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。     

布置方式对波动管热分层现象的影响分析

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管的布置方式对热分层现象的影响,提出增加准水平段的倾角和在与主管道相连处增加一段竖直管段2种方案共6种布置方式.利用计算流体力学( CFD)分析方法,对采取不同布置方式的波动管的热分层现象进行数值模拟,得到每种布置方式的波动管在不同波动流速下的准水平段管道截面最大温差分布.对比分析结果表...     

模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析,获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明,本文所设      

焊接见证件冲击试验不合格原因分析及处理

蒸汽发生器将反应堆所产生的热量传递给二回路给水,用于产生饱和蒸汽送往汽轮机,同时作为一回路压力边界的组成部分,承担着核电机组的安全功能。介绍了蒸汽发生器一次侧接管安全端产品焊接见证件的制作工艺、冲击试验方法和试验结果,分析并确定了冲击试验不合格的原因。采用切除安全端并重新焊接的处理方法,结果合格,保证了蒸汽发生器产品质量满足要求。     

华龙一号二次侧非能动余热排出系统功能论证

为提升华龙一号安全水平,响应最新法规要求,幵充分吸收福岛核事故经验反馈,华龙一号设计了蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统(PRS),用于应对和缓解全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,实现事故后堆芯余热的长期有效导出。本文通过理论分析全厂断电叠加辅助给水汽动泵失效事故和给水完全丧失事故,确认了设计方案的有效性。     

事故容错燃料安全性能初步分析

事故容错燃料（ATF）是通过提高燃料材料热物性或包壳材料抗高温氧化性能来加强核燃料的事故容错能力，从而使核燃料能长期忍受严重事故。使用二次开发适用于ATF的RELAP5程序，对UO₂-FeCrAl、FCM-FeCrAl这两种ATF和传统核燃料UO₂-Zir-4进行大破口失水事故安全分析。对比事故分析结果可知：相较于传统UO₂芯块，稳态运行工况下，热导率高的FCM芯块具有更低的燃料中心温度和更小的燃料径向温度梯度，同时在瞬态事故工况下，FCM芯块具有更低的瞬态初始温度和更小的燃料温度增长速率。相较于传统Zir-4包壳，在瞬态事故工况下，FeCrAl的包壳峰值温度更小，达到的时间更晚，同时由于FeCrAl包壳具有良好的抗高温氧化性能，事故过程中产生的氢气质量更小。     

压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析

为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟.研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分析了稳压器波动管波动热分层现象与波动流速之间的关系.研究结果表明:波动流速在一定范围内变化时,管道最大截面温差随着波动流速的增大而增大.并且得到了不同波动流速下管道最大截面温差及其出现的位置,指出了热分层现象发生时波动管的薄弱环节.     

核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究北大核心CSCD

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。     

华龙一号调试首堆试验研究与设计

介绍了国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）和美国核管会（NRC）对核电厂调试首堆试验的相关要求，结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时，通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点，研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则，以便于华龙一号调试首堆试验的开展。