液冷散热式预制舱储能系统冷却液回路设计

随着液冷式预制舱储能推广,亟需冷却液回路设计方法。从工程实用角度出发,针对液冷板,提出了普适于常见3至4排电芯电池包的U形流道结构,分析了流道宽度、高度设计方法;针对液冷管路,提出管路并联式排布和管路变径的方案,阐述了管路流量、节流孔尺寸设计方法。依托1 MW/2 MWh海岛储能工程,分析了工程设计实例。收集并分析了现场运行情况,所设计方案能将电池温度控制至预定区间,电池温差不超过3℃。

核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究现状与展望

从热老化机理、研究方法、取得的成果等方面综述了半个多世纪以来国内外关于压水堆核电站一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的状况,分析了目前热老化研究中存在的不足,在此基础上提出了今后一回路主管道铸造奥氏体不锈钢热老化研究的方向。

国产316LN不锈钢在模拟AP1000一回路水环境中的疲劳行为

一回路水环境下的疲劳性能是核电站主管道设计寿命评估的重要参数。针对国产主管道材料316LN开展了模拟AP1000一回路水环境的低周疲劳试验,分析了疲劳行为和失效机理。研究结果表明:国产316LN峰值应力随应变幅的增大而增大,大应变幅试样在疲劳过程中先后发生了循环硬化、循环软化和失稳,而小应变幅试样在失稳前未发生明显的循环硬化和循环软化;在应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口具有典型的疲劳断口特征,裂纹萌生于试样表面,以穿晶方式垂直于主应力方向扩展,裂纹扩展区具有典型的疲劳辉纹,辉纹上有菱形颗粒状腐蚀产物,环境辅助开裂机制倾向于氢致开裂。

秦山核电二期工程冷却剂系统管件应力分析

用RCC-M B3650提供的简化分析方法及ANSYS程序,计算了秦山核电二期工程冷却剂系统接管嘴和焊缝的各类应力强度,分析了管道沿壁厚方向的瞬态温度场;用RCC-M提供的方法计算线性温差ΔT1和非线性温差ΔT2。结果表明,部分管件不满足RCC-M的方程(13)和热棘轮限制。

基于RELAP5的中国氦冷固态包层真空室外破口瞬态特性分析

利用RELAP5/MOD3.4对中国氦冷固态包层、氦气冷却剂回路和二次侧水冷系统进行建模和系统热工水力安全评价。依据ITER事故分析制定的事故序列,对设计基准真空室外破口进行了瞬态分析,并对比了不同破口位置、面积和停堆方式对第一壁的影响。结果表明:真空室外破口发生在风机的下游较上游危险,且小破口较大破口更危险;若真空室外破口同时包层第一壁破口,也可通过自然循环和辐射换热带走衰变热冷却包层;真空室外破口事故中采用聚变停堆系统的3s停堆方式,可避免第一壁熔化。

核电站冷却剂主管道奥氏体-铁素体双相不锈钢铸件铁素体含量检测方法研究与实践

核电站冷却剂主管道奥氏体-铁素体双相不锈钢铸件中铁素体含量对主管道的使用性能具有重要影响,因此,铁素体含量的检测具有重要意义。本文以主管道90°弯管铸件为例,介绍了铁素体含量检测的各种试验方法,阐明了各种方法的检测原理、检测时机和具体步骤,简要分析了不同检测方法所检测结果的差异和原因,指出了各种方法的适用范围。

基于PCVN小试样评估主管道的动态断裂韧性研究

针对CPR1000+机组反应堆一回路主管道在服役过程中存在的典型热老化问题,基于55 mm×10 mm×10 mm的预制裂纹冲击(PCVN)样品,结合全场应变测试技术(DIC)研究了主管道动态断裂韧性随服役时间变化的规律。通过实验获得动态载荷-位移曲线及不锈钢的动态裂纹扩展阻力曲线(动态J-R曲线),并和准静态断裂韧性变化趋势做了比较。结果表明,热老化后导致主管道材料发生明显的脆化,断裂韧性随热老化时间延长而明显下降。

国产316LN不锈钢的室温低周疲劳行为研究

测试了国产第三代核电站一回路主管道材料-316LN不锈钢的室温低周疲劳性能,讨论了微观机理并建立了Manson-Coffin疲劳寿命模型。结果表明,随着应变幅的增大,滞回曲线宽度及峰值应力随之增大,疲劳过程中先后发生了循环硬化、快速循环软化、慢速软化和失稳四个变形阶段;应变幅由0.2%逐渐增加至1.2%的过程中,疲劳周次从105逐渐降低至102;疲劳断口由裂纹源区、扩展区和最终断裂区组成,疲劳裂纹主要萌生于表面,裂纹区具有典型的疲劳辉纹形貌,最终断裂区具有韧窝形貌。

核用一回路18-8不锈钢管道腐蚀分析

通过宏观检查、显微组织、断口形貌及扫描电镜能谱分析等方法对核用一回路0Cr18Ni10Ti管道存在的腐蚀问题进行了全面分析。结果表明:直管部位的点腐蚀出现较多,弯管部位出现较少的应力腐蚀,焊缝部位也出现较少的应力腐蚀和晶间腐蚀;产生上述腐蚀的原因主要是由于材料本身的性能欠佳和海水滴漏溅落到管道表面造成了氯离子聚集。

百万千瓦级核电站AP1000锻造主管道的制造工艺及质量控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道制造的主要关键工艺,包括钢锭的冶炼、管坯的整体锻造、管道的煨弯成型、热处理及最终机加工,并描述了主管道制造过程中的质量控制。

LBB在AP1000技术中的应用

压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评定准则.本文介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB在AP1000核电厂中的应用情况及LBB评价的理论基础.

核电站主管道离心铸造直管的质量控制研究

以百万千瓦级核电站冷却剂主管道离心29″直管铸件的监督实践为例,针对其离心铸造的特点,分析在铸造过程中关键工序的特点和质量控制过程中应注意的问题。

核电站主管道铸造弯头监造实践

以百万千瓦级核电站冷却剂主管道90°弯头铸件的监造实践为例,针对大件铸造的特点,分析在监造过程中应注意的问题,以及如何通过对铸造弯头进行事前及过程的质量控制。获得了满足设计要求的合格产品。

核电冷却剂主管道车削加工工艺研究与应用

冷却剂主管道是压力堆核电站核岛内的关键部件,其加工制造质量直接影响到核电站的运行安全。针对冷却剂主管道在管坯车削加工过程中的技术瓶颈,分析了传统车削加工工艺缺陷,结合DL250数控车床的特点,提出一套实用有效的优化加工方案,解决了冷却剂主管道管坯车削加工中效率低、成本高、劳动强度大等问题,为超重、超大异型工件的车削加工积累了经验,对企业实际生产具有推广意义。

冷凝器冷却水通道声传递特性

为阐明冷凝器冷却水通道的声传递特性、提高循环水系统声学设计能力,将换热方程和一维平面波方程耦合,推导得到换热管内冷却水声传递矩阵,针对冷凝器几何结构建立总传递矩阵并求解得到其冷却水通道声传递损失。建立试验系统验证了冷凝器冷却水管路声传递损失计算结果。根据换热管双向流固耦合分析计算结果,管外蒸汽绕流对换热管内冷却水脉动压力的影响可以忽略,冷凝器进出口管内水声和管壁振动测试结果也表明,该系统内冷却水脉动和管壁振动耦合紧密,管内流体脉动是管壁振动的主要激励源。研究结果还表明,通过调整冷凝器冷却水通道结构参数可以调节冷却水声传递损失。

主蒸汽管对反应堆冷却剂系统静力和动力分析的影响

主蒸汽管是反应堆冷却剂系统最大的外接管道,文中对其对系统静力(热膨胀)和动力(LOCA和地震)分析的影响进行分析。对于两环路核电站,主蒸汽管分别布置于两个环路的相反侧。对蒸汽发生器支承在热态条件热膨胀位移具有相反的作用,影响支承间隙的调整工作。在动力分析中主蒸汽管对蒸汽发生器具有稳定作用,但也在地震分析时引入了较高位置的较大地震激励输入。主蒸汽管对主系统动力分析具有比较复杂的影响。

核电厂反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力分析

综述了现有的反应堆压力容器和主管道焊缝残余应力的测试结果和残余应力选取的实践经验。对于反应堆压力容器环焊缝,残余应力沿壁厚呈余弦分布,其最大值可取为60MPa。对于主管道对接环焊缝,最大残余应力区域通常位于在焊缝中心线且靠近管道外表面,而运行过程中的缺陷常出现在内表面区域,在进行安全性评价时焊缝最大残余应力可取为100MPa。

ITER第一壁冷却剂管道断裂事故热工水力初步分析

采用一体化安全分析程序,建立了ITER装置第一壁/包层及其主热传输系统、抑压系统的事故分析模型。对真空室内第一壁冷却剂管道双端断裂的失水事故进行计算,并选取单根冷却剂管道双端断裂和多根冷却剂管道双端断裂导致的失水事故工况进行热工水力行为的研究,分析相关系统的热力响应。分析表明,在发生第一壁冷却剂管道断裂事故后,由于冷却剂向真空室内释放,导致真空室内压力升高,之后由于抑压系统爆破盘的开启,可以有效缓解真空室内压力的升高,能够保障真空室系统满足设计限值。

AP1000核电站主管道国产化研制进展

阐述了AP1000核电站用主管道的技术要求和特点,介绍AP1000主管道模拟件国产化研制的主要技术思路及进展,通过联合技术攻关我国企业已经掌握了AP1000整体锻造主管道技术,并成功制造了满足西屋电气工程公司技术规范的AP1000主管道,实现了国产化。

压水堆一回路管道的铸造工艺及其国产化

工艺评定表明,1000MW压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求。本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平。