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。

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。

核电站反应堆冷却剂平均温度内模控制系统仿真

采用系统开环脉冲响应序列，创造了一种非参数建模方法，解决了复杂非线性系统 的建模难题，并应用内模控制原理创造了一种反应堆冷却剂平均温度恒定控制的非参数模型．该模型设计简单、跟踪调节性能好、鲁棒性强、能消除不可测干扰．仿真实验证明了本设计方法 的正确性和有效性，实现了系统的高精度控制．

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。

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。

反应堆压力容器筒体环焊缝超声检查装置传动系统分析

核反应堆压力容器筒体环焊缝关系着核反应堆压力容器的安全运行,为有效避免安全事故的发生,必须对该类焊缝进行无损检测。本文对反应堆压力容器筒体焊缝超声检查装置传动系统进行分析,确保其能够按照相关检查规范要求有效地对该处焊缝进行超声检查,保证设备在运行过程中的可靠性。

恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统低温超压分析

本文应用热工水力分析程序Kelap5／Mod3对巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组（C-2）反应堆冷却剂系统的低温超压情况进行分析，计算低温超压瞬态的压力峰值，分析其是否满足低温超压保护限值。

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统核级阀门的选型设计、采购、安装及调试

总结了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统阀门专业所从事的设计选型、采购(包括谈判,签订合同,阀门监造,验收试验等)、安装及调试等工作。

反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究

针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好。

基于BDMP的反应堆冷却剂平均温度控制系统动态可靠性分析

反应堆冷却剂平均温度控制系统(RCATCS)是核电厂安全重要仪控系统之一,对保证核电厂的正常运行起着重要作用。采用布尔逻辑驱动的马尔科夫过程(Boolean logic Driven Markov Process,BDMP)构建RCATCS动态可靠性模型,并采用概率模型检测器PRISM对其进行定量分析,得到了RCATCS的不可用率及系统各部分对不可用率的贡献值。最后,通过对比KB3和YAMS的BDMP定量分析结果,验证了该方法的有效性。结果表明,定量分析的计算效率明显提高,为核电站RCATCS设备的维修侧重提供了参考和方向。