核动力系统蒸汽发生器U形管流致振动数值模拟

蒸汽发生器传热管流致振动现象可能威胁核动力系统的运行安全,是蒸汽发生器设计及运行中必须要考虑的技术问题。本文应用计算流体动力学软件FLUENT,建立传热管绕流截面的等效二维计算模型,通过用户自定义函数(UDF)求解结构动力学方程,再结合动网格模型,实现对蒸汽发生器U形管流致振动现象的流固耦合数值模拟。计算得到传热管固定、涡激振动条件下流体的升力系数、阻力系数以及相应的涡脱频率,同时,获得了传热管的涡激振动位移。最后,揭示了雷诺数及传热管约束方式对传热管振动的影响,为蒸汽发生器的安全分析和优化设计提供参考。

安全相关泵组小流量定期试验验收准则的改进研究

针对压水堆机组安全相关泵组小流量定期试验时泵较长时间运行的问题,分析安全相关泵组小流量定期试验设计原理和稳定时间判据的选择,指出目前稳定时间判据存在的问题;参照ASME-OM标准和机组运行实践,提出该定期试验的解决方法和改进方案。以CPR1000机组ASG电动辅助给水泵小流量定期试验为例,给出改进方法和方案。本文的研究对于改进定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。

核电机组辅助给水系统水温超运行技术规范限值的改造研究

针对夏季高温天气下,辅助给水系统(ASG)水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题,提出了对辅助给水贮水箱(ASG001BA)加装热交换器的改造方案,从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明,在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下,本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内,保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。