压水堆核电厂“死管段效应”腐蚀研究及氧含量控制

国际上采用M310堆型的压水堆核电厂均存在“死管段”现象,此现象会导致管道内壁和阀门部件严重腐蚀,威胁机组的安全稳定运行。文章对压水堆核电厂“死管段效应”产生严重腐蚀的成因进行分析,并对其腐蚀现象进行研究,针对其内部氧含量导致的严重腐蚀制订超声检测方案,确保“死管段”内不含氧,避免发生严重的设备腐蚀现象。

华龙一号余排吸入口死管段热工水力分析

为了消除死管段现象,华龙一号核电机组在反应堆厂房整体布置优化设计的基础上对余热排出系统入口管道的设计提出了改进措施。改进措施包括增加余排入口管道的长度以降低死管段内部介质温度和实施完全独立两列的设计。文章介绍了死管段现象及有关堆型的改进情况,考虑到理论计算的不确定性,利用FloEFD计算流体力学软件对余排入口死管段开展热工水力分析,得到死管段内冷却剂的最高温度,验证华龙一号核电机组余排吸入口管不存在死管段现象。

秦山核电厂死管段筛选及管理对策

介绍压水堆核电厂'死管段'现象的发生条件和腐蚀失效产生机理。根据'死管段'筛选流程对秦山核电厂300 MW机组可能存在的死管段进行了全面筛选,确定了需重点关注的管段,并提出了针对这些管段的管理对策。结果表明,'死管段'现象是由死管段内水的饱和汽化造成的,其原因是水被加热到较高的温度和管段内的压力不能维持高于饱和压力。管理方面建议通过完善相关规程来控制和缓解死管段现象,通过系统改造彻底消除死管段现象。

一回路相关死管段与热分层危害分析

为避免死管段与热分层危害,结合有关经验与核岛工艺系统设计特点,对某新型压水堆一回路各连接管逐一进行死管段与热分层危害分析。筛选出危害可能发生的管段后,对其中典型的热段连接余热导出管段应用计算流体力学软件CFX模拟分析,计算达收敛状态后可得出该管段热分层温度分布情况。另外,该管段下游两个隔离阀间封闭管段初始条件设定为充满工质,因受一回路影响而被加热升温,通过该封闭管段工质最终温度结果可判断是否出现死管段现象。最终计算数据显示热段连接余热导出管段总体上满足热分层验收准则,不过下游隔离阀间封闭管段有形成死管段的风险,但通过调整布置等措施可避免死管段危害。结果还显示出浮力循环流与一回路紊流冲击影响的流线特点。

一种RRA进口死管段改进方案

主要描述了RRA系统进口死管段问题产生的背景,初步探讨了现象产生的原因,在考虑了阀门本体的特征基础上提出了一种改进方案,初步计算和分析了采用优化方案后对系统和机组运行的影响,可以看出,对机组的运行带来的影响是很小的,改进方案是可以接受的。

核电厂一回路压力边界死管段止回阀及缺陷管道更换项目可靠性管理

核电厂一回路压力边界存在的死管段现象易导致设备缺陷,对主冷却剂泄漏率控制具有重大影响,此类缺陷处理的技术难度和标准很高。本文对某核电厂实施的国内首次死管段止回阀及缺陷管道更换项目进行了分析,结果证明,通过技术方案保守分析和选择、采用故障树分析法确定项目风险点并进行分类、采用鱼骨图分析法确定风险管控措施并分阶段进行过程控制等,可提高项目管理的可靠性。

秦山二期RRA余排入口死管段效应分析及对策

核电厂"死管段"现象是由于一回路高温流体通过第一道隔离阀将热量传到该阀与后续隔离阀之间管道,导致管道内流体因高温汽化,形成汽液分层。"死管段"现象会导致阀门腐蚀损坏、密封失效,破坏一回路压力边界的完整性,造成放射性物质泄漏。秦山二期通过对"死管段"成因机理分析并结合自身机组情况,最终选用增压的方法对余排入口死管段进行技术改造,从而消除了该部位"死管段"问题。

基于核安全风险管控策略秦山350Mwe机组一回路死管段研究分析

严重的死管段现象会成为危害核电机组安全稳定运行的风险,文章对秦山350Mwe机组一回路关键路径可能发生死管段的区域进行全面排查、筛选,并通过对比目前全球核电站处理死管段的方式,对本机组可能发生的死管段现象提出管理策略,旨在尽量控制风险的发生。同时,我国援建巴基斯坦的C1-C4核电机组与秦山350Mwe机组的设计相似,因此研究本机组死管段筛得出的结论和提出的管理策略对C1-C4机组也有一定的参考效应。

核电厂“死管段”现象CFD研究

为研究核电厂"死管段"现象的产生机理,以指导工程上制定解决方案,使用计算流体力学(CFD)方法,采用封闭空间蒸发冷凝模型和Mixture多相流模型,通过求解可压缩控制方程探究死管段内自然对流及两相分布特性。与实验结果对比表明,本研究计算结果与实验结果基本一致;靠近阀瓣上部区域会出现局部的高温,在垂直方向上,温度会呈现较为明显的热分层现象;在加热过程中空泡份额及压力变化趋势基本一致,初始增长较快,最后趋于定值;腐蚀严重区域主要位于蒸汽含量较高、温度较高的区域,尤其是在气液交界面处,具有明显的腐蚀痕迹。

核电厂阀门密封面新材料研究

核电厂新版RCCM标准中为了解决钴合金活化后产生钴60引发放射性升高问题,也同时为了解决特殊工况下的耐腐蚀问题,推荐了阀门密封面铁基合金新材料。文章介绍了现有材料面临的问题,并对于新兴替代材料——在核电厂用作改进“死管段效应”且是国内首次应用的新材料NOREM02进行了分析和研究。对已经应用到现场6 a的安全注入系统“死管段”边界隔离阀的阀座堆焊NOREM02材料,分别从理化性能、微观组织等进行了分析,为后续选用该材料提供了参考。

压水堆核电站余热排出系统进口死管道改进分析

压水堆核电站余热排出系统进口"死管段"是采用M310改进型CPR1000技术的核电站安全分析和环境评价共性问题之一,宁德核电余热排出系统死管段改造工作在借鉴国内外同类型机组和参考电站的基础上,积极探索各种潜在可行方案,在方案经过国家核安全局认可后进行实施,该项改造有效地控制和避免了"死管段"的腐蚀现象,提高了机组运行的安全性和经济性。

疏水装置放水管温度场的数值模拟

水蒸汽管道中的冷凝水由疏水装置排出。为研究极寒地区疏水装置放水管冬季结冰的问题,采用计算流体力学软件Fluent建立了放水管死管段热损失的物理模型,并对管道内部温度场进行模拟分析。模拟结果很好地显示了管道内的温度场,并得到了管道轴线上的温度分布,结果表明:死管段长度对管道内温度场有重要影响。将死管段长度控制在0.2 m以内,可有效避免放水管冷凝水结冰的问题。

压水堆核电厂安注管线内不凝结性气体聚集现象仿真研究

核电厂发生失水事故和蒸汽管道断裂事故时,安全注入系统用来执行堆芯应急冷却功能。在正常运行工况下,系统将长时间处于备用状态,导致安注管线内易出现不凝结性气体聚集产生死管段,因此,需定期检查安注管线是否处于满水状态。本文基于流体仿真软件COMSOL建立管道模型,综合考虑温度波动对空气在水中溶解度的影响,对充水管道内不凝结性气体聚集现象进行仿真研究。结果表明,外界温度在一天之内呈现正弦规律小幅度波动时,管道内的空气随温度升高而析出,随温度降低而溶解。约25d后,管道内每天的最大和最小空气体积分数趋于稳定,因此,安注系统管线的排气操作应以不低于每25d一次的频度执行。

高压安注管道热疲劳现象及改进措施分析

根据高压安注死管段内的热工水力特性,分析管道热疲劳发生的机理。提出大亚湾核电站和岭澳核电站一期高压安注死管段的改进方案,并对改进方案中的新增管线进行疲劳分析后可得,大亚湾核电站和岭澳核电站一期在改进中新增的管线,不会因机组各种运行工况引入的载荷而发生疲劳失效。压力井改进方案是有效的、安全的。