反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件传热计算分析及屏蔽材料试验研究

目的确保华龙一号HPR1000反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件在运行工况下的可靠性、安全性以及能够有效执行其功能。方法采用基于传热理论结合经验公式的理论计算方法,以及流固耦合的有限元仿真分析,对辐射屏蔽组件的运行温度进行计算。针对屏蔽材料在受热状态下的性质变化,进行一系列的热态性质试验。结果理论计算方法得到的结果为163.36~168.74℃,有限元仿真分析得到的结果为236.85~266.85℃,两者偏差约100℃。对造成该种差异的原因进行了分析,发现仿真分析方法得到的结果的置信度更高。屏蔽材料在受热状态下,其体积膨胀率可达到38.82%,而当屏蔽材料受热超过其温度限值204℃后,将出现明显的粉化等物理状态恶化的趋势。结论流固耦合的有限元仿真分析方法更适用于辐射屏蔽组件的传热过程计算,同时获取了屏蔽材料物理性状受热变化趋势,对屏蔽组件的选材及结构设计具有指导意义。

CPR1000核反应堆压力容器保温层安装技术改进

通过对安装技术的进一步探讨,将压力容器筒体保温层施工所需要的9个工作日从压力容器安装的27个工作日中移出去,使其不再是"核岛安装三级计划"中关键路径上的工作,从而使整个核岛安装工期得到优化。同时,使压力容器筒体保温层安装更安全、更可靠。

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。