秦山第二核电厂2号机组汽轮机误快速降负荷瞬态分析

描述了秦山第二核电厂2号机组因反应堆冷却剂低选平均温度误信号引起汽轮发电机组快速降负荷的瞬态工况,给出了瞬态过程中主要参数的变化情况,分析了机组控制系统的响应(尤其是棒控系统、蒸汽向冷凝器排放控制系统的动作)情况.分析结果表明,由于棒控系统和蒸汽向冷凝器排放控制系统的输入信号采用高选平均温度,因此,在瞬态过程中,两个控制系统能根据平均温度与参考温度的温差值协调运行,同时,蒸汽发生器水位、稳压器水位与压力等其它主要控制系统响应正确、及时,最终将机组稳定在较低的功率状态下.     

汽轮机跳闸反应堆不停堆试验瞬态分析与设计优化

田湾核电站一期工程2台机组在调试期间共进行了8次汽轮机跳闸反应堆不停堆试验,由于首次采用混合式2号低压加热器及全数字化仪控系统,试验阶段发现了一些问题并进行了设计优化。本文重点介绍了田湾核电站1号机组100%FP功率平台的汽轮机跳闸反应堆不停堆试验情况,包括试验目的,验收准则和试验的实施;详细分析了试验过程中瞬态现象及调节系统的响应情况;综合分析了1、2号机组历次停机试验发现的问题及设计优化方案。     

核电厂汽轮机功率背压特性分析

文章采用通用计算法对某核电厂投标厂家所提供的汽轮机功率背压特性曲线进行了校核分析。通过功率背压特性曲线的分析对比,论证该核电厂汽轮机冷端优化,判断在该核电厂现有厂址条件下汽轮发电机组投标方案中凝汽器面积设置的合理性。     

核电厂运行瞬态分析软件PANTO的研发

针对核电厂运行瞬态分析的功能需求,中国核动力研究设计院研发了PANTO(Program for Analysis of Normal Transient and Overpressure)软件。该软件基于成熟可靠的系统分析模型和特殊部件模型,采用模块化的软件设计理念,应用面向对象的C++语言和java语言,具有完全自主知识产权。PANTO软件通过了单元测试、集成测试和系统测试,基本消除了所有的代码缺陷。针对秦山二期核电厂阶跃负荷增大10%与额定功率下全部甩负荷瞬态试验进行了验证计算。结果表明,PANTO软件能够较好地模拟瞬态中关键参数的变化情况,计算精度满足工程应用要求,适用于压水堆核电厂运行瞬态分析。     

基于模糊距离的核电厂瞬态分段识别方法

近年来发展的核电厂瞬态识别技术,可为操纵员提供处于发展阶段的故障信息,有助于了解核电厂状态并及时采取相应的操作动作,保证核电厂的安全运行。将瞬态过程曲线分为两段,前段利用聚类方法用于快速识别,后段利用提取的瞬态过程的特征进行更准确的识别。利用待识别瞬态与参考瞬态间的模糊距离描述二者的相近程度,可以消除噪声等扰动的影响,并得到更符合认知习惯的结果。利用高温气冷堆核电厂仿真机的故障数据验证瞬态识别方法的有效性。     

基于模糊距离的核电厂瞬态分段识别方法

近年来发展的核电厂瞬态识别技术,可为操纵员提供处于发展阶段的故障信息,有助于了解核电厂状态并及时采取相应的操作动作,保证核电厂的安全运行。将瞬态过程曲线分为两段,前段利用聚类方法用于快速识别,后段利用提取的瞬态过程的特征进行更准确的识别。利用待识别瞬态与参考瞬态间的模糊距离描述二者的相近程度,可以消除噪声等扰动的影响,并得到更符合认知习惯的结果。利用高温气冷堆核电厂仿真机的故障数据验证瞬态识别方法的有效性。     

核电厂汽轮机热力性能试验计算与分析

小误差热平衡法可解决汽轮机湿蒸汽区计算难题,汽轮机特征通流面积法可用于汽轮机的通流部分性能计算和分析.本文采用小误差热平衡法和汽轮机特征通流面积法对核电汽轮机热力性能试验计算进行分析研究,并通过岭澳核电站二期3号汽轮机性能试验进行验证.结果表明,该方法计算结果精确、可靠.     

核电厂汽轮机蒸汽系统管道焊缝缺陷分析与改进

核电厂汽轮机蒸汽系统管道处于整个常规岛的核心位置,这其中不仅包括大厚壁管道,也包括薄壁大管径管道,还有不锈钢及异种钢管道,焊接难度大。通过对福清核电2~#机组相应管道焊缝的缺陷分析,可从减小管道组对错边、加强坡口加工质量、控制焊接过程中的技术参数、改变不利的焊缝形式以及加强焊工的管理等方面进行改进,并应用到了福清核电3~#机组相应管线的焊接,得到了良好的效果。     

300MW核电汽轮机凝汽器动态过程的数值分析

凝汽器冷却管热应力直接影响到冷却管与管板之间连接的密封性，从而影响到蒸汽发生器的安全运行。通过对300MW核电汽轮机凝汽器动态过程数值仿真，分析了汽轮机真空系统严密性试验，冷却水中断以及汽轮机甩全负荷对凝汽器冷却管热应力的影响，为提高蒸汽发生器运行的安全性。奠定了理论基础。     

管道模型瞬态动力分析间隙刚度取值研究

建立与模型结构的非线性边界条件(间隙)相符合的数学模型,应用试验中测量得到的冲击台面上管道模型支承处的加速度时程作为输入载荷,采用ANSYS大型通用有限元程序,进行一系列的几何非线性瞬态动力时程分析,计算管道模型在冲击载荷作用下的非线性动力响应,将计算结果与试验的测量值进行比较。通过对各种计算方案的几何非线性冲击动力瞬态时程计算分析结果与试验的测量值之间的分析比较,探索支承间隙的合理模拟方法。     

核电站工程模拟器中的RELAP5建模

文章涉及数值反应堆系统(DRS)组成部分之一的核电站热工水力模块的PELAP5建模方法。建模分为:RELAP5源程序的改造;利用原始RELAP5进行电厂的常规建模;利用改造后的RELAP5进行电厂的特殊建模。该电厂模型构造方法不仅可动态采集RELAP5模型节点上的参数,且可动态控制节点上的部分参数,满足核电站工程模拟器的要求。     

机组从 100% 满功率甩负荷到厂用电运行的核电站瞬态分析

以大亚湾核电站为参考,采用动态仿真和一、二回路闭环的模拟方法,对核电站正常运行中的重要瞬态--机组从100%满功率甩负荷到厂用电运行进行瞬态分析,给出了影响瞬态进程的因素。     

次临界能源堆瞬态安全分析

参考压水堆回路模型,基于次临界能源堆(SER)概念设计建立其系统模型,利用RELAP5/MOD3.3程序进行初始稳态运行验证,并对功率突升事故、冷却剂失流事故和热阱丧失事故进行瞬态安全分析。初步给出次临界能源堆在事故工况下的限值。     

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。     

压水堆核电站大破口失水事故分析

压水堆核电站安全分析报告是核安全监管部门对其进行安全审查的重要文件,大破口失水事故是核电站运行的设计基准事故,是安全分析报告中的重要内容。本文使用RELAP5/MOD3.2进行压水堆冷管段大破口失水事故的计算,对比发现一回路冷管段发生双端断裂大破口时燃料元件包壳温度峰值（PCT）最高,且长时间维持在较高温度,此条件下反应堆最危险。计算结果表明,事故发生后,一回路压力迅速下降,堆芯冷却剂的流动性变差,导致堆芯裸露,燃料包壳温度又重新回升。通过安注系统和辅助给水系统等一系列动作,能保证燃料元件包壳温度不超过1204 ℃的限值。     

AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果进行了比较与分析。结果表明:AP1000核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生ADS阀门误启动事故后的安全性。     

RELAP5作为核电站模拟器热工水力系统程序的改造

RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因．不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序、RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了RELAP5程序的改造方法和原理以及改造后的RELAPSIM程序测试和结果。     

压水堆核电厂高压熔堆严重事故序列分析

压水堆核电厂的高压熔堆事故覆盖了大部分的严重事故序列,且具有很大的潜在威胁。根据我国900MW压水堆核电厂的概率安全分析（PSA）结果选取了丧失厂外电、未能紧急停堆的预期瞬态、二回路管道破口、一回路小破口和蒸汽发生器传热管破裂5种典型的高压熔堆严重事故序列,并使用SCDAP/RELAP5程序对这些事故序列的进程和后果进行了计算分析。计算结果表明：5种典型高压熔堆事故序列可能导致高压熔喷和安全壳直接加热风险,可能引起安全壳早期失效,很有必要采取相应的一回路卸压措施。     

1GW固态燃料熔盐堆运行瞬态分析

钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)作为一种新的堆型,具有独特的安全与运行特性。研究其热工水力特性,对其进行瞬态分析,将有助于深刻理解该反应堆。本文介绍了1 GW固态熔盐堆的堆芯设计方案,并描述了用于瞬态分析的详细程序结构。其中,利用RELAP5对其热工水力模型进行模拟;利用Simulink对其控制系统模型进行模拟。通过预期运行瞬态,例如功率降低、堆芯反应性引入、二回路温度变化等工况显示了其运行特性,并验证了控制系统可以使反应堆达到安全稳定状态,而不触发保护系统动作。     

核电站凝汽器仿真模型研究

凝汽器是核电站汽轮发电机组的主要设备之一,采用仿真手段研究核电站凝汽器的运行特性对于优化设计和运行、提高运行的安全性和经济性具有实际意义。本文以核电站中普遍采用的表面式单流程对分制凝汽器为研究对象,运用分布式热动力学的建模思想,考虑不凝结气体（空气）对换热特性的影响,建立了凝汽器的动态数学模型。通过仿真计算,得到不同控制参数阶跃情况下凝汽器的动态响应,仿真结果与实验结果符合良好,表明所建立的仿真模型正确、合理。