蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的动力学响应研究

泵致脉动压力是核电站中引起主设备部件疲劳失效的主要原因之一。本文建立了蒸汽发生器传热管的泵致脉动压力载荷表达式，并建立不同弯曲半径的传热管有限元模型，对蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的动力学响应进行了研究。结果表明：34、64、94、114、124、144排传热管附近的频率、振型对泵致脉动压力最为敏感；包络泵致脉动压力作用下，最大应力出现在32排传热管上；传热管在泵致脉动压力载荷作用下，泵致脉动压力载荷的轴频频率对结构响应的贡献最大。本文分析结果为蒸汽发生器传热管在泵致脉动压力载荷下的磨损分析提供了参考。     

AP1000核岛主泵流场数值模拟

AP1000反应堆冷却剂系统的设计中,反应堆冷却剂泵(RCP)直接焊接在蒸汽发生器(SG)腔室封头上。这样的设计使得蒸汽发生器下腔室和主泵入口段的流场复杂化,有可能在蒸汽发生器下腔室出口或主泵入口产生漩涡,从而使得SG出口阻力增大,并影响主泵的长期稳定运行,降低主泵的水力效率。对于该问题,AP600设计过程中做过相关的试验,但试验费用很高,且试验结果的普适性不高,参数和设备尺寸稍有修改则试验结果将不再适用。为了解决这个问题,本文考虑采用新一代的CFD数值模拟工具PumpLinx进行研究,分析蒸汽发生器和反应堆冷却剂泵流畅的耦合情况。考虑到建立主泵三维模型的难度,本文的思路是首先采用Pro/ENGINEER专业造型软件建立蒸汽发生器腔室封头和两台主泵泵壳的三维模型,再采用CFX建立主泵叶轮和导叶的模型,然后采用PumpLinx对模型进行整合并划分网格并进行分析,得出主泵和蒸汽发生器耦合部分的流场情况,从而为AP1000设计提供支持。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究，证明了AP1000核电站在SGTR事故下，不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件，如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢，且存在一定的裕量。     

基于RELAP5程序的AP1000典型事故瞬态特性研究

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000系统进行了详细的建模分析,选取冷却剂泵卡轴事故、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故和直接注射管线双端断裂事故作为典型事故,获得了典型事故工况下关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明:对于冷却剂泵卡轴事故,一回路最大压力为16.82 MPa,燃料包壳表面温度最大值为1 299K,满足验收准则的要求;对于SG传热管破裂事故,破损SG的水体积为231.54m3,小于AP1000蒸汽发生器255.563m3的总容积;对于直接注射管线双端断裂事故,AP1000的非能动堆芯冷却系统能对一回路进行冷却和降压,并防止堆芯裸露和燃料包壳过热。     

传热管流致振动设计准则比较

蒸汽发生器是核反应堆中将一回路热量传递给二回路(水-蒸汽动力回路)的重要设备。二次侧流体冲刷引起的传热管振动是管壁疲劳、磨损直至破裂的主要原因之一。为确保传热管的结构完整,有必要对传热管开展流致振动设计与评价。针对传热管这样的圆柱形结构的流致振动设计与评价,有3种设计规范:GB/T151、TEMA、ASME。本文对3种设计规范中传热管流致振动的设计准则进行了比较,指出了相关准则和参数在计算上的差异以及对流致振动相关机制判定上的差异。选取某典型热交换器为算例,具体展现了3种设计规范对传热管流致振动评价结果的异同,给出了不同规范设计准则的选取对于表征流致振动的特征参数(如附加质量、固有频率、漩涡脱落频率、振幅等)计算结果带来的偏差,并对3种设计规范在工程应用中的保守性提出了参考性建议。结果表明:对不同参数,设计规范保守性不相同,TEMA计算频率相对更为保守,其他参数GB/T151较为保守,TEMA和ASME整体相对GB/T151更加宽容。     

蒸汽发生器传热管间隙对传热管动态特性的影响分析

传热管流致振动是核电厂蒸汽发生器传热管失效的主要原因之一,在核电厂设计蒸汽发生器时,需对蒸汽发生器传热管流致振动问题进行分析。传热管与支撑板及抗振条之间存在小尺度间隙,这类间隙具有非线性效应,在进行流致振动线性分析时应考虑对间隙进行线性化等效处理。本文从理论研究和模拟分析两方面出发,对传热管与支撑板及抗振条之间间隙对传热管动态特性的影响进行分析。理论和模拟分析可知,传热管间隙对传热管整体振动的作用接近于简支。在进行流致振动分析时,可采用简支代替间隙进行线性分析。     

10MW高温堆热启动时蒸汽发生器管板焊缝处疲劳分析

10MW高温气冷堆事故停堆后短时间内热启动能使反应堆快速提升功率．从而节省大量的启动时问．但是热启动时,蒸汽发生器联箱仍保持较高温度．大约在430℃左右,而二回路给水温度只有100℃,如此大的温差必将在蒸汽发生器的传热管与管板的焊接处产生很大的热应力,容易引起疲劳损伤通过合理保守的简化,分析10MW蒸汽发生器管板和传热管的温差,从而进行应力计算和疲劳评价。     

AP1000核岛主设备锻件性能提高对制造的影响

为了满足AP1000核电站设计寿命60年的需求,核岛设备蒸汽发生器锻件的强度和韧性要求比CPR1000核岛主设备都有所提高,加之尺寸增大,使得AP1000蒸汽发生器锻件的制造难度加大,对其变化认识不够,不仅锻件的产品质量不稳定,而且后序的焊接也可能出现质量问题,文章通过对比分析AP1000核电蒸汽发生器锻件与CPR1000锻件的变化,提出了采取措施的方向。     

压水堆核电厂二回路水质泥渣沉积分析与控制优化

核电厂蒸汽发生器相当于一个巨大的垃圾收集器,二回路系统的杂质及异物等均进入蒸汽发生器后,容易发生杂质沉积,并导致蒸汽发生器传热管传热效率降低,严重时甚至会引起蒸汽发生器传热管腐蚀破损。因此,本文从核电厂二回路各系统管道和容器的材质、二回路水质控制以及二回路腐蚀等方面出发,分析核电厂蒸汽发生器的泥渣含量高的原因,并提出合理的技术改进。最终达到降低蒸汽发生器泥渣量的沉积,提高蒸汽发生器的安全使用寿命的目的。