华龙一号核电机组严重事故工况涂层的设计与应用研究

在严重事故工况下,如果安全壳内涂层剥落,可能导致堵塞内置换料水箱(IRWST)过滤器,从而无法保证堆腔注水的可用性。因此,华龙一号核电机组安全壳内使用的涂层的选用应考虑严重事故工况下的性能,确保严重事故工况中内置换料水箱过滤器的正常运行。根据华龙一号核电机组严重事故发生时的安全壳内涂层所处的环境条件,首创性地设计出了涂层模拟严重事故试验流程、试验项目要求和验收要求,并筛选出同时具有更强的耐辐照性能以及持续耐高温性能的涂层产品进行试验验证,并对试验后的样品进行了外观及附着力等检测。试验结果表明,涂层在经受模拟严重事故工况试验后各项性能可满足工程要求,可保证在华龙一号核电机组发生严重事故后,不会产生涂漆碎渣而阻塞内置换料水箱过滤器,从而确保堆腔注水的可用性,为熔融物堆内滞留提供重要支持,进一步提升华龙一号核电机组的严重事故应对能力。

AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究

建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。

大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHRHX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。

AP1000非能动余热排出系统共因失效研究

采用多希腊字母(MGL)模型,借助Risk Spectrum软件对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)进行共因失效影响分析。针对是否考虑共因失效(CCF)分别进行计算,得出不考虑CCF时PRHRS的失效概率为9.559×10^(-6),而考虑CCF时PRHRS的失效概率为2.008×10^(-4)。对比可知,PRHRS的失效模式在是否考虑CCF时是不同的,且考虑CCF时PRHRS的失效概率比不考虑CCF时大2个数量级。PRHRS失效不考虑CCF时,热交换器泄漏和安全壳内置换料水箱(IRWST)水箱失效对整个PRHRS影响最大;考虑CCF后,气动阀CCF成为PRHRS失效的主要影响因素。

安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明:相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。

换料水箱焊接见证件背弯开裂原因分析及处理

换料水箱在核电机组出现失水事故情况下为反应堆提供应急水源,导出反应堆内核燃料的剩余释热,承担着核电机组的安全功能。介绍了换料水箱底板边缘板焊接见证件的制作工艺、背弯试验方法与试验结果,分析见证件背弯开裂的原因,采取一定的控制措施重新制作见证件,并取双倍试样进行背弯试验,试验结果合格。

基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。

AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究

本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。

大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价

分析了换料水箱内部漏装安全注入泵和安全壳喷淋泵的吸水口弯管的风险影响,并采用概率安全评价方法对两个临时解决方案进行了风险评价和方案比较,确定出对电厂安全较有利的方案(方案1)。

IRWST非能动排气盖流量性能试验及数值模拟

安全壳内置换料水箱(IRWST)为第三代AP系列核电技术非能动堆芯冷却系统的核级关键设备之一。安装在CA03结构模块的IRWST排气盖的功能效果将直接影响事故工况下的IRWST有效性。IRWST排气盖非能动地在一定压差下达到一定流量是其关键指标。论文将通过排气盖样机试验和流场模拟对比分析排气盖的压差和流量性能。

基于单变量求解方法的华龙一号内置换料水箱过滤器的设计和研究

为了解决华龙一号(HPR1000)事故后安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤器设计中的压降求解问题,本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法,通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件,将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件的流通面积这一单组变量,实现了IRWST过滤器的压降求解。结果表明:采用单变量求解方法,可使每个过滤模块的碎渣量和流量相同,通过对IRWST过滤器的压降值计算,可确定IRWST过滤器的初步过滤面积;通过碎渣压降试验对IRWST过滤器的初步过滤面积进行了验证,其结果满足安全系统的设计要求。

核电厂事故后安全壳内置换料水箱碎片传输性能分析

为避免事故后安全壳内置换料水箱(IRWST)内滤网堵塞,保证IRWST下游泵的安全运行,需对IRWST内碎片传输效果进行精细评估。针对某核电厂双环池型IRWST,采用计算流体动力学(CFD)方法对其流场进行了模拟,通过高速区和高湍动能区体积比定量评价事故后碎片传输效果。结果表明,事故后各工况下IRWST内碎片传输比均未超过滤网的设计值,保证了事故后滤网及相连系统的安全性;只有内环滤网A投运时,滤网的负载最大;影响事故后碎片传输效果的主要因素是流场的高速区。针对IRWST的现有布置空间,提出了增大外环搅混管线管径的优化方案,可以显著降低事故后IRWST内碎片传输比,提升事故后核电厂的安全性。

某核电厂安全壳内置换料水箱搅混性能优化分析

针对某核电厂双环池型安全壳内置换料水箱(IRWST),采用计算流体动力学(CFD)方法对其流场进行模拟,通过均匀性准则数和低速区体积比对其搅混效果进行定量评价。结果表明:通过合理的搅混管线布置,本双环池型IRWST的综合搅混效果优于欧洲压水堆(EPR)核电厂,保证了工程的可用性。进一步针对IRWST的现有结构提出2种优化方案,结果表明:通过缩小内环搅混管线管径和调整部分搅混管线的布置方向,可以有效地提升IRWST的搅混效果。

换料水箱不同初始温度对非能动余热排出热交换器换热性能的影响

为探索AP1000内置换料水箱(IRWST)不同初始温度对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)换热性能的影响,并讨论调整IRWST水温的效益,采用计算流体动力学分析的方法对其进行瞬态数值模拟,湍流模型选用标准的k-ε模型,压力和速度的修正选择SIMPLEC算法。结果表明,降低IRWST的初始温度可提高PRHR HX的换热性能;IRWST初始温度和管束出口平均温度呈正比;管束进出口相对温降随IRWST初始温度的降低呈线性增加。在此基础上,对后续的研究发展方向进行了展望,提出在发生事故后,先提高IRWST水温以降低堆芯组件热应力损伤和流体振动,然后慢慢降低IRWST水温以维持换热能力,使其不但保有反应堆堆芯的完整性、无损反应堆堆芯组件并且能够维持堆芯长期冷却的设计思路。

换料水箱抗震裕度分析

为评价核电厂应对超过设计基准的外部事件的能力,要求对核电厂进行安全裕度分析。采用EPRI SMA方法进行换料水箱抗震裕度计算,考虑的主要失效形式是螺栓失效。首先进行罐体在地震和自重载荷下的受力计算,接下来进行罐壁屈曲能力分析并计算螺栓压持力,最终通过倾翻力矩评定和滑动性能评定给出设备的抗震裕度值。

某核电厂安全壳内置换料水箱结构设计

采用安全壳内置换料水箱（IRWST）是中核集团＂华龙一号＂主要技术改进项之一。安全壳内置换料水箱布置在内部结构厂房基础底板之上,引起了反应堆厂房内部结构整体稳定、抗滑移、温度作用、结构整体分析、流固耦合、施工阶段验算等方面的变化,针对上述问题进行研究,同时对所采取的计算分析方法进行探讨,并将该成果应用到了＂华龙一号＂的工程实践中,目前福清5/6号机组内置换料水箱土建施工已经完成,研究成果得到了很好的验证,具有一定工程价值。