"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%。     

核电站非能动辅助给水系统仿真研究

以先进核电站AP1000为研究对象,在其蒸汽发生器二次侧设计了1套耗汽驱动汽动辅助给水泵的非能动辅助给水系统。使用RELAP5程序计算分析全厂断电事故下设计系统的运行特性,研究其应对事故工况的能力。计算结果表明：全厂断电事故下,设计的非能动辅助给水系统可有效地排出堆芯余热,保证反应堆的安全;由于冷却剂体积收缩,170 min时稳压器排空;该系统可连续运行200 min,排出事故后的大部分堆芯余热。非能动辅助给水系统可作为全厂断电事故后的应急缓解方案。     

一条给水管线破裂后的辅助给水系统供水试验分析

本项试验是方家山核电机组调试大纲项目,主要验证在一条给水管线破裂后辅助给水系统供水时,从破口处的总流量不能超过250 m3/h,向2台完好蒸汽发生器(SG)中的每一台供应的给水流量不能低于45 m3/h。难点在于试验中不会有破口,无法直接得到仪表测量流量数据。于是建立模型,分析破口事故时辅助给水泵的运行工作点,通过正常供水试验数据拟合模型未知参数,最终根据工作点参数计算出破口与正常管线给水流量,综合分析得出破口时的给水数据,满足验收准则要求。     

核电站辅助给水汽动泵大流量限制测量设计研究

通过对辅助给水汽动泵组仪控设备制造的跟踪审查,结合辅助给水系统运行的设计参数,提出辅助给水汽动泵大流量限制的测量方案,并针对福清核电站现场实际布置及系统测量需求等因素对其进行设计优化,通过样机试验及现场调试验证,证明了该测量方案的可行性,测量方案完全能够满足核电站事故工况下系统的运行要求。     

蒸汽发生器给水系统中汽泡的形成与溃灭

文章对蒸汽发生器给水系统中由于蒸汽泡的溃灭而造成的水锤现象作了分析。根据实验,用液面的波动、变质量水柱的加速运动和孤立蒸汽泡的溃灭等三个模型描述了汽泡的形成与溃灭。计算结果和国外某些核电站事故分析中的估算值相当接近。     

大亚湾核电站应急给水系统设计规范修改的分析论证

在广东大亚湾核电站最终安全分析报告（FSAR）的基础上，对主给水管道破裂事故重新进行计算，并评价应急给水流量降低对电厂安全裕量的影响。结果表明，在应急给水系统提供的流量降低至41.8m^3/h时，主给水管道破裂事故仍然能满足验收准则的要求，并且尚具备一定的安全裕量。     

辅助给水系统超流量分析及改进

采用k-ε湍流模型模拟辅助给水系统(ASG)孔板的三维流动状态,获得孔板流速分布、压降分布及流量与压降关系等特性。建立一维的系统仿真模型并验证了模型的有效性,结合数值模拟得到的孔板特性参数,对ASG役前调试期间除氧器超流量报警问题进行仿真验证和分析,提出报警信号延迟的改进方案,有效地解决了除氧器超流量报警的问题。     

核电站除氧器瞬态研究

应用金属材料、水和水蒸气、管道和加热器以及除氧器设备的相关数据建立数学控制模型,研究了核电站常规岛给水加热系统在机组甩负荷工况下的热力学参数变化.得出了核电站除氧器压力、给水温度以及给水泵的有效汽蚀余量随时间变化的曲线,提供了核电站除氧器的布置高度及瞬态工况下确保给水泵安全的控制措施依据.结果表明:改变控制参数,主要是凝结水流量和主蒸汽流量,不仅可以控制瞬态工况下给水泵的有效汽蚀余量,还有助于防止瞬态工况下淋水盘式除氧器由于压力下降速度过快而造成的损坏.     

基于系统程序的压水堆核电厂热力系统建模

利用核电站最佳估算热工水力系统程序RELAP5,以大亚湾核电站的核岛和常规岛为模型,对压水堆核电站一、二回路整体的热工水力系统进行建模分析.研究了传统核电站安全分析建立的基本系统模型和常规岛二回路主要的系统模型,主要针对汽轮机回路的建模进行研究分析.稳态数值计算结果与核电站满功率运行数据基本一致.     

双泵并联给水系统切换方式模拟研究

建立双泵并联给水系统模型,对双泵切换过程中三种不同切换方式进行模拟研究,第一种切换方式为先启动备用泵后关闭运行泵、第二种方式为先关闭运行泵后启动备用泵、第三种方式为同时进行操作.通过试验验证了模型的准确性.模拟结果表明:第一种切换方式条件下系统流量失水量最小,第三种切换方式条件下系统流量波动最小;相同切换方式条件下,双泵切换时间间隔越短,系统流量波动越小,系统恢复稳定时间越短.在实际情况中,要尽量缩短双泵切换时间间隔.     

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。      

钠冷快堆反应性意外引入事故时停堆保护研究

在反应堆系统中，当反应堆处于异常工况时，如果运行参数超出保护限值，则由保护系统触发相关保护动作，以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型，在发生反应性意外引入事故时，借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法，基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明，当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时，目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时，只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。     

Computer Control System for Sodium Test Loops

A digital computer system was developed for automatic operation of the Toshiba Sodium Test Loops, intended for studying the control system of liquid metal fast breeder reactors.

The test installation is controlled by a system of two TOSBAC-40C central processing units, which take care of plant monitoring, data logging, information display, sequence control and closed loop control. The operator console linked to the computers can handle more than 3,000 process input/output signals. The state of the plant and measured data are displayed on two color cathode-ray tube installed on the console. Normal operation of the four loops constituting the installation can be supervised by one single operator.

Safety in the case of power failure and other emergencies is assured by a safety protection system that functions independently of the computer system.     

池式钠冷快堆系统分析程序开发

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序（FASYS程序）。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。     

Primary System Aerodynamic Characteristics and Associated Circulator Operational Performance of HTR-10

The 10 MW high temperature gas-cooled reactor (HTR-10) has reached its first criticality in 2000 and is currently under testing for full power operation in the near future. The helium circulator test was carried out on both air and helium conditions with the same gas densities of 2.74 kg/m³ to measure the aerodynamic characteristics of the primary system and the operation performance of the circulator. This paper describes the test procedures and then analyzes the test results. Based on the test data, the aerodynamic characteristics of the primary system and associated operation performance of the circulator under real working condition of the HTR-10 are predicted. As a result, the helium circulator performance satisfies the aerodynamic and operational requirements of the HTR-10 primary system on real working condition by a considerable margin.     

池式快堆系统瞬态分析软件开发

为实现快堆系统分析软件国产化,在已开发的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR的基础上,进一步开发了系统各部件的瞬态模型、控制系统和保护系统模型、瞬态工况热工水力学的求解逻辑,完成瞬态计算功能的开发。通过对日本文殊快堆45%功率汽机跳闸工况进行建模分析,验证了SAC-CFR用于系统瞬态分析的有效性,为进一步开发非能动余热排出系统分析模型打下了基础。     

基于FR-Sdaso的法国凤凰堆寿期末自然循环实验分析

系统分析程序是开展反应堆安全分析的重要工具之一，也可用于开展系统瞬态实验过程的分析。法国凤凰堆（Phenix）在停运之前开展的自然循环实验是钠冷快堆领域非常重要的系统瞬态实验，为研究钠冷快堆的瞬态特点提供了很好的参考。为分析此实验过程，利用自主研发的系统分析程序FR-Sdaso对凤凰堆进行建模，对其自然循环实验开展计算分析，并将主要参数的计算值与实验值进行了对比分析。结果表明，FR-Sdaso可较好地模拟此实验的瞬态过程，可用于开展钠冷快堆此类瞬态的安全分析。     

反应堆重水系统干燥试验

为彻底干燥反应堆重水系统管道和设备,解决阀门阀体底部蓄水、干燥设备吹扫死角等干燥试验技术难点,采用干空气吹扫与抽真空结合的干燥方法、加热干空气和设备局部加热等措施,通过监测系统出口处空气露点变化和系统整体保真空试验,准确测定并确保了系统干燥程度达到要求.适量重水充入系统后,浓度微降0.02%,说明干燥有效、彻底.     

安全棒系统试验样机冷、热态性能试验研究

安全棒系统是空间核反应堆的关键设备之一，它具有结构紧凑、传动精度高、与反应堆容器连接接口多、工作温度高等特点。通过采用全尺寸的安全棒系统试验样机，确定了冷、热态性能试验方案，设计了专用的试验装置开展冷、热态性能试验。试验结果表明，安全棒系统试验样机运行正常，性能达到设计要求，为试验样机的抗震试验提供了条件，也为安全棒系统后续设计及试验装置的改进提供了参考依据。     

SCWR堆芯和主要系统方案研究及初步分析

本文提出一种新的超临界水堆（SCWR）技术方案,包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统、滑压启动方案和蒸汽循环系统等。开展了堆芯物理热工耦合计算分析、子通道热工水力分析、典型事故分析、控制系统分析、系统稳定性分析、启动过程分析。计算结果表明,提出的SCWR方案满足设计准则要求,是一种合理可行的SCWR技术方案。