安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明:相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。

换料水箱焊接见证件背弯开裂原因分析及处理

换料水箱在核电机组出现失水事故情况下为反应堆提供应急水源,导出反应堆内核燃料的剩余释热,承担着核电机组的安全功能。介绍了换料水箱底板边缘板焊接见证件的制作工艺、背弯试验方法与试验结果,分析见证件背弯开裂的原因,采取一定的控制措施重新制作见证件,并取双倍试样进行背弯试验,试验结果合格。

安全壳内置换料水箱子系统设计改进的PSA评价

根据一级概率安全分析(Probabilistic Safety Analysis,PSA)的结果,安全壳内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)子系统的初始设计导致安注管线破裂(Safety Injection Line Break,SI-LB)始发事件对堆芯损坏频率(Core Damage Frequency,CDF)有较大的贡献。本文提出了IRWST子系统的设计改进方案,将IRWST水箱内的滤网由两个(A/B)增加为三个(A/B/C),并通过管线实现滤网之间的相互连接。通过重新构建故障树对改进后的IRWST子系统进行建模分析,并对相应的事件树以及一级PSA模型进行详细的定量化计算。结果表明,IRWST子系统这一改进能够显著降低堆芯损坏风险。IRWST子系统的改进将SI-LB始发事件的CDF降低了53.5%,将整个一级PSA的CDF降低了21.5%。

核电站换料水箱焊接质量控制

焊接是换料水箱重要的制造工艺方法,焊接质量的好坏对换料水箱的质量起着重要作用,因此,如何保证换料水箱焊接质量是保证换料水箱的质量关键。分析00Cr19Ni10(304L)材料的焊接特点、换料水箱焊接过程中的难点、影响焊接质量的因素;总结换料水箱的焊接原则、焊接注意事项,并从焊接事前控制、焊接质量的事中与事后控制方面入手,阐述焊接质量控制措施。为后续核电厂贮罐焊接质量控制提供参考。

大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价

分析了换料水箱内部漏装安全注入泵和安全壳喷淋泵的吸水口弯管的风险影响,并采用概率安全评价方法对两个临时解决方案进行了风险评价和方案比较,确定出对电厂安全较有利的方案(方案1)。

核电工程PTR换料水箱焊接变形控制探析

针对某核电厂换料水箱制造过程,从车间预制、现场安装、工艺措施等方面分析了产生变形的原因以及变形的种类,并结合制造过程从下料、装配、焊接等方面阐述了控制焊接变形的措施及焊后矫正焊接变形的方法。结果表明:从下料、装配、焊接、焊后矫正等方面进行预控对设备整体尺寸和变形控制是可行的,满足规范要求。同时基于制造过程中采取的预防和控制措施,为后续核电现场贮罐施工提供了参考。

核电厂换料水箱应力分析及裂纹评定

核电厂换料水箱是保障反应堆事故工况下,为设备冷却供水的设备之一。研究发现,国内外核电厂换料水箱底板有出现裂纹,甚至发生泄漏的案例。为了更好的对换料水箱实施检测,有必要筛选出无损检测的重点区域,获知裂纹的验收尺寸。因此本文从应力分析的角度,对核电厂换料水箱进行了有限元模拟,分析了应力集中区域;并通过应用线弹性断裂力学确定了换料水箱底板的临界裂纹尺寸。为后续现场检测、评定工作提供依据。

内置换料水箱液位变送器选型研究与优化

内置换料水箱(IRWST)液位仪表用于在正常运行和事故工况下连续监测,提供最高和最低水位报警和显示,为操作员提供操作依据。文章通过对仪表测量原理、性能、可维护性等方面进行比较,提出了选型建议和改进建议,为后续华龙一号工程内置换料水箱(IRWST)液位仪表选型和改进提供了借鉴和参考。

壳内换料水箱流阻试验及分析

文章在介绍AP1000壳内换料水箱注入子系统的基础上,阐述了壳内换料水箱流阻试验的目的和方法,通过分析三门1号机组壳内换料水箱流阻试验过程发现的问题、故障排除及处理结果,论证了三通壁厚过大是导致试验失败的主要原因,最后对壳内换料水箱在后续项目的调试提出了改进建议。

华龙一号核电厂内置换料水箱低液位排水方案研究

对华龙一号核电厂内置换料水箱进行优化改进,实现低液位排水,能有效提高含硼水的利用率,降低放射性废液排放量。本文介绍了背景与改进需求,提出了三种改进方案,经比较后选取了下沉过滤器方案,完成下沉过滤器的设备结构设计并确定了匹配的工艺导水方案,经分析该方案不会影响核电厂的安全功能,可用于华龙一号堆型核电厂。

AP1000核电换料水箱湿面焊缝真空罩泄漏检测

介绍AP1000核电换料水箱湿面焊缝真空罩泄漏检测要求及注意事项,分析实际检测过程中遇到的问题,找出问题的可行性解决措施,归纳发现的缺陷,便于设计改进或为同类产品检测提供借鉴和参考。

CPR1000型核电机组换料水箱底板焊缝修复实践

介绍了某CPR1000型核电机组换料水箱的结构,底板缺陷处理方案、处理过程及结果;对缺陷产生原因进行了分析;针对核电机组出现的此类问题,提出了改进建议。

安全壳内置换料水箱检查机器人控制系统设计

针对核电机组在役大修期间安全壳内置换料水箱(IRWST)的水下检查需求,以及尽量减少人员辐射剂量的要求研制可远程控制的检查机器人。通过对IRWST检查需求的分析,明确机器人的功能,设计了机器人控制系统总体结构。为满足机器人小型化要求,设计了基于嵌入式系统的机器人驱动板、视频编码板和解码板,开发人性化操作的上下位机软件。结果表明,研制的水下检查机器人可快速、稳定完成对IRWST各部件的视频检查和异物打捞任务,进一步提升了核工业领域机器人运行维护水平。

换料水箱初始水温对非能动余热排出系统运行特性影响试验研究

通过试验对不同内置换料水箱初始水温条件下非能动余热排出系统(PRHRS)投入后堆芯进出口温度、一回路压力、PRHRS自然循环流量和换热功率等试验数据进行了对比分析。试验结果表明:IRWST初始水温较低时,堆芯模拟体进出口水温和压力下降更快,PRHRS热交换器(HX)出口温度低,PRHRS自然循环流量变化趋势基本一致,但换热功率更高。

基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究

以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。

核电厂安全壳内置换料水箱过滤系统过滤性能及阻力特性研究

对核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤系统过滤性能及压损特性进行了分析研究。该研究借助试验验证和数值模拟分析方式展开,主要包括下游效应(碎片浓度)试验研究和过滤系统压损分析2部分。结果表明,在事故工况下,地坑滤网下游碎片浓度为368 ppm(1 ppm=1 mg/L)、安全注入系统(RIS)地坑滤网和安全壳喷淋系统(EHR)地坑滤网的压损分别为3.533 kPa和3.631 kPa,上述结果分别满足了过滤系统碎片浓度小于480 ppm和压损小于5.6 kPa的系统功能要求。

基于单变量求解方法的华龙一号内置换料水箱过滤器的设计和研究

为了解决华龙一号(HPR1000)事故后安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤器设计中的压降求解问题,本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法,通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件,将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件的流通面积这一单组变量,实现了IRWST过滤器的压降求解。结果表明:采用单变量求解方法,可使每个过滤模块的碎渣量和流量相同,通过对IRWST过滤器的压降值计算,可确定IRWST过滤器的初步过滤面积;通过碎渣压降试验对IRWST过滤器的初步过滤面积进行了验证,其结果满足安全系统的设计要求。

核电厂事故后安全壳内置换料水箱碎片传输性能分析

为避免事故后安全壳内置换料水箱(IRWST)内滤网堵塞,保证IRWST下游泵的安全运行,需对IRWST内碎片传输效果进行精细评估。针对某核电厂双环池型IRWST,采用计算流体动力学(CFD)方法对其流场进行了模拟,通过高速区和高湍动能区体积比定量评价事故后碎片传输效果。结果表明,事故后各工况下IRWST内碎片传输比均未超过滤网的设计值,保证了事故后滤网及相连系统的安全性;只有内环滤网A投运时,滤网的负载最大;影响事故后碎片传输效果的主要因素是流场的高速区。针对IRWST的现有布置空间,提出了增大外环搅混管线管径的优化方案,可以显著降低事故后IRWST内碎片传输比,提升事故后核电厂的安全性。

换料水箱不同初始温度对非能动余热排出热交换器换热性能的影响

为探索AP1000内置换料水箱(IRWST)不同初始温度对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)换热性能的影响,并讨论调整IRWST水温的效益,采用计算流体动力学分析的方法对其进行瞬态数值模拟,湍流模型选用标准的k-ε模型,压力和速度的修正选择SIMPLEC算法。结果表明,降低IRWST的初始温度可提高PRHR HX的换热性能;IRWST初始温度和管束出口平均温度呈正比;管束进出口相对温降随IRWST初始温度的降低呈线性增加。在此基础上,对后续的研究发展方向进行了展望,提出在发生事故后,先提高IRWST水温以降低堆芯组件热应力损伤和流体振动,然后慢慢降低IRWST水温以维持换热能力,使其不但保有反应堆堆芯的完整性、无损反应堆堆芯组件并且能够维持堆芯长期冷却的设计思路。

某核电厂安全壳内置换料水箱搅混性能优化分析

针对某核电厂双环池型安全壳内置换料水箱(IRWST),采用计算流体动力学(CFD)方法对其流场进行模拟,通过均匀性准则数和低速区体积比对其搅混效果进行定量评价。结果表明:通过合理的搅混管线布置,本双环池型IRWST的综合搅混效果优于欧洲压水堆(EPR)核电厂,保证了工程的可用性。进一步针对IRWST的现有结构提出2种优化方案,结果表明:通过缩小内环搅混管线管径和调整部分搅混管线的布置方向,可以有效地提升IRWST的搅混效果。