脉冲堆余热导出安全性实验研究

实验研究了脉冲堆余热导出的安全性,给出了停堆后燃料芯体温度和堆水池散热能力随时间变化的实验数据及其分析方法和结果。实验及其分析结果表明,脉冲反应堆余热导出是安全的。

基于有限元法的核电站余热导出泵泵体抗震分析

针对百万千瓦级核电站余热导出泵泵体的抗震分析难题,采用Pro/E软件建立泵体部件的三维实体模型,基于有效静力分析方法,利用ANSYS Workbench有限元分析软件对其泵体部件进行了抗震分析,获得不同地震载荷工况下的泵体应力分布情况,为泵体部件的进一步结构优化提供参考。

AP 1000堆芯余热导出系统的分析与研究

介绍了AP 1000第3代核电堆芯冷却技术的先进性和可靠性,论述了核反应堆堆芯余热产生的机制,对AP1000停堆冷却系统的设计特点、控制策略进行了分析研究,阐明了AP 1000设计的堆芯冷却技术能够满足核安全要求并代表了一种具有前瞻性的设计理念。

AP1000正常余热导出系统浅析及余热泵结构剖析优化

采用三代核电技术AP1000用正常余热导出离心泵,主要部件包括叶轮耐磨环、压出室盖板、叶轮、泵体、压出室、泵盖、密封部件、轴承和电动机支架。电动机架、轴承支架、压出室及泵体都与泵盖的端面配合;具有防松结构的杯型锁紧套结构;泵体和压出室构成能量收集功能部件;压出室和压出室盖板采用锥面配合,且由螺栓连接;泵体内安装有叶轮;泵轴上端安装有轴承部件。该泵具有结构简单、安全、可靠,高效率,整体抗震性能好,维修方便快捷的特点,能够满足电厂高温、高压、苛刻的辐射环境及强烈的地震的要求。

某核电站正常余热导出系统设计优化

某核电站采用中核集团自主研发反应堆,在核岛反应堆正常停堆过程期间,常规岛三回路侧负责反应堆余热的导出,维持反应堆回路的温度要求,系统运行时间为7天。就余热导出的系统需求入手进行方案设计,并进行设计方案分析比选,通过分析比选后确定增设机力冷却塔余热导出方案作为设计方案,并对方案的设计情况进行介绍。

示范快堆正常余热导出方式优化研究

基于示范快堆1号机组正常余热导出系统单独设置(非安全级),实现将反应堆停堆检修或换料时用7天时间导出堆芯余热。由于钠冷快堆的特殊性,无法像压水堆那样利用辅助给水、大气释放阀导出堆芯余热,提前释放常规岛水汽和冷源系统检修窗口,为此设计了LBN系统并配置循环冷却塔、热交换器、循环水泵、管道、阀门以及仪表控制设备,以达到堆芯余热导出和提前释放三回路系统检修窗口目的,但经过对三回路系统设计及汽轮发电机组和三回路系统整体停役检修窗口研究分析,借鉴压水堆的经验可以通过循环水泵—凝汽器或循环水泵—闭式冷却水余热导出方式取代正常余热导出系统,从而实现利用已有系统设备实现堆芯余热导出,节省前期投资和后期运维成本,对2号机组设计优化具有借鉴意义。

采用热管实现池式供热堆非能动余热导出的试验研究

为实现池式供热堆非能动安全设计,进一步提高其环境友好性,以满足核能供暖设施贴近公众建设的要求,本研究针对池式供热堆低温常压的运行特点,介绍了采用低温热管实现非能动余热导出的试验研究情况,分析了关键试验参数并给出选取建议。研究结果表明,采用低温热管能够实现池式供热堆水池热量向环境大气的非能动导出功能。本研究成果为池式供热堆工程化设计提供了重要支撑。

DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析

AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统(PCCS),可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是,72 h后如顶部水箱不能及时补水,仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走,安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板,对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故(DBA)条件下,开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明,DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。

池式快堆一回路系统冷却剂自然循环行为研究

为进一步认识池式快堆事故余热导出工况下冷却剂自然循环行为,建立了可视化平板水模型模拟反应堆一回路系统主要部件来开展自然循环试验,获得了堆芯、钠池以及各热交换器出口和入口的的温度响应和流场等数据。结果表明,在自然循环建立的最初阶段,堆芯出口温度受冷池的影响会有一个上升较慢的过程。试验中直接观测到了通过中间热交换器和堆芯组件盒间空间的自然循环流动。同时,热池内冷流体和堆芯出口热流体的相互作用,形成了热池内局部的冷却剂流动以及能够深入到组件内部的冷热交混作用;在堆芯出口较高温度流体和独立热交换器出口较冷流体的影响下,热池内形成了温度分层界面在堆芯出口高度附近的热分层。

国和一号关键核安全技术研发

基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。

一回路相关死管段与热分层危害分析

为避免死管段与热分层危害,结合有关经验与核岛工艺系统设计特点,对某新型压水堆一回路各连接管逐一进行死管段与热分层危害分析。筛选出危害可能发生的管段后,对其中典型的热段连接余热导出管段应用计算流体力学软件CFX模拟分析,计算达收敛状态后可得出该管段热分层温度分布情况。另外,该管段下游两个隔离阀间封闭管段初始条件设定为充满工质,因受一回路影响而被加热升温,通过该封闭管段工质最终温度结果可判断是否出现死管段现象。最终计算数据显示热段连接余热导出管段总体上满足热分层验收准则,不过下游隔离阀间封闭管段有形成死管段的风险,但通过调整布置等措施可避免死管段危害。结果还显示出浮力循环流与一回路紊流冲击影响的流线特点。

AP1000非动堆芯冷却系统相对于传统压水堆的优势

AP1000之所以成为我国今后核电技术的发展方向，主要得益于它的模块化建造技术、简化的系统设计和非能动技术的全面应用。AP1000的非能动堆芯冷却系统作为非能动专设安全设施的核心系统，在设备组成、系统运行等方面都和传统压水堆有很大的差异，本文主要介绍了该系统相对于传统压水堆的优势。

巴西安格拉1号核电机组发生事故

【欧洲核学会《核新闻网》1992年2月13日报道】据国际核事件分级表(INES)情报系统刚公布的一份报告说,最近巴西的安格拉1号核电机组发生一起核事故,并被列为 INFS 中的2级事件。这一事件导致反应堆余热导出系统倾刻完全失效。这起事故发生在2月7日,当时安格拉1号机组正在进行例行维修和换料,反应堆处在冷停堆状态,而且新的核燃料元件已装入堆芯。空气压缩机的冷却丧失引起了压缩空气的减少,致使余热导出系统的一个阀门完全打开。这导致该系统的泵流量增加。随后,该机组操作人员将此泵关闭,从而避免了此泵的损坏。

西班牙发现其一核电厂设计有差错

【《欧洲核学会核新闻网》1992年2月5日报道】在位于西班牙首都马德里东北部大约90公里处的特列洛核电厂1号机组(974 MW,PWR)上发现了一个设计上的差错,西班牙国家核安全机构把它定为国际核事故等级表中的2级事件,而核电厂管理部门认为这仅仅够1级异常事件。