Main coolant pump resistance influence on single phase water reverse flow in the inverted U-tubes under natural circulation

Based on nuclear power plant(NPP) best-estimate transient analysis with RELAP5 / MOD3 code,the reactor point kinetics model in RELAP5 / MOD3 code is replaced by the two-group,3-D space and time dependent neutron kinetic model,and two-fluid model is replaced by drift flux model.A coupled three-dimensional physics and thermal-hydrodynamics model is used to develop its corresponding computing code,thus simulating natural circulation of single-phase flow for the PWR.In this paper,we report the forward and reverse flow distribution in the inverted U-tubes of the steam generator(SG) under some typical operating conditions in the natural circulation case, and analyze the influence of main coolant pump resistance on the forward and reverse flow distribution.The calculation results show that,the pressure drop between SG inlet and outlet plenum decreases,and the SG inlet and outlet mass flow decrease with an increased main coolant pump resistance,but net mass flux of reverse flow in inverted U-tubes,and the ratio of mass flow in all reverse flow tubes to that of main coolant pipeline increase, meanwhile,the secondary steam load is invariable in this process.

混流式核主泵非定常流场的压力脉动特性分析

为研究核主泵内部流场压力脉动情况,采用大涡模拟方法对模型泵内部流场进行了三维非定常数值模拟,通过设置监测点,得到了不同位置处的压力脉动结果,并进行了频域分析.结果表明:核主泵模型泵内最大压力脉动发生在叶轮出口处,从叶轮进口到导叶出口,压力脉动先增大后减小,压力脉动频率主要受叶轮转频控制;在球壳内部压力脉动沿着球壳半径方向逐渐减小,且压力脉动频率与叶轮转频有关.

田湾核电站主泵检修去污方案的优化选择和分析

主泵解体检修是核电站大修期间的重要工作之一,而降低主泵检修集体剂量最主要的措施是对其水力部件进行放射性去污,同时要在保证设备安全的前提下优化去污工艺,获得最大的去污因子。田湾核电站在前两次大修中对主泵水力部件分别采用了超声波去污、氧化-还原去污、超声波+氧化-还原去污等三种去污工艺。本文通过对不同去污工艺的对比,分析了不同去污工艺的优缺点以及对集体剂量和大修工期等的影响,从辐射防护的角度优先选择了超声波+氧化-还原去污方案,获得了较大的去污因子,大大降低了检修人员的个人剂量和大修集体剂量,取得了良好的效果。

非均布导叶对核主泵模型泵性能及压力脉动的影响

为研究核主泵模型泵导叶非均布对于其外特性及压力脉动影响,分别采用SST(剪切应力输运)k-ω湍流模型和分离涡模拟方法对泵内部流场进行了三维定常和非定常数值模拟,得到两模型泵外特性曲线和内部压力脉动情况,并对压力脉动进行时域频域分析。结果表明:采用特定形式的非均布导叶可以改善出口流动,提升模型泵多工况性能;导叶非均布对于泵内不同区域压力脉动影响不同,但其改变了由动静干涉产生的脉动频率分布,削弱了脉动幅值,有助于降低泵的振动和噪声,提高核主泵的安全性。

基于LS-SVM方法的某核电站主泵故障诊断

主泵是核电厂非常重要的设备,它直接关系到整个核动力装置能否安全运行,对其进行有效的故障诊断十分必要。支持向量机(SVM)具有使用较少的训练样本达到较好分类效果、不需要故障分类的先验知识的特点,可以应用于主泵的故障诊断。为此,首先使用小波变换提取某主泵的转子质量不平衡、转子不对中、碰摩等三种典型故障的故障信息,然后使用最小二乘支持向量机(LS-SVM)方法对故障模型进行训练,最后对训练得到的模型进行故障诊断。诊断结果较好,从而验证了该方法的有效性。

船舶核动力装置一回路小破口失水事故处置规程研究

利用建模仿真的方法,对船舶核动力装置一回路系统发生无法隔离的小破口失水事故进行研究。结果表明,只要采用正确的运行方案,可以在保证主冷却剂泵不受汽蚀影响的条件下,利用主冷却剂泵的低速运行,排出衰变热,使系统压力较快地降低到低压安全注射系统投入运行的压力,有效地保证反应堆安全。

1000MW核主泵失水事故工况下气液两相流分析

针对1 000MW压水堆核电站主泵水力性能要求,在对核主泵进行水力设计和三维造型的基础上,采用CFD技术对失水事故工况核主泵气液两相流进行数值计算,并分析了失水事故工况下的核主泵气体分布,不同空泡份额工况下气体在流道内变化,以及空泡份额、冷却剂温度对核主泵扬程、效率的影响。计算结果表明:事故工况核主泵叶轮内气体主要分布在叶轮轮毂附近区域;沿叶轮轴向方向含气量逐渐增高,而沿径向方向含气量逐渐降低;当空泡份额在15%范围内,随着空泡份额的增加,扬程由113m降低到85m,效率由75%下降到65%,但仍能正常工作;当空泡份额大于15%,泵性能急剧下降,扬程下降到48m,效率也降低到31%,泵丧失正常工作能力;冷却剂温度在270～350℃范围内,随着冷却剂温度增加,效率、扬程变化很小,但当温度超过350℃,主泵的性能急剧下降,致使主泵无法安全运行。

主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。

主冷却剂泵变频调速方案可行性研究

从提高核动力装置安全性的角度出发,通过对变频调速技术及两种方案的对比计算研究,从理论上论证了主冷却剂泵采取变频调速方案的优点和可行性。

DSmT的主冷却剂泵并发故障融合方法分析

针对核电站主冷却剂泵故障特征微弱难以有效辨识及DST仅能解决在无高冲突辨识框架下的单一故障诊断等问题,提出一种基于DSmT决策级主冷却剂泵并发故障融合诊断模型.采用核主泵自由DSm模型和混合DSm模型对含有故障信息的多个独立证据源进行动态融合计算;分析核主泵DSmT故障特征信度赋值变化,确定主冷却剂泵故障(并发故障)诊断总决策.结果表明,将核仿真机采集TS、SS、VS和DS多源传感器数据直接对基本概率函数进行赋值,得出主冷却剂泵故障(并发故障)决策结果与实际工况相符,实例验证了所提方法的可行性、有效性及准确性.

核主泵压力脉动及其诱导振动研究进展

文章综述了近十年来我国大功率核主泵工质流动结构、特别是非定常流动特性与压力脉动之间的关系,以及压力脉动诱发振动方面所取得的研究结果。主要总结了核主泵常规压力脉动和异常压力脉动行为、压力脉动产生的微观机制、压力脉动对振动影响及其抑制方法等研究进展。通过核主泵模型试验结合最新发展的流体动力学数值模拟计算,描述了叶轮与导叶间动静干涉的物理过程,确定了设计的正常工况、异常工况、制造特征参数的影响作用。揭示了压力脉动与振动的相干规律,提出了减少和抑制核主泵压力脉动诱导振动的有效措施。

核主泵制造的基础理论问题研究进展

本文综述了国家重点基础研究发展计划项目"核主泵制造的关键科学问题"项目组在核主泵全工况超长使役安全评价理论、高放射性高温高压流体宏微流动规律及其流固热强耦合作用机理,以及核主泵过流表/界面洁整化理论等三方面所取得的基础理论研究结果。代表性地介绍了核主泵与强关联系统各要素间的交互作用机理,工况极端变化下特殊工质在过流部件内作用规律,密封和轴承的静态和动态特性分析方法,核主泵零部件表面污染产生机理及其对系统造成危害的作用规律,加工制造过程中零部件高表面完整性形成机理及工艺规划策略等典型结果,旨在为核主泵制造的关键技术创新与应用提供理论基础和技术支撑。

主冷却剂泵变频启动的建模与仿真

主冷却剂泵在全压启动时,电机会产生很大的启动电流,而变频启动方式可以有效降低主冷却剂泵电机启动电流。本文建立了主冷却剂泵电机电磁转矩、电流数学模型,对主冷却剂泵的启动特性进行了研究。仿真结果表明,变频启动有效降低了主冷却泵电机的启动电流峰值,启动电流的峰值随着变频时间的增加而减小。

大型核电机组冷却剂屏蔽主泵动态模型及响应特性研究

为了提高核安全性,新型压水堆核电机组冷却剂主泵采用无轴密封式屏蔽电动机泵,但其转动惯量明显小于常规轴密封泵,因此具有不同的动态响应特性。针对屏蔽主泵转动惯量较小、对电压、频率波动敏感等特性,考虑运行过程中的摩擦转矩,建立了屏蔽主泵动态模型,并将其接入核电机组系统仿真模型。比较验证了主泵动态模型的有效性,并仿真分析了主泵惰转特性和频率、电压扰动响应特性及其对堆芯功率的影响。结果表明,摩擦转矩对屏蔽主泵半流量惰转时间有较明显影响,建模时应予以考虑;频率扰动对主泵转速、流量的影响比电压扰动更明显,在运行中应提高厂用电供电质量。

铅铋介质与清水介质在核主泵内流动对比

为了满足第四代核电系统铅铋(LBE)快堆模块化的结构要求,其主循环泵常采用轴流式结构,掌握铅铋介质在轴流式核主泵内的流动特性是铅铋快堆设计的关键性问题之一。但是目前泵的理论设计与实验都是以清水介质为前提,当实际应用在LBE介质下时,必然会导致泵的内外特性与设计目标和实验状态出现明显差异。通过计算流体力学(CFD)方法采用SST k-ω湍流模型对铅铋介质和清水介质进行瞬态数值计算,分析额定工况下两种介质在叶轮和导叶计算域的能量变化及其规律。结果表明:按照轴流泵水力设计方法完成的水力设计方案,在额定工况下,LBE介质相较与清水介质的扬程与效率均有明显提高。在叶轮计算域,LBE介质静扬程的提高是导致其总扬程与效率均优于清水介质的主要原因;在导叶计算域,LBE介质的流动损失明显低于清水介质,LBE介质在导叶轮毂处的分离现象明显弱于清水介质。

某核电厂主泵—主管道焊缝冲击韧性偏低不符合项的审评

针对某核电厂主泵-主管道焊缝材料冲击韧性偏低这一不符合项,根据目前我国的核安全法规和俄罗斯有关的标准规范并结合国际上通用的核标准,针对这一不符合项提出了自己的审评见解和解决方案。并对该核电厂今后的运行提出了安全要求。

压水堆主泵飞轮周围间隙流中泰勒涡传热特性的数值研究

反应堆冷却剂主泵飞轮周围的间隙空间充满流体。飞轮按额定工况速度旋转时,间隙内流体作周向剪切流动的同时产生强烈的湍流泰勒涡二次流动,改变了飞轮间隙流的传热特性。本文采用不同的湍流模型对湍流泰勒涡进行了模拟,雷诺应力模型的模拟结果与现存实验结果最为接近。数值模拟显示,主泵飞轮圆柱面间隙中充满排列规则的周期泰勒涡对,飞轮端面间隙中出现覆盖全端面的扁环形涡胞。飞轮圆柱表面的当地热流密度和努塞尔数与泰勒涡一样呈明显的周期性变化规律。圆柱面泰勒涡对和端面涡胞增强了飞轮区域的传热能力,对飞轮和周围承力部件的温度分布产生重要影响。

电网频率下降时CPR1000反应堆主泵和电机瞬态分析

本文根据电机学原理,用RETRAN-02程序模拟电网频率下降时电动机的运行特性。同时模拟了CPR1000主冷却剂泵的水力特性和反应堆冷却剂系统的阻力特性。完整地研究主冷却剂泵和电机在电网频率下降时的运行瞬态。最后分析电网频率以4 Hz/s下降时CPR1000主冷却剂泵和电机的瞬态行为。

电网低频故障对核电机组运行安全的影响分析

外部电网故障会对核电机组运行产生影响,建立合适的核电机组仿真模型对研究电网与核电机组的相互影响具有重要的实用价值。本文基于等值建模方法建立了M310堆型核电机组整体模型,并针对冷却剂主泵对电网频率变化敏感的特性在主泵模型中引入了电网故障接口,该模型有效性通过与设计手册中工况的对比得到了验证。结合机组涉网保护措施,进行电网低频故障对机组运行影响的仿真分析,结果表明:电网发生频率降低速度较慢的低频故障时对堆芯热工参数影响会较明显,但在机组的运行安全保护措施下不会对机组运行安全产生危害。

主泵故障诊断系统人机界面设计

主泵是主冷却剂系统主要的设备之一,是核安全1级设备。为了从根本上解决目前主泵定期维修不足和维修过剩的问题,开展了主泵故障诊断系统研究。针对核电厂现有的人机界面设计大量采用灰阶色调和突兀的蓝色渐变等问题,结合人因工程原则,基于呈现基础(WPF)设计了主泵故障诊断系统的人机界面。人机界面按照不同的功能和图形设计准则,可以分为菜单栏、参数监测区、主视图区、特性参数区、诊断结果区、决策支持区这6个功能区域。通过测试表明,界面能够对主泵的运行状态进行实时的监测和显示,并且在故障发生后按照电子化的运行规程指导操纵员进行事故处理,极大程度地提高了主泵运行和监测的效率,减少了操纵员由于精神压力导致误操作的概率。