三代非能动核电项目SA-508国产大锻件性能不符合项探讨

三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508 Gr.3 C.1和SA-508 Gr.3 Cl.2锻件设计要求严格,制造难度高,在国产化制造过程中出现了诸多的性能不符合项。定量比较了三代非能动核电项目RPV和SG用SA-508锻件的设计要求与ASME规范要求的差异,并统计分析了RPV和SG用SA-508锻件的力学性能实测值。结果表明,RPV用SA-508Gr.3 C.1锻件的不符合项的主要原因是低温韧性不足,SG用SA-508 Gr.3 C.2锻件的不符合项的主要原因是低温韧性、室温和高温抗拉强度。最后研究了RPV和SG用SA-508锻件化学成分和热处理工艺特点,分析了造成国产化大锻件性能不稳定的原因。为克服SA-508大锻件的制造现状与设计要求的矛盾,亟需对大锻件生产工艺进行优化或采用新型的制造工艺进一步提升大型锻件的性能。

三代非能动压水堆核电机组安全壳内氢气控制

本文论述了三代非能动压水堆核电机组在设计基准事故及严重事故工况下,安全壳内氢气的控制思路及控制方法。

二次侧非能动余热排出系统实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5%FP的设计能力是可以达到的,且系统还具有稳定带出0.8%FP堆芯热量的能力,PRS系统能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量。

二次侧非能动余热排出系统特性参数影响因素实验研究

利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号(ACP1000),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)特性参数影响因素实验研究。本文对实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明:系统阻力实验参数范围内,PRS均能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量;40%~160%额定换热面积范围内冷却器和单个系列PRS均具有稳定带出0.8%FP(满功率)堆芯热量的能力;实验范围内蒸汽发生器(SG)水位对同一功率稳定后压力和蒸汽温度的影响并不显著。