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。

反应堆冷却剂系统压力控制

本文主要介绍反应堆冷却剂系统(秦山核电二厂)压力的控制原因和原理,分析运行中典型故障和失电对稳压器压力控制的影响。

核反应堆蒸汽发生器压力边界焊接接头的显微组织及硬度

根据核反应堆蒸汽发生器压力边界水室分隔板与定位板之间的结构特点,采用不对称X形坡口形式对Inconel600合金进行对接焊,研究了焊接接头的显微组织与硬度。结果表明:与母材相比,焊接接头热影响区的晶粒变大,熔合区组织过渡良好;焊缝边缘为垂直于熔合线向焊缝中心生长的柱状晶,焊缝中心为柱状晶和等轴晶的混合组织;在正面焊缝和反面焊缝之间的重熔区形成了较多的等轴晶;焊缝区物相组成与母材的相似,均由基体γ相、γ′间隙相及碳化物组成;焊缝重熔区的硬度最高,热影响区的硬度最低。

AP1000反应堆冷却剂系统主要设备安装技术

从反应堆冷却剂系统的组成和功能出发,分析了其主要设备的安装形式和技术要求。结合非能动先进压水堆反应堆(AP1000)冷却剂系统自身的特点,并在海阳核电站实践的基础上,阐述了反应堆压力容器、反应堆冷却剂主管道、蒸汽发生器、反应堆冷却剂泵、稳压器、波动管的施工流程,为后续核电站核蒸汽供应系统大型主设备的现场安装提供一定的技术参考。

印度将更换反应堆冷却剂管道

【英国《国际核工程》1996年1月号第9页报道】 印度核电公司(NPC)近日宣布,该公司将在1996年第二季度开始更换拉贾斯坦2号机组(PHWR)上的306根冷却剂管道。更换这些冷却剂管道的原因是,经过多年运行,这些管道已经变长,并且在这些压力管与其周围的排管容器内管接触时,受到了老化效应的影响。

RCPl00反应堆冷却剂循环主泵

反应堆冷却剂循环泵(简称主泵)是压水堆核电站一回路系统中的关键设备，它安装于核电厂的压力壳内，在反应堆与蒸汽发生器之间的冷段管路上，循环该回路中的冷却剂。

用于在反应堆停堆过程中向反应堆的蒸汽发生器供应压力水的方法和装置

至少一个注射冷凝器(20)用于在反应堆冷却剂系统的冷却剂温度和压力在反应堆热停堆状态和使得残余热冷却系统(RRA)能够工作的状态之间变化的过程中向蒸汽发生器(1)供给二次给水。注射冷凝器(20)在第一进口处供给从蒸汽发生器(1)的上部抽取的蒸汽，并在第二进口处供给来自储存箱(10)的给水。高温增压给水通过一个注射冷凝器(20)出口而供给蒸汽发生器(1)。蒸汽发生器(1)的供给并不使用附加泵来从储存箱(10)中抽取给水和将给水注入蒸汽发生器(1)的二次部分(3)中。

核岛反应堆压力容器材料

核岛一回路系统设备(包括:反应堆压力容器RPV、蒸发器SG、稳压器、主冷却剂泵和主管道等),其中根据不同标准和设计RPV主要由四种堆型,表1是从图纸上总结出来的四种不同RPV堆型参数的对照信息。

轻水堆冷却剂环境对核一级部件疲劳寿命影响的分析与评价方法

反应堆压力边界的核一级部件在设计中要求进行疲劳分析。当前国际上的研究结果表明,目前分析中使用的规范疲劳设计曲线在考虑冷却剂环境条件下并不保守,并引起了各国核电监管机构对此的广泛关注。文中介绍了各主要核电国家对冷却剂环境疲劳的研究情况,讨论了NRC关于冷却剂环境的疲劳分析方法以及ASME规范的后续进展。针对考虑环境疲劳后可能带来的一系列问题,提出了建议的解决方法。

具备三代核电安全功能特征的RCI系统冷却剂流道设计

田湾5、6号机组核岛设计在充分吸收福岛核事故经验反馈的基础上,采纳先进三代核电的熔融物堆内滞留(IVR)安全设计理念,设置了堆腔冷却剂注入(RCI)系统。为实现RCI功能,反应堆压力容器(RPV)保温层需与RPV以及堆坑壁之间形成具有一定间隙的稳定可靠的冷却剂流道,而该流道的设置给RPV保温层带来了支承热桥引发的热量耗散问题。文章基于有限元分析等手段,通过通风条件及支承结构优化,解决了支承热桥引发的热量耗散问题。

主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特性。研究表明:在核主泵转子卡滞结束时,核主泵出口处流量降低到稳定运行时的81.3%。在卡转子过渡过程中,系统管路内最大压力峰值位于核主泵入口截面处,为16.00 MPa,小压力谷值位于核主泵出口截面处,为15.01 MPa,最终系统内各监测点的压力趋于参考压力15.50 MPa。受反应堆冷却剂系统管路布置方式与核主泵卡转子事故的双重影响,各截面的流体速度呈现明显的不均匀分布,并产生了明显的涡流。系统各壁面水力载荷变化规律与系统压力脉动变化规律一致,最大载荷力峰值位于过渡段第一个弯头处的W3壁面处,为3.163×10^(6)N;最小载荷力谷值位于反应堆压力容器入口处弯头的W12壁面处,为9.125×10^(5)N。本数值预测方法可为主泵卡转子事故工况下反应堆冷却剂系统管路的设计与安全性评估提供技术支持。

300MW级核电站主泵压力脉动研究

以国内某300 MW级核电站主泵为对象,利用Navier-Stokes方程和标准k-ε湍流模型对其内部流场进行了非定常数值模拟,并根据模拟结果对主泵叶轮进、出口和导叶出口处的压力脉动进行研究分析。结果表明:整个泵段的脉动频率主要受叶轮转动频率影响,对于叶轮段为球型的主泵,最大脉动幅值由叶轮入口前向导叶体不断减小,且沿叶高方向依次增大;在叶轮轮缘附近,由于受到球型泵壳的影响,脉动幅值出现减小。

堆芯熔融物对压力容器壁面烧蚀过程的数值模拟

研究堆芯熔融物对压力容器壁面的动态烧蚀,对于反应堆冷却剂严重丧失事故(Loss of coolant accident,LOCA)后果的预测以及缓解方案的设计具有重要意义。本文以AP600为研究对象,在假设冷却剂全部丧失事故工况下,采用堆芯熔融物两层结构模型,计算熔池对壁面的加热;建立压力容器壁面的非稳态二维传热模型,并考虑安全壳水池对压力容器外侧的冷却,采用移动边界模型模拟烧蚀引起壁面局部厚度变薄;计算了堆芯熔融物坍塌后15 000 s范围内,压力容器下封头壁面温度和厚度的变化。

核电站反应堆冷却剂泵故障诊断系统研制

反应堆冷却剂泵(主泵)是反应堆冷却剂系统的主要设备之一,为动机设备,其结构复杂、技术难度大,集机、电、水、气、油于一体,且为一回路承压边界.反应堆冷却剂泵能否正常工作直接关系到核电的安全性和经济性.核电主泵由于振动过高、轴封泄漏量异常、轴裂纹、辅助系统监测及预警不及时等典型故障最终导致机组停运的事件已多次发生,使核电厂遭受经济损失.

基于泄漏监测数据综合的核电厂反应堆一回路压力边界泄漏诊断技术研究

泄漏监测系统用于监测反应堆冷却剂系统压力边界(RCPB)完整性,也是破前漏(LBB)技术应用的先决条件。泄漏综合诊断是泄漏监测系统的核心功能。本文从系统可用性、数据可靠性、单仪表泄漏报警、泄漏综合诊断、报警响应策略、泄漏率定期试验自动计算6个方面构建泄漏综合诊断技术方案。泄漏监测系统的灵敏度和准确性是泄漏综合诊断技术的重要性能指标,也是监测RCPB完整性和LBB技术应用的关键要求。先确定触发单仪表报警的保守阈值范围,以保证检测的灵敏度,再经泄漏综合诊断技术方案复核并调整有效单仪表报警阈值,以保证报警的准确性。通过理论计算、数据分析、多信号的一致性判断,泄漏监测系统能及时准确地诊断出泄漏情况,充分应用智能化泄漏诊断技术,减少运行人员复核报警工作量。

M310系列核电厂一回路压力超出运行技术规范要求事件分析

近年来我国M310系列核电厂在运行和试验期间多次发生一回路压力超出技术规范要求的事件。相关事件主要发生在机组余热排出系统冷却正常停堆模式(NS/RRA模式)和功率运行模式(RP模式)。NS/RRA模式下操纵员对一回路系统干预操作较多,由于操纵员技能不熟练、风险分析不到位、参数监控缺失、高风险操作监护不到位等因素导致操纵失误是NS/RRA模式下一回路压力超出技术规范要求的主要原因。RP模式下,M310系列核电厂运行技术规范对一回路压力的要求范围较小且没有规定超压后的干预措施,导致定期试验、设备故障或运行瞬态引发机组负荷快速变化时,稳压器压力控制系统来不及响应,频繁发生一回路压力超出技术规范要求的事件。基于上述事件分析结论,通过加强NS/RRA模式下操纵员行为管理,改进M310系列核电厂运行技术规范要求,能够有效避免一回路压力超出运行技术规范要求。

基于最大气泡压力法的液态碱金属密度和表面张力测量

液态碱金属是空间核反应堆的冷却剂材料之一,其热物性参数是冷却剂材料选取的重要依据。现有的液态碱金属的密度及表面张力实验研究数据较少,当今空间堆发展对其有更高要求。根据最大气泡压力法,研制了一套可同时测量液态碱金属密度和表面张力的实验装置,并以纯度为99.9%的锂为被测介质,对该装置的可靠性和可用性进行验证。结果表明,在200~650℃温度范围内,标准大气压下,实验结果与文献参考值相比,密度平均偏差为0.47%,表面张力平均偏差[12]为0.93%,具有较好的线性度。在此基础上,给出了液态锂密度和表面张力与温度的经验关系式。最后分析了管径、鼓泡速度对液态锂密度和表面张力测量结果的影响,并给出相应实验建议。本文工作可对高温液态碱金属的密度及表面张力开展高精度测量提供参考。

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。

300MWe级核电站主泵流固耦合传热研究

反应堆冷却剂泵的流动、传热问题涉及计算流体力学和固体传热有限元学,流、固传热系统在交界面处边界条件的确定是一个重点。利用分区求解、边界耦合的方法将流体和固体作为一个整体研究,在交界面上先假定一个初始温度,再进行迭代计算。通过对计算结果进行分析,从而得到主泵实体及流体的温度分布与流体流动状态有密切关系,叶片温度受流动状态影响较大,轮毂处相对较小,叶轮叶片表面高温区类似涡状。为研究主泵流场、温度场和应力场的三场耦合问题,提供了依据。