秦山第二核电厂阀门类设备弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂8次大修期间,对反应堆冷却剂系统(RCP)、余热排出系统(RRA)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)4个系统主要阀门的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。测得RCV系统阀门沉积的放射性核素主要是^110mAg,RCP、RRA和PTR系统阀门内沉积的主要是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr等放射性核素,伴随的β射线能量主要在500 keV范围内。测量给出了4类阀门的公式′(0.07)和H·′(3)值,测得H·′(3) /H·^*(10)值在1.24左右,H·′(0.07) /H·^*(10)值在14左右。结合测量结果,给出了部分阀门需要对检修人员开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测的建议。     

某核电厂大修期间弱贯穿辐射监测评价

核电厂换料大修期间,部分开放性设备场所中存在较高的弱贯穿辐射。某核电厂在某次大修期间,针对弱贯穿辐射风险较高的场所,进行了弱贯穿辐射场所剂量和工作人员肢端剂量监测,本文报道此次监测工作的内容与结果,给出监测评价和防护建议。     

大亚湾核电厂弱贯穿辐射监测评价

在大亚湾核电厂换料大修期间,利用自行研制的场所辐射监测仪表和个人剂量计对不同工作场所的弱贯穿辐射进行了监测。本文介绍监测的方法和结果,对监测结果进行了初步的分析和评价,并就今后的弱贯穿辐射监测计划和防护措施提出了建议。     

秦山第二核电厂换料大修期间反应堆厂房辐射分区调整分析

通过分析秦山第二核电厂1号机组第10次换料大修期间反应堆厂房辐射水平的变化,从辐射分区管理和剂量控制最优化角度考虑,提出换料大修期间反应堆厂房各区域的辐射分区调整。调整结果表明:反应堆厂房大部分区域辐射风险在换料大修期间大大降低,大部分区域可降级为黄区或绿区。     

田湾核电站弱贯穿辐射调查与个人剂量监测

在田湾核电站两次大修换料期间,对1、2号机组开展了弱贯穿辐射调查,主要工作包括可能存在较高弱贯穿辐射风险场所的辐射剂量率监测、部分代表性工作人员受到的弱贯穿辐射剂量监测、防护用品的防护效果测试等。由弱贯穿辐射测量结果可知,田湾核电站各检修设备表面沉积的放射性核素基本一致,主要包含⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、⁵¹Cr、¹²⁴Sb、⁵⁴Mn、^110mAg、⁵⁹Fe等,其伴随发射的β射线能量主要集中在600 keV以下。其中测得主泵剂量率比值H’(3)/H^*(10)最大值为2.08,H’(0.07)/H^*(10)最大值为34.9;蒸汽发生器H’(3)/H^*(10)最大值为2.58,H’(0.07)/H^*(10)最大值为10.7;堆本体H’(3)/H^*(10)最大值为1.25,H...     

秦山第二核电厂蒸汽发生器液位控制系统PID参数整定

基于核电厂SimPort仿真平台构建了秦山第二核电厂I号机组蒸汽发生器液位控制系统仿真模型,在该仿真模型上进行了各种工况下的瞬态仿真实验和研究,获得了液位控制系统PID参数的整定值,其中液位控制器的Kp=4．25,T1=425s,TD=10s;流量控制器的KP=1．0,T1=13s。这些参数整定值与实际值基本一致,可供工程技术人员参考。     

秦山第二核电厂一号机组第一次大修期间防护服污染原因分析

在秦山第二核电厂一号机组第一次大修期间,发生了较多的防护服污染事件,造成了污染的防护服的大量堆积。本文介绍了大修期间防护服污染的数量和具体情况,对污染原因进行了分析和讨论,并针对性地提出了防止防护服污染的措施。     

秦山第三核电厂大修期间放射性固体废物管理实践

介绍了秦山第三核电厂机组大修期间放射性固体废物管理工作的实践.通过对大修期间废物的分类、收集、接收、处理、运输、暂存等环节的管理和加强对大修期间放射性固体废物风险的预防措施,提高核电厂大修期间放射性固体废物管理水平.     

俄罗斯加里宁核电厂进展

【英国《国际核工程》2003年10月刊报道】俄罗斯加里宁核电厂目前拥有2台分别于1984年和1986年进入调试的第三代小型VVER-1000/338机组,3号机组为VVER-1000/320系列,其建设在20世纪80年代末被中止。目前,该机组已按照新的最严格安全标准开始续建,预计将于2004年开始调试。1号和2号机组加里宁1号和2号机组各拥有4条带有主循环泵(MCP)、稳压器和蒸汽发生器的冷却循环回路。上述反应堆及辅助系统被封装在直径47.4m、高76m的密封安全壳内,安全壳为预应力钢筋混凝土浇注。汽轮机厂房为两机组共用。主厂房和辅助厂房、构筑物和户外配电站位于…     

秦山第二核电厂2号机组汽轮机误快速降负荷瞬态分析

描述了秦山第二核电厂2号机组因反应堆冷却剂低选平均温度误信号引起汽轮发电机组快速降负荷的瞬态工况,给出了瞬态过程中主要参数的变化情况,分析了机组控制系统的响应(尤其是棒控系统、蒸汽向冷凝器排放控制系统的动作)情况.分析结果表明,由于棒控系统和蒸汽向冷凝器排放控制系统的输入信号采用高选平均温度,因此,在瞬态过程中,两个控制系统能根据平均温度与参考温度的温差值协调运行,同时,蒸汽发生器水位、稳压器水位与压力等其它主要控制系统响应正确、及时,最终将机组稳定在较低的功率状态下.     

一体化反应堆蒸汽发生器内两相流密度波型脉动的预报模型

一体化反应堆由于其固有优越的安全性和广泛用途，受到许多国家的重视。解决两相流脉动问题是发展一体化反应堆的关键技术之一。本文利用两相流动的变密度模型，建立了一体化反应堆蒸汽发生器并联管内高压汽水两相流密度波型脉动的控制方程，运用小扰动线性化方法及拉普拉斯变换和自动控制理论的稳定性判据，提出了系统发生密度波型脉动的预报模型。利用模型，计算了系统发生脉动的界限热流密度，并分析了有关参数对脉动界限的影响，结果与试验符合较好，可用于实际蒸汽发生器的设计     

反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项.经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的.本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式,同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法.     

直流蒸汽发生器传热管破裂事故分析

通过对直流蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的分析,可看出RELAP5瞬态分析程序能较好地模拟一体化反应堆在SGTR事故后的事件响应序列及主要热工水力现象,例如环路的不对称效应、主回路的自然循环等。一体化反应堆在发生SGTR事故后,可通过一系列安全与保护系统的动作得到有效缓解,并最终能应用非能动余热排出系统（PRHRS）的自然循环导出堆芯余热,使反应堆处于安全状态。同时,受事故影响蒸汽发生器压力在PRHRS投入运行后会快速升高,最终与一回路压力相平衡,此后,破口处的泄漏也会终止。此外,本文还研究了破口处临界流量及其积分流量结果不确定性的影响因素,其中主要考虑了采用不同的临界流模型和破口建模方式等两个方面。     

高温气冷堆蒸汽发生器中石墨粉尘重悬浮规律研究

高温气冷堆中石墨粉尘的运动规律对反应堆安全具有重要意义。本文采用数值模拟方法计算得到蒸汽发生器中的流场分布,在此基础上分析了蒸汽发生器中石墨粉尘重悬浮的规律。结果表明,对于粒径为0.1 μm的石墨粉尘,粉尘的重悬浮率几乎为0,对于粒径为1 μm以上的石墨粉尘,随着氦气流速的增大,蒸汽发生器中石墨粉尘的重悬浮率增大;在相同氦气流速下,随着石墨粉尘粒径的增大,石墨粉尘重悬浮率增大。     

反应堆与汽轮发电机协调控制保护技术的研究与实践

在核电工程建设过程中,反应堆与汽轮发电机协调控制保护技术是系统设计中比较复杂的关键技术,在核电安全、经济和可用性方面承担重要作用。依托某百万千瓦级核电机组自主化接口设计与设计管理工程实践,成功地探索出了堆机之间协调控制保护的接口设计方案以及系统架构原则和成熟案例。本文阐述其重要技术要点和工程实践经验,希望能对新项目建设起到帮助。     

快堆钠-水直流蒸汽发生器七管样机热工水力特性分析

钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆主热传输系统的关键设备之一,其结构及内部的传热现象是十分复杂的。管内外侧的介质及压力不同,管内侧为高温高压的水/蒸汽,存在复杂的两相流动传热传质现象;管外侧为高温液态金属钠,沿换热管高度方向存在较大的钠温变化。本文以钠-水直流蒸汽发生器七管样机为研究对象,对其热工水力特性进行了CFD分析和实验研究,CFD分析结果和实验结果吻合较好,验证了CFD分析所采用的数学模型和数值方法的可靠性。结果表明,钠-水直流蒸汽发生器七管样机的传热面积是足够的,达到了设计指标要求,其界限质量含汽率约为0.42,临界热流密度约为451.98 kW/m²,从而确定了蒸干点的位置。     

HTR蒸汽发生器环形通道内单液滴蒸发行为研究

高温气冷堆进水事故的机理研究对该反应堆安全具有重要意义。本文对液滴在蒸汽发生器环形通道内的流动和传热进行数值模拟研究,采用单液滴模型,利用龙格库塔方法进行求解。结果表明,初始直径小于420 μm的液滴将无法运动到环形通道顶部。氦气压力的改变对于液滴完全蒸发需要的时间和液滴最大运动距离影响很小。     

HTR-10蒸汽发生器的建模及分析

为开发适用于球床模块式高温气冷堆HTR-10的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立了蒸汽发生器的实时热工水力模型。模型以传热方程为基础求解两侧工质及金属管壁的温度和焓,以流体网络为基础求解两侧工质的压力和流量。本文讨论了3种节点划分方案,针对不同节点划分方案的适用范围提出了建议并采用96节点划分方案进行后续研究。此外,通过分析确认了模型在稳态工况下主要参数和分布参数的准确性和合理性,并在100%功率稳态工况的基础上模拟了氦气侧流量阶跃的场景,分析了模型中主要参数的变化过程。动态仿真结果表明,氦气流量阶跃会引起一、二次侧参数不同程度的变化,变化幅度与阶跃程度呈正比,且金属管壁和水侧热容、二次侧参数变化速率相对缓慢,模型再平衡时间较短,表明HTR-10采用的螺旋管式直流蒸汽发生器的热惯性相对较小。     

10MW高温气冷堆蒸汽发生器稳定性实验研究

介绍了１０ＭＷ高温气冷堆盘管式直流蒸汽发生器双管工程模拟实验回路的技术特征和主要技术指标。实验系统用高温氦气作为热源,采用１：１全尺寸模拟,进行卫３０％负荷工况两相流稳定性验证实验、入口过冷度、蒸汽出口压力、流量及入口阻力对两相流稳定性影响的研究。结果表明,蒸汽发生器３０％负荷设计工况下,蒸汽出口压力２．５￣４．０ＭＰａ、给水温度７５￣１８０℃、入口节流阻力大于４０ｋＰａ时系统能稳定运行;蒸汽发生     

HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析

球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）采用两座模块式高温气冷堆带一台汽轮发电机组的技术方案,为了开展其运行特性研究,清华大学核能与新能源技术研究院开发了针对HTR-PM的工程模拟机,其中螺旋管式直流蒸汽发生器的模型还需进一步完善。本文深入分析了螺旋管式直流蒸汽发生器的流动、换热规律,明确了蒸汽发生器一次侧和二次侧的流动与换热模型,通过对稳态工况中分布数据的详细分析,说明了模拟结果的正确性。为适应更多模块的高温气冷堆核电站的运行分析要求,通过网格划分方案的讨论与优化,在保证实时性的前提下,提高了蒸汽发生器中流动与换热模拟的准确性,为下一步采用工程模拟机开展其运行特性研究打下基础。