非均匀来流对乏燃料冷却泵性能的影响

非能动技术核电厂中的乏燃料冷却泵进口前有弯头存在,将导致进口来流不均匀,这种非均匀来流会对泵性能产生一定的影响.采用数值模拟方法,针对乏燃料冷却泵不同来流条件下的性能曲线以及来流流场结构的演化进行对比分析.分析结果表明:非均匀来流对乏燃料冷却泵外特性影响较小,虽然泵的进口处存在较为明显的来流畸变,流场速度分布紊乱,但是乏燃料冷却泵在渐缩段及肘形进水室的结构设计可减弱来流非均匀性的影响,叶轮进口处的影响几乎不存在.由此证明乏燃料冷却泵特殊的肘形进口结构能对来流重新整合,从而降低来流对泵的性能影响,在核电厂进口管道的设计上不需采用较长的进口管段.

大亚湾核电站乏燃料冷却水泵定期试验结果偏离设计性能曲线的原因分析与解决方案

详细分析了大亚湾核电站反应堆与乏燃料水池冷却及处理系统冷却水泵定期试验结果偏离其设计性能曲线问题的原因，同时通过现场调查、查阅历史试验数据和相关的理论计算,对乏燃料冷却水泵试验结果偏离设计性能曲线问题进行了理论分析与实际验证，确认泵本身的性能满足设计要求。对今后试验数据的处理提出了几点修改建议，给出了修改后的扬程计算修正公式。

模块式小型堆乏燃料水池冷却系统设计

在福岛核电站事故后,乏燃料贮存安全的重要性得到了广泛重视,业界根据福岛核电站事故的教训,加强了相关研究。多用途模块式小型堆示范工程吸收了福岛核电站事故的经验反馈,在保证乏燃料贮存安全性的同时,兼顾提高模块式小型堆的经济性,在其乏燃料水池冷却系统设计时结合了其他堆型乏燃料水池系统的设计优点。本文从系统调研入手,通过归纳总结三代核电机组乏燃料水池冷却系统的配置特点,研究模块化小型堆的乏燃料水池冷却系统设计方案,并通过使用Flowmaster软件模拟各个工况下乏燃料水池冷却系统的流体特性,对现有的布置条件和设备选型进行校核计算,并基于计算得到的流体参数确定各工况下限流孔板的特征参数和主要工作泵的工况参数等,为设备的设计和采购提供了依据。

模块式小型堆乏燃料水池冷却系统仿真分析

采用Flowmaster软件,建立了多用途模块式小型堆(ACP100)的乏燃料水池冷却系统主要设备及系统的物理模型,进行了稳态及瞬态仿真分析,确定了衡量系统达到预期运行状态的关键指标。分析并校核了最严苛工况下冷却水泵的汽蚀余量(NPSH),得到了腔室液位变化的运行特性。研究成果可为该系统的设计及评估提供思路和仿真模型支持。

AP1000乏燃料池非能动冷却系统事故后冷却能力分析

AP1000乏燃料池冷却系统采用了先进的非能动设计理念,事故后以池水升温-沸腾的方式带走衰变热,并通过持续的非能动安全补水保证乏燃料安全。对AP1000乏燃料池冷却系统的事故后冷却能力进行分析发现,在核电厂正常换料工况和应急整堆芯卸载工况下,安全水源重力注水能保证事故后72 h内乏燃料安全;在核电厂正常整堆芯换料过程中应等待约56 h,以保证非能动安全壳冷却水箱可为乏燃料池补水,确保堆芯和乏燃料池安全。长期补水可以通过预留的安全接口持续进行。补水手段事故后有效,仅需操纵员有限干预。相对传统乏燃料池冷却系统设计,AP1000能更好地应对冷却丧失的事件。

使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆概念核设计

计算了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆所需的组件数,分析了135Xe,149Sm和241Pu对反应性的影响及乏燃料冷却时间与循环长度的关系,指出抽掉含钆棒能够增加循环长度。设计了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆堆芯布置方案。从核设计的角度进一步阐明了这种堆型的可实现性。

三种核电机组乏燃料水池冷却系统的比较与分析

介绍了AP1000、M310与VVER核电机组乏燃料水池冷却系统的设计特点,分析了这三种堆型的乏池冷却系统的主要差异,并从工艺角度对这三类机组乏燃料水池冷却系统的改进提出了合理建议。

CANDU6重水堆装卸料机内乏燃料失去冷却事件过程与分析

本文对装卸料机丧失循环冷却流量导致乏燃料失去冷却并释放裂变产物的过程进行了事件分析，给出了乏燃料破损给反应堆厂房和外界环境带来的后果，探讨了乏燃料失去冷却时的应对措施。

核电厂乏燃料水池冷却循环泵异常跳闸原因分析及处理

Y、D和J核电厂运行期间,在反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)换料水箱PTR001BA冷却循环阶段,多次发生冷却循环泵2号泵PTR002PO就地停运时1号泵PTR001PO自动跳闸故障。通过理论分析与现场试验,确定了故障原因,并给出了针对性处理措施。

压水堆核电厂乏池冷却系统扩容改进研究

在分析国内二代改进型百万千瓦核电机组成熟技术的基础上,通过Flowmaster软件计算及设计优化等手段,针对目前已运行和在建核电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力进行评估,提出改进方案增加电站的乏燃料水池冷却系统的冷却能力,并提出满足第三代核电技术对性能及安全性的要求的乏燃料水池冷却系统设计方案。

乏燃料卸料过程中DCCY故障的风险分析与对策

介绍CANDU6重水堆乏燃料卸料过程中,由于计算机DCCY故障,导致乏燃料失去冷却的3种不同情况。通过对DCCY故障后系统状态的风险分析,制定了应急响应对策,能够支持换料操纵员,将系统置于安全状态,保证乏燃料的的冷却,尽可能减少重水损失。

华龙一号防止乏燃料水池硼水结晶措施分析

福清5&6号机组作为"华龙一号"首堆示范工程,其安全可靠运行是"华龙一号"走出去的充分保障。福岛事故后,乏燃料水池的安全运行受到业内的广泛关注,福清厂址在冬季可能会出现海水温度极低的情况,会带来乏燃料水池硼结晶的风险,采取有效的防止乏燃料水池硼水结晶措施对电厂安全运行至关重要。研究华龙一号乏燃料水池冷却系统和设备冷却水系统的设计准则,分析了厂址条件对冬季乏燃料贮存的影响,通过换热计算对防止乏燃料水池硼水结晶的措施进行验证,措施一是减少换热器冷侧设备冷却水的流量,措施二是减少换热器热侧乏池水的流量。经过分析措施一可以更好的降低硼结晶风险,采用措施二时需要关注换热器出口的乏池水温度防止局部产生硼结晶。

岭澳核电站冷却用大型单级悬臂泵(PTR泵)轴承温升过高原因分析及处理

本文对岭澳核电站乏燃料水池冷却泵(PTR泵)轴承温升过高的根本原因进行分析并处理,使PTR泵轴承温度长期过高的问题得到了有效解决,同时总结出配对使用的角接触球轴承的特殊安装方法,并在电站其它设备中推广应用,效果良好。

乏燃料水池非能动冷却热管传热性能研究

大尺度分离式热管具有无需电力驱动、换热效率高的特点,可用于断电事故后乏燃料水池非能动冷却,能有效提高核电厂的安全性能。针对大尺度分离式热管的传热特性开展实验研究,获得热管蒸发段外侧加热水流速0.007~0.02 m/s,加热水温度50~90℃,冷凝段冷却空气速度0.5~2.5 m/s参数范围下换热量、蒸发段平均换热系数、工作温度、工作压力以及循环流量随冷凝段风速、蒸发段热源进口温度和速度的变化规律。结果表明,大尺度热管的最大换热量达到20.1 kW。参数的敏感性分析表明,热源温度和热源流速对热管的循环流量、换热量具有显著的影响。冷凝段外冷却空气速度超过1.5 m/s后,其对分离式热管的影响相对较小。

AP1000乏燃料池冷却系统安全不利影响分析

AP1000乏燃料池冷却系统(SFS)是非安全相关系统,却与乏燃料池、安全壳内换料水箱(IRWST)等安全相关设备相连,容易造成乏燃料池液位过低、箱体之间误排等安全隐患。运行人员必须充分了解这些风险,在严格遵守运行和管理规程的同时,密切监视相关参数。发现异常时,及时采取正确响应措施,减少乃至避免不利影响。

核电厂乏燃料组件厂内转运关键设备研制

乏燃料组件厂内转运是解决核电厂燃料水池贮存空间不足问题的方法之一。本文分析了乏燃料组件厂内转运的设计准则、安全风险,介绍了用于运输容器内破损组件检测和运输容器内组件冷却用设备的工作原理及其应用情况。应用结果表明:破损检测设备可以快速有效地检测乏燃料运输容器内是否存在破损组件;乏燃料组件冷却设备可以较为安全地冷却装有乏燃料组件的运输容器。

核电厂BOSS焊缝在线堆焊修复相控阵超声检验技术

核电厂反应堆换料水池与乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)及设备循环冷却系统(RRI)中含有大量管座接头(BOSS)焊缝,其安全性和可靠性直接影响所存储核燃料的安全状态,对其进行缺陷排查和在线修复是核电厂在役检查监督的重点和难点。本文针对BOSS焊缝在线堆焊修复的特殊要求和检验难点以及射线检验的局限性,设计了一套专用的相控阵超声探头和检验工艺,试验验证结果满足堆焊修复要求,并制订了核电厂BOSS焊缝堆焊修复无损检验的方法和在役检查监督的策略。