核电厂反应堆冷却剂泵水冷-润滑型轴承运行安全分析

目前,压水堆核电厂反应堆冷却剂泵径向止推轴承一般采用油冷却-润滑型,仅VVER型压水堆部分机组反 应堆冷却剂泵的径向止推轴承采用水冷却-润滑型.通过对水冷却-润滑型径向止推轴承关键参数———轴承释热率的影 响参数进行逐一分析,运用数学建模计算分析,发现反应堆冷却剂泵的启动电磁铁长期投运后能够有效控制轴承释热 率,从而保证反应堆冷却剂泵长期、稳定、安全运行.     

大型立式反应堆循环泵

反应堆冷却水循环泵是用在核电站上最大的水泵。泵壳承受主冷却剂压力从(沸水堆)1000磅/英寸~2(70.27公斤/厘米~2)到(压水堆)2200磅/英寸~2(154.6公斤/厘米~2)左右。压水堆泵比沸水堆泵或加拿大重水反应堆泵都大而且重。压水堆泵的流量在某些情况下会超过100,000加仑/分(22710米~3/小时)和流体压力相比,扬程并不算高,压水堆主泵的扬为程300—400英尺(91.4—121.9米)而沸水堆系统主泵扬程为700—800英尺(213.4—243.8米)。     

超临界水冷堆水棒导热性能研究

在热谱超临界水冷堆设计中,工质在堆芯内剧烈的密度变化使堆芯轴向方向慢化不均匀,需要引入水棒结构减小这种影响。为描述超临界水冷堆堆芯热工水力现象和中子慢化性能,更好地实现超临界水冷堆的设计,需要研究水棒导热性能的影响。针对特定的超临界水冷堆组件,选取不同水棒中间材料的热导率,编制程序对堆芯燃料、冷却剂、慢化剂进行联合求解,计算得出各种工况下的温度分布,并进行对比分析。结果表明,燃料通道和水棒内工质随着流动的方向其温度都是呈现不断升高的趋势;不合理的材料选取,可能出现慢化剂与冷却剂反向传热的现象;在水棒材料选取时,应尽量选择热导率比较小的材料。     

AP1000核电站额定功率运行时单台给水泵跳闸瞬态分析

AP1000核电站额定功率运行时采用3台33.3%容量电动泵提供给水,无备用泵。通过对100%和70%额定功率平台下给水流量和蒸汽流量的稳态平衡计算,验证了1台泵跳闸后,剩余2台泵能维持电厂70%额定功率运行;并通过对CENTS程序建立的单台给水泵跳闸瞬态的仿真结果数据进行分析,验证了此瞬态下无需快速降功率动作,反应堆功率自动控制系统与蒸汽旁排系统能够将一回路平均温度维持在允许范围内,期间不会发生蒸汽发生器窄量程液位低跳堆事故,上述分析结果对 AP1000核电站调试和运行具有重要参考意义。     

什么是核电站?

核电站是利用一座或若干座动力反应堆所产生的热能来发电或发电兼供热的动力设施。反应堆是核电站的关键设置,链式裂变反应就在其中进行。目前世界上核电站常用的反应堆有压水堆、沸水堆、重水堆和改进型气冷堆以及快堆等。但用的最广泛的是压水反应堆。压水反应堆是以普通水作冷却剂和慢化剂,它是从军用堆基础上发展起来的     

第三代核电AP1000主冷却剂泵的变频设计方案探讨

介绍了我国将引进的第三代先进压水堆AP1000主冷却剂泵拟选用的变频设计方案和运行方式,分析了采用变频设计后对主冷却剂泵工作和反应堆运行带来的正面和负面影响。通过对主泵设计特性的分析,提出了变频器供电方案下的特殊要求。探讨了主泵变频设计和运行中应当考虑和注意的问题。     

Mid—loop工况主管道液位分析

在压水堆核电站反应堆换料停堆和设备维修期间，主管道会疏水至Mid—loop（半充水）运行工况。此时液位太低将会引起余热排出泵因吸入空气而失效，而丧失余热排出事故将会导致堆芯裸露，以及随后燃料包壳的损坏，严重时甚至造成放射性裂变产物向外界环境释放。本文应用基于有限体积法的CFD软件FLUENT对Mid—loop工况进行冷态模拟，确定不出现冷却丧失的主管道低液位限值，为设计和运行提供依据。计算结果表明当反应堆冷却剂管道液位低于360mm时，就会出现吸空，造成余热排出泵失效。计算结果需进行试验验证，以应用于工程实践。     

不同轴向富集度布置下的超临界水堆物理热工耦合稳态特性

借助Dragon编制超临界水堆(supercritical water-cooled reactor,SCWR)中子截面数据库,并结合双群中子扩散方程建立物理计算模块,同时引入热工计算模块,建立超临界水堆物理热工耦合计算模型。选用2种不同的轴向富集度布置,进行物理热工耦合条件下的超临界水堆稳态特性分析。利用堆芯内部冷却剂温度、慢化剂温度和包壳温度的变化,对比分析了2种不同轴向富集度布置方式下的稳态特性差异,并且通过改变主冷却剂流量进行超临界水堆设计优化。结果表明,不论是轴向富集度单一布置为5%,还是分区布置为4%+5%,耦合条件下轴向功率分布因子均明显偏离余弦分布曲线,且堆芯出口冷却剂温度和最高包壳温度均低于日本东京大学 Oka 教授得到的计算结果。选用轴向富集度分区布置时,可以改善单一布置时的功率峰值严重偏移和部分轴向节点包壳温度升高现象,但是在功率峰值不变且平均富集度较小的条件下,堆芯出口冷却剂温度仍然低于额定值。降低主冷却剂设计流量,可以提高堆芯冷却剂出口温度,从而满足汽轮机入口蒸汽品质的要求。设计优化结果为,当采用轴向富集度单一布置5%时,主冷却剂设计流量值由1418 kg/s降为1219 kg/s;当采用轴向富集度分区布置为4%+5%时,主冷却剂设计流量值降至更低为1035 kg/s。     

一起高压厂用变故障导致反应堆冷却剂泵停运原因分析及对策研究

反应堆冷却剂泵一直被称为压水堆核电站心脏.针对某核电站一起高压厂用变故障导致反应堆冷却剂泵停运事件,通过查阅技术资料和故障录波数据,结合现场勘查,实地取证,进行事件推演、原因分析,从深层次探索问题的本质,提出针对性的对策.     

西屋电气:机遇与挑战并存

正2016年5月22日晚20时44分,位于浙江省三门县的AP1000机组1号机组四台反应堆冷却剂泵点动操作成功。这一成功,意味着全球首台AP1000核电站机组主泵初步成功启动。这台AP1000核电站机组正是基于西屋电气三代核电技术建设的,在拖延了数年之后,该项目终于有了新的进展。三天后,科研人员又完成了冷态水压试验(CHT),该试验的成功完成,意味着反应堆系统的设计压力在工作和事故工况下达到了设计     

AP1000屏蔽泵的应用分析

摘 要: AP1000核电站的一回路包括两个并联的环路、两个蒸汽发生器,屏蔽式主泵挂在蒸汽发生器下水室封头。本文介绍了AP1000屏蔽主泵的主要部件,分析了其用于核电站的优势和缺点,从制造、电机的冷却、可靠性和可用率、维修等几个方面论述了AP1000屏蔽泵可能面临的挑战。     

汽动给水泵汽源切换方式的改进与实践

介绍了给水泵汽轮机典型的汽源配置情况,指出其中存在的问题,对目前高压汽源的控制方法进行了改进,并进行了汽源切换试验以及快速减负荷(RB)试验,试验结果表明这一改进措施是有效的,能够提高给水系统运行的可靠性。     

Combined numerical and experimental investigations of local hydrodynamics and coolant flow mass transfer in Kvadrat-type fuel assemblies of PWR reactors with mixing grids

Results of research works on studying local hydrodynamics and mass transfer for coolant flow in the characteristic zones of PWR reactor fuel assemblies in case of using belts of mixing spacer grids are presented. The investigations were carried out on an aerodynamic rig using the admixture diffusion method (the tracer-gas method). Certain specific features pertinent to coolant flow in the fuel rod bundles of Kvadrat-type fuel assemblies were revealed during the experiments. The obtained study results were included in the database for verifying computation fluid dynamics computer codes and detailed cell-wise calculations of reactor cores with Kvadrat-type fuel assemblies. The obtained results can also be used for more exact determination of local coolant flow hydrodynamic and mass transfer characteristics in assessing thermal reliability of PWR reactor cores.     

导叶结构对核主泵性能的影响

针对将AP1000核主泵转速从1 750 r/min降低到1 450 r/min,应用强制漩涡法和速度系数法设计核主泵叶轮和环形压水室,设计出扭曲叶片和扩散叶片两种结构形式的导叶。利用Fluent软件,对不同导叶设计工况进行数值模拟,对主泵内部静压分布和流线分布进行分析,较好地揭示了过流部件内部流动的主要特征。     

1000MW核电半速汽轮机高中压缸负荷分配技术及应用

宁德核电厂(CPR1000压水堆)1号机组核电汽轮机是国产化的首台核电1 000 MW半速汽轮机,高中压缸负荷分配是本体设备安装过程中的关键工序。阐述了设备结构特点、与常规火电机组的主要差异、现场负荷分配技术控制要点,通过现场安装对该技术的实践,消除了高中压缸安装过程中产生的附加应力,保证了汽轮机的安装质量,为同类机组汽缸负荷分配提供借鉴。     

The concept of extending the service life of the VVER-440-based power units at the Novovoronezh nuclear power plant

Basic statements of the Concept of Extending the Service Life of the VVER-440-Based Power Units at the Novovoronezh NPP beyond 45 years are considered. This topic is raised in connection with the fact that that in December 2016 and in December 2017 the extended service lives of Units 3 and 4 at this NPP will expire. The adopted concept of repeatedly extending the service life of the Novovoronezh NPP Unit 4 implies fitting the power unit with additional reactor core cooling systems with a view to extend the (ultimate) design-basis accidents (which have hitherto been adopted to be a loss of coolant accident involving a leak of reactor coolant through a break with a nominal diameter of 100 mm) to a reactor coolant leak equivalent to rupture of the main reactor coolant pipeline. The modified Unit 4 will also use the safety systems of Unit 3 that is going to be decommissioned. Preliminary calculated assessments of the new design-basis accident scenario involving rupture of the reactor coolant pipeline in Unit 4 fitted with a new configuration of safety systems confirmed the correctness of the adopted concept of repeatedly extending the service life of Unit 4.     

AP1000仿真系统失水事故的定性分析

在低碳背景下,国家对核电的投入正在逐步加大,核反应堆的安全性也越来越引起人们的重视。本文采用RELAP5/MOD3.4软件以AP1000主冷却剂系统为原型进行仿真建模,定性分析了AP1000小破口失水事故(SB-LOCA)的发生过程,并与AP1000安全分析报告(SAR)中的SB-LOCA做了比较,为进一步仿真建模做铺垫。     

核电站汽轮发电机组与供汽系统的功率匹配

压水堆核电站汽轮发电机组与核蒸汽供应系统的功率匹配是使燃料棒表面的热负荷小于临界热负荷 ,并留有一定裕度。核电站核蒸汽供应系统的热工设计裕度中有一部分如 4 %可用于增加堆芯热功率和汽轮机出力。压水堆核电机组广泛采用一回路平均温度和二回路蒸汽压力都做适当变化 ,即汽轮机额定蒸汽流量与核蒸汽供应系统额定蒸汽流量相匹配 ,汽轮机最大蒸汽流量与核蒸汽供应系统最大蒸发量相匹配。