,若考虑重新启用堆芯补水箱,重启时间应不晚于52.5 ks才能避免堆芯结构损坏.该研究结果可为相关小堆的严重事故管理导则的制定和改进提供参考,从而增强对全厂断电事故的应对能力,同时有利于提升模块化小堆非能动安全系统的事故缓解能力. 展开更多
关键词 西屋小型模块化反应堆 全厂断电 非能动安全系统 堆芯补水箱
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三代核电堆芯补水箱制造中不符合项及处理意见
13
作者 岑腾跃 《核安全》 2019年第2期77-82,共6页
堆芯补水箱是带有半球形上下封头的立式圆柱形碳钢容器并内衬不锈钢。在核电厂正常运行期间,堆芯补水箱充满硼酸水,其压力通过冷管段压力平衡管线维持与反应堆冷却系统相同的压力。堆芯补水箱是我国某三代核电项目非能动冷却系统的重要... 堆芯补水箱是带有半球形上下封头的立式圆柱形碳钢容器并内衬不锈钢。在核电厂正常运行期间,堆芯补水箱充满硼酸水,其压力通过冷管段压力平衡管线维持与反应堆冷却系统相同的压力。堆芯补水箱是我国某三代核电项目非能动冷却系统的重要部件之一,用来紧急推出堆芯余热排出功能。首批堆芯补水箱在制造过程中存在较多不符合项,本文主要分析其中不符合项的产生原因及处理方法,以减少和避免制造中不符合项的产生,实现堆芯补水箱制造的改进及提高。 展开更多
关键词 三代核电 堆芯补水箱 不符合项 经验反馈
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某核电站堆芯补水箱硼浓度异常下降原因数值模拟研究
14
作者 夏栓 吴辉平 +1 位作者 向文娟 关晋涛 《电力系统装备》 2020年第22期189-191,共3页
某非能动压水堆核电站在试运行过程中发现堆芯补水箱(CMT)硼浓度异常下降,基于核电厂运行安全和专设安全系统的功能需求,需对其原因进行探究。本文依据核电站系统运行的实际经验得出取样管引入低硼水、硼扩散以及泄漏3种主要原因,并通... 某非能动压水堆核电站在试运行过程中发现堆芯补水箱(CMT)硼浓度异常下降,基于核电厂运行安全和专设安全系统的功能需求,需对其原因进行探究。本文依据核电站系统运行的实际经验得出取样管引入低硼水、硼扩散以及泄漏3种主要原因,并通过数值模拟的方法,使用CFD软件Star-CCM+对前两种原因分别进行了研究。结果表明,取样管引入低硼水以及CMT内正常硼扩散并不能使系统达到对应数量级的泄漏,为增强核电站的安全性,应对与堆芯补水箱相连的管道、人孔、仪表和隔离阀等装置进行仔细排查,确认泄漏位置和原因。 展开更多
关键词 堆芯补水箱 硼浓度下降 扩散 数值模拟 泄漏
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CMT补水系统的双罐体四区非平衡建模与仿真
15
作者 张亦宁 吉宇 +2 位作者 李法社 张昊春 王亚辉 《昆明理工大学学报(自然科学版)》 CAS 2016年第3期23-28,42,共7页
AP1000核电系统属于第3代核电堆型,在我国核电发展中有望成为主力堆型.该堆型采用了非能动式堆芯冷却系统,全压补水箱(CMT)是其主要设备之一.针对全压补水箱补水系统的数学建模与数值模拟,能够对其可靠性进行验证,亦能够对正常及事故工... AP1000核电系统属于第3代核电堆型,在我国核电发展中有望成为主力堆型.该堆型采用了非能动式堆芯冷却系统,全压补水箱(CMT)是其主要设备之一.针对全压补水箱补水系统的数学建模与数值模拟,能够对其可靠性进行验证,亦能够对正常及事故工况下全压堆芯补水系统的瞬态响应特性作出预测与评价.基于简化的全压堆芯补水箱补水系统,建立了双罐体4区非平衡模型,并运用Simulink动态仿真的方法进行数值模拟,得到了系统内压力、液位等主要参数随时间的变化情况.仿真结果与文献中类似模型的试验、仿真结果参数变化规律一致,能够为CMT补水系统瞬态分析提供理论依据. 展开更多
关键词 堆芯补水箱 重力排放 SIMULINK仿真 AP1000 第3代核电堆型
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安注管道不同破口尺寸条件下非能动安注系统运行特性试验研究 被引量:2
16
作者 黄志刚 彭传新 +3 位作者 张妍 黎阳 昝元峰 卓文彬 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期70-75,共6页
对安注管道不同破口尺寸条件下的一体化模块式小型堆非能动安注系统运行特性进行了实验研究。结果表明:安注管道破口面积越大,破口侧和非破口侧堆芯补水箱系统注射流量差别越大;在破口面积较大的情况下,安注箱系统注射对堆芯补水箱系统... 对安注管道不同破口尺寸条件下的一体化模块式小型堆非能动安注系统运行特性进行了实验研究。结果表明:安注管道破口面积越大,破口侧和非破口侧堆芯补水箱系统注射流量差别越大;在破口面积较大的情况下,安注箱系统注射对堆芯补水箱系统注射有明显地影响;在堆芯补水箱系统投入初期运行方式为水-水循环,在压力平衡管线出现蒸汽后,运行方式为汽-水循环,注射流量会明显增加。安注箱通过氮气膨胀驱动,注射流量受系统降压速率影响。 展开更多
关键词 安注管道 破口 堆芯补水箱(cmt) 安注箱
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三代核电技术堆芯补水箱液位测量方案可行性研究 被引量:1
17
作者 叶腾达 吴雪琼 顾晴雯 《自动化与仪器仪表》 2020年第11期61-64,共4页
堆芯补水箱是三代核电非能动技术的重要组成部分之一。当发生设计基准事故时,其中的反应堆冷却剂受重力影响直接注入堆芯,以控制事故的发展。目前采用1E级磁浮子液位计来测量堆芯补水箱的液位。考虑到长期以来对于堆芯补水箱的安全级液... 堆芯补水箱是三代核电非能动技术的重要组成部分之一。当发生设计基准事故时,其中的反应堆冷却剂受重力影响直接注入堆芯,以控制事故的发展。目前采用1E级磁浮子液位计来测量堆芯补水箱的液位。考虑到长期以来对于堆芯补水箱的安全级液位测点选型方案存在不同见解,为了验证现有选型方案的正确性,在目前常见的液位仪表中尝试寻找其他可行的测量方式。针对其他测量方式在测量不确定度、可行性等方面进行讨论和分析。最后,比较几种方案的优缺点并进行总结以确定堆芯补水箱液位测点的仪表选型方案。 展开更多
关键词 1E级磁浮子液位计 堆芯补水箱 1E级 不确定度
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AP1000堆芯补水箱焊接工艺优化
18
作者 杜玉华 《中国化工装备》 CAS 2018年第2期23-26,共4页
针对我国引进的三代核电技术AP1000中主要核岛部件堆芯补水箱(以下简称CMT)的制造,介绍了结构特征、技术参数等,重点介绍了人孔座端面堆焊、人孔座与筒体低合金钢焊缝焊接及不锈钢补堆焊、进出口接管与封头焊接以及筒体和封头最终环缝... 针对我国引进的三代核电技术AP1000中主要核岛部件堆芯补水箱(以下简称CMT)的制造,介绍了结构特征、技术参数等,重点介绍了人孔座端面堆焊、人孔座与筒体低合金钢焊缝焊接及不锈钢补堆焊、进出口接管与封头焊接以及筒体和封头最终环缝的焊接等主要焊接技术难点和优化的焊接工艺。通过工艺优化,降低了制造难度和劳动强度、提高了生产效率,同时保证了产品质量。 展开更多
关键词 AP1000 堆芯补水箱 焊接工艺优化
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