美国压水堆RPV延寿分析研究及中国RPV延寿之关键问题

以美国Point Beach-2 60年延寿执照更新为例,论述基于中子辐照脆化机理的时限老化分析——承压热冲击分析、上平台能量分析和压力-温度限值曲线计算分析;在介绍美国RPV延寿期内辐照监督要求和新技术开发应用的基础上,参照法国核电法规要求,重点分析了中国在RPV中子辐照脆化评估中的几个关键问题。     

华龙一号安全壳热工响应确定论现实方法研究

失水事故（LOCA）是压水堆核电厂的一种典型设计基准事故,该事故后的安全壳热工响应过程,尤其是安全壳压力峰值直接影响安全壳结构的完整性。本文采用确定论现实方法（DRM）对华龙一号核电厂LOCA质能释放与安全壳热工响应进行分析研究。对关键参数进行敏感性分析及统计计算,并建立DRM惩罚模型。计算结果表明,DRM惩罚模型的计算结果始终高于95%置信水平下、95%概率下的统计计算值,DRM惩罚模型是保守的。DRM方法对于华龙一号核电厂的LOCA质能释放与安全壳热工响应分析是适用的。     

5×5花瓣形燃料棒束组件内单相流动与换热特性数值模拟研究

相较于传统圆柱形燃料棒,花瓣形燃料棒具有安全裕量高等优点,研究其在压水堆运行工况下的热工水力特性具有重要意义。本文通过STAR-CCM+对5×5花瓣形燃料棒束组件进行数值模拟研究,计算并分析了组件内二次流速度、温度、换热系数等关键热工参数,获得了入口流速、螺旋节距对组件内部流动与换热特性的影响规律。计算结果表明：花瓣形燃料棒的螺旋结构可增强冷却剂的横向流动,同一高度上燃料棒表面温度分布具有周期性,增大入口流速可增强燃料棒的表面换热,消除温度分布的不均匀性。此外,螺旋节距大于750 mm,燃料棒换热性能与无扭转的燃料棒相差不大,甚至更低。     

放射性废物超级压缩装置研制及性能试验

为实现放射性废物压缩设备国产化,设计、研制了超级压缩装置,并针对核电站多种典型废物进行了试验研究。结果表明:在累计运行200小时后,装置完好无渗漏,生产能力达到7桶/h。研制的超压装置可用于核电站产生的可压缩放射性废物的处理。     

压水堆燃料棒芯块事故后传热的简化分析

压水堆核电厂在严重事故下,堆芯换热条件恶劣,此时包含衰变热的堆芯非稳态传热分析过程较为复杂.本文以大亚湾核电厂M310机组一回路热段双端断裂为假想工况,用简化分析方法研究事故后衰变热的传递情况,获得了含时间变量的温度场简化计算公式.采用ANSYS有限元分析软件,用非简化分析的方法计算分析,两种方法对比验证.研究结果显示...     

燃料组件格架弹簧刚度模型研究

格架弹簧是压水堆燃料组件的关键零部件,其为燃料棒提供夹持功能。刚度是格架弹簧的关键特性,其关系到燃料棒的堆内运行性能。本文基于格架弹簧的结构以及受力特点,给出了格架弹簧的受力分析模型,并推导了理论刚度计算公式,即得到了格架弹簧的理论刚度模型。另外,在商业有限元软件ABAQUS中建立了多种尺寸格架弹簧实体结构的有限元刚度模型,并计算获得了格架弹簧的变形量以及刚度曲线。通过有限元结果与理论刚度模型结果的对比,证明了理论刚度模型的合理性,并分析讨论了理论刚度模型的优缺点。本文首次提出的格架弹簧理论刚度模型可用于代替格架方案设计期间的有限元迭代过程,并能快速获得优化方案的主要设计尺寸。但本文分析方法不能替代实验,在方案固化后仍需开展实验确定格架弹簧的刚度。本文得到的格架弹簧理论模型可为燃料组件格架弹簧参数的快速优化设计提供新的思路。     

核电站低压给水管道取消膨胀节设计

为满足低压给水管道系统的应力要求,岭澳一期核电工程在低压给水管道上安装了膨胀节,在机组的调试运行过程中由此产生了一些问题,分析产生问题的原因,针对岭澳二期核电工程3、4号机组的低压给水管道设计提出优化设计方案并进行分析。     

核电机组蒸汽发生器和汽轮机裕度匹配研究

国内新投产的部分压水堆核电机组陆续出现了主蒸汽调节阀急剧晃动、新蒸汽压力缓慢降低等问题,对机组的安全性和经济性造成一定影响。本研究通过设计参数和试验数据对比,并利用换热计算模型分析发现,55/19B蒸汽发生器设计裕度较同类型的60F稍偏低,低于通常的1.6×105 Pa的蒸汽压力裕度要求。蒸汽发生器新蒸汽压力、主蒸汽调节阀和汽轮机调节级通流面积在设计之初应进行综合匹配,尤其是要选用在超过70%的开度范围内都具有线性的调节特性的阀门,才能保证核电机组在整个寿期内的可靠性和经济性。      

基于抽样统计的CPR1000全失流事故分析

CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险。本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并在该时刻使用抽样统计方法对部分相关输入参数进行不确定性分析,同时考虑系统程序、子通道程序以及CHF关系式的不确定性,最终得到满足双95下的最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)。结果表明:CPR1000全失流事故进程中,并未发生DNB,且具有较大裕量,同时也证明将抽样统计应用到CPR1000全失流事故分析中是可行的。     

核电厂新型正面进水板框式旋转滤网的设计研究

针对传统正面进水旋转滤网普遍存在的过流断面小影响取水安全、网板提升过程污物易跌落和反冲洗不彻底造成污物夹带等突出问题,以某核电厂水力特征为例,在建立水力模型的基础上,开展了新型正面进水旋转滤网非全断面拦截、网板捞污斗角度优化和全翻转反冲洗卸污等多项创新设计研究.同时,搭建了大型试验台对新型正面进水旋转滤网的拦截清理能力进行验证.结果 表明,在保证核电厂循环水系统(CRF)和重要厂用水系统(SEC)取水量的前提下,即使新型正面进水旋转滤网完全堵塞,也能对83.3％以上过流断面的污物进行有效的预拦截和清理,能极大减轻过滤终端——鼓型滤网的清污压力.