一体化堆顶的通风设计方案研究

在核电项目设计中,通风系统对核电站工艺系统功能实现起着重要的支持作用。本文对各堆型反应堆堆顶结构及其通风系统展开分析和调研,对更为先进的一体化堆顶技术方案及相应的通风系统方案进行对比分析,确定各方案优缺点,并提出推荐方案。

基于反应谱法的一体化堆顶围筒组件抗震性能评定

核电厂一体化堆顶围筒组件是一体化堆顶组件的主要承力件并提供辐射屏蔽保护。在围筒组件的设计阶段需要对其运行工况进行力学分析,以保证围筒组件在极端事故工况下不发生破坏。本文首先分析了围筒组件的工况和荷载组合。在其中条件最为苛刻的D级工况下,采用反应谱法对围筒组件进行了有限元抗震分析,并计算了其它荷载的作用。结果表明围筒组件的设计满足ASME规范要求。因此,围筒组件能够抵御极端事故工况。

“华龙一号”一体化堆顶结构下部围筒筒体焊接缺陷分析与改进

":华龙一号"一体化堆顶结构CRDM抗震支撑结构下部围筒筒体在焊接过程中连续出现两次返修补焊,在最后一次返修补焊清除缺陷过程中,由于发现较多的焊接裂纹,导致下部筒体整体报废。详细分析了下部筒体焊接缺陷产生原因,采取了变更焊接坡口设计、优化焊接工艺参数、变更焊接坡口位置、采取整体锻件等改进措施。这些改进措施对后续"华龙一号"以及AP1000核电机组一体化堆顶结构围筒的焊接具有重要的借鉴意义。

核电厂一体化堆顶组件电缆桥架结构分析与评价

为保证一体化堆顶组件电缆桥架在寿期内的结构完整性,应用ANSYS程序对其进行静力分析、模态分析和动载荷作用下的反应谱分析。模态分析采用子空间迭代法计算得到结构的固有频率、振型和参与质量。运用谱分析法进行安全停堆地震SSE及设计基准管道破裂DBPB载荷下的动态反应分析,得到结构的应力分布及动态反应值,采用平方和平方根法(SRSS)进行组合,评定结果表明该结构满足规范有关应力限制要求,可为该设备的在役检查和维修提供依据。

CAP1400一体化堆顶组件冷却系统通风数值研究

反应堆一体化堆顶组件(IHP)的主要功能之一是为控制棒驱动机构(CRDM)的磁轭线圈提供冷却,冷却风源是连接在一体化堆顶组件围筒的通风管上的轴流风机,在正常运行工况下,4个风机中的2个处于工作状态。为了保证CRDM的正常运行,规范书要求磁轭线圈温度应当低于200°C。这一要求通过保证CRDM磁轭线圈部件外的平均流速在15 m/s以上、磁轭线圈部件外表面任何位置的最小风速不小于9 m/s来实现。本文的目的是研究IHP冷却系统在各种风机运行条件下的流动特性,采用CFD方法计算得到IHP内的流场和温度场,为验证IHP设计合理性提供支持。

浅谈AP1000一体化堆顶组件的先进性

一体化堆顶组件是AP1000核电站反应堆压力容器中燃料组件的关键控制机构,是非能动核电技术的重要创新之一。本文通过AP1000与CPR1000两种堆型的比较,对顶盖组件中采用不同设计结构实现相同功能的部件进行介绍。比较说明一体化堆顶组件从人员安全、人力需求、换料周期、操作简化等方面的先进性。

某大型核电站一体化堆顶电气部件安装质量控制

一体化堆顶组件是核电站反应堆压力容器中燃料棒的关键控制机构,通过对组件中电气部件结构和安装特点的合理分析,采取适当的控制方法、管理措施等以达到良好的质量控制,为保证IHP组件功能的实现打下良好的基础,同时也为类似工程提供了很好的借鉴。

CAP1000核电厂一体化堆顶组件悬臂吊的设计与研究

悬臂吊是CAP1000核电厂反应堆本体设备一体化堆顶组件的重要组成部分。对悬臂吊的结构设计进行介绍,并分析了悬臂吊结构计算的工况,确定悬臂吊结构计算的载荷组合,对悬臂吊主要受力零部件在相应组合载荷下的力学性能进行分析和评定,为后续进一步优化设计提供了依据。

一体化堆顶组件悬臂吊吊具的设计

一体化堆顶组件为非能动先进压水堆中的关键设备。悬臂吊作为一体化堆顶组件的重要组件，在一体化堆顶组件上的安装位置比较特殊，采用常规的吊装方法无法正常完成分步安装工作。根据悬臂吊的结构特征以及安装工艺要求，设计了专用的C型十字梁吊具。对C型十字梁吊具的承载分析和静载荷试验表明，该吊具满足悬臂吊所有组件的承载要求。

CAP1000一体化堆顶组件风冷系统流场分析

为验证反应堆一体化堆顶组件的设计能否满足功能要求,采用计算流体力学(CFD)方法对CAP1000改进设计的一体化堆顶组件冷却系统进行流场分析,获得了冷却系统的流场分布,从而为不同工况下的风机选型要求和一体化堆顶组件冷却系统功能提供了技术支持。

核电厂IHP平台钢结构焊缝的抗震性能分析

通过有限元软件GTSTRUDL计算了在事故工况(D级使用限制)下各焊接位置的约束反力,分析了各种焊接类型的焊缝评定方法并对各焊缝进行了性能评定,分析结果表明,在事故工况下核电厂IHP平台钢结构的钢平台焊缝满足ANSI/AISC N690的要求。

AP1000一体化堆顶组件排风管弯头焊缝射线检测

AP1000核电站中一体化堆顶组件(IHP)排风管在受限拼装与焊接条件下,针对弯头对接焊缝,依据射线检测原理,制定射线检测工艺,阐述了受限条件下射线检测过程难点的解决与试验方法,同时依据试验检测结果,对检测技术进行分析与评价。

基于华龙一号反应堆堆顶结构通风系统的数值模拟方法及试验验证

一体化堆顶结构对核反应堆中控制棒驱动机构(CRDM)的线圈组件通风冷却有重要作用。本文对华龙一号反应堆的一体化堆顶通风结构建立三维模型,运用ANSYS CFX模拟研究了在不同通风量下通风结构—CRDM线圈组件之间的气流速度和压降分布情况。为了验证数值模拟方法的正确性,建立1:1通风结构试验装置,在7×10~4、8×10~4、9×10~4和10×10~4m^3/h风量下进行冷态试验研究,试验结果与模拟结果吻合良好,验证了该模拟方法的正确性。考虑流体的对流传热,在控制棒驱动机构有热源的情况下模拟一体化堆顶结构的通风冷却性能。结果表明,一体化堆顶结构能很好地满足反应堆堆顶通风冷却的要求。

核电厂用悬臂吊主梁的性能评定

悬臂吊是AP1000核电厂反应堆本体设备一体化堆顶组件的重要组成部分,文中分析了悬臂吊结构计算的工况,确定了悬臂吊结构计算的载荷组合,采用有限元和经验公式相结合的方法对悬臂吊主梁在相应载荷组合下的力学性能进行分析和评定,基于分析结果给出了悬臂吊主梁设计中的改进建议。对其他核电厂设备的性能评定和设计优化有借鉴作用。

“华龙一号”压力容器的设计改进和优化

"华龙一号"是我国自主研发的具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电站。"华龙一号"反应堆压力容器在M310基础上进行了更进一步的设计改进和优化,避免发生泄漏导致冷却剂丧失和堆芯裸露的可能性,确保华龙一号压力容器(RPV)的设计可靠,同时,为后续反应堆压力容器的设计提供宝贵的经验。