辅助给水系统泵综合性能试验的理论计算与建模分析

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）辅助给水系统（ASG）泵综合性能试验结果不满足监督要求时，需要对管路系统中的节流元件进行调整。简要介绍该试验中节流元件的调整原理，通过工程流体力学理论计算与计算流体动力学（CFD）建模分析得到节流元件的调整结果。通过2种分析方法的对比可以发现理论计算结果与建模分析结果具有较好的一致性。根据理论计算与建模分析方法各自的特点，在工程中可以根据实际需要选择最为简便的方法。      

RIS LHSI泵小流量管线减振改造方案的可实施性评估

针对核电站安全注入系统(RIS)低压安注泵(LHSI)小流量管线减振改造方案,开展可实施性评估。采用计算流体动力学(CFD)数值计算与试验模型回路验证相结合的方法,对减振效果进行评估。振动限值计算参照ASME 0M3执行,管线应力校核、支吊架强度和刚度校核采用管道专用软件syspipe完成。所有计算结果均表明,提出的改造方案有效、可行,可开展改造方案的具体实施。     

浅析H4工况下RIS与EAS的互为备用和调试

针对失水事故(LOCA)后防止低压安注泵或安全壳喷淋泵功能完全失效(H4)的超设计基准事故,设计了H4管线,在H4工况时,利用仍然可用的低压安注泵或安全壳喷淋泵实现堆芯长期冷却的功能。对H4工况下安全注入系统(RIS)与安全壳喷淋系统(EAS)的备用进行试验,通过选取低特性与高特性的低压安注泵和低特性的安全壳喷淋泵,验证了各项性能参数在事故工况时仍能满足要求,同时验证了向反应堆冷却剂系统(RCP)系统冷、热段注入时,泵的出口流量满足秦山核电厂扩建项目(方家山核电工程)调试大纲中的安全准则。     

低压安注泵特性曲线偏离的系统修正方法研究

从国内某二代改进型核电厂低压安注泵特性曲线偏离这一问题出发,分析了安全注入系统低压安注泵的性能要求特点。通过计算及对比低压安注泵可用汽蚀余量和必需汽蚀余量,从系统设计和调试角度提出了修正方法,使得该低压安注泵能够满足该核电厂运行要求。     

利用节流孔板降低VVER低压安注泵振动

通过对田湾核电站3号机组调试过程中低压安注泵自由端振动高的原因分析和泵循环管线上节流孔板数量和孔径的计算优化,解决了低压安注泵体及其相关管线的振动问题,为后续核电机组低压安注系统管系设计提供重要的经验反馈和参考。     

DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究

本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入（DVI）技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故，研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明，在DVI管道发生断裂的事故工况下，安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下，通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率，仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行，不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计，电厂的安全性和经济性得到共同提升。     

某核电厂低压安注泵小流量管线振动原因研究

由于小支管振动超标的敏感管问题是困扰所有核电站的难题。国内外投入了大量的人力和物力来解决敏感管问题。分析判断振动原因是解决敏感管问题的首要因素。本文用综合的技术手段对某核电厂安注系统低压安注泵小流量管线中的敏感管振动原因进行了分析研究。通过在管线上布置加速度计进行现场振动实测获得了管线的振动分布,通过振动加速度的时程的RMS值分布获得了节流孔板后方是振动最大的位置,通过对节流孔板后方的加速度进行频谱分析初步判断为节流孔板过分节流导致通过孔板的流体汽化而出现了汽蚀现象。通过对节流孔板的理论分析获得了节流孔板前后的压差并与阻塞压差进行比较进一步验证了节流孔板的过分节流现象。最后用CFD进行了三维流场分析获得了整个管线的详细流场分布,并得到了经过节流孔板后出现了流场中低于流体饱和蒸汽压的区域,该区域是流体汽化区。通过综合的手段最后确定导致该小流量管线振动高的主要原因是节流孔板的汽蚀。本文所用的方法对其他具有类似的振动现象的振动原因分析具有借鉴的意义。     

应急给水系统流量偏离的系统解决方案

应急给水系统（EFS）作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流量试验是核电站装料许可的关键性必要试验。调试中发现,EFS流量偏大,不满足准则要求。针对该问题,本工作建立了EFS热工水力模型,并将数值模拟结果与试验数据进行校核,确定了模型的可靠性。通过数值分析,提出EFS流量超准则的解决方案。进一步试验结果表明,EFS破口流量显著降低,完全符合验收准则。     

AP1000正常余热排出系统低压注射性能分析

为分析AP1000核电厂中正常余热排出系统（RNS）的低压注射性能,本文保守假定低压注射工况下反应堆冷却剂系统的压力和阻止堆芯补水箱水位继续下降的最小注射流量要求恒定不变。在此基础上,结合RNS低压注射管路的布置信息和正常余热排出泵的性能曲线,计算分析了RNS在向反应堆冷却剂系统进行低压注射的工况下分别从安全壳内置换料水箱和装料池两个水源吸水时该系统的低压注射性能（主要借助注射流量和注射可持续时间两个性能参数进行衡量）。通过上述计算分析,本文不仅验证AP1000 RNS低压注射功能设计的可靠性,同时也定量给出了两个低压注射水源的实际注射容量。     

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能,利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究,分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明,ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致,再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性;在不同破口位置的试验中,非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水,堆芯活性区始终处于混合液位以下;破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响,对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。      

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价

采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明,CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。     

压水堆核电厂事故工况下最大上充流量的数值研究

使用计算流体软件Flowmaster 7.5模拟了某压水堆核电站的化学和容积控制系统(RCV)以及安全注入系统(RIS)。通过将正常工况下的模拟计算结果与设计参考值进行对比,验证了模型的可靠性。使用该模型预测了发生蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)后安全注入模式转为上充模式时最大上充流量与一回路压力的关系,并定量比较了采用不同数量的低压安注泵为上充泵增压时最大上充流量和相应主泵密封注入流量与一回路压力的关系。     

TXRIS007试验监督要求准则的流量判定

为解决某核电基地多机组安注箱逆止阀功能验证试验（TXRIS007）在大多数情况下不满足验收准则的问题，采用一维流体仿真软件（Flowmaster）建立试验模型开展不同配置的瞬态计算，并结合历史数据进行理论分析。研究表明，仅考虑试验管道内径和测量仪表的合理偏差，其他试验影响因素正常，初始流量为2.37~5.70 m3/h，处于合理范围；阀门阻力特性较大改变、管道实际内径和管壁粗糙度等设备性能差异以及共用环路严重的堵塞都会导致流量出现较大的变化；当设置统一的最小流量时，可能无法识别出部分基准流量较高的环路阀门性能的变化，建议电厂结合计算结果针对不同机组在相同的试验条件下标定基准流量，并做好试验时的记录和归纳整理工作。      

核电厂用限流孔板压降计算

针对核电厂用不同结构形式的限流孔板分别提出了相应的压降计算方法,在此基础上编写了孔板压降计算程序,并通过试验数据进行验证。结果表明,利用该计算程序可快速准确地进行限流孔板的压降计算,对于孔板选型和系统调试具有重要意义。     

核电厂中小LOCA事故下PSA成功准则研究

为了分析核电厂冷却剂丧失事故（LOCA）的瞬态响应，用于支持核电厂概率安全分析（PSA）成功准则的研究。本文以压水堆核电厂为研究对象，利用系统分析程序建立了电厂模型，研究了堆芯补水箱、安注箱、余热排出热交换器和ADS阀门的失效组合及操作员动作时间、破口尺寸等的敏感性，得出如下结论：在小LOCA事故下，如果3个ADS-4阀门能够开启（自动或安注信号产生后30 min手动开启）且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启（自动开启或安注信号产生后30 min手动开启）且安注信号产生后30 min手动启动一台正常余热排出系统（RNS）泵，则能够维持堆芯冷却；在中等LOCA事故下，至少一个CMT或ACC投入运行，3个ADS-4阀门开启（自动或安注信号产生后20 min手动开启）且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启（自动或安注信号产生后20 min手动开启）且在安注信号产生后20 min内启动一台RNS泵，则能够维持堆芯冷却。     

AP1000首堆非能动堆芯补水箱(CMT)再循环试验流量分析方法研究

堆芯补水箱(CMT)再循环试验是AP1000的首三堆试验,目的是验证CMT再循环流量满足应急补水和硼化的安全功能要求,通过测量试验流量来证明满足安全分析要求(验收准则),因此试验成功的关键是获得较高精度的流量。由于CMT出入口管道均没有设置永久流量计,若使用临时超声波流量计(UFM)会带来较大的流量不确定性。本文通过采用ASME流量计测量和误差分析法规中介绍的方法,利用CMT容积和液位的关系(MAP法)在机组冷态条件下标定UFM和压差法(DP法),得到流量修正因子。因为相互独立的流量分析方法可以采用权重因子方法计算综合的流量偏差,可减小过于保守的流量误差。以上分析计算可以得到与真实流量较为接近的计算流量(置信度95%),并通过与热工软件RELAP 5和NOTRUMP模型预测流量对比,数据曲线的符合性较为一致,证明试验满足验收准则且该分析方法的合理性。     

"华龙一号"应急给水系统热工水力分析

福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的"华龙一号"堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出"华龙一号"应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:"华龙一号"的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化的关系,"华龙一号"机组适用的孔板孔径为17.0～20.0mm;"华龙一号"机组适用的调节阀小档开度区间为30%～45%,以及在调节阀同步调节时的流量调节敏感区域为0～50%,不同步调节时的流量调节敏感区域为20%～60%。     

蒸汽冷凝回流模型与应急堆芯冷却系统在中破口失水事故中的效益

在主回路冷段破口等效直径15.24cm的中破口失水事故分析，同时采用了不使用蒸汽冷凝回流模型、增大安注流量不使用蒸汽冷凝回流模型和使用蒸汽冷凝回流模型三种分析方法．分析结果表明：使用蒸汽冷凝回流模型时，回流的冷却剂可以有效地带走裸露燃料元件的热量，抑制燃料包壳温度升高．不使用蒸汽冷凝回流模型和增加安注流量时，裸露燃料元件的热量不能被带走，燃料包壳温度会升高．     

核电厂仪控系统误动作事故分析

为全面评价核电厂仪控系统误动作事故,提出基于简化分析的方法,该方法基于功能组概念对仪控误动作假设始发事件（PIE）进行了系统化地识别和归并,得到不能被已有事故分析包络的潜在新增事故工况,并根据保守的分析假设和准则,针对识别出的潜在新增事故进行了定性评价和定量分析。研究结果表明,核电厂保护系统能够对仪控系统误动作事故提供多样化保护,事故后果满足验收准则,并建议增设“2个热管段实际压力与饱和压力之差低2信号触发安注启动以及所有主泵停运”功能。