压水堆核电厂反应堆冷却剂泄漏率优化计算

反应堆冷却剂泄漏率是压水堆核电厂重点监测的一项数据,根据电厂定期试验程序需要每天测量。由于目前国内核电厂对反应堆冷却剂泄漏率计算研究较少,在计算中存在一些不足。文章讲述了泄漏率计算的基本原理,从系统设计的角度对不同的运行工况进行分析,得到每种工况下的边界公式。同时基于电厂大量实际运行数据,确定了每种工况下的通用计算公式,结果满足电厂提出的验收条件。通过文章的方法计算冷却剂泄漏率,既能得到比较准确的计算结果,又能满足电厂计算便捷易于操作的要求。

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。

反应堆冷却剂流量测量不确定性分析研究

反应堆冷却剂流量是压水堆核电厂设计和运行重点关注的热工安全参数及运行监测参数之一。论文介绍了弯管流量计法和热平衡法两种测量CPR1000核电机组反应堆冷却剂流量的数学物理模型,根据不确定性分析数学原理分别建立了两种方法的完整反应堆冷却剂流量不确定性分析模型,结合CPR1000核电机组数据对反应堆冷却剂流量的不确定性进行了对比分析及敏感性研究。本文模型可用于反应堆冷却剂流量测量不确定性的量化评估,还可用于确定影响反应堆冷却剂流量测量不确定性的关键因素以及优化流量测量系统设计。

核电厂反应堆冷却剂泵水冷-润滑型轴承运行安全分析

目前,压水堆核电厂反应堆冷却剂泵径向止推轴承一般采用油冷却-润滑型,仅VVER型压水堆部分机组反应堆冷却剂泵的径向止推轴承采用水冷却-润滑型。通过对水冷却-润滑型径向止推轴承关键参数——轴承释热率的影响参数进行逐一分析,运用数学建模计算分析,发现反应堆冷却剂泵的启动电磁铁长期投运后能够有效控制轴承释热率,从而保证反应堆冷却剂泵长期、稳定、安全运行。

复杂约束条件下高核功率反应堆冷却剂泵动压控制方法

在高核功率反应堆冷却剂泵动压控制中,面临众多复杂约束条件,导致PID控制能力降低,增加主泵停运风险,进而影响整个核电站的安全运行。为了提高核电站供电能力,提出一种复杂约束条件下的高核功率反应堆冷却剂泵动压控制方法。通过分析高核功率反应堆冷却剂泵工作原理,选取有代表意义的高核功率反应堆冷却剂泵动压控制约束条件,并以此为基础,采集不同工况下主泵内部流畅运行所产生的液膜压力和叶轮压力,输入PID控制器中,根据PID控制器输出的控制策略,实现高核功率反应堆冷却剂泵动压控制。实验结果表明:方法可有效控制泵密封端面液膜压力,避免主泵内冷却剂外泄,且叶轮片表面的空化体积分数均处于较低水平,对密封端面和叶轮片的控制性能均较强。

气-液条件下导叶出口位置对反应堆冷却剂主泵性能的影响

为研究在气-液两相流条件下,导叶出口边安放位置对反应堆冷却剂主泵(主泵)内部流场特性的影响,采用三维建模软件Pro/E建模,网格划分软件IECM划分非结构网格,计算流体动力学(CFD)软件CFX进行数值模拟。模拟过程中采用雷诺时均N-S方程和k-ε湍流模型,使用多相流模型中的混合物模型对主泵在气-液两相条件下的内部流场进行数值模拟。对不同导叶出口边安放位置时泵壳和导叶内的含气率分布、液相和气相相对速度分布进行研究。结果表明,在气-液两相流条件下,不同导叶出口边安放位置对导叶和泵壳内的含气率、相对速度分布有一定的影响;不同导叶出口边安放位置时,泵壳内的气体聚集程度不一样,当导叶出口边位于泵壳中心垂直平面上时,泵内部流动效果最佳。

1000MWe核反应堆冷却剂泵多场耦合特性分析

为研究高温、高压介质对反应堆冷却剂泵的影响,应用商业计算软件ANSYS Workbench对其进行多场耦合数值模拟计算,得到核主泵内部流场、温度场及应力场分布。计算结果表明:类球形压水室不利于流体流动,内部流动十分复杂并存在明显回流。叶轮前盖板温度明显高于后盖板,前盖板平均温度达到530K,而后盖板只有500K。应力集中大都发生在前后盖板与叶片交接处,叶轮的等效应力最小值位于叶轮的后盖板轮毂侧,而最大值出现在叶轮出口与前后盖板交接位置;由于叶轮出口处叶片间的约束较小,而此处产生的热应力及离心力所产生的拉应力较大,使得叶轮出口后盖板处产生最大变形,为0.24mm。

核反应堆冷却剂循环泵的现状及发展

介绍水冷堆和钠冷堆的反应堆冷却剂循环泵的工作原理以及性能和结构特点。通过对比屏蔽泵、轴封泵和电磁泵的优缺点,并结合我国核泵国产化需求,从泵的选取、泵的节能、结构与材料、生产工艺、制造技术等方面作了简要分析,并对未来发展趋势作了近期展望。

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。

核电站反应堆冷却剂泵电动机转子飞轮的设计与评定

本文介绍和分析了国内外飞轮的设计与评定问题及相关要求，包括结构特点、设计准则、飞轮材料及飞轮检验等。

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。

错列导叶对反应堆冷却剂泵水力性能的影响

本文采用数值模拟对交错形式的导叶叶片对于三代核电站反应堆冷却剂泵性能的影响进行研究。通过数值模拟和试验结果的比较验证了数值模拟的有效性。数值研究获得了不同交错叶片导叶方案下核主泵性能的变化。得到了水力性能曲线,轴向力曲线和压力脉动频谱图。数值结果表明:在额定流量下交错叶片稍微减少了水力效率,但对扬程、轴向力和功率几乎没有影响。交错叶片导叶有利于压力脉动,降低了水力部件内部压力脉动的振幅幅值,交错角3/4的方案是一个比较好的选择。

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。

基于遗传算法的核电站反应堆冷却剂泵叶轮叶片多目标优化设计

利用Kriging模型建立了叶轮叶片进出口安放角参数与泵性能的关系,采用遗传算法对叶片参数进行多目标寻优并进行性能预测和对比分析。结果表明:β11、β51和β52为反应堆冷却剂泵叶轮叶片进出口角参数的显著因子;β11=43.3°、β51=22.9°和β52=18.4°为最佳叶片进出口安放角参数组合;优化后,叶轮效率在0.8qV,d、1.0qV,d和1.2qV,d3个工况点相对于原叶轮分别提高了1.24%、1.1%和0.5%;叶片吸力面上压力载荷提高;叶片压力面上展长比为0.5和0.95时,叶片出口区域压力载荷提高。

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。