核电堆芯补水箱镍基隔离层堆焊工艺研究

通过工艺试验,探索出了核电堆芯补水箱镍基大厚度隔离层堆焊的最佳工艺参数,并分别观察了最佳工艺参数条件下镍基堆焊层、热影响区和母材区域金相组织。结果显示堆焊层区域主要为奥氏体组织;母材区域为贝氏体+索氏体的机械混合物;热影响区组织为铁素体+索氏体混合物。对堆焊层进行无损检测及力学性能试验和抗腐蚀性能试验,结果达到技术要求。通过分析研究了镍基大厚度堆焊层性能、影响因素信控制措施,即合理匹配焊接工艺参数(焊接电流、焊接电压和焊接速度)、严格控制焊接热输入对堆焊层及热影响区的性能至关重要。

全压堆芯补水箱内饱和蒸汽凝结特性分析及数值模拟

基于对全压堆芯非能动注水系统中饱和闪蒸蒸汽在补水箱 (CMT)深度过冷厚筒壁和液面层凝结特性的分析，引入液相导热系数倍增因子和均温混合液层来反映汽流冲入 CMT上部液层对蒸汽直接接触凝结过程的强化作用，进而提出了相应的传热简化模型。借助数值模拟方法，初步预测了不同工况下 CMT中各时刻闪蒸蒸汽的凝结率，并与试验结果进行了比较。

凝结水精处理系统无凝结水补水箱时的运行方式分析

以某电厂凝结水精处理系统无凝结水补水箱的情况为例,对机组启动和正常运行2个阶段精处理系统的运行情况进行了分析,给出了具体的处理措施,供采用类似运行方式时参考。

补水箱水装量对非能动余热排出系统运行的影响分析

为了补充非能动余热排出系统运行过程中蒸汽发生器二次侧流体的损失量,设置了补水箱。采用RELAP5程序进行建模分析,评估不同补水箱初始水装量对非能动余热排出系统运行造成的影响。结果表明,设置补水箱有利于建立蒸汽发生器内部长期的稳定运行状态;补水箱初始水装量越高,在补水阶段对非能动余热排出系统的换热能力抑制效应越明显,但补水结束后的长期阶段,由前期补水对非能动余热排出系统运行所造成的影响不大。

AC600全压堆芯补水箱补水实验研究

全压堆芯补水箱（ＣＭＴ）是ＡＣ６００压水堆非能动高压安注系统的主要设备。全压堆芯补水箱补水实验主要研究中、小破口失水事故时ＣＭＴ的重力排放特性，为验证安全分析计算机程序提供试验数据。中国核动力研究设计院建造了ＣＭＴ补水实验装置，并在该装置上模拟反应堆主管道中、小破口失水事故动态工况，完成了ＣＭＴ补水实验。本文给出了小破口失水事故工况堆芯补水箱补水试验结果与分析。

补水箱内的直接接触冷凝模型研究

补水箱是核反应堆安全系统中的重要设备。事故工况下补水箱内可发生剧烈的直接接触冷凝过程,导致补水箱内压力的迅速降低乃至振荡,影响补水箱的安全注入功能。为提高对补水箱安注行为预测的准确性,本文基于射流速度分布理论和假想管嘴分析方法,考虑液相的温度分层对传热温差的影响,结合补水箱内直接接触冷凝的一般过程,建立了针对性的冷凝传热计算方法。利用该模型对现有实验数据进行了预测,符合良好,初步验证了模型的有效性。相关研究有助于提高补水箱安注过程和相关事故安全分析的准确性。

AP1000堆芯补水箱硼化补水对平衡管疲劳影响的评估

在正常运行期间,AP1000堆芯补水箱(CMT)完全充满高浓度硼水,通过入口平衡管与一回路相通,由于其上部取样口位置靠近接管嘴,定期监督取样发现硼浓度频繁低于要求而需要硼化补水。通过在入口三通管安装临时仪表,监测发现补水期间CMT入口平衡管三通处出现热分层,表明补水对三通的疲劳寿命产生影响。采取了提高CMT硼浓度上限和降低取样口位置的优化改进措施,疲劳监测系统评估表明,改进后疲劳使用因子增加速度显著降低,即使考虑冷却剂环境影响,寿期内的累积使用因子仍满足疲劳限值要求。

堆芯补水箱地震易损性分析

本文采用有限元软件ANSYS建立AP1000核电站堆芯补水箱(CMT)三维有限元模型,通过模态分析获得其结构特征,采用时程分析法较为真实地模拟CMT地震下响应。通过地震易损性数学模型,对CMT的各项易损性参数进行分析,获得了其抗震能力中值A_m、随机性标准差β_R以及不确定性标准差β_U,计算出其高置信度低失效概率(HCLPF)值。结果表明:CMT的HCLPF值明显高于设计安全停堆地震强度0.3g,说明其具有较高的抗震能力,且HCLPF值略高于采用确定论方法得到的值。对易损性参量误差敏感性分析发现β_R取值变化对CMT的条件失效概率和HCLPF值影响较小,可简化部分随机性误差的考虑,使得易损性分析更简洁。

核岛堆芯补水箱筒体堆焊层下横向裂纹产生原因分析及对策

对AP1000核岛设备堆芯补水箱简体内壁不锈钢堆焊层下大量横向缺陷的产生原因进行深入分析,结果表明,由于施焊时预热温度偏低导致焊接热影响区组织淬硬程度较大及该区域扩散氢含量较高,在焊接应力的作用下从焊接热影响区的锻件母材表面或近表面的组织疏松或夹杂物等薄弱区域启裂,向简体锻件母材的厚度方向扩展形成的冷裂纹。针对裂纹产生的原因,提出了防止措施。

AP1000三代核电堆芯补水箱支撑柱焊接变形控制工艺

针对核电AP1000项目浙江三门2#堆芯补水箱(CMT)的制造,介绍了制造过程中的难点之一——支撑柱焊接的防变形方法。通过焊接原理分析了支撑柱类产品焊接变形的原因,并提出了结合过程监控、调整焊接参数、调整焊接顺序、反变形、强制固定等措施的综合防变形方法。将这些防变形措施应用于三门2#CMT支撑柱的焊接,焊接结果满足设计要求。

堆芯补水箱内热工水力现象识别与研究

针对先进非能动压水堆技术中使用的堆芯补水箱系统(CMT),本文分析归纳了CMT的设计功能及其运行特点。基于对国内外CMT相关热工水力研究的调研分析,结合整体效应试验或单项效应试验对CMT及其所在支路的热工水力现象进行了研究,总结了CMT相关热工水力现象,并对其试验研究提出了建议。在进行CMT试验时需针对关注的不同现象选取不同的相似准则,同时也应考虑自然循环特征时间与关注现象特征时间的相互作用关系。

AP1000堆芯补水箱的焊接

针对中国国内首个先进非能动压水堆AP,1000项目浙江三门1号及2号堆芯补水箱(CMT)的制造,介绍了CMT的设计参数、结构特征、材料特征和所依据的规范技术条件。介绍了CMT主体材料SA-508Gr.3Cl.1低合金钢、SA-336GrF316LN不锈钢及采用的相应焊接材料的主要性能。说明了CMT的焊接要求和焊接工艺特点,并就筒体窄间隙埋弧自动焊工艺、大接管马鞍形窄坡口埋弧自动焊工艺、筒体内壁不锈钢堆焊工艺、接管-安全端异种金属镍基合金焊接工艺等重要接头的焊接工艺作了详细阐述。

某核电厂堆芯补水箱补水管周向热分层实验与分析

核电厂运行时,热分层现象广泛出现在各工艺系统管道和设备中,可能导致核电厂管路系统出现结构性疲劳甚至失效,给核电厂安全运行带来隐患。因此,监测和研究核电厂内部管道的热分层现象对核电厂的安全可靠运行具有重要意义。文章通过在某核电厂堆芯补水箱补水管周向加装传感器的方法,监测该管路稳态及补硼条件下是否有热分层现象,并根据实验结果对热分层现象进行分析。

堆芯补水箱安全端焊接工艺研究

堆芯补水箱的出/入口接管与安全端异种钢接头的焊接质量对设备安全影响很大。通过对材料特性、设备性能等方面的综合研究,以及工艺评定试验,制定了合理的焊接工艺参数,保证了堆芯补水箱出/入口接管与安全端焊缝的焊接质量。

三代核电堆芯补水箱制造中不符合项及处理意见

堆芯补水箱是带有半球形上下封头的立式圆柱形碳钢容器并内衬不锈钢。在核电厂正常运行期间,堆芯补水箱充满硼酸水,其压力通过冷管段压力平衡管线维持与反应堆冷却系统相同的压力。堆芯补水箱是我国某三代核电项目非能动冷却系统的重要部件之一,用来紧急推出堆芯余热排出功能。首批堆芯补水箱在制造过程中存在较多不符合项,本文主要分析其中不符合项的产生原因及处理方法,以减少和避免制造中不符合项的产生,实现堆芯补水箱制造的改进及提高。

胶补水箱裂纹

发动机水箱经常出现裂纹而漏水,可以采用胶补法修补: 首先将水箱晾干,在裂纹两端各钻一个直径3mm的孔,如果裂纹长度超过30mm或弯曲较大,可以在裂纹中部或弯曲的顶端加钻一个3mm的孔,再用断锯条刮削孔和裂纹,使其漏出金属光泽。

某核电站堆芯补水箱硼浓度异常下降原因数值模拟研究

某非能动压水堆核电站在试运行过程中发现堆芯补水箱(CMT)硼浓度异常下降,基于核电厂运行安全和专设安全系统的功能需求,需对其原因进行探究。本文依据核电站系统运行的实际经验得出取样管引入低硼水、硼扩散以及泄漏3种主要原因,并通过数值模拟的方法,使用CFD软件Star-CCM+对前两种原因分别进行了研究。结果表明,取样管引入低硼水以及CMT内正常硼扩散并不能使系统达到对应数量级的泄漏,为增强核电站的安全性,应对与堆芯补水箱相连的管道、人孔、仪表和隔离阀等装置进行仔细排查,确认泄漏位置和原因。

堆芯补水箱焊接防护辅具的设计与应用

本文主要介绍了某型号核反应堆堆芯补水箱壳体整体组焊完成之后，后续小接管焊接过程中存在的一些工程难点，针对相关工程难点笔者设计制作了特定结构的壳体防护护圈，通过中间不断改进护圈结构及工程实践，最终实现了堆芯补水箱小接管的安全焊接及后续工序的顺利进行，同时取得了一定的经济效益。