华龙一号安注系统电动截止阀可靠性试验及评估研究

作为核反应堆系统中的关键设备,阀门在核反应堆系统中起着至关重要的作用,其可靠性直接决定着核反应堆安全以及人员安全。本文针对华龙一号安注系统电动截止阀,采用3个试验样机开展可靠性试验,通过模拟使用工况下的冷热态寿命试验,获得了该型阀门的典型失效——阀座内漏,并基于试验数据采用小子样试验的半经验评估方法完成了可靠性评估,确定该安注系统电动截止阀全寿期无故障动作360次的可靠度大于0.99。

反应堆直接安注结构优化及三维流动仿真研究

安注结构对于压水堆一回路的压力边界失效时防止堆芯将因为持续的发热而“蒸干”有着重要作用。为此,本文通过对安注结构进行建模仿真计算,分析安注结构对于流动的影响,并基于代理模型进行多目标优化,得出文丘里形式的直接安注结构安注管有两个作用。一是节流作用,防止反应堆内的流体倒流,二是与挡流板配合使用,防止安注冷水在大流量时冲到吊篮组件上。通过优化使导流板两侧流动顺畅,导流板两侧压力分布接近,都较为均匀,优化后的导流板受力降低,优化的效果较为明显。

CPR1000机组中压安注箱的压力范围问题及改进研究

CPR1000机组中压安注箱的设计目的在于在失水事故期间在氮气压力的作用下短时间内淹没堆芯,从而避免燃料熔化和堆芯损坏。中压安注箱的氮气压力是失水事故分析的关键安全参数。目前,CPR1000机组在实际运行中关于中压安注箱的压力控制范围未考虑仪表测量不确定度(0.6 bar),存在中压安注箱的实际压力控制范围超出安全分析假设的潜在风险,可能影响中压安注箱的安全功能。本文基于对上述问题的安全分析和外部调研,提出了针对核电厂执照文件、运行程序及报警设置等方面的改进建议,旨在保障机组的安全运行,分析认为这些改进是可行的。

中压安注泵失效原因分析及优化

华龙一号中压安注泵(MHSI)属于三新设备,主要用于在安注信号触发后将内置换料水箱的水注入一回路,为安全专设。中压安注泵在安装调试阶段首次启动时发生转子卡死事件,在处理卡死事件的过程中,又引发芯包/筒体拉伤事件,导致其直接不可用。为避免MHSI泵再次出现同样的失效事件,对造成本次事件的可能原因进行全面分析,并提出相应的优化处理措施,提高MHSI泵安全稳定运行的可靠性,为后续机组该类型泵的调试提供经验反馈。

DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究

本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明,在DVI管道发生断裂的事故工况下,安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下,通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率,仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行,不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计,电厂的安全性和经济性得到共同提升。

“华龙一号”压力容器直接安注旁流与传热试验研究

压力容器直接注入(DVI)技术以其独特的性能逐渐被许多新型压水堆采用,但在DVI系统投入使用时会因为安注水旁流现象降低安注流量以及对压力容器壁面产生承压热冲击(PTS)。本试验以“华龙一号”DVI优化技术的安注系统为研究对象,在以1:5缩比的试验本体上,以蒸汽模拟大破口失水事故(LBLOCA)完好环路回流蒸汽,测量再淹没阶段不同DVI管嘴结构对安注水旁流特性以及压力容器壁面局部对流换热系数的影响。旁流试验发现有导流管的DVI管嘴旁流份额均显著降低;由于蒸汽冷凝作用,流向破口冷管段的蒸汽量减少,蒸汽注入比空气注入时旁流量要小得多。传热试验发现,有导流管嘴时DVI安注对压力容器内壁面影响区域较小且主要集中在管嘴正下方区域;无导流管嘴的换热系数基本上随安注流量的增大而增大。

高压安注气体隔离阀卡涩问题研究

秦山三期应急堆芯冷却系统高压安注气体隔离阀(3432-PV81/PV82)在机组运行期间,出现了阀门卡涩的问题,机组被迫进行停堆小修。按照阀门结构设计加工了模拟试验台架,并将实际测量数据与有限元计算结果进行对比,验证了有限元分析计算的准确性。根据测试及分析结果,阀门出现卡涩的根本原因是:阀座备件的尺寸偏差导致阀门摩擦力超过了驱动力矩。本文研究结论可以供同型号阀门备件采购期间使用,同时对电站同类阀门的缺陷分析、备件验收具有参考价值。

高低压安注系统机械贯穿件密封性定期试验优化研究

高低压安注系统机械贯穿件密封性定期试验一般在机组下行阶段进行,是确保安全壳整体安全性能的重要试验。本文分析了高低压安注机械贯穿件密封性试验的压力选择及试验原理,指出了目前试验存在主要问题的直接原因,通过对热段安注管线轴向温度的计算分析,找到了死管段内汽水分层导致阀门锈蚀的根本原因;提出了该定期试验超出设计压力的解决方法和优化方案。阀门锈蚀导致机械贯穿件密封性定期试验压力无法维持。长期而言,应对死管段进行加压工程改造;在未进行工程改造前,在试验封闭管段加装自力式减压阀。本文的研究对于优化定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。

先进安注箱热工水力特性研究

为了研究先进安注箱的热工水力特性,建立了其数学模型,包括基本守恒方程、传热模型、传质模型和阻尼器模型。开发了先进安注箱计算模块,并将其嵌入到RELAP5/MOD3.3程序中。通过与CFD模拟结果的比较分析,验证了文中模型和求解方法的合理性。针对某先进安注箱,研究了其热工水力特性,并开展了参数敏感性分析,结果表明:各参数的变化趋势合理,先进安注箱能实现从大流量到小流量段的过渡;小流量阶段的出口质量流量随阻尼器直径的增大而减小;整个阶段的出口质量流量随大流量水体积与氮气体积比的增大而减小;当立管形阻系数在一定的变化范围内时,大流量阶段的出口质量流量随立管形阻系数的减小而增大。该研究将为我国先进安注箱的设计和实验研究提供理论依据。

AP1000小破口事故下非能动氮气安注箱的瞬态特性研究

根据AP1000非能动氮气安全注入水箱的结构和工作原理建立了热工水力模型并开发了计算分析程序TACAP。利用TACAP计算得到了AP1000非能动氮气安全注入水箱在两种小破口失水事故(包括25.4cm等效直径冷管破口和5.08cm等效直径冷管破口)下的瞬态特性,得到了箱内水位及注入流量等关键参数的瞬态变化。计算结果表明:安注箱在小破口失水事故后能提供高效的安全注入,对一回路快速地进行冷却和降压,有效地缓解事故后果。TACAP计算结果与西屋公司NOTRUMP程序计算结果基本一致,表明了TACAP程序的适用性和正确性。

高压安注条件下冷管段和环腔流体混合特性的数值分析

压水堆高压安注条件下冷热流体混合会导致承压热冲击现象,影响压力容器的使用寿命。本文基于ROCOM实验装置的实验数据,使用CFD方法对高压安注条件下有密度差的冷热流体混合现象进行了模拟,并对模拟结果进行了验证与分析。结果表明,在冷管段和下降段环腔中流体混合的主导因素分别为强迫流动混合和浮升力驱动混合。在仅有1条冷管段注入的情况下,进入下腔室的流体会再次回流至环腔,从而对冷却剂的混合特性产生影响。

三代压水堆核电站核二级低压安注泵用机械密封研制

总结了一种新型研制的压水堆核电站核二级低压安注泵用机械密封的技术特点,从设计输入、条件分析、方案选型等方面进行了详细的介绍,并利用有限元分析对端面状态进行了分析与优化设计。研究表明,合理选型和设置密封参数,可以实现在该泵的各类事故特殊工况下执行预期功能。

安注方式对设计基准失水事故下元件包壳破损份额影响的分析

以某船用压水堆为研究对象,采用RELAP5/MOD3.2程序,分析了发生在主管道冷端的极限中破口失水事故中,采取冷端、热端安注方式时不同的事故过程。引入临界管概念,确定了包壳破损临界功率因子。对全堆进行精细功率重构,确定每根燃料元件功率因子,最终确定不同安注方式下的元件包壳破损份额,并指出:对破口出现在主管道冷段的设计基准事故,热端安注能减轻事故后果,减少破损份额。

600MW压水堆安注箱设计研究

本文用美国核管会热工水力程序TRACE和图形化建模软件SNAP,建立了600 MW两环路压水堆一回路和二回路热工水力系统分析模型,并对安注箱的各设计方案进行大破口失水事故(LBLOCA)模拟计算,通过对比各设计方案在LBLOCA事故下计算出的峰值包壳温度,研究安注箱在大破口失水事故工况下的安注性能,最后给出了优化的设计方案,并提出了可行的设计改进建议。研究结果表明,上腔室和下降段同时注入的方式较冷段注入和下降段注入更有效,且恰当地选取初始安注箱压力,可有效降低峰值包壳温度,提高LOCA裕量。

基于GO-FLOW方法的非能动安注系统可靠性分析研究

研究了GO-FLOW方法及其应用特点,给出GO-FLOW方法在系统可靠性分析中的特点;研究非能动安全注入系统在DVI管线破裂事故中的响应特点,给出事故缓解中安注系统的成功准则及投入序列;建立系统的GO-FLOW模型,完成非能动安注系统在DVI管线破裂事故中的可靠分析,得到系统在不同时间点的可靠性数据;对GO-FLOW方法和故障树方法的计算结果进行对比,找出其结果差异的原因,分析两种方法的计算特点,得出两种方法在系统可靠性评价中的应用特点。

核电站中压安注箱不锈钢衬里焊接层缺陷分析

某核电站中压安注箱内壁不锈钢衬里的部分焊缝周围存在一些裂纹,经检查发现,裂纹主要位于堆焊层与不锈钢衬里的搭接部位及附近,裂纹的形貌呈撕裂状,同时裂纹附近基体轧制纤维组织有变形硬化。推测安注箱出现裂纹的原因是应力造成的机械开裂。分析认为,打压试验的内压和焊接残余应力是安注箱的主要应力来源。

先进安注箱试验研究

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。

大破口失水事故时冷热段同时安注反应堆堆芯会更安全

大破口失水事故时，安注系统由冷段注入的大量冷却剂从压力壳和吊兰之间的环形通道经破口流入安全壳，只有少量的冷却剂流入堆芯。如果把安注系统同时安装在冷段和热段同时进行安注，从热段注入的冷却剂带走了上腔室和堆芯内的较多热量而降低了上腔室内的压力，使冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。同时，从热段注入的部分冷却剂在上腔室内撞击在导向管上后，沿着导向管流入堆芯，堆芯得到的冷却剂比单一冷段安注时得到的冷却剂要多。

直接安注反应堆压力容器下降环腔内射流传热试验研究

失水事故工况 (LOCA)下反应堆下降环腔内的流动和传热研究 ,对反应堆压力容器 (RPV)的安全具有重要的意义。通过对一种直接安注的反应堆压力容器内流动和传热的研究 ,将流动分为横穿射流和冲击射流 ,比较了在两种射流下下降环腔内流动和传热的特点 ,分析了流速比和对流换热系数及温度的关系 ,当流速比在 1～ 1 0时 ,流动属于横穿射流 ,对流换热主要由环腔流速决定 ;流速比大于 1 0后 ,属于冲击射流 ,环腔内对流换热主要决定于安注流速 。

反应堆压力容器安注接管嘴热工水力瞬态分析

安注系统向压力容器注入冷流体后,将导致压力容器内壁金属受到冷冲击设计瞬态发生时,安注系统向压力容器注入冷流体,将导致反应堆压力容器接管嘴受到较强的冷冲击,为支撑反应堆压力容器安注接管嘴的结构完整性评价,文章利用计算流体力学方法,详细计算了该工况下反应堆压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布。文章考虑的设计瞬态有安注系统误动作和反应堆冷却剂系统误失压两类工况,通过CFD计算软件,对压力容器安注接管嘴及压力容器内壁面的温度分布开展仿真研究,获得其具体温度分布,可作为详细评价该工况下压力容器管嘴的结构完整性的支撑。