CAP1400核电站项目进展情况

CAP1400核电站是我国建设创新型国家的标志性工程之一,是在消化、吸收我国引进三代核电技术AP1000基础上,通过再创新,突破关键设计技术、重大试验验证技术、关键设备改进设计和制造技术完成的具有自主知识产权的CAP1400大型先进压水堆核电技术。     

压水堆-回路管道的铸造工艺及其国产化

工艺评定表明,1 000 Mw压水堆核电厂(CPR1000)原选用的主管道铸件Z3CN20-09M(法国牌号)不锈钢的化学成分符合RCC-M采购技术规范,但力学性能并不能完全满足压水堆核岛机械设备设计和建造规范(RCC-M)的要求.本文从金属学角度分析了Z3CN20-09M不锈钢抗蚀性特点和力学性能强化机理,确立了主管道铸件冶炼化学成份的内控标准,使CPR1000核电厂核岛主管道铸件(以下简称主管道铸件)的工艺评定在保持抗蚀性和可焊性特点前提下,各项力学性能指标均满足RCC-M标准,且有较大的裕度,离散度小,质量稳定,综合性能达到领先水平.     

压水堆自然循环比例模化基本方程及相似准则数的研究

在分析压水堆自然循环特性基础上,以漂移流模型作为两相流模型,从独立的单相和两相方程出发,通过无量纲化处理,获得一组相同的无量纲化方程组,从而获得能够适用于单相和两相的相似准则数.同时,对自然循环现象模拟的本质以及准则数的物理含义进行了分析说明,并就模拟初始数值的选择,流动不稳定性模拟、传热及临界热流密度模拟等方面进行了分析.     

基于PSASP的压水堆核电站堆芯建模及仿真研究

利用PSASP软件的用户自定义模块功能搭建堆芯模型,分别对堆芯模型在反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动下的动态响应过程进行模拟仿真.仿真结果表明,堆芯由于温度效应和中毒效应而具有一定的自稳定性,与实际数据及理论分析吻合,证明该模型真实有效.     

AP1000与M310堆型余热排出系统的差异分析

简要介绍了美国西屋公司推出的三代堆型AP1000中正常余热排出系统(RNS)和M310堆型余热排出系统(RRA)的设计特点;分析了余热排出系统在这2种堆型中的主要差异.通过对比这2种堆型中余热排出系统的比较,从工艺系统角度对M310堆型的RRA系统进行局部改进,提高了系统的可靠性和安全性.     

下泄调节阀开度对下泄流影响的数值分析

对某压水堆核电站化学和容积控制系统(RCV)的下泄管路,采用Flowmaster程序作为计算平台进行了正常工况下的热工水力计算.分析了下泄调节阀RCV013VP的开度对下泄流量以及下泄管路中的一些物理参数的影响.计算结果表明,RCV013VP的阀门开度小于60%时,阀门开度对下泄流量影响显著;阀门开度大于60%时,下泄流量不再随阀门开度增加而明显变化.正常工况下即使RCV013VP全开,下泄流冷却剂也不会发生气化现象,但随着RCV013VP开度的增加,下泄管路冷却剂压力会越来越接近其对应温度下的饱和压力.     

一回路冷却剂净化系统的优化运行

介绍了一回路冷却剂净化系统（KBE）的结构及陛能特点，研究分析了氨对硼酸型态及阴阳树脂的影响，冷却剂贮存系统（KBB）的设计缺陷。整理绘制了机组运行过程中碱金属、溶解氢的趋势图，结合机组在实际运行中出现的阴棚旨排带造成冷却剂氯离子超标、总碱金属偏离、溶解氢浓度下降等实际案例，总结优化了阳树脂氨钾饱和的开始时间、加钾量和氨浓度的控制；以及在不改变KBE初始设计的基础上增加KBE除碱金属功能，优化碱金属偏离的纠正措施。并根据实际运行结果对PUROLITE和BAYER两家公司生产的核级树脂性能进行了对比。     

一体化压水堆动态特性的仿真研究

研究了一体化压水堆堆芯模型的简化问题．用集总参数法建立了堆芯数学模型,包括中子动力学模型．反应性反馈模型和堆芯热工水力模型。得到了堆芯模型的增量式的传递函数方程组,并通过仿真对一体化压水堆和传统的分散布置压水堆的动态特性进行了比较,验证了模型的是合理性。