一种耐腐蚀耐高温可视化滤渣收集器的研制及应用

根据核电厂地坑过滤器安全分析要求,研制了一种耐腐蚀耐高温可视化滤渣收集器。该滤渣收集器采用两段高硼硅材料成型圆柱形筒体,筒体中间设置金属滤网用于滤渣收集,两段筒体端面采用金属法兰密封,并实现与金属管道的连接。该滤渣收集器耐碱性腐蚀、耐高温,可观察滤渣成型过程。通过独特的结构设计不仅实现了容器的密封,还避免了高硼硅玻璃与金属法兰连接因受热膨胀造成的挤压碎裂。该设备应用于秦山第三核电厂和秦山第二核电厂扩建工程的地坑过滤器安全分析试验研究,降低了化学效应对地坑过滤器滤网压降的影响,解决了现有技术中没有适用于核电厂化学效应研究设备的实际问题,为相关研究奠定了技术基础,并获得发明专利授权。

安全壳地坑过滤器的碎渣层压损计算研究

NUREG/CR-6224公式广泛应用于安全壳地坑过滤器的碎渣层压损计算。本文首先研究了碎渣层压损的具体迭代计算方法,其次重点分析了最小纤维层厚度、极限压缩比、过压缩、薄层效应、未压缩等特殊工况及计算解决方法。根据计算值与试验结果的对比,指出应当考虑滤网有效面积随碎渣量的变化,并针对折弯板式滤网提出了1.3的压损修正系数。

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析

破口失水事故工况下,大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处,并逐渐堆积形成碎片床,不断增大流体通过滤网的阻力,降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却,从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移,以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床,并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的纠正措施研究

核电厂发生破口失水事故后,当应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统处于再循环模式运行时,碎片堵塞对安全壳地坑滤网的性能存在着潜在的影响,而且碎片迁移过程中的堵塞可能会对再循环模式需要的流道造成不利的影响。本文将从碎片产生、碎片输运和地坑滤网设计等方面,论述说明针对地坑滤网堵塞问题可能采取的纠正措施。

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题研究进展与现状

安全壳地坑是压水堆核电厂专设安全设施安全壳喷淋系统和安全注入系统的重要组成部分。失水事故后安全壳地坑滤网的堵塞将极大地影响安全壳喷淋系统和安注系统的正常运行,威胁核电厂的安全。许多核电国家针对地坑滤网堵塞问题进行了研究,各国核安全管理当局也发布了公告要求核电厂解决此问题。本文介绍了安全壳地坑滤网堵塞问题的研究进展及现状。

非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。

核电厂地坑过滤器附加质量试验研究

采用测量转动惯量的方法对核电厂安全壳地坑过滤器水下附加质量进行测量,分别测量了圆柱、圆筒、双层圆筒、圆筒形地坑过滤器4种结构。将圆柱的附加质量测量值与在理想流体中的理论值进行对比,验证了该方法可以比较准确地测量附加质量。结果分析表明,附加质量不随激振频率变化,圆筒结构附加质量为圆柱结构的1.9倍,双层圆筒附加质量与单层圆筒差异不大;地坑过滤器由于表面开孔附加质量较圆筒结构降低70%;地坑过滤器附加质量与本身质量的值为同一数量级,地坑过滤器设计时不能忽略附加质量。

反应堆事故下安全壳地坑水池的化学效应

核电站失水事故下,化学碎片可能引起安全壳地坑滤网堵塞,影响专设安全设施正常运行。模拟了不同材料遭遇喷淋冲刷进入安全壳地坑后的溶解、沉淀特性。结果表明:不同材料的溶解腐蚀有较大差异,同种材料在不同pH环境中也表现出腐蚀区别。Al、Si是产生化学沉淀的主要元素,启动安全壳喷淋系统和触发安全壳TSP(磷酸三钠)调节篮均能促进化学沉积生成,增加地坑滤网堵塞风险。降低Al、Si等元素释放是缓解滤网堵塞的重要措施。

秦山核电二期扩建工程安全壳地坑过滤器设计改进及遗留问题分析

鉴于早期传统设计安全壳地坑存在过滤面积小、过滤能力不足的缺陷,我国核安全局提出了对地坑过滤器设计进行改进的新的监管要求,并要求开展相关分析以确保其安全功能得以保证。本文以秦山核电二期扩建工程为例,对压水堆核电厂中地坑过滤器的堵塞问题及设计改进进行讨论,分析新型式地坑过滤器设计与RG1.82要求的相符性,并对地坑过滤器的相关遗留问题进行分析说明。

安全壳地坑过滤器压损数值模拟与试验研究

为了研究核电站冷却剂丧失事故后地坑过滤器的压损特性,本文提出了一种数值模拟与试验结合的方法。首先,对过滤器滤筒部分进行满负载试验;然后,运用Fluent软件对过滤器汇流槽部分流场进行模拟。从而得出地坑过滤器在满负载时的总体压损。结果表明:地坑过滤器的总体压损满足安全注入系统的压损要求;过滤器汇流槽流道截面变化,尤其是突缩或突扩是压损的主要原因。

CPR1000安全壳地坑滤网上游分析

安全壳地坑滤网承担了重要的安全功能,其性能直接决定了应急堆芯冷却系统(ECCS)的可靠性和核电站的安全性。在早期设计中,假设安全壳地坑滤网堵塞率小于50%,这一假设不是保守的,存在现实的重大核安全风险,应该予以改进。地坑滤网上游分析用于确定地坑滤网设计条件,是地坑滤网改进的关键步骤。本文介绍了CPR1000安全壳地坑滤网上游分析的相关技术过程、研究经验及主要技术结论。通过精细分析方法在碎片产生及碎片传输分析环节中的应用,有效地减少了地坑滤网碎片负载估算量,避免了因过度保守引起的设备设计和布置困难。上游分析成果不仅用于岭澳二期地坑滤网改进项目,还可为优化后续CPR1000地坑滤网设计方案提供指导。

核电厂长期冷却阶段燃料组件表面化学产物沉积分析

核电厂失水事故后长期冷却阶段,化学产物可能在堆芯燃料棒表面析出,增加燃料组件表面沉积的碎片量,导致堆芯流道堵塞、包壳温度升高等问题,影响应急堆芯冷却系统长期冷却再循环能力。根据核电厂失水事故后安全壳内材料特定的溶解特性及国际通用的堆内下游效应分析方法,开展核电厂长期冷却阶段潜在的化学产物在堆芯燃料组件表面的析出特性分析。结果表明,失水事故后核电厂安全壳内材料会释放铝、硅、钙等元素并在燃料组件表面析出硅酸铝钠和硼酸钙沉淀,硅酸铝钠和硼酸钙在长期冷却阶段的最大沉积厚度分别为0.0124mm和0.0518mm,化学产物在燃料组件表面的沉积在核电厂堆芯长期冷却性能评估中应予以考虑。

核岛地坑过滤器压降分析技术

介绍了核岛地坑过滤器的压降分析技术,包括模型合理简化、建立系列分析模型判断压降与滤孔数量的变化关系、保守假设实现堵塞工况的模拟等内容,最后通过理论公式计算结果及类似产品型式试验结果验证了其合理性。掌握压降分析技术,能够快速实现核岛地坑过滤器此非标产品的合理设计,降低后期型式试验的风险。

核电厂地坑滤网上游效应分析方法

本文介绍了核电厂地坑滤网上游效应分析的一般流程,详细叙述了在核电厂地坑滤网设计中关于电厂踏勘、碎片产生、碎片传输以及碎片在滤网上的压降计算和试验等多方面的具体内容和规范性要求,对核电厂在这方面的实践提供了具体指导。

新型压水堆核电站安全壳地坑过滤器设计

针对原有压水堆核电站安全壳地坑过滤器设计的不合理,以阳江核电1号机组为例,对新型地坑过滤器的设计进行了阐述,主要包括总体布置方案、粗拦截网设计、滤筒设计、汇流槽设计、密封板组件设计、防涡格栅设计、锚固及支撑件设计等内容,以供参考。

薄壁圆筒结构附加质量的实验研究

本文主要针对核电站安全壳地坑过滤器,测量薄壁圆筒结构水下附加质量。首先对圆柱结构附加质量进行测量,对比圆柱结构附加质量的经验公式,验证了测量方法的可行性与可靠性。然后对圆筒结构附加质量进行了测量,并研究了振动频率、结构几何尺寸等参数对附加质量的影响,发现圆筒结构附加质量相对圆柱结构附加质量的修正系数为常数,为1.9。从而便于实际应用中获取圆筒结构的附加质量。

核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究

核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。

压水堆安全壳地坑滤网化学效应WCAP分析方法

针对核电厂地坑滤网安全性能问题,美国核管理委员会(NRC)先后出台了一系列RG1.82"失水事故后长期再循环冷却的水源"管理导则的修订版,用以指导地坑滤网堵塞研究。冷却剂失水事故(LOCA事故)后在安全壳喷淋液和安全壳地坑介质的化学环境会导致安全壳内的各种碎渣中化学元素的溶解,并且随着安全壳地坑介质温度的降低形成沉淀析出,所析出的沉淀会在安全壳地坑滤网表面物理碎渣床上形成二次沉积,从而造成滤网压损性能的进一步恶化,此即为安全壳地坑滤网的化学效应。本文介绍压水堆安全壳地坑滤网化学效应的试验分析方法。

核电厂安全壳内置换料水箱过滤系统过滤性能及阻力特性研究

对核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)过滤系统过滤性能及压损特性进行了分析研究。该研究借助试验验证和数值模拟分析方式展开,主要包括下游效应(碎片浓度)试验研究和过滤系统压损分析2部分。结果表明,在事故工况下,地坑滤网下游碎片浓度为368 ppm(1 ppm=1 mg/L)、安全注入系统(RIS)地坑滤网和安全壳喷淋系统(EHR)地坑滤网的压损分别为3.533 kPa和3.631 kPa,上述结果分别满足了过滤系统碎片浓度小于480 ppm和压损小于5.6 kPa的系统功能要求。

安全壳地坑过滤器下游效应(堆芯外)分析

在安全壳地坑过滤器纤维层形成的过程中,颗粒和部分纤维材料穿过过滤器进入下游的安全注入系统(RIS)/安全壳喷淋系统(EAS)流道,核安全监管单位要求对此展开评估,确定碎渣对于过滤器下游设备的影响。以秦山核电二期扩建工程为例,使用评估文件WCAP-16406中推荐的通用方法,对压水堆核电厂中地坑过滤器下游(堆芯外)设备的堵塞和磨损影响进行相应的计算和分析。