非均匀入流对CAP1400核主泵内流及性能的影响研究

针对CAP1400反应堆冷却剂系统中,由于蒸发器下腔室和核主泵直接相连导致核主泵入口产生非均匀入流,从而影响核主泵内部流场的问题,通过基于剪切应力运输模型的全三维CFD模拟方法,对蒸发器下腔室和核主泵联合模型进行数值模拟,分析了蒸发器下腔室致非均匀流动的形成机理,研究了非均匀入流对核主泵内部流动和水力性能的影响。结果表明:下腔室非对称结构和突缩截面的流动分离是非均匀流动的主要成因。在额定工况下,非均匀入流导致左侧和右侧核主泵扬程分别下降6.0%、5.1%,效率分别下降7.2%、6.6%;在0.5~1.2倍额定流量工况范围内,性能下降幅度与流量呈正相关。非均匀入流呈现轴向速度分布不均匀并伴随二次流动的稳定结构,并且左右两侧叶轮内非均匀入流的旋流畸变特性和轴向速度分布不同。叶轮入口旋流畸变引起入口冲角发生变化,与均匀入流相比,左右两侧叶轮叶高中部的冲角变化相反,而叶顶部分冲角均增加、叶根部分冲角均减小;叶轮入口轴向速度不均匀引起左右两侧叶轮各流道的流量波动分别增大3倍和2倍,降低了核主泵的运行稳定性。

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。

CAP1400数值反应堆系统关键技术研究及示范应用

本文系统介绍了"大型先进压水堆及高温气冷堆核电站"国家科技重大专项课题"CAP1400数值反应堆关键技术研究"的主要研究成果。课题首先分别开发了基于确定论方法和蒙特卡罗方法的高保真堆芯物理计算程序,然后开发了pin-by-pin先进子通道分析程序和基于精细网格的燃料棒性能分析程序,以此为基础建立了物理-热工-燃料性能多物理耦合的CAP1400数值反应堆系统。利用国际基准题VERA、AP1000启动物理实验参数对数值反应堆系统进行了验证和确认,并进一步实现了CAP1400大型先进压水堆的启动物理参数、循环模拟分析和部分功率能力分析的示范应用。数值结果表明,所开发的数值反应堆关键分析软件具有很高的计算精度,可直接服务于CAP1400的设计验证、物理启动和运行支持。

CAP1400屏蔽主泵安装小车研制

根据CAP1400屏蔽式主泵参数和安装要求,阐述了CAP1400屏蔽主泵安装小车的设计要点和主泵安装操作流程,为后续项目中主泵拆装设备的设计提供技术参考。

非能动系列堆型反应堆厂房土建关键路径优化研究

非能动系列核电厂反应堆厂房土建结构施工是整个核岛工程建设(土建阶段)的核心,也是核电厂工程进度控制的焦点和重点。在依托项目(海阳1、2号机组和三门1、2号机组)建设经验基础上,同时吸收、借鉴荣成1、2号机组(示范项目)、海阳3、4号机组和三门3、4号机组反应堆厂房土建结构施工良好实践和技术优化创新,进一步优化了非能动系列堆型反应堆厂房各层施工的内在逻辑关系和施工工期,深入总结、系统归纳出后续非能动系列标准化的反应堆厂房关键路径,在安全、质量提升和建设成本降低的同时,缩短了核电建设的工期,为核电厂尽早投运提供了有力支持。

堆芯仪表系统用矿物绝缘电缆组件的研制

为了实现关键仪表设备国产化,研制了国产化的堆芯仪表系统用矿物绝缘电缆组件,并根据设计院提供的技术参数进行了产品的设计。采用试验法对产品进行验证。试验包含热老化、辐照老化、振动老化、抗震试验、设计基准事故试验、严重事故试验等项目。试验产品顺利通过了所有试验。该组件的成功研制解决了国内缺少堆芯仪表系统用矿物绝缘电缆组件的问题,为CAP1400堆芯仪表系统成套设备矿物电缆组件的供货提供了保证。

CAP1400堆内构件流致振动试验研究与分析

针对CAP1400反应堆,采用1:6试验模型,在相匹配的水力模拟试验回路上完成了不同工况下的流致振动试验,获得了完整的试验数据,并对试验数据进行了详细分析和评价。结果表明,CAP1400堆内构件的设计对于流致振动是安全的,该结论为核安全评审提供了依据。