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反应堆水力试验模型简化和比例分析

CAP1400是我国自主开发的第三代非能动核电站。为了验证CAP1400反应堆水力设计的合理性,有必要开展整体水力模拟试验。在整体水力模拟试验中,试验件比例分析和简化是试验开展的基础。从模型比例、模型相似关系和模型简化设计等方面介绍了模型试验件的设计。对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验的试验件简化设计进行了详细地描述。试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能反映CAP1400反应堆内冷却剂的实际流动状态。

CAP1400反应堆冷却剂主管道冷弯压力分析

反应堆冷却剂管道(主管道)是核电厂一回路核一级核心部件之一。AP1000第三代核电主管道已成功制造,并已开发具有自主知识产权的CAP1400主管道设计。相比78t电渣锭的AP1000主管道,120t超大吨位的CAP1400主管道对弯制压力带来挑战。论文利用"应力-应变"曲线和弹塑性位移分析弯制应力和CAP1400主管道最小冷弯压力。

我国自主研发CAP1400反应堆压力容器一次通过试验

2017年3月17日,在＂大型先进压水堆及高温气冷堆核电站＂国家科技重大专项支持下,CAP1400示范工程1号机组反应堆压力容器水压试验顺利完成。本次水压试验设计压力为17.2MPa,该水压试验分为压力容器本体水压试验和内、外O环泄漏试验两阶段,整体水压试验压力为21.5MPa,保压时间为10分钟,压力降至17.2MPa时进行内、外O环泄漏试验,水压试验期间各项指标均符合设计要求,全程无渗漏、冒汗等现象。该水压试验一次性顺利完成,

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反应堆保护系统定期试验方案研究

CAP1400反应堆保护系统是基于NuPAC?平台的数字化安全系统,因采用FPGA技术,系统的确定性、可靠性和安全性提高。按照法规和标准的要求,反应堆保护系统要进行定期试验,以验证其功能能够正确执行。本文研究了CAP1400反应堆保护系统的定期试验方案,并对比分析了其它核电厂定期试验的执行情况,对CAP1400反应堆保护系统定期试验提出了优化建议,也为其它核电厂的保护系统定期试验方案的设计提供参考和借鉴。

CAP1400反应堆压力容器下降段内气-液逆向流试验研究

为研究真实工况下CAP1400反应堆压力容器下降段气-液逆向流现象,以CAP1400为原型,搭建压力容器下降段高度和直径比为1:1、60°切片的试验台架。试验工质为空气和水,试验研究了不同安注(DVI)供水量、不同气量的气-液两相流动和应急堆芯冷却剂(ECC)旁通现象。试验结果表明,DVI供水量相同时,随着供气量的增加,气-液逆向流现象明显,当质量流速达到4kg/s及以上时,安注水不能全部进入堆芯;Kutateladze经验关系式和UPTF经验关系式都与试验结果存在较大偏差,不适用于CAP1400压力容器下降段试验;基于试验数据,拟合了新的经验关系式,且通过比较有无DVI挡块的试验数据,验证了DVI挡块可以降低ECC旁通水量,增强安注能力。

我国CAP1400顺利通过IAEA通用反应堆安全评审

国际原子能机构（以下简称“IAEA”）与上海核工程研究设计院在IAEA总部维也纳召开CAP1400通用反应堆安全评审验收会。IAEA的评价报告认为，CAP1400初步安全分析报告总体达到IAEA安全法规标准的最新要求。

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自主核电次末级空心叶片制造技术研究

文章介绍了次末级叶片制造工艺流程,并详细阐述了内背弧模具设计及热压成型、装配、焊接等工序的技术要点和制造难点及解决方案,并最终试制成功,为后续空心静叶片制造提供理论支撑。

CAP1400灰棒吸收体材料入堆辐照方案设计和安全论证

应用于大型先进压水堆CAP1400的灰控制棒吸收体材料,需要在中国实验快堆(CEFR)内进行辐照实验,获得辐照数据。该文对辐照方案进行设计介绍,从反应堆中子学、热工流体力学以及堆芯整体安全等方面进行研究论证,证明辐照组件入堆后对原有堆芯改变很小,不增加反应堆的原放射性物质释放总量,实验可行,也对后续同类辐照工作的开展提供了具体参考。

CAP1400示范工程核电站配套超大型高压外缸铸件铸造工艺研发

根据产品的结构特点,分析了CAP1400核电项目配套超大型高压外缸铸钢件铸造工艺及成型方案的难点,通过在铸件上合理设置冒口和其他工艺信息,利用MAGMA模拟软件,优化了铸造工艺,解决了铸造问题;采用复合成型技术,解决了铸件成型问题。铸件的实际检测结果表明,各项指标均符合要求。

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。

CAP1400核电站屏蔽厂房结构特性与老化管理研究

为了实现对CAP1400核电站屏蔽厂房的全寿命期间老化管理,在开展CAP1400核电站屏蔽厂房的结构特点分析和老化降质机理研究的基础上,详细分析了屏蔽厂房监检测技术和评估方法,并对CAP1400核电站的屏蔽厂房老化管理方法进行了探讨,为CAP1400核电站屏蔽厂房全寿命老化管理奠定基础。

CAP1400核电站接管和安全端焊接变形与残余应力研究

系统研究了CAP1400核电站接管和安全端模拟件焊接变形与残余应力分布特点。接管和安全端在焊接过程中焊接变形主要集中于焊接的初始阶段,焊接1/4厚度时,变形量为3 mm左右,焊接完成后,焊缝收缩量高达4.5 mm。盲孔法测试结果表明,在整个接管和安全端焊接接头内,环向与轴向焊接残余应力均为拉应力。焊接残余应力的最大值位于安全端镍基堆焊层与对接焊缝熔合线附近,测试结果达到500 MPa。

CAP1400核电厂辐射防护审评关键技术及软件系统研发初探

依托大型先进压水堆核电站国家科技重大专项CAP1400辐射防护审评关键技术研究及软件系统研发课题,详细介绍了目前针对CAP1400辐射防护审评关键技术及软件系统研发的研究进展及阶段性成果。

CAP1400核电站接管和安全端焊接接头性能

研究CAP1400核电站接管和安全端焊接工艺性和接头力学性能。结果表明,焊接接头无损探伤和力学性能试验结果均满足设计要求。室温及350℃条件下,SA-508 Gr.3 Cl.2母材与690焊缝金属屈强比基本保持不变,但SA-182 F316LN屈强比下降较明显;焊接热循环导致焊接热影响区冲击韧性降低,在不同冲击试验温度下,SA-508 Gr.3 Cl.2吸收能量基本维持在230 J以上,但-21℃时母材热影响区吸收能量降低至150 J左右。

CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放

本文研究了核安全规划中关于"实际消除大量放射性物质释放的可能性"这一安全目标要求的技术内涵,从确定论和概率论两方面提出了对"设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性"的解读,给出了确定论设计和分析要求,同时,建议概率安全目标中的大量放射性物质释放频率不超过1×10^(-7)/堆年,并建议将放射性释放量超过500TBq剂量等效^(131)I的放射性释放定为"大量放射性释放"。在对比分析了CAP1400安全设计与上述要求的符合性后,认为CAP1400设计可满足"实际消除"安全目标。

CAP1400蒸汽发生器压力边界焊接接头的显微组织

使用光学显微镜和扫描电镜研究了CAP1400蒸汽发生器压力边界焊接接头的显微组织,该压力边界焊接接头由SA508Gr.3Cl.2钢母材、热影响区、堆焊层和对接焊缝组成。结果表明:接头母材的显微组织为细小回火贝氏体,焊接热影响区的为粗大马氏体,不锈钢堆焊层的为柱状奥氏体和少量铁素体,镍基合金堆焊和对接焊缝的组织主要为柱状奥氏体;在多层多道焊接热循环作用下,不锈钢堆焊层和镍基合金对接焊缝中的奥氏体都发生了再结晶,奥氏体基体上有碳化物析出相。

CAP1400半转速核电汽轮机低压缸支撑方式分析

通过分析东汽CAP1400半转速核电汽轮机的低压缸支撑方式,详细阐述了低压内、外缸落地方式的设计过程,并着重列举了设计过程中的重点和难点,通过论述证明,低压缸支撑方式的设计为东汽CAP1400第三代压水堆核电汽轮机低压缸的自主化设计奠定了坚实的基础。