安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994在田湾核电厂的应用

为有效测量反应堆安全壳整体试验的泄漏率,田湾核电厂依据美国安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994开发了一系列完整的泄漏率计算程序,并先后在田湾核电厂1/2#机组首次在役整体试验中应用,效果显著。本文介绍了ANSI/ANS-56.8-1994标准在试验中的数据处理过程,以期能提供给国内核电厂安全壳整体试验以借鉴。

核动力整体试验装置建造及调试经验总结

中国核动力研究设计院设计了各种工程试验研究装置,建成了核动力实验研究基地,积累了丰富的核动力整体试验装置建设经验。本文介绍了核动力整体试验装置设计、施工及调试经验。

SBLOCA整体试验台架的比例模化分析与初步评估

为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用系统性的分级双向比例模化(H2TS)方法,评估大型非能动先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架模化验证AP1000核电厂SBLOCA事故的适宜性,进一步地,采用系统分析程序对AP1000小LOCA事故的模拟与部分ACME小破口事故验证试验的结果进行对比,从而初步评估了ACME对于AP1000小LOCA验证模拟的适宜性。

ACME整体试验台架堆芯模拟体设计

为完成CAP1400非能动堆芯冷却系统试验验证,设计并建造了1/3高度比例的ACME整体试验台架.针对整体试验中堆芯处的关键热工水力过程进行比例分析,确定堆芯模拟体设计所需满足的相似准则,并在综合考虑加热棒制造工艺参数等因素后,通过不同方案比较确定了ACME堆芯模拟体加热棒参数及整体几何排布方案.为在试验运行过程中有效支撑加热棒,采用了具有梅花孔支撑形式的支撑板,并通过阻力计算确定支撑板流通孔开孔结构尺寸,以匹配台架堆芯阻力设计要求.结果表明:ACME试验台架堆芯模拟体的设计通过了加工制造、组装、阻力测试和试验运行各环节的验证,其设计满足整体试验要求.

整体试验台架非能动换热器的比例模化及设计

针对整体试验台架中非能动换热器(PHX)的缩比设计问题,本文对不同核电堆型、不同事故中PHX的工作特点进行了分析。通过建立PHX控制方程并进行模化分析,获得了PHX模拟体与原型PHX之间应满足的通用相似准则,确定了缩比PHX参数设计应满足的比例关系,并以ACME台架为例进行了缩比PHX的模化设计和失真评估。结果表明:通流面积比和热源数是整体台架PHX设计应遵循的主要相似准则,浮升数和阻力数主要通过PHX系统回路阻力调节来满足;根据通流面积比和热源数相似准则设计的PHX可以满足整体台架对破口和非破口等不同类型事故的模拟要求,且具有较小的比例失真。

无分压抽头电容式电压互感器(CVT)的整体试验

电容式电压互感器(CVT)大致分为带有分压抽头和无分压抽头两种方式,对于带有分压抽头CVT的试验,通常可以采用常规正接线,测量分压电容C1和C2的介质损耗值和电容量,对于无分压抽头的电容式电压互感器的试验,由于试验中无法测量分压电容C1和C2的介质损耗值和电容量,只有进行整体测试,但易受电磁单元的干扰,文中就消除此干扰提出了新的试验方法。

浅谈安全壳整体试验管理实践

论文以核电站安全壳整体试验为基础,对安全壳整体密封性试验、强度评估试验、过程管理进行总结,以不断提升安全壳整体试验管理水平。

里底水电站1号机定子整体试验一次性通过

6月25日,里底水电站迎来了又一个节点一-1号机定子整体试验.这一次试验对整个里底机电安装来说是一个重要的节点目标,它不仅仅是为确保10月份首台机发电的一个重要环节,而且也是为2、3号机定子安装铺好路,有效缩短安装工期.

阳江闸坡渔港波浪整体物理模型试验研究

在港口海岸工程中,防波堤的尺寸及平面布置对港内各处波高分布有着至关重要的影响。文章针对阳江闸坡一级渔港进行了波浪整体物理模型试验,利用82个波高传感器,测量了港区初步设计方案实施后设计高水位50 a一遇波浪重现期条件下的波高分布。结果表明,各向浪作用下已有内港池H 1%波高小于1 m的锚泊区面积可达61.4万m 2,内外港池H 1%波高小于1 m的锚泊区面积可达67.4万m 2,掩护水域面积满足一级渔港要求,但方案对偏北的浪向掩护效果相对较差。试验发现,南堤和西堤外的深槽地形引起波浪折射,对堤外波高分布产生较大影响。在此基础上,试验对规划方案进行了初步评估。在W向浪作用下,延长的防波堤有效地增加了外港池掩护面积,外港池内H 1%波高小于1 m的600 HP及以下渔船锚泊区面积比初步设计方案增加约4.6万m 2。试验结果为防波堤平面设计提供了科学依据。

核电安全壳整体密封性试验验证试验方法分析

介绍了基于美国标准ANSI ANS-56.8《Containment System Leakage Testing Requirements》的要求和计算方法建立的安全壳整体密封性试验验证试验装置的结构和布置。对目前国内验证试验实施方式进行了分析,提出了实施方式的缺点,并提出了针对性的改进建议。

整体比例试验中PRHR比例分析与相似准则

在非能动核电站当中,PRHR(非能动余热排出,Passive Residual Heat Removal)是非能动安全系统的重要组成,是事故后、尤其是全厂断电事故后,用于载出堆芯衰变热的重要途径。在高度比例降低的整体试验中,要保证PRHR中的现象与原型的相似性,需要通过理论分析和推导,从理论上证明模拟的准确性,并得到相关的设计准则,才能保证整体试验结果的准确性。通过对事故进程中PRHR主要物理过程和现象进行识别和分析,并进行PRHR的比例分析,得到PRHR在整体试验台架进行事故模拟过程时所需满足的关键比例准则。对不同缩比尺度的比例分析和失真评价结果表明,缩比台架中PRHR的相似准则不能同时得到满足,需要根据试验目的进行选择和取舍;台架整体的高度比(长度比)越接近1,则失真越小。

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展的全厂断电(SBO)整体效应试验,利用Relap5程序进行了建模和数值模拟,并进行了参数的比对分析,结果表明:Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程,其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致;对于堆芯与非能动余热排出换热器(PRHR HX)和堆芯补水箱(CMT)间的自然循环现象,Relap5计算的自然循环流量偏高,自然循环瞬态过程较试验过程偏快;对于主回路系统(RCS)瞬态压力和稳压器水位峰值,Relap5的计算结果是保守的,存在安全裕量。

66 kV干式空心电抗器短路故障整体参数试验研究

通过研究66 kV干式空心电抗器短路故障问题,根据现场检查及结构特点,来进行设备解体检查,发现包封层表面存在明显毛絮及鸟类排泄物,第7绕包层与第8绕包层有过火过烟的情况,且逐渐恶化,对层间及股间绝缘进行损坏,最终使得电抗器发生故障。由此提出相应的预防措施,保障设备的安全运行。

水电站引水发电系统过渡过程整体物理模型试验探讨

水电站引水发电系统过渡过程是流体、机械、电气、甚至结构相互耦合的复杂的动态过程 ,现有的将水、机、电分开研究的方法及成果无法满足大型长输水道地下式水电站设计和运行的需要 ,所以需要开展水电站过渡过程整体性物理模拟。本文作为初步的探讨 ,着重介绍模型比尺、水机电整体模拟、控制测试以及大波动、小波动和水力干扰等过渡过程的试验结果 。

秦山核电二期安全壳结构整体性试验

结合秦山核电二期 1RX安全壳结构整体性试验 ,介绍了其测试原理和方法 ,验收标准以及试验结果与分析。

武器装备体系整体性能试验基本问题研究

从武器装备体系整体性能试验的诞生背景出发,系统论述了整体性能试验的基本概念,明晰了整体性能试验较传统装备试验具有的不同特点,分析了武器装备体系整体性能试验关注的要点,提出了推进我军武器装备体系整体性能试验建设的具体建议,为深入开展整体性能试验理论研究和实践提供参考。

火电厂整体性能试验计算方法的研究

阐述联合循环机组整体性能考核试验所采用的基本计算公式、简化公式及各项参数的计算等,给出了公式简化的3个依据,以及火电厂整体性能考核试验应注意的事项。

降低联合循环机组整体性能试验不确定度的措施

从联合循环机组整体性能试验、仪表选择和校验等方面讨论了降低机组整体性能试验不确定度的措施,对整体性能试验前的准备工作及提高试验精度提出了要求。

混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨

核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验(CTT),验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明:筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压力0.483MPa作用下大部分设计内压,安全壳整体结构处于受压状态,与实际试验状态基本吻合。同时,对国内外法规标准关于安全壳峰值压力持续时间的规定进行总结,提出相关结论及建议,可为安全壳CTT方案设计提供参考。

东营港防波堤平面设计及整体模型试验

在东营港港区现状的基础上，结合胜利油田黄河海港的远期规划，对南防波堤的走向、口门位置进行了多方案设计，并结合整体模型试验，对各方案进行了比较，选出了最佳方案。同时利用有色溶液模拟悬沙，对港区现状及按各方案布置防波堤时的港内冲淤进行了定性分析，为东营港的远期规划提供了科学依据。