华龙一号稳压器波动管布置设计与试验验证

文章介绍了华龙一号稳压器波动管布置的设计背景和设计方案,根据设计方案开展了波动管热分层现象的理论分析。结合热分层现象理论分析结果,在波动管不同位置的表面布置温度传感器用于监测波动管的温度,以验证波动管布置设计对缓解热分层现象的有效性。华龙一号首台热态功能试验期间监测的温度表明,在机组升温和降温过程中的不同温度稳定平台,波动管布置设计对缓解热分层现象是有效的;主泵启停等瞬态工况会导致波动管出现热分层现象,但该热分层现象对波动管应力和疲劳的影响满足规范要求。

稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析

在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备。其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分层导致的总体和局部载荷。热分层现象的反复出现增加了管道及接管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性。本文阐述了对波动管热分层实施温度测量的方案,及对测量结果的分析处理;建立分析热分层整体应力和局部应力,以及波动管疲劳分析的计算模型;确立合理且切实可行的波动管疲劳分析所需的分析瞬态。上述方法已在"300 MWe PWRNPP稳压器波动管热分层"课题研究得到鉴定,并在实际的寿命管理等工程项目中发挥了重要作用。

稳压器波动管热分层分析

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件。以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题。结合ANSYS程序功能,提出了波动管热分层应力计算的工程方法。

稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROCOCO程序对秦山核电二期扩建工程稳压器波动管热分层的应力及疲劳进行了分析研究,计算了考虑热分层情况下管道的最大应力和疲劳使用系数。分析结果表明,管道在热分层效应下的应力、疲劳强度均满足RCC-M规范相关要求。

稳压器波动管蠕变破裂失效尺寸敏感性分析

以压水堆严重事故最佳估算程序为计算工具,研究了严重事故中稳压器波动管不同失效尺寸对严重事故进程和结果的影响。计算分析表明,稳压器波动管失效尺寸设为当量直径15cm左右的破口时可获得一个相对保守的计算结果,失效尺寸在12cm以下或18cm以上时,其计算结果没有15cm情况下的严重。研究结果可为深入研究压水堆核电厂严重事故现象提供参考。

CPR1000稳压器波动管制造技术研究

根据X2Cr Ni Mo18.12(控氮)奥氏体不锈钢的材料特性和波动管的成形难点制定弯曲成形方法,采用模压弯管不滑动理论完成弯曲成形模具设计,产品尺寸精度和性能均满足设计要求,实现了CPR1000稳压器波动管的国产化。

瞬态工况下压水堆稳压器波动管热分层现象数值模拟

利用计算流体动力学软件ANSYS/CFX,对秦山核电二期扩建工程2×650 MW压水堆核电站四号机组核岛厂房的稳压器波动管进行了三维全尺寸非稳态计算。建立了波动管整体和不同截面的热分层瞬态,对管内热分层流动与换热进行了研究。研究结果表明:同一截面内高温层流体和低温层流体的升温方式不同;不同截面位置的管内流动温度分布特性差别较大,但均呈现分层流体温差先增大后减小的趋势。计算结果可为后续波动管热应力分析及寿命评价提供一定基础。

压水堆稳压器波动管热分层的分析研究

热分层是管道水平管段中相对滞止或缓慢流动的冷、热流体因缺少混合而产生的不均匀温度分布现象。通过稳压器波动管热分层现象产生的原因和机理分析,并对稳压器波动管热分层现象进行数值模拟,建立了不同稳压器内部不同截面的热分层瞬态。

AP1000升温工况稳压器波动管瞬态热分层分析

采用全尺寸三维非稳态流固单向耦合传热的CFD方法,对AP1000抽真空启动升温工况稳压器波动管热分层现象进行了计算,得到波动管整体和不同截面热分层瞬态。结果显示,AP1000波动管布置设计有效地消除或削弱了热分层现象,指出第2个弯头前直管段上的焊缝将是疲劳监测的重要部位。

冷却剂丧失事故下稳压器波动管及人孔结构的失效机理研究

稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故(LOCA)产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口LOCA下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟,分析了其失效机理。结果表明:高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷,造成了管道短时间的强烈振动,管道中间部位变形最大,可能破坏管道支撑结构;各部位等效应力快速增大,与主管道的接管部位出现了集中应力现象,较大的应力波动会影响其寿命;人孔结构出现较大的温度分布不均匀性,密封结构下垫片的密封性能变化最大,在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下,即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议,可为船用核动力装置发生小破口LOCA后的事故缓解提供技术借鉴。

针对热分层现象的稳压器波动管结构评价方法研究及分析程序应用开发

稳压器波动管热分层现象对核电厂安全运行具有潜在威胁。根据热分层发生机理,采用Fr数来判断热分层现象是否发生,研究热交换系数的计算方法,并将热分层引起的三维热应力解耦成一维总体应力和二维局部应力。根据RCC-M规范的要求,采用一维和二维组合的应力计算方法,将热分层产生的应力和其他载荷产生的应力叠加,进行结构完整性评定。配套本文提出的分析评价方法,对SYSTUS程序和ROCOCO程序进行应用开发。采用本文的分析评价方法和配套的分析程序,对秦山二期扩建工程稳压器波动管热分层进行分析评价,结果表明:稳压器波动管在热分层效应下结构完整性仍然满足RCC-M规范要求。

AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制(CCFL)特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量;竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量;两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况,进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出,竖直管内的局部CCFL较弱,上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况,从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出,竖直管内的局部CCFL强烈,在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合,表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。

基于修正AIAD模型的稳压器波动管CCFL现象数值模拟

现阶段采用的第三代核电技术广泛引入非能动自动卸压系统,提高了反应堆的安全性,但是破口事故后可能引发的气液相向流动限制现象(Counter-Current Flow Limitation,CCFL)会增加稳压器波动管自身的安全风险,因此对稳压器波动管中CCFL现象的研究非常重要。本文采用自由表面模型结合修正的AIAD(Algebraic Interfacial Area Density)模型对稳压器波动管CCFL现象进行了三维数值模拟。通过与之对应的实验现象比较,结果分析表明:所使用的模型可以正确模拟该现象下汽液两相的相间作用;并通过对气相流速和倾斜角的敏感性分析,可以得到如下结论:阻塞的推进主要受初始气相流速和稳压器波动管倾斜角的影响,在靠近管道起始点的位置主要受初始气相流速影响,远离管道起始点的位置主要受倾斜角的影响。

全船断电叠加波动管失效事故分析

利用MELCOR程序建立了船用堆计算模型,通过模拟船用堆全船断电事故进程,分析了全船断电事故的热工水力及堆芯失效过程。建立了稳压器波动管蠕变失效模型,实现了MELCOR程序对稳压器波动管蠕变失效问题的计算分析。对波动管破口尺寸进行了敏感性分析,结果表明:破口尺寸越大,事故进程越快。全船断电事故舱底的熔穿及稳压器波动管的失效,给船用堆的抗沉性及船内人员健康带来潜在的危害。

爆炸冲击下考虑流-固-热耦合效应的核动力装置典型管道结构响应

为研究流-固-热耦合效应对核动力装置中典型管道抗冲击性能的影响,选取稳压器波动管为研究对象,建立其局部简化的三维模型,利用ANSYS Workbench有限元仿真平台并采用时域模拟法分析了爆炸冲击载荷下考虑流-固-热耦合效应时管道的结构动态响应。结果表明:波动管的弯管和三通处都产生了应力集中现象;对比爆炸冲击载荷单独作用下的计算结果发现,考虑流-固-热耦合效性时,最大应力值出现的位置有所变化,部分位置产生的位移振荡峰值更大,说明流-固-热耦合效应对爆炸冲击下管道危险位置的评估会产生影响,同时也能增加抗冲击分析结果的保守性。该研究结果可为爆炸冲击环境下核级管道的抗冲击性能评估提供新的参考。

船用堆全船断电事故源项分析

本文以一体化严重事故分析程序MELCOR为研究工具,建立了某型船用堆的计算模型。计算验证了全船断电事故稳压器波动管的蠕变失效,对波动管破损前后的源项行为进行了分析研究。结果表明:波动管失效直接导致对大气环境和船内人员的放射性危害。波动管破损尺寸的减小,导致失效后事故进程减慢,然而对船内人员的外照射危害略有提高,内照射危害相同。本文研究结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。

基于导热反问题的二维圆管内壁面第三类边界条件的反演

对于诸如核电领域中有特殊安全要求或结构完备性要求较高的管道系统,不允许在管道开孔来安装温度传感器测量管道内壁面温度和流体温度,需要寻求一种间接无损的方法来预测或评估管道内壁面温度的分布及变化。在有限元法基础上建立温度场数学模型,基于共轭梯度法进行反问题分析,利用圆管外壁面可测的有限温度信息同时反演出第三类边界条件,即内壁面温度、近内壁流体温度以及表面传热系数,并能够获得整个壁面温度的全貌及其分布特征。计算结果及误差分析表明,此方法的精度较高,共轭梯度法能够准确地反演出该圆管内壁的第三类边界条件。该方法不仅可以为结构应力分析和热疲劳分析提供准确的瞬时热载荷,而且为实现一种无损测温方法提供坚实的理论基础。

导热反问题在波动管热分层试验分析中的应用研究

核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管造成破坏结构完整性及超预期的支承位移和载荷等潜在风险,为了改善波动管热分层现象,对三代核电机组的稳压器波动管进行了布置改进,并对波动管热分层及热位移开展了监测试验。建立管道力学分析模型,对热分层和热位移试验结果进行了分析,采用导热反问题求解方法将测量的外壁面温度反演为内壁面温度,分析了导热反问题求解方法对计算结果的影响,将理论分析位移与测量位移进行了对比。结果表明:采用导热反问题得到的理论计算位移与测量位移差别较未采用时小,导热反问题求解方法能有效提高波动管热分层试验分析的准确性。