快速卸压阀延迟开启对严重事故进程的影响分析

百万千瓦级核电站设置快速卸压阀,用于严重事故中为反应堆冷却剂系统(RCS)主动卸压,避免高压熔融物喷射(HPME)风险。快速卸压阀设计要求启动信号为堆芯出口温度达到650℃,但在实际执行过程中由于事故条件和严重事故管理导则体系所限,此时刻立即执行阀门启动操作的可能性不大。文章采用完全丧失给水叠加多重安全功能失效为基准事故序列进行快速卸压阀延迟开启时间谱分析,研究延迟开启对卸压效果及严重事故进程的影响,结果显示,阀门开启时间的延迟不影响快速卸压阀最终的卸压效果,严重事故中,在有效时间内开启阀门为RCS卸压均可以实现预防HPME的卸压目标。

某稳压器快速卸压管道圆形焊接附件应力指数分析

对田湾5,6号机组稳压器快速卸压管道圆形焊接附件应力指数进行了分析研究。根据对不同尺寸的圆形焊接附件的直管进行分析,计算了不同约束条件下圆形焊接附件的直管的应力指数,拟合出圆形焊接附件的直管的应力指数表达式。通过与ASME Code Cases方法计算的圆形焊接附件直管的应力比较,验证了应力指数计算方法的正确性。采用该表达式计算了田湾5,6号机组稳压器快速卸压管道焊接附件处的应力,经过对比,考虑焊接附件的影响后,圆形焊接附件处管道的应力有明显增加。采用该方法计算圆形焊接附件处管道的应力,可提高管道分析的正确性和效率,是一种实用有效的方法。

快速卸压回路的几种设计方案及应用探讨

阐述了快锻油压机的快速卸压回路的几种设计方案,分析了各自的原理及适用特点,其结论可供快锻油压机液压系统的设计者参考。

“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究

核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行传热分析,得到了管道和稳压器的温度变化情况。采用弹性分析的方法模拟了快速卸压管道在严重事故下的变形过程,得到了温度与变形的关系。建立三维模型,引入材料非线性,开展了快速卸压管道弹簧支架和阻尼器位置模拟研究,获取了严重事故下管道弹簧支架与阻尼器所处的状态。针对温度高于450℃的情况,分析了高温蠕变对管道完整性的影响。选取快速卸压管道上变形最大的10个位置开展了管道截面剩余面积研究,得到了严重事故下快速卸压管道最小剩余面积比以及管道最小流通面积。研究结果表明,“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道仍然能保证畅通性,“华龙一号”快速卸压管道能保证反应堆堆芯不会发生熔化。

大型飞机快速充卸压试验技术研究

大型飞机充压试验是强度试验尤其是疲劳试验中周期较长的一种试验。为缩短试验周期,提高试验效率,本文分析了大容积机舱的结构特征及传力特性,研究了快速充卸压原理,在增大气体流量、提高气体流速、增加气体横截面积、缩小充压体积等方面进行了快速充卸压技术的研究和探索。本文的研究提供了可行的实施方案,提升了充卸压试验技术。

一种新的快速凝固方法──快速卸压淬火

对于固化温度随压力升高而降低的熔体，在适当的初始温度和压力下快速卸压，将使熔体快速固化．给出了通过快速卸压而获得相应过冷速率的计算公式，并用ＡｌＧｅ系统对这种新的快速凝固方法进行了评估．实验结果表明用此种方法能获得大于１０５Ｋ·ｓ－１的过冷速率，因而有利于制备大块亚稳材料甚至非晶．同时，通过快速卸压而实现快速凝固的原理。

三代压水堆核电厂稳压器快速卸压系统功能扩展研究

我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压,本文以该核电厂为研究对象,基于概率安全分析(PSA)应用于核电厂设计改进中的一般方法和流程,围绕将稳压器快速卸压系统功能扩展到一回路充排卸压操作,作为稳压器安全阀卸压备用手段这一改进方案,开展PSA建模分析和可行性评价及论证。结果表明,这一改进方案可以大幅度降低核电厂的堆芯损伤频率,且未新增负面效应,是可行的,可予以实施。建议核电厂充分挖掘现有系统设备潜能,进一步提高核电厂的安全性和经济性。

压水堆核电厂严重事故卸压阀能力评估

在百万千瓦级压水堆核电厂中为防止高压熔堆严重事故发生时发生高压熔喷(HPME)和安全壳直接加热(DCH),参考EPR堆型在稳压器上额外设置严重事故卸压阀(SADV),对主系统进行快速卸压。建立百万千瓦级压水堆核电厂事故分析模型,选取丧失厂外电叠加汽动辅助给水泵失效,一回路管道小破口以及丧失主给水三条典型严重事故序列,进行系统热工水力及卸压能力分析。计算结果表明:如果不开启严重事故卸压阀,三条事故序列在压力容器下封头失效时一回路压力均较高,有发生高压熔喷和安全壳直接加热的风险。根据严重事故管理导则开启严重事故卸压阀,可以有效降低一回路压力,三条事故序列均可以防止高压熔喷和安全壳直接加热发生。针对卸压阀阀门面积的影响进行分析,表明阀门面积减小到4.8×10-3 m2后下封头失效时RCS压力会有所增加,仍然能够满足RCS的卸压要求,且可延迟下封头失效时间。

高压容腔卸压曲线研究及应用分析

针对高压容腔卸压问题,提出了一种通过合理控制油液动量变化来实现快速无冲击卸压的方式。通过建立数学模型和MATLAB计算,得到一种适用于高压容腔快速无冲击卸压的容腔压力与阀芯开口面积的规律曲线。根据这一曲线对新型卸压阀进行了原理设计和阀芯的结构设计,并对卸压阀工作原理进行介绍。通过AMESim组建卸压阀并搭建卸压回路,进行仿真分析,表明:这种卸压方式和卸压阀可满足高压容腔快速无冲击卸压的需求,并为高压容腔卸压提供了一定的理论依据和设计参考。

框架侧移台液压机冲裁缓冲控制的实现

针对板料冲裁切边加工时机床所产生的强烈冲击和振动,本文提供了一种用于侧移台液压机使用的上置式缓冲装置,创新的采用大行程缓冲缸配合液压系统和电气系统实现缓冲点的自动调节,使得液压机由冲裁工艺载荷平稳过渡到缓冲载荷。同时采用快速卸压装置使主缸内积聚的液压能和机身弹性变形能迅速受控释放,消除滑块突然过冲现象,有效减轻液压机冲裁加工时产生的冲击和振动。

电脉冲水力压裂煤体机理及裂缝效果评价

为了研究高压电脉冲水压致裂煤体的机理和作用,在高压电脉冲水压致裂理论的基础上进行了3 MPa静水压力、不同放电电压条件下煤样的压裂试验。通过压力传感器记录了煤样孔底脉冲水压力的变化情况,然后利用超声波探伤仪和CT扫描技术进行了试验前后煤样宏、微观裂纹的分布、发育情况的观测。结果显示:水中高压脉冲放电产生的峰值压力远大于3 MPa静水压力,最大峰值压力能达到27 MPa(9 k V电压);通过超声波检测发现在钻孔周围一定范围内有新生宏观裂纹产生,越靠近中心钻孔位置,首波声时差越大,新生裂纹数量越多、裂纹宽度越大;CT扫描结果也证明在钻孔周围存在着长短不一,宽度不等,形态各异的新生微观裂纹。试验结果表明,高压电脉冲水压压裂煤体技术可行,致裂效果良好。

二级PSA中人员可靠性分析方法研究

在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)是必不可少的组成部分。国内在一级PSA中的HRA做了大量的研究工作,已有良好的基础和工程实践,但由于核电厂严重事故下人员响应的复杂性,有关二级PSA的HRA还处于摸索阶段。通过研究二级PSA中人员响应特点,调研国内外在二级PSA中采用的HRA方法,最后以我国某三代压水堆核电厂严重事故下一回路快速卸压为例,采用THERP、HCR+THERP以及SPAR-H三种方法,分别进行了HRA,并给出相应的结论和建议。

快热式电热水龙头防爆结构设计

该文介绍了一种快热式电热水龙头的快速卸压防爆结构,弥补了现有产品的不足之处,解决了现有快热式电热水龙头在严寒期间极易爆裂的危险问题的同时,延长了产品的使用寿命,方便了产品的维修。

一种阀门排放分析验证方法的研究

以稳压器快速卸压截止阀为例,研究一种饱和蒸汽下阀门排放量的分析验证方法。将小开度、低压差下的阀门排放试验数值与理论计算数值对比,表明偏差在可接受范围内;将此试验数值带入推导公式,得到全开度、全压差下的阀门排放量;与ANSYS分析的全开度下排放量对比,发现实际推导排量与理论计算排量偏差为2.73%。研究结果表明,在试验能力不足情况下,可以采用小开度低压差的排放试验结合理论推导的方式分析阀门饱和蒸汽下的排量。

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

二级概率安全分析(PSA)可用来定量评估严重事故风险,是评价严重事故管理的良好工具。通过研究二级PSA应用于严重事故管理的一般方法与流程,以某二代改进型核电厂二级PSA模型为例,对严重事故管理导则中“一回路卸压”和“一回路应急注水”两个关键操作进行了定量评价。评价表明进入严重事故管理导则后立即执行“一回路卸压操作”可大幅度降低大量放射性释放风险,执行“一回路应急注水操作”对于降低进程较慢的事故序列大量放射性释放风险贡献较大。研究表明国内核电厂针对严重事故的管理还有进一步提升空间。。