压水堆主泵及液态金属泵转子动力学研究进展

核主泵是核电站的关键设备之一,也是反应堆冷却系统的唯一旋转机械设备,其稳定运转对整个反应堆的正常工作至关重要,因此,针对核反应堆主泵开展转子动力学研究,探究主泵转子部件的模态振型、固有频率和支撑系统的刚度阻尼、液膜厚度十分必要。以国内外有关压水堆主泵及液态金属泵的转子动力学研究为重点,围绕压水堆主泵、钠冷快堆主泵、熔盐堆主泵、铅冷快堆主泵4种核主泵类型,从核主泵及其转子部件的结构特点出发,对现阶段主泵导轴承润滑性能和主泵转子结构固有频率、模态分析、临界转速等转子动力学特性的研究进展进行综述和展望,以期对有关核主泵转子动力学特性的计算分析起到一定的借鉴和指导作用。

模拟压水堆一回路环境下冷应变对321不锈钢高温电化学行为和应力腐蚀开裂行为的影响

321不锈钢是常用的压水堆结构材料之一,在成型加工和服役期间易因各种因素发生冷应变,使其性能发生改变。本文在模拟压水堆一回路水化学环境中,测量了不同冷应变量321不锈钢的电化学阻抗谱,并用热应变样品作为对比;采用慢应变速率拉伸测试了冷应变试样应力腐蚀开裂性能。使用X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDS)对样品微观特征进行了分析。XRD分析表明,冷应变使基体发生了由奥氏体到马氏体的转变,而高温抑制了这一过程。随着应变程度的增大(至20%),电荷转移电阻增大,膜电阻随马氏体含量的升高而降低。裂纹萌生实验结果表明,马氏体优先发生氧化腐蚀,保护了奥氏体基体,抑制了应力腐蚀裂纹萌生。

压水堆燃料元件腐蚀产物沉积行为试验研究进展

压水堆(PWR)燃料元件表面腐蚀产物沉积(CRUD)对系统稳定可靠运行产生诸多不利影响,因此研究压水堆燃料元件腐蚀产物沉积的关键影响因素,并针对性地开发CRUD缓解技术,对压水堆的安全和高质量发展至关重要。归纳了压水堆燃料元件表面CRUD试验研究的重要结果,总结了包壳表面CRUD对系统运行的危害,回顾了CRUD的分析表征结果,介绍了不同研究机构建立的堆外动水回路试验方法,重点分析了材料性质、热工水力特性、冷却剂化学条件及腐蚀产物特性对燃料元件表面CRUD的影响规律,调研了CRUD缓解技术及相关应用,并对后续试验研究方向提出了建议。

压水堆沉积物对包壳表面性能影响的模拟研究

随着新一代压水堆燃料循环周期的增加,堆芯中腐蚀产物沉积所带来的影响也日趋严重,沉积物引起的包壳表面温度和物质浓度变化提高了堆芯功率偏移、放射剂量增加和包壳腐蚀的风险。为预测压水堆包壳沉积物带来的风险,本文对附着沉积物的包壳表面传热、传质、流体流动、化学过程进行了多物理场模型建立和优化,计算了不同操作条件、水化学条件和沉积物结构下的包壳表面传热参数和物质传递参数,讨论了沉积物对包壳表面传热性能的影响及硼累积风险,并提出了用于预估沉积物诱导硼累积风险值的关系式。结果表明:在沉积物内发生沸腾时,考虑硼酸挥发过程能够获取更接近实际的沉积物温度分布;对于正常的压水堆条件,40μm沉积物微孔结构中的硼累积量主要源于因包壳表面局部沸腾而导致的硼酸浓缩(0.0574 g/m^(2))和沉积层对硼的吸附作用(4.61×10^(-3) g/m^(2)),孔道中的沉积硼来源于Li_(2)B_(4)O_(7),预估值为8.34×10^(-5) g/m^(2),而LiBO_(2)不发生沉积。

压水堆滞流分支管热分层现象的数值模拟

在核电系统热力管道内,热分层现象较为常见,会造成应力集中并引起管道结构变形,进而带来安全隐患。滞流分支管与冷却剂主管道相连接,管内流体与一回路主管道冷却剂存在较大温差,受到湍流渗透和阀门泄漏等因素的影响,分支管内容易发生热分层现象。对滞流分支管热分层的温度变化特性和流动特性进行研究分析,为后续的实验研究和应力分析提供理论依据。建立了滞流分支管模型,在泄漏流量为0.062 kg·s^(-1)、泄漏温度为488.15 K、泄漏压力为6 MPa条件下,采用SST k-ω模型(Shear Stress Transport k-ωmodel)对滞流分支管热分层现象展开三维数值模拟研究。模拟结果表明:热分层现象容易出现在水平管段,无保温措施及大管径会加剧热分层现象,而弯管段能有效降低截面温差;滞流分支管的水平管段内存在回流现象,而大小头管段结构导致管内流场出现二次回流,回流现象不利于管道内冷热流体的混合,使热分层的影响时间更长。滞流管分支管的热分层现象与等截面管道存在明显区别。

酸性停堆温度对模拟压水堆一回路环境中304L不锈钢表面氧化膜的影响

以压水堆一回路系统构件常用材料304L不锈钢为研究对象,采用高温高压循环回路模拟现场工艺在材料表面制备氧化膜,在此基础上开展了两种温度的酸性停堆工艺试验,并对比分析了酸性停堆温度对材料表面氧化膜的形貌、元素组成和物相结构的影响。结果表明:经预处理1000 h后,304L不锈钢表面形成了双层氧化膜结构,外层氧化膜为镍铁尖晶石Ni_(x)Cr_(y)Fe_(3-x-y)O_(4),内层氧化膜为富铬尖晶石Ni_(x)Fe_(y)Cr_(3-x-y)O_(4),其厚度均小于0.1μm;经170℃酸性停堆工艺处理480 h后,304L不锈钢内外层氧化膜均发生了显著的溶解,内层氧化膜的溶解导致氧化膜与金属基体的界面模糊;经60℃酸性停堆工艺处理480 h后,304L不锈钢表面尖晶石氧化物并未发生显著溶解,表面分布少量大颗粒状尖晶石氧化物,氧化膜与金属基体的界面较为清晰。

压水堆二回路蒸汽外供工业应用的辐射防护探讨

核电机组具备提供大规模、稳定的工业蒸汽的能力。实验室测量表明,蒸汽发生器传热管无泄漏情况下,二回路蒸汽凝结水中除氚外的放射性核素的活度浓度与环境水样没有差异。本文参考饮用水标准,建议将二回路蒸汽工业应用的放射性核素管理目标值设定为3.0 Bq/kg;在蒸汽发生器排污管线上增设高灵敏度辐射监测仪,对主蒸汽管道N-16辐射监测通道进行技术改造,从而对蒸汽发生器传热管泄漏进行及时、有效及可靠的监测,与外供蒸汽管道出厂区边界的控制阀连锁,避免在运行和事故工况下放射性核素通过供汽管道排出厂区。

压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究

本研究通过实验室方法探测和现场检测验证进行压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究,方法研究过程中考察样品前处理和测量方法两个维度对测量结果的影响。其中,方法研究过程分别考查样品前处理加酸种类(分别为硝酸和王水)和加酸后静置时间(分别静置1 h、4 h、24 h)对测量结果精密度、准确度和检出限的影响。综合火焰原子吸收光谱法、石墨炉原子吸收光谱法、电感耦合等离子体发射光谱法、电感耦合等离子体质谱法和离子色谱法这几种检测方法的检出限、适用测试样品性质及国内核电厂仪器资源配置,本文选择电感耦合等离子体发射光谱法作为样品检测方法,并用石墨炉原子吸收光谱法辅助验证。结果表明一回路腐蚀产物样品前处理过程采用硝酸酸化,加酸量控制在1%,加酸后24 h内完成测量,采用电感耦合等离子体发射光谱法(ICP-OES)作为样品检测方法,是一种检出限低(检出限低于1μg/kg)、精密度高(相对标准偏差值介于6.54%~14.07%)和准确度高(加标回收率在99.2%~104.4%)的测量方法。

压水堆核燃料棒环焊缝及堵孔点的数字射线检测

压水堆核燃料棒是核电站使用最多的一种燃料元件,需求数量逐年增加,为提高压水堆核燃料棒环焊缝及堵孔点的检测效率和质量,对其进行了数字射线检测试验。试验结果声明,其检测图片灵敏度最高可达0.25 mm,图像分辨率达D11,归一化信噪比为122,燃料棒缺陷图片与胶片试验、金相试验结果一致;该检测方法能满足燃料棒的质量评价要求。

压水堆一回路材料表面改性以提高富集硼酸冷却剂的相容性

重点讨论了通过表面改性来提高压水堆一回路材料与富集硼酸冷却剂相容性的研究进展。在核反应堆系统中,确保一回路材料与冷却剂之间的相容性是至关重要的,因为这关系系统的安全和稳定运行。通过表面改性,可以提高一回路材料的性能和耐腐蚀性,从而提高其与富集硼酸冷却剂的相容性。介绍几种常用的表面改性方法和技术,并分析其优缺点和应用前景。

压水堆核电厂燃料转运舱辐射源项治理

燃料转运舱作为核电站燃料管理当中的一个重要环节和设备容器,在乏燃料转运过程中,由于表面的腐蚀活化产物的剥离脱落,会在转运舱内产生辐射热点。而在机组大修装卸料前期或过程当中,通常需工作人员去到转运舱进行相关设备的预防性维修或缺陷处理工作,以确保大修期间装卸料工作的顺利进行。

AP系列压水堆核电厂冷态性能试验风险识别与管理

AP系列压水堆机组(如AP1000、国和一号等)相较于M310机组的冷态性能试验,在试验压力及温度、水压试验边界、试验过程安排等方面存在较大差别。本文结合三门、海阳AP1000的冷试准备和经验反馈及国和一号沙盘推演的成果,梳理和分析AP系列压水堆冷试准备及实施风险、应对措施,为后续AP系列压水堆冷试准备及实施的安全、质量和进度管理提供参考。

西屋与加企将合作研究部署压水堆可行性

【美国西屋公司网站2024年6月17日报道】美国西屋公司(Westinghouse)、加拿大萨斯喀彻温省电力公司(SaskPower)和加拿大矿业能源公司(Cameco)近日签署谅解备忘录,将联合评估使用西屋压水堆技术满足萨省未来清洁能源需求的可行性。合作框架涉及研究在萨省部署西屋大型压水堆AP1000和模块化小型压水堆AP300的技术和商业路径,并评估萨省核供应链,包括燃料供应。

压水堆不同燃耗完整和破损棒燃料芯块氧化特征拉曼光谱研究

为研究压水堆不同燃耗完整和破损燃料棒燃料芯块氧化过程和物相变化,采用拉曼光谱分析技术对燃耗为14 GW·d·t^(−1)和45 GW·d·t^(−1)的完整燃料棒及燃耗为14 GW·d·t^(−1)和41 GW·d·t^(−1)的破损燃料棒燃料芯块的氧化特征进行了分析。结果表明:14 GW·d·t^(−1)和45 GW·d·t^(−1)的完整燃料棒燃料芯块由UO2、U4O9和U3O8组成,相比于燃料芯块的内部区域,芯块边缘显示出更强的氧化性;14 GW·d·t^(−1)和41 GW·d·t^(−1)破损燃料棒燃料芯块发生了重结构,形成柱状晶粒,主要物相为UO2和U3O8。燃耗的加深和燃料棒的破损均促进了燃料芯块的氧化过程,但并不会改变燃料芯块的主要相结构。

压水堆中涂层式轴向非均匀MA/^(6)LiD嬗变棒的嬗变性能研究

为提高次锕系核素(Minor Actinides,MA)在压水堆中的嬗变效率,同时利用MA核素展平堆芯轴向功率分布,以华龙一号(HPR1000)177压水堆堆芯结构作为参考,研究利用热-快中子转换材料^(6)LiD设计的涂层式轴向非均匀MA/^(6)LiD嬗变棒性能。嬗变棒内部为UO2,外部为MA核素与^(6)LiD混合组成的嬗变涂层材料,该涂层材料在嬗变棒上的布局为轴向三、五、七段式结构,涂层厚度由中间向两端依次减小。计算研究嬗变棒在堆芯内照射540 d的嬗变性能发现,当嬗变涂层材料中^(6)LiD与MA的质量之比为2∶8时,嬗变率达到23.25%的最好效果;涂层式轴向三、五、七段式非均匀嬗变棒中七段式嬗变棒的嬗变率最高,为25.43%,三段式非均匀嬗变棒的裂变效果最好,MA核素裂变率为4.48%;同时该轴向非均匀结构的嬗变棒可将堆芯轴向功率峰因子由1.778降低至1.375。研究结果表明:相较于轴向均匀的嬗变棒,轴向非均匀嬗变棒不仅具有较高的嬗变效率,而且具有良好的轴向功率展平效果。

压水堆核电厂二回路系统溶解氧含量的控制策略

采用失重法和模拟腐蚀试验研究了溶解氧含量及联氨与溶解氧含量比值对压水堆核电厂二回路系统材料流动加速腐蚀(FAC)的影响,并结合经验反馈,给出了二回路系统溶解氧含量的控制策略。结果表明:在0~30μg/kg溶解氧范围内,溶解氧含量对凝结水管道材料A515碳钢均匀腐蚀的影响不大,低压加热器至除氧器之间的管道材料P11低合金钢的FAC速率随溶解氧含量的升高而减小;由于溶解氧含量较低,联氨与溶解氧含量比值超过了8,因此联氨含量的提高对该钢腐蚀速率的影响较小;在2 mg/kg的低溶解氧条件下,690TT合金的裂纹扩展速率(CGR)较低,在饱和溶解氧条件下,690TT合金的CGR提高了1.08~3.53倍;建议采取分段控制的方式控制压水堆核电厂二回路系统的溶解氧含量,将凝结水至除氧器之间的溶解氧质量分数提高至5~30μg/kg,将除氧器至蒸汽发生器之间的溶解氧质量分数控制在5μg/kg以下,并加入联氨,使联氨与溶解氧含量比值维持在5~8以上。

压水堆核电厂一回路主管道在线断裂评价技术精度验证

压水堆核电站一回路主管道是核安全一级部件,其长寿期服役安全性能是影响核电站寿命的一个关键因素。由于一回路主管道尺寸大、制造等级高,现有的实验研究数据多是考虑内压、弯曲等单一机械载荷,尚未考虑载荷组合和热瞬态的复杂载荷,工程评价中仍需基于有限元(FE)的数值仿真方法。在大型FE软件基础上开发获得一款基于瞬态监测的在线断裂评价软件,通过与日本核能安全组织安全标准委员会公开的一回路主管道实验数据进行对比,验证所开发软件算法的适用性。分析结果表明,基于FE数值仿真方法预测的管道载荷-位移数据与实验数据最大偏差为8.2%;由于断裂时裂纹前沿明显变形,基于FE计算的断裂参量与实验偏差较大(极限条件时偏差达到30%左右);但在综合考虑管道塑性垮塌失效模式的影响后,可将与实验结果的偏差降低至6.8%。综上所述,认为所开发软件中的FE算法是可靠的,能够满足工程评价的技术需求。

压水堆乏燃料棒涡流探伤技术研究

针对秦山一期核电站辐照后的乏燃料棒探伤检验,该文在热室中建立了一套可远程控制的涡流实验装置,对乏燃料棒进行了全尺寸涡流探伤;检查发现燃料棒包壳完整,无穿壁性缺陷和内外壁裂纹,仅在外表面出现了一些小的划伤;涡流探伤结果与外观检验结果一致,这是首次在国内热室对全尺寸乏燃料棒进行的涡流探伤工作。

压水堆一回路条件下Li_(2)B_(4)O_(7)和LiBO_(2)沉积热力学分析

近年来随核电站堆芯功率增加,燃料棒包壳表面污垢厚度增加且过冷沸腾率上升,导致燃料包壳表面污垢内温度可高达380℃以上,促使浓缩加剧,从而提高了燃料棒包壳表面含硼化合物沉积的风险。因此通过热力学方法计算高温高浓缩倍率条件下Li_(2)B_(4)O_(7)和LiBO_(2)的溶解度,分析了其沉积风险。溶解度计算结果表明,压水堆一回路运行条件下,循环初期冷却剂中锂加入量为2.2或3.5 ppm,硼酸加入量为2100 ppm时,如不发生局部浓缩,燃料棒表面上不会生成LiBO_(2)和Li_(2)B_(4)O_(7)沉积。在50倍低浓缩倍率下压水堆燃料棒表面LiBO_(2)更容易沉积,而浓缩倍率达到150时,LiBO_(2)和Li_(2)B_(4)O_(7)都有可能沉积。

压水堆中环形轴向非均匀MA嬗变棒的中子学性能研究

为提高次锕系核素(Minor Actinides,MA)在压水堆中的嬗变效率,同时利用MA核素展平堆芯轴向功率分布,研究工作以177压水堆堆芯结构作为参考,利用蒙特拉洛程序RMC计算研究环形轴向非均匀MA嬗变棒的中子学性能。嬗变棒为中空的环形结构,嬗变材料为MA与UO2的均匀混合物,其中MA质量份额为1 wt%、3wt%以及5 wt%,MA核素在嬗变棒上沿轴向进行非均匀填充,分别开展了三、五、七段式嬗变棒的中子学性能研究。研究结果发现:(1)该嬗变棒具有优良的嬗变性能,当环形嬗变材料厚度的2 mm时,轴向分5段的环形轴向非均匀嬗变棒的嬗变率最高,可达64.55%;(2)相较于环形轴向均匀嬗变棒,该环形轴向非均匀嬗变棒具有良好的轴向功率展平效果,可将轴向功率峰因子由1.778降低至1.390;(3)压水堆堆芯装载MA嬗变棒后,可显著优化堆芯在高硼浓度下的慢化剂温度反应性效应,使堆芯在1300×10^(-6)的硼浓度下依然具有负的温度效应。