核电厂大范围损伤工况下反应堆冷却剂系统注水策略分析

福岛核事故后,极端灾害可能引发的核电厂相关设备大范围损伤情景下的事故处理策略成为核安全必须关注的问题之一。本研究针对台山核电厂EPR机组的大范围损伤情景,选取具有代表性的全厂断电工况,开展事故敏感性分析。结合台山核电厂的系统特征及电厂移动设备的配置,给出该类事故情景下用于堆芯损伤状态控制及缓解的反应堆冷却剂系统注水策略的相关缓解行动要求和关键时间节点,以有效缓解事故进程。在此分析基础上制定了EDMGs反应堆冷却剂系统注水策略。

核电厂反应堆冷却剂系统抗震阻尼比研究

基于2023年国内新建核电厂安全审评中核安全监管部门对抗震物项阻尼比取值提出关注的背景。介绍核电工程中抗震分析阻尼比取值依据,指出标准与工程实践之间存在的差异,以及由此产生的困惑;阐述阻尼比在动态分析中的作用原理;对比核电领域不同标准与导则文件对于机械设备阻尼比的要求,指出当前标准的相关要求对于由多种部件组成的组合设备或系统过于保守;重点对压水堆核电厂反应堆冷却剂系统与设备阻尼比进行研究,给出国内外核电工程实践中该系统与设备的阻尼比取值依据,并针对核电工程实践中组合设备或系统阻尼比取值依据不足的问题提出建议。

海洋条件下冷却剂系统自然循环仿真模型

在对核反应堆堆芯冷却剂系统分析的基础上,建立了海洋条件下冷却剂系统自然循环运行状态仿真模拟的数学模型。模型分为稳态计算和动态计算两部分,包括修正的单通道模型、强迫外干扰力模型、两相沸腾计算和动态计算模型等。对于海洋条件,主要是针对左右摇摆的情况进行了计算,并对结果作了简单的分析。计算结果表明模型是可行的。

简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析

应用海洋条件下堆芯冷却剂系统运行状态的仿真数学模型 ,使用MathCAD进行编程 ,开展了左右摇摆海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力的分析。研究结果表明 :在左右摇摆海洋条件的影响下 ,反应堆中的各种参数均发生了与摇摆相对应的振荡 ,并且在幅值上发生了变化。堆芯流量和堆芯总功率的下降说明 ,左右摇摆的海洋条件对堆芯冷却剂系统自然循环能力有很大影响 。

秦山核电二期工程反应堆主冷却剂系统与辅助系统力学分析

介绍了在秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统力学分析工作中所使用的设计规范、准则、分析方法、分析模型、使用载荷、分析结果等情况。主冷却剂系统结构分析是系统和部件设计的基础,包括静力分析、地震分析和失水事故分析(LOCA)三大部分,为各设备部件、管件、支撑及土建结构提供设计载荷和其它接口参数;辅助系统力学分析对核辅助管道进行了应力、疲劳和热棘轮分析,以验证管道在核电厂寿期内的结构完整性,为支撑的布置和选型提供依据。同时总结了设计工作中积累的经验和发现的不足,为将来的核电厂的设计工作提供参考。

秦山核电二期工程冷却剂系统管件应力分析

用RCC-M B3650提供的简化分析方法及ANSYS程序,计算了秦山核电二期工程冷却剂系统接管嘴和焊缝的各类应力强度,分析了管道沿壁厚方向的瞬态温度场;用RCC-M提供的方法计算线性温差ΔT1和非线性温差ΔT2。结果表明,部分管件不满足RCC-M的方程(13)和热棘轮限制。

氟盐冷却高温堆主冷却剂系统^(16)N源项分析

基于SCALE6.1程序包中的三维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆(FHR)堆芯中子能谱进行计算,利用Mathematica程序建立了16 N源项在主冷却剂系统内的流动模型,对FHR的主冷却剂系统16 N源项进行定量分析,对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域16 N源强分布进行研究。结果表明:当冷却剂体积流量大于4.15×102 cm3·s-1、小于4.15×106 cm3·s-1时,流动效应对主冷却剂系统内16 N源项浓度分布影响显著,在FHR的设计基准流量(4.15×104 cm3·s-1)情况下,堆芯中16 N源项占总16 N源项的76.98%,上腔室为18.89%,其余区域放射性活度占16 N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。

反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素。

基于ANSYS二次开发的反应堆冷却剂系统LOCA非线性动力分析

利用ANSYS程序进行反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)瞬态下的非线性动力响应分析,实现参数化、模块化的高效建模。在此基础上,对ANSYS程序进行二次开发,形成LOCA瞬态动力响应分析用的专用模块。基于ANSYS程序二次开发的LOCA模块的分析结果与专用LOCA分析软件的计算结果基本一致,局部存在一定差异。根据瞬态动力学分析的经验,反应堆冷却剂系统中存在较多非线性因素,该差异在可以接受的范围内。整个计算过程输入格式灵活、建模方便、可视性好、可自动生成报告,可大大提高实际工程分析的效率。

华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。

CARR冷却剂系统设计及分析

反应堆冷却剂系统(RCS)是中国先进研究堆(CARR)的重要系统之一,反应堆运行时,通过其将堆芯的热量带出,该系统的安全有效运行是反应堆安全运行的必要保证。本文从冷却剂系统的功能和工艺设计、主要设备等方面对该系统及其设计进行了说明,并对设计过程中重点考虑的运行和安全问题进行了分析。

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统设计

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统和设备的主要设计参数、设备设计制造标准及材料的选择,系统的各种标准运行方式,还对系统的主要设备和管道的布置、管道支吊架的选择和设置进行了说明。

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统泄漏分析

第三代AP1000非能动核电厂的主要特征是采用非能动安全原理,使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化,安全性、可靠性、经济性大幅度提高,以满足美国先进轻水堆业主要求文件的基本要求。本文针对美国业主要求文件(Utility Requirements Document,URD)第三卷第五章《专设安全系统》中对非能动先进轻水堆核电厂反应堆冷却剂系统压力控制功能的要求:在很小的反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)净泄漏率(不大于2.27 m3·h-1)条件下,具有足够的系统冷却剂装量及补水能力,以保证在8 h(28 800 s)内不会触发自动降压系统而进行计算分析,本分析采用安全分析报告小破口失水事故(Loss of coolant accident,LOCA)分析采用的NOTRUMP程序,分析结果表明AP1000核电厂可满足上述美国URD要求。

反应堆冷却剂系统低温超压分析

为分析巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统是否满足低温超压保护要求,应用热工水力分析程序Relap5／Mod3对其低温下的瞬态进行模拟计算分析,结果表明低温瞬态下的系统压力满足限值要求,不会发生超压。

核电厂反应堆冷却剂系统电压暂降耐受力的评估与实验验证

针对核电厂经受电压暂降而导致反应堆停堆的问题,将电气学科中电能质量概念引入核电厂,进行了电压暂降耐受力评估。从对电压最敏感的反应堆冷却剂系统入手,进行暂态联合建模,将状态参量的运行保护阈值、各设备的运行限值作为系统欠压运行时的边界条件,绘制其耐受力曲线,并利用实验证明所提方法的正确性。最后以某AP1000核电厂为例,绘制该反应堆冷却剂系统的电压暂降耐受力曲线。此项评估研究,既提高了学生理论分析能力、实际操作能力,又能使学生掌握一定的工艺知识,推动学生的跨学科培养。

反应堆冷却剂系统动力分析流体附加质量研究

在核电厂极限设计事故工况时,由于动力载荷的作用,反应堆冷却剂系统内部存在诸多流体与固体耦合现象,采用流体附加质量的方法等效系统内部的流固耦合现象。对反应堆冷却剂系统中存在的流固耦合附加耦合质量的计算方法进行研究,梳理燃料组件之间、吊篮与燃料组件之间、压力容器筒体与吊篮之间以及蒸汽发生器传热管之间流固耦合质量的计算方法,有效模拟流体和固体之间的耦合效应,为建立动力分析模型提供有力的技术支持。

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防护等方面的要求。反应堆冷却剂系统主设备及主回路采用了紧凑型的布置方式,改善了环路配置的经济性,波动管布置在考虑足够柔性的基础上采用了大倾斜角连续上坡的方式,降低了波动管在运行过程中出现热分层的可能性,稳压器安全阀及ADS第1、2、3级集中布置在稳压器顶部,组合成一体化的模块Q601,改善了反应堆冷却剂系统布置结构。

ARR─2堆冷却剂系统及其连接系统的设计

本文介绍了ＡＲＲ２反应堆冷却剂系统和与之相连接系统的流程、设计参数、所遵循的设计安全标准以及系统设计特点。

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作。主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器。主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等。设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果。但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究。

“华龙一号”反应堆冷却剂系统调试研究与设计

本文介绍了NNSA、IAEA和NRC对反应堆冷却剂系统调试的相关要求,结合NRC对首堆试验的要求和核电厂运行经验反馈,确定了华龙一号反应堆冷却剂系统调试设计的总体思路。接着,介绍了部件试验、系统试验和首堆试验的试验阶段和主要试验内容。通过实施以上试验,可以验证"华龙一号"反应堆冷却剂系统和部件的性能符合设计和安全要求。