应急给水系统流量偏离的系统解决方案

应急给水系统（EFS）作为核电站专设安全设施之一,用于在其他给水系统事故的工况下导出反应堆冷却剂系统堆芯余热。其假设事故下的流量试验是核电站装料许可的关键性必要试验。调试中发现,EFS流量偏大,不满足准则要求。针对该问题,本工作建立了EFS热工水力模型,并将数值模拟结果与试验数据进行校核,确定了模型的可靠性。通过数值分析,提出EFS流量超准则的解决方案。进一步试验结果表明,EFS破口流量显著降低,完全符合验收准则。     

AVEVA VPE P&ID在核电设计中的应用

本文简单介绍了VPE PID在核电设计中的应用情况,PID在核电项目中应用需要做的设置。中国核电工程有限公司在方家山和福清核电项目中VPE PID的应用情况。     

华龙一号非能动安全壳冷却系统热工水力分析

本文采用不可压缩流体均匀流模型对华龙一号(HPR1000)的非能动安全壳冷却系统（PCS）进行数值模拟，在反应堆冷却剂系统（RCS）大破口丧失冷却剂事故（LOCA）工况下对PCS进行热工水力分析，并对PCS设计工况进行性能分析计算。结果表明：PCS的非能动运行特性与事故进程具有很好的匹配能力，能在事故早期极快启动，并在24 h内将安全壳的温度和压力稳定在安全范围内。通过PCS设计工况的换热性能分析，PCS在运行5 h后进入两相流传热阶段，当换热水箱介质达到饱和温度后仍能长期稳定运行，导出安全壳内热量。