- 温国义;蔡宏伟;
核电厂建设的工期延误和组件制造厂的燃料组件存贮场地不足,不能按期交付的首炉燃料组件被迫存放在组件运输容器内水平放置,有的燃料组件在运输容器内水平放置时间约1年以上。针对燃料组件在运输容器内长期水平放置是否对组件格架弹簧的力学特性有影响,以AP1000型燃料组件为例,对格架弹簧进行了力学特性影响分析。分析认为,燃料组件在运输容器内长期水平放置,对格架弹簧本身影响较小;燃料组件改为竖直放置后,格架弹簧在力学特性上能够完全恢复原状。
2022年01期 v.42;No.173 59-63页 [查看摘要][在线阅读][下载 1181K] [下载次数:171 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 卢放;陈石;胡凌生;羊本林;赵鑫樾;
应急柴油发电机(EDG)作为核电厂重要安全设备,主要用于应对丧失厂外电事故。为确保EDG的可靠性,应制定维修计划并定期进行各种预防性维修。鉴于EDG维修时间较长,应考虑由于维修造成的不可用给“华龙一号”核电厂带来额外的安全风险,这成为“华龙一号”核电厂EDG数量配置的重要考虑因素之一。根据最新的核安全要求,将导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量上升为基本安全功能,相比于国内的二代堆型,“华龙一号”考虑了乏池冷却相关设计基准工况,这直接导致2×100%EDG配置方案难以找到合适的EDG维修窗口。本论文的主要目的就是利用确定论和概率论安全分析方法对EDG的维修窗口进行详细分析,另辟蹊径为EDG提供允许维修时间。分析结果表明,2×100%配置下EDG允许维修时间能够满足维修实际需要。因此,HPR1000采用2台应急柴油发电机的配置方案下能够开展维修。
2022年01期 v.42;No.173 64-69页 [查看摘要][在线阅读][下载 1211K] [下载次数:87 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ] - 刘星;饶建民;王琇峰;唐国运;
汽辅泵是核电厂的安全专设设施之一,实现在极限工况下利用非能动的方式,应急向二回路的蒸汽发生器供水。某电厂汽辅泵管线振动是国内首次发现,本文通过分析汽辅泵管线异常振动机理,提出了造成管线振动假设,并通过数据测试分析、有限元仿真及实验研究验证了上述假设,提出相应改进措施后,彻底解决了管线异常振动问题。
2022年01期 v.42;No.173 70-81页 [查看摘要][在线阅读][下载 1605K] [下载次数:114 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 张铎;高阳;尹利波;张俊;强振华;
核电厂核空气净化系统的性能关乎事故工况下主控室可居留性和电厂排气放射性水平,其运行的可靠性受系统管路的密封性、碘吸附器性能、高效过滤器性能、电加热器控制策略、火灾报警正确率等方面的影响。本文从系统可靠性相关的各个方面进行研究并提出改进策略,以期提高核电厂核空气净化系统的运行可靠性。
2022年01期 v.42;No.173 82-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 1178K] [下载次数:128 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ] - 沈亚杰;高永恒;詹勇杰;杨嗣;王澄瀚;刘臻;王勇智;
氙振荡是大型热中子反应堆不可忽视的问题,剧烈的氙振荡给轴向功率控制带来严峻的挑战。本文通过对秦二厂2号机组的氙振荡进行研究分析,发现振荡发散和收敛规律,即在氙振荡过程中,若动棒操作引起轴向功率偏差ΔI变化与当前ΔI的变化趋势相反,可以有效地抑制氙振荡,否则将加剧氙振荡。并以秦二厂3号机组的氙振荡中衰减和加剧过程进行验证该规律。最后,对氙振荡的抑制方法提出几点合理建议,为机组的安全稳定运行提供了重要保障。
2022年01期 v.42;No.173 88-92页 [查看摘要][在线阅读][下载 1349K] [下载次数:70 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:4 ] - 王玥;马正茂;苏成;赵乐挺;
核电厂应急柴油发电机电子调速器在研发过程中,须对电子调速器功能进行仿真验证,以节省开发时间成本,同时可降低调速器样机与柴油发电机进行配机联调时出现重大技术问题的风险。以国内核电主流应急柴油发电机12PC2-6B为目标机型,建立了柴油发电机组的仿真模型。柴油发电机仿真模型包含气缸、进排气阀门、进排气管、涡轮增压器及曲轴等关键的核心部件,可以全面而具体的反映发动机的瞬态性能。基于调速器样机的实际控制算法,建立了电子调速器的仿真模型。在配机试验之前,将电子调速器仿真模型与柴油发电机组仿真模型进行仿真联调,模拟在起动、加载、卸载、超速保护等工况下的柴油发电机组的转速响应,对电子调速器控制算法进行了仿真验证。
2022年01期 v.42;No.173 93-99页 [查看摘要][在线阅读][下载 1271K] [下载次数:174 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ] - 田苗;余德诚;李映林;丁小川;
核电厂运行技术规格书规定了我国核安全法规要求的、电厂必须要严格遵守的运行限值和条件。其中的正常运行限值和条件(LCO)对一系列执行安全功能的系统(被支持系统)以及支持安全系统执行安全功能的系统(支持系统)进行了可运行要求并规定了可运行要求未得到满足时所需采取的措施。但对于完全是由于支持系统的不可运行导致的被支持系统的不可运行的情况,除了执行支持系统相关的LCO不可运行的措施外,针对被支持系统是否需要采取特定的措施还存在管理不明确、不完善、不系统的模糊地带,缺少明确、统一的规定。因此,在我国自主设计的第三代核电技术的运行技术规格书开发过程中,同步研究并开发了一套对支持系统不可运行时的应对策略,并作为执行运行技术规格书必不可少的配套文件使用,可指导核电厂安全、稳定运行,对提高核电厂核安全监管水平有积极的现实意义。
2022年01期 v.42;No.173 100-105页 [查看摘要][在线阅读][下载 736K] [下载次数:56 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ] - 李咏蔚;元一单;杨小明;
本文基于计算流体力学(CFD)方法,采用涡耗散概念(EDC)模型耦合P1辐射模型,对德国开展的ThAI-HD12氢气燃烧实验进行了数值模拟验证,与实验符合良好。同时通过修正反应机理,获得了更符合实验的结果。通过改变点火位置、氢气浓度,计算得到安全壳内压力、温度等的变化,结果表明:在安全壳空间内,浮力对氢气燃烧火焰传播影响显著;氢气浓度越高,点火越快,燃烧速率越快,但浓度升高到一定程度,点火不再提前。安全壳内氢气燃烧火焰受多种因素作用,最终呈现了“郁金香形状火焰”。
2022年01期 v.42;No.173 106-111页 [查看摘要][在线阅读][下载 884K] [下载次数:360 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ] - 王远国;王峰;荀明磊;曹洋;
某核电厂1号机组执行役前调试试验过程中,出现主给水流量控制系统旁路调节阀供水能力不足问题。文章结合给水流量控制原理以及实际阀门特性分析了供水能力不足的根本原因,提出了分段修改函数控制器参数的改进方法。最终试验表明该方法有效解决了阀门供水流量不足问题,使得给水流量满足蒸汽发生器二次侧的需求。
2022年01期 v.42;No.173 112-116页 [查看摘要][在线阅读][下载 686K] [下载次数:77 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 赵子坤;李映林;全峰阳;
核电厂一回路压力边界延伸止回阀的密封性直接关系一回路的泄漏率和完整性,需要定期执行密封性检查,以确保反应堆的安全运行。国内普遍采用ASME相关流量标准作为密封性定期试验的验收准则,但在实际试验工况下无法精确测量通过止回阀的泄漏量,因此需要对流量准则进行转换。同时,由于止回阀尺寸及相关管线布置各不相同,需要设计对应匹配的密封性验收准则。本文以国内先进压水堆的安全注入系统一回路压力边界延伸止回阀为例,基于止回阀密封性试验原理,结合工程经验,从准则转换出发,通过严密分析,提出一套具有普遍适用性的止回阀密封性验收准则设计方法,填补设计方法研究的空白。
2022年01期 v.42;No.173 117-121页 [查看摘要][在线阅读][下载 823K] [下载次数:100 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 张盼;赵传奇;王业辉;胡文超;潘昕怿;
福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得出如下结论:全厂断电事故后,非能动核电厂依靠蒸汽发生器(SteamGenerator,SG)和非能动余热排出系统(PassiveResidualHeat Removal system,PRHR)能够及时带出堆芯衰变热;PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出,但对反应堆冷却能力的影响并不大;堆芯补水箱(CoreMakeupTanks,CMT)向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大,可考虑调节CMT注入管线的阻力,使CMT注入流量在合理的水平,防止稳压器发生满溢。
2022年01期 v.42;No.173 122-128页 [查看摘要][在线阅读][下载 1049K] [下载次数:128 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ] - 苏锦成;王振中;贾小攀;薛静;谷振杰;
核电厂的工艺系统管道布局是核电厂设计的重要过程之一,工艺系统管道数量庞大,约束条件众多,设计结果容易受到电厂结构和设备位置变更的影响。依靠人工对核电厂工艺系统管道进行布局已成为影响核电厂设计效率的因素之一。因此核电厂工艺系统管道的自动布局应用研究具有重要意义。本文针对核电厂工艺系统管道的自动布局问题,结合核电厂的厂房设备布局特点,考虑厂房大小、辐射屏蔽、管道成本等约束,依据核电厂工艺管道布局的要求,对核电厂厂房及设备采用栅格法进行空间离散,并采用A~*(A-star)算法进行管路搜索。并基于此方法进行厂房主管道自动布局编程仿真,计算得出的主管道的自动布局方案能够满足模型设置的工艺管道的布局要求,验证了该方法在核电厂厂房工艺管道自动布局中的适用性。
2022年01期 v.42;No.173 129-135页 [查看摘要][在线阅读][下载 1142K] [下载次数:214 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:3 ] - 章鹏华;孙永信;
核电厂凝结水主调节阀作为关键敏感设备,阀门故障将引起机组功率扰动甚至停机停堆。本文结合某核电厂凝结水主调节阀阀杆断裂造成降功率事件,通过对事件的概述及从阀门长期存在振动高、定位销位置不合理等方面进行原因分析,针对性地提出优化措施并实施,为同类型电站的阀门故障排除和改进处理提供了有效参考。
2022年01期 v.42;No.173 136-140页 [查看摘要][在线阅读][下载 1288K] [下载次数:98 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ] - 赖宏宇;
在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混合爆炸,需要首先除去氢气,将一回路的溶解氢含量降低到规范值以下才能开展氧化运行工作。在压水堆核电机组停堆氧化过程中,一回路溶解氢的有效控制能够决定化学控制过程是否会成为大修下行的关键路径。福清核电目前已经历了15次机组停堆氧化,积累了一些经验和教训。本文结合福清核电已商运的1~4号M310机组历次停堆氧化过程一回路溶解氢控制的实践,从反应堆冷却剂系统溶解氢化学控制的要求及基本原理出发,对停堆氧化过程中可能出现的溶解氢相关问题进行总结研究,提出溶解氢化学控制优化改进策略,以指导机组应对,最终达到提高核安全水平、缩短大修工期、提高换料大修经济效益等目的。
2022年01期 v.42;No.173 141-150页 [查看摘要][在线阅读][下载 1198K] [下载次数:153 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:1 ]
- 杜强;文青龙;王皓;阮神辉;
本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。
2022年01期 v.42;No.173 151-158页 [查看摘要][在线阅读][下载 731K] [下载次数:133 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 王瑶;何攀;刘才学;李朋洲;
开展压力管道泄漏监测系统的研制需要在不锈钢管上制作各种尺寸的孔隙,以得到不同的泄漏率,从而建立泄漏定量模型。为此,本文在已知泄漏率的情况下,对不同泄漏率下的不锈钢管道的穿透孔隙尺寸开展计算研究,获取“泄漏率—孔径”关系曲线,为泄漏监测系统的研发提供理论支撑,指导试验件的加工。本文采用了基于CFD方法,针对高温高压(15.5 MPa)下,高速射流伴随有激波(或膨胀波)的现象导致物理量高度非线性的条件,建立计算模型和分析修正方法,获得了“泄漏率—孔径”关系曲线,并通过试验验证了计算结果的准确性,结果表明CFD计算结果误差较小,更能够准确的考虑泄漏孔厚径比、粗糙度带来的影响。
2022年01期 v.42;No.173 159-166页 [查看摘要][在线阅读][下载 978K] [下载次数:197 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 徐伟栋;段天英;冯伟伟;戴饶棋;付浩;
为了对目前CEFR反应堆设计中的安全裕度进行研究,通过simulink建立钠冷快堆CEFR的热工模型。采用反应堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护的方法,对其一回路发生流量变化时反应堆的状态进行仿真分析,并确保在整个事故过程中反应堆状态符合钠冷快堆事故验收准则的要求。仿真结果表明,当一回路流量发生变化时,反应堆在整个过程中只会触发功率流量比和堆芯出口钠温保护信号。并且,反应堆触发P/F保护信号要比触发堆芯出口钠温保护参数时要更早进入次临界。
2022年01期 v.42;No.173 167-174页 [查看摘要][在线阅读][下载 973K] [下载次数:110 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ] - 王晋;
核电厂应急柴油发电机组随着容量的不断增大,已越来越难以满足应急工况下10 s内快速启动的要求。超级电容作为一项新兴的储能技术,具有传统储能技术不可比拟的短时间内快速放电能力。本文提出了将超级电容作为核电厂应急柴油发电机组启动期间后备中压电源的设计方案,以延缓应急工况下对于应急柴油发电机组快速启动的时间要求,有效提高应急柴油发电机组启动的可靠性。本文从超级电容的容量核算、系统规模、设备布置和经济性方面探讨了该方案的可行性。
2022年01期 v.42;No.173 175-179页 [查看摘要][在线阅读][下载 842K] [下载次数:195 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 贺金鹏;顾卫国;刘海洋;王德忠;
核电厂在运行中为了保证反应堆运行安全,需要对由泄漏冷却剂转化的气溶胶粒子进行连续监测。气溶胶粒子在裂缝中输运沉积。本文对气溶胶粒子进行数值模拟分析,得到长直裂缝中低雷诺数下气溶胶粒子的输运沉积情况。研究发现,气溶胶粒子在裂缝中输运受到空气流速,气溶胶粒径,裂缝尺寸等因素的影响。在低雷诺数下,随着裂缝长度增加,能够穿透高度为0.5 mm的裂缝的气溶胶粒子的最大粒径不断减小。当粒径大于600 nm时,气溶胶粒子受重力作用更明显,气溶胶粒子的穿透率随粒径增大而减小。在粒径为600 nm时达到最大,穿透率接近100%。当粒径小于600 nm时,气溶胶粒子的穿透率随粒径减小而减小。综合考虑粒子和直裂缝的尺寸大小,得出长直裂缝中能达到最大穿透率的气溶胶粒子窄度为0.15%。
2022年01期 v.42;No.173 180-184页 [查看摘要][在线阅读][下载 892K] [下载次数:124 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ] - 庄亚平;董海涛;潘姚凡;
AP1000核岛钢制安全壳涂层承担安全功能,其传热性能对非能动安全壳冷却系统功能有重要影响,机组寿期内必须满足安全分析的最小要求。通过盐雾加速涂层老化试验,探讨涂层老化机理、传性能与盐雾老化的关系。结果表明,涂层盐雾老化的机理主要是涂层中的锌粉变为锌盐,随着涂层老化进展,润湿性能、比热容、发射率三个指标的变化有利于提高传热性能;导热率指标表现出逐渐减小的趋势,对涂层传热性能产生不利影响,但经3 500 h盐雾老化试验后,涂层热传导率逐渐稳定,且满足安全分析的最小要求。
2022年01期 v.42;No.173 185-191页 [查看摘要][在线阅读][下载 780K] [下载次数:135 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 周喆;蔡盟利;丁超;
安全壳过滤排放系统(CFVS)用于严重事故情况下排出安全壳内大气以防止安全壳超压失效。其排放气体中的水蒸气在经过CFVS的管道和容器时会发生冷凝,导致氢气和氧气浓度上升,有可能引发氢气燃烧或爆炸。为了评估“华龙一号”(HPR1000)核电站CFVS内的氢气风险,建立了反应堆与安全壳模型和详细的CFVS模型,选取典型的严重事故序列对事故后CFVS开启以及混合气体进入CFVS的浓度变化过程进行了计算,并根据夏皮罗图对CFVS内的氢气风险进行判断。计算考虑了堆腔注水冷却系统(CIS)有效和失效情况下不同的安全壳大气组分进入CFVS后的浓度变化,结果显示CFVS开启时前者的氢气大部分被复合,后者的氧气则被复合反应消耗,因此2种情况下都不会发生燃烧或爆炸。计算还分析了在安全壳内布置氢气复合器以及在CFVS中实施氮气覆盖这两种缓解措施的作用,计算表明不考虑缓解措施时,CFVS内的气体组分在夏皮罗图中进入了快燃或燃爆区。研究表明HPR1000在采用了上述的缓解措施情况下,其CFVS系统内部不会发生氢气爆燃风险。
2022年01期 v.42;No.173 192-198页 [查看摘要][在线阅读][下载 895K] [下载次数:130 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 廖飞页;陈文虎;郭超;贺东钰;陈鹏;
为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果,基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型,根据该模型,分别对正常运行,正常换料和异常换料三种不同运行状态下的长期丧失电源(SBO)和长期丧失电源叠加冷却管线破口(SBO+LOCA)所导致的严重事故进行了分析。分析结果表明,乏燃料水池事故进程相对缓慢,有较大的时间窗口来进行应对。而当乏燃料组件发生裸露和损伤后,将产生大量的氢气和释放大量的裂变产物。通常来说,电厂设计中没有相应的缓解措施能够应对这种情况。此外,在本文研究过程中,还发现了ASTEC程序在模拟乏燃料水池的一些程序特点。
2022年01期 v.42;No.173 199-206页 [查看摘要][在线阅读][下载 928K] [下载次数:107 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]