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。

安全壳内置换料水箱子系统设计改进的PSA评价

根据一级概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的结果,安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)子系统的初始设计导致安注管线破裂(Safety Injection Line Break,SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(Core Damage Frequency,CDF)有较大的贡献。本文提出了IRWST子系统的设计改进方案,将IRWST水箱内的滤网由两个(A/B)增加为三个(A/B/C),并通过管线实现滤网之间的相互连接。通过重新构建故障树对改进后的IRWST子系统进行建模分析,并对相应的事件树以及一级PSA模型进行详细的定量化计算。结果表明,IRWST子系统这一改进能够显著降低堆芯损坏风险。IRWST子系统的改进将SI-LB始发事件的CDF降低了53.5%,将整个一级PSA的CDF降低了21.5%。

内置换料水箱液位变送器选型研究与优化

内置换料水箱(IRWST)液位仪表用于在正常运行和事故工况下连续监测,提供最高和最低水位报警和显示,为操作员提供操作依据。文章通过对仪表测量原理、性能、可维护性等方面进行比较,提出了选型建议和改进建议,为后续华龙一号工程内置换料水箱(IRWST)液位仪表选型和改进提供了借鉴和参考。

华龙一号核电厂内置换料水箱低液位排水方案研究

对华龙一号核电厂内置换料水箱进行优化改进,实现低液位排水,能有效提高含硼水的利用率,降低放射性废液排放量。本文介绍了背景与改进需求,提出了三种改进方案,经比较后选取了下沉过滤器方案,完成下沉过滤器的设备结构设计并确定了匹配的工艺导水方案,经分析该方案不会影响核电厂的安全功能,可用于华龙一号堆型核电厂。

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。

非能动余热排出热交换器流动和传热数值模拟

非能动余热排除系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)是非能动核电厂的重要安全设施,在全厂断电事故下,大部分的堆芯衰变热是通过PRHR热交换器传递至内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)。但PRHR热交换器属于大型非稳态换热器,其传热机理十分复杂。基于PRHR系统的重要性和复杂性,有必要研究PRHR系统的流动和传热特性。利用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件针对非能动堆芯冷却系统试验装置中的PRHR系统进行建模计算,分析了PRHR热交换器及IRWST的流动和传热特性,发现IRWST内部沿垂直高度上呈现明显的温度分层现象,温度沿水平方向的分布趋于均匀;IRWST内部的流动主要是沿着C型传热管竖直段向上流动,流速逐渐增大,但在两相阶段,水箱上部区域流动明显增强;C型传热管上部水平段和竖直段上部区域的换热系数要明显高于其它区域,且在上部水平段与竖直段连接弯管处换热系数最大,在两相阶段,上部区域的换热系数明显增大。

非能动余热排出热交换器传热过程的数值模拟

采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究,得到了安全壳内置换料水箱(IRWST)整个受热过程中的传热和流动特性。比较分析了不同时刻、不同位置水箱内两相流动时温度场和流场的变化。根据沸腾相变的两相流模型,对水箱内沸腾两相流的流动进行了数值计算,得到了沸腾两相流流动时的温度场、流场和气相分率等结果。

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。

基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究

为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明:导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性,提高水箱下部冷流体的利用率,从而降低IRWST内的热分层程度,4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%;但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低,使得传热系数有所减小,工程应用中需综合考虑各类因素的影响,得到最优化设计方案。

内河新型PE防撞浮标的研制开发

简要介绍了内河新型PE防撞浮标的材料性能、结构设计、平衡机理与受力分析。该型浮标已通过现场试验与专家鉴定,是一种具有显著经济效益的专利产品。

基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究

以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。

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。

非能动余热排出热交换器流动传热分析与验证

AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温。本文针对PRHR HX性能试验中的自然循环工况,对IRWST升温过程进行PRHR HX自然循环下流动传热分析。通过分析获得了在PRHR HX自然循环试验工况下IRWST内各个监测点流体温度随时间的变化过程,及各个典型瞬态时刻下IRWST内典型流体截面的流场分布和温度场分布情况,同时将分析计算所获得的监测点温度值与现场实测值进行了对比验证,结果吻合较好,为热态调试提供了重要的技术支持。

核电厂安全壳内置换料水箱过滤系统过滤性能及阻力特性研究

对核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤系统过滤性能及压损特性进行了分析研究。该研究借助试验验证和数值模拟分析方式展开,主要包括下游效应(碎片浓度)试验研究和过滤系统压损分析2部分。结果表明,在事故工况下,地坑滤网下游碎片浓度为368 ppm(1 ppm=1 mg/L)、安全注入系统(RIS)地坑滤网和安全壳喷淋系统(EHR)地坑滤网的压损分别为3.533 kPa和3.631 kPa,上述结果分别满足了过滤系统碎片浓度小于480 ppm和压损小于5.6 kPa的系统功能要求。

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。

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。

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。

安全壳内置换料水箱检查机器人控制系统设计

针对核电机组在役大修期间安全壳内置换料水箱(IRWST)的水下检查需求,以及尽量减少人员辐射剂量的要求研制可远程控制的检查机器人。通过对IRWST检查需求的分析,明确机器人的功能,设计了机器人控制系统总体结构。为满足机器人小型化要求,设计了基于嵌入式系统的机器人驱动板、视频编码板和解码板,开发人性化操作的上下位机软件。结果表明,研制的水下检查机器人可快速、稳定完成对IRWST各部件的视频检查和异物打捞任务,进一步提升了核工业领域机器人运行维护水平。

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。

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。