秦山核电厂死管段筛选及管理对策

介绍压水堆核电厂'死管段'现象的发生条件和腐蚀失效产生机理。根据'死管段'筛选流程对秦山核电厂300 MW机组可能存在的死管段进行了全面筛选,确定了需重点关注的管段,并提出了针对这些管段的管理对策。结果表明,'死管段'现象是由死管段内水的饱和汽化造成的,其原因是水被加热到较高的温度和管段内的压力不能维持高于饱和压力。管理方面建议通过完善相关规程来控制和缓解死管段现象,通过系统改造彻底消除死管段现象。

核电厂一回路压力边界死管段止回阀及缺陷管道更换项目可靠性管理

核电厂一回路压力边界存在的死管段现象易导致设备缺陷,对主冷却剂泄漏率控制具有重大影响,此类缺陷处理的技术难度和标准很高。本文对某核电厂实施的国内首次死管段止回阀及缺陷管道更换项目进行了分析,结果证明,通过技术方案保守分析和选择、采用故障树分析法确定项目风险点并进行分类、采用鱼骨图分析法确定风险管控措施并分阶段进行过程控制等,可提高项目管理的可靠性。

疏水装置放水管温度场的数值模拟

水蒸汽管道中的冷凝水由疏水装置排出。为研究极寒地区疏水装置放水管冬季结冰的问题,采用计算流体力学软件Fluent建立了放水管死管段热损失的物理模型,并对管道内部温度场进行模拟分析。模拟结果很好地显示了管道内的温度场,并得到了管道轴线上的温度分布,结果表明:死管段长度对管道内温度场有重要影响。将死管段长度控制在0.2 m以内,可有效避免放水管冷凝水结冰的问题。

秦山二期RRA余排入口死管段效应分析及对策

核电厂"死管段"现象是由于一回路高温流体通过第一道隔离阀将热量传到该阀与后续隔离阀之间管道,导致管道内流体因高温汽化,形成汽液分层。"死管段"现象会导致阀门腐蚀损坏、密封失效,破坏一回路压力边界的完整性,造成放射性物质泄漏。秦山二期通过对"死管段"成因机理分析并结合自身机组情况,最终选用增压的方法对余排入口死管段进行技术改造,从而消除了该部位"死管段"问题。

压水堆核电厂安注管线内不凝结性气体聚集现象仿真研究

核电厂发生失水事故和蒸汽管道断裂事故时,安全注入系统用来执行堆芯应急冷却功能。在正常运行工况下,系统将长时间处于备用状态,导致安注管线内易出现不凝结性气体聚集产生死管段,因此,需定期检查安注管线是否处于满水状态。本文基于流体仿真软件COMSOL建立管道模型,综合考虑温度波动对空气在水中溶解度的影响,对充水管道内不凝结性气体聚集现象进行仿真研究。结果表明,外界温度在一天之内呈现正弦规律小幅度波动时,管道内的空气随温度升高而析出,随温度降低而溶解。约25d后,管道内每天的最大和最小空气体积分数趋于稳定,因此,安注系统管线的排气操作应以不低于每25d一次的频度执行。

管道死端的问题及危害

本文分析了管道死端的形成机理,模拟设计了盲管中出现冷凝水及其爆炸当量的计算方法,通过案例探讨了管道死端设计存在问题时的危害。对其中盲管爆炸案例,从冷凝水的产生,爆炸时的冷凝水量,回流后冷凝水被加热的情况,进行了计算、分析,并用案例表明盲管设计不当时,会出现超压爆炸。同时,针对死端设计存在的问题,提出了解决方法。

基于空腔流动理论的市政消火栓盲端铁迁移扩散机理研究

市政消火栓滞水严重,存在积累扩散亚铁离子(Fe^2+)的问题,可能引发“红水”现象,威胁供水卫生安全.以往的管网水质模拟缺少对消火栓盲端支管的研究,难以准确模拟消火栓铁释放现象,使得计算精确度不足.针对上述问题,本研究尝试运用空腔流动机理分析市政消火栓构成的盲端支管内Fe^2+迁移扩散现象,结合扩散实验和数值模拟,构建盲端支管Fe^2+扩散的流体力学模型,定量分析管长、管径、流速等因素的影响规律,为精确模拟消火栓水质提供参考.