基于物理去除方法的反应堆及一回路系统腐蚀产物过滤系统设计

随着核反应堆服役年限的增加,反应堆一回路系统的设备、管道、阀门内表面存在一定的剥落,形成腐蚀产物悬浮于冷却剂中,最终变为活化腐蚀产物。随着活化腐蚀产物的不断增加会造成冷却剂中总固水平增加和反应堆厂房内空间剂量水平升高,也会对设备的运行造成一定的影响。为解决这一问题,本文采用在一回路系统上增设并联支路,支路中设置腐蚀产物过滤系统,采用物理去除的方法不断对冷却剂过滤去除其内的腐蚀产物,进而降低冷却剂中的总固水平。对于腐蚀产物过滤系统的过滤器,采用碟片式结果,采用有限元方法进行了过滤器单层固液两相分离仿真。经工程应用验证表明,本文设计的腐蚀产物过滤系统可有效降低冷却剂中的总固水平,表明对去污冷却剂中的腐蚀产物效果明显。

“华龙一号”反应堆及一回路系统研发与设计

本文概述了中国核动力研究设计院(以下简称"核动力院")进行"华龙一号"反应堆及一回路系统自主创新的历程,介绍了主要研发内容和设计方案,包括堆芯设计、一回路系统设计、主设备设计、事故预防和缓解措施、安全分析等,展示了"华龙一号"作为三代核电技术的安全性、经济性和先进性。

一回路自然循环优化研究

鉴于对提升反应堆的运行效率和安全性能的需求,本文建立了反应堆一回路自然循环计算模型,并运用混合多目标遗传算法对其进行优化设计,旨在减少压力容器的高度并提升自然循环冷却剂流量。研究结果显示,在追求压力容器高度最小化的方案中,总高度降低了19.21%,相应的冷却剂流量减少了9.64%;而在最大化冷却剂流量的方案中,压力容器总高度增加了12.25%,冷却剂流量得到了29.26%的显著提升。

模态应变能在反应堆及一回路系统动力分析中的应用

为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察,提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分析发现,波动管局部主导模态由于支吊架位置变化而发生变化,主导频率所对应的输入地震响应谱位置相应变化,进而影响了波动管附近的地震响应。然后,本文对同堆型环路模型动力分析中蒸汽发生器主蒸汽管是否能从环路模型中解耦进行了论证。分析发现,根据USNRC SRP3.7.2解耦准则的第二条,主蒸汽管满足解耦条件,可在动力分析中单独进行处理。本文所提出的分析方法可定量反映部件和设备在系统模型中的动力贡献程度,模态应变能的计算仅应用了系统级模型的质量和刚度信息,无需对整个系统进行时程瞬态分析。

核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性研究

为探究核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性,通过动态匹配核主泵水力特性与系统管路阻力特性,建立了反应堆一回路系统的全三维简化模型。借助计算流体动力学(CFD)方法对核主泵卡轴事故工况进行了瞬态数值模拟,得到不同卡轴工况下核主泵外特性、内部压力场、叶轮叶片载荷与受力特性的瞬时变化。研究表明:卡轴时间越短,核主泵相应特性参数的瞬时变化越剧烈,事故造成影响越严重。以叶轮转速刚降为0 r/min时为节点,在卡轴时间为0.1、0.3、0.5 s三种卡轴工况下,流量分别降低到正常运行时的82.3%、61.4%、49.6%;核主泵扬程达到反向极值,分别为正常运行时的−137.7%、−87.4%、−56.9%;叶轮叶片两侧压力差值达到最大,分别为1.34、0.73、0.47 MPa,且在叶轮叶片工作面一侧和导叶流道中间部分形成相对集中的低压区;叶轮所受轴向力达到反向极值,分别为正常运行时的−159.3%、−96.5%、−65.5%。本数值预测方法对反应堆水动力系统的动态安全性评估提供了一定的数据支撑。