钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏事故中氢迁移行为研究

钠冷快堆采用钠-钠-水/蒸汽三回路传热模式,二回路钠与三回路水/蒸汽通过蒸汽发生器实现热交换。蒸汽发生器中传热管的微小破损都可能导致钠水反应。为了有效扼制小泄漏事故的扩展,需要及时发现泄漏的发生。本文建立了钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应一维计算模型,采用Fortran语言编写了一维分析程序,用于计算小泄漏钠水反应氢气产生、迁移过程,并与参考文献计算结果进行了对比。最后,针对蒸汽发生器一根传热管破损分析了泄漏率、钠温对氢离子和氢气在二回路钠中迁移行为的影响。可为钠冷快堆二回路小泄漏探测系统的布置提供参考。     

压水反应堆蒸汽发生器泄漏监测系统优化研究

为了优化蒸汽发生器泄漏监测系统性能,分析了放射性物质在二回路和蒸汽发生器内的迁移规律,建立了蒸汽发生器传热管发生破损后炉水和主蒸汽管道内放射性核素的计算模型,获得了利用排污水和主蒸汽管道两测点数据计算蒸汽发生器传热管破损部位和泄漏率的方法,并利用蒙特卡罗法仿真排污水γ能谱,确定了排污水放射性探测器的类型。     

小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统设计研究

在快堆蒸汽发生器中,由于运行条件和腐蚀等原因常导致传热管泄漏.高压水/水蒸气向钠侧喷射,剧烈的钠水反应可能会对蒸汽发生器造成严重破坏.为了能够更准确地预测、核算发生小泄漏时钠水反应事故对邻管(靶管)的影响,设计小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统,对泄漏率测量、水系统控制与注射等关键技术进行了详细阐述,并与韩国、印度等钠水反...     

快堆蒸汽发生器沸腾传热恶化引起的热应力计算和分析

快堆管壳式直流蒸汽发生器发生沸腾传热恶化是不可避免的,由此引起的传热管管壁温度波动会使传热管受到疲劳破坏。研究蒸汽发生器的沸腾传热恶化及热疲劳破坏的实验昂贵,难度较大。本文依据国外已发表的实验结果,建立蒸汽发生器沸腾传热恶化发生时传热管管壁温度及热应力的分析模型,应用数值方法求解,对蒸汽压力、质量流速、钠汽温差变动的影响进行了讨论并给出了主要结论。     

预防性维修与反应堆冷停堆期间PGV-1000蒸汽发生器的化学清洗

为保证WWER-1000核电站蒸汽发生器安全可靠地运行，应适时清除蒸汽发生器（SG）传热管和容积内的泥渣。     

蒸汽发生器一、二次侧稳态换热特性数值研究

以自然循环倒U型正三角形布置传热管蒸汽发生器为原型,建立蒸汽发生器一、二次侧及传热管"平均通道"模型,采用CFD技术,对蒸汽发生器一、二次侧共轭传热过程和二次侧两相流流动和沸腾换热过程进行研究。结果表明利用计算流体力学方法能精确模拟蒸汽发生器一次侧、传热管和二次侧的换热过程,得到一、二次侧流体温度、速度、汽化速率以及管壁温度的变化。蒸汽发生器直管段传热管管壁温度与一回路温度变化趋势一致,但弯管段传热管内外壁温差较大,顺流段一、二次侧流体温差明显高于逆流段;二次侧汽液两相流体滑速比呈先增大后减小且最终趋于稳定的趋势。     

快堆蒸汽发生器大泄漏钠-水反应计算

采用一维特征线方法建立了快堆蒸汽发生器单管发生双端断裂情况下 ,水从破裂传热管流出的泄漏率计算模型和钠 水反应气泡从球状到柱状的变温绝热生长模型。根据断裂处氢气压力变化 ,并考虑管内流体的压缩性建立了水的泄漏率模型。对分别发生在单相水区 ,单相蒸汽区和两相汽水混合区的大泄漏钠 水反应进行瞬态计算和定性分析。结果说明 ,传热管不同位置发生泄漏对二回路造成的影响不同     

压水堆核电站蒸汽发生器二次侧的清洗与检查

介绍了大亚湾核电站蒸汽发生器二次侧所采用的机械清洗方法与视频检查技术。其目的是防止蒸汽发生器中杂质沉积以及管间外来物导致传热管的损害。利用泥渣枪从中间管廊将高压水流射入管束内,使水流机械能粉碎泥渣层,携带着碎渣的水流经外环廊吸出。清洗前的视频检查包括外环廊、中间管廊及其邻近区的清洁度检查和外来物的取出;清洗后     

快堆蒸汽发生器热力参数对泄漏探测系统响应特性的影响

研究建立了水泄漏引起的钠水反应产物在快堆蒸汽发生器和取样支路传输扩散的一维数学模型,分析了蒸汽发生器流量、钠温度和取样支路流量对泄漏探测系统响应特性的影响。模型计算和实验结果表明：蒸汽发生器流量的增加将缩短系统的响应时间,但却降低了蒸汽发生器钠出口处的氢离子浓度,使系统探测水泄漏的灵敏度降低;蒸汽发生器钠温度对系统的响应时间影响不大,钠温升高,OH^-离子的离解速率加快,探测系统的灵敏度提高;增大取样支路流量可改善系统的响应特性。     

快堆蒸汽发生器新的水泄漏检测法

【日本《原子能视野》 1998年 10月号第6 3页报道】　快堆 (FBR)是 2 1世纪重要的能源技术之一 ,现在正进一步提高其安全性、可靠性和经济性。日本电力中央研究所 (以下简称为电中研 )正在努力为 FBR的实用化进行各种各样的研究。其中 FBR的重要设备——蒸汽发生器 (SG)采用钠作为传热介质 ,目前正在开发研究能够预先检测出从反应堆引出的传热管发生的水泄漏的方法。1.预先检测来自传热管的水泄漏FBR的 SG中由于是通过传热管进行钠和水的热交换 ,所以为预防传热管的水泄漏而采取了周密的设计。但是 ,万一传热管破损 ,发生了水泄漏 ,…     

钠冷快堆多模块蒸汽发生器大泄漏钠水反应事故保护系统关键参数敏感性分析

钠冷快堆采用钠-钠-水三回路设计,当发生传热管破裂后,引起的大泄漏钠水反应事故将威胁二回路的完整性和安全性,设置的保护系统要能够有效保证二回路的完整性。本文以钠冷快堆二回路和多模块蒸汽发生器保护系统为研究对象,建立了大泄漏钠水反应模型,利用钠水反应实验结果对模型进行了验证。模拟了3根传热管发生双端断裂（3-Double-Ended Guillotine,3-DEG）的大泄漏钠水反应过程,分析了二回路的完整性和保护系统的响应。选取保护系统5种关键参数进行敏感性分析,计算其对二回路最高压力和保护系统的影响,结果表明：较小的液相爆破片爆破压力和爆破片爆破延迟时间、较短的泄放管长度以及液相爆破片放置在下腔室,将更有利于保护系统响应和二回路的完整性。     

蒸汽发生器传热管面内流体弹性失稳分析

流体弹性失稳是蒸汽发生器内最严重的传热管流致振动机理,一旦发生就会使传热管发生大幅振动并快速失效。流体弹性失稳可能在U形传热管束的面内及面外两个方向发生,为研究面内及面外流体弹性失稳发生的先后顺序,通过将蒸汽发生器U形传热管防振条支撑假设为单向简支,即仅在传热管面外方向对U形管进行约束,建立了完整的U形管模型;计算了弯曲半径及防振条支撑数量对U形管面内外固有频率的影响,基于成熟的流体弹性失稳经验模型,得到了面内流体弹性失稳先于面外方向发生的条件。结果表明,对弯曲半径在0.5 m-1.75 m范围内的U形传热管,当其弯管段支撑点超过4 h,面内流体弹性失稳将先于面外方向发生。     

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明,最佳参数可设置为:蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%;抽气速率为 20 L/min;蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa;系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。      

自然循环条件下蒸汽发生器U型传热管倒流分布特性的实验研究

在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内,开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管,分别设置9个倒流监测点,获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理,获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明,在本实验参数范围内,约有61%的U型管发生倒流,使传热管正向流通面积减小为原来的39%。倒流同时导致正流流量增加60%,与不发生倒流的情况相比,U型管平均流速增大4.2倍。      

氦检漏技术在核电站蒸发器传热管密封性试验中的应用

蒸汽发生器传热管氦检漏技术,是20世纪80年代法国电力公司(EDF)开发的一种用于检测蒸汽发生器传热管密封性能的新技术,目前该技术已应用于EDF旗下核电站的蒸汽发生器。但是国内某核电站所用的60F型蒸汽发生器在结构上存在差异,本文以该型蒸汽发生器实施的氦检漏试验为例,简要介绍了蒸汽发生器氦检漏的工作原理和步骤、详细描述了该型蒸汽发生器结构上的差异,以及试验过程中出现的问题;总结提炼了相应的解决方法,为同型蒸汽发生器传热管密封性试验提供了经验。     

快堆蒸汽发生器小泄漏下三维流场数值模拟

为了计算快堆蒸汽发生器小泄漏后钠水反应产物的传输扩散,对快堆壳管式蒸汽发生器内稳态钠流场进行了三维数值模拟,建立了蒸汽发生器内钠流场三维数值模型。管束对钠流的影响用分布阻力、体积多孔率、面渗透率来模拟,并根据横掠管束与纵掠管束的压力阻力关系式来关联管束的分布阻力。采用κ－ε湍流模型,壳和支撑板壁面采和壁面函数法来处理。模型计算压降与实验数据比较,二者吻合较好。     

PWR核电站蒸汽发生器停堆湿保养工况联氨的缓蚀作用

一、引言压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在蒸汽发生器内,降低     

压水堆核电厂二回路水质泥渣沉积分析与控制优化

核电厂蒸汽发生器相当于一个巨大的垃圾收集器,二回路系统的杂质及异物等均进入蒸汽发生器后,容易发生杂质沉积,并导致蒸汽发生器传热管传热效率降低,严重时甚至会引起蒸汽发生器传热管腐蚀破损。因此,本文从核电厂二回路各系统管道和容器的材质、二回路水质控制以及二回路腐蚀等方面出发,分析核电厂蒸汽发生器的泥渣含量高的原因,并提出合理的技术改进。最终达到降低蒸汽发生器泥渣量的沉积,提高蒸汽发生器的安全使用寿命的目的。     

长燃料循环对核电厂蒸汽发生器缝隙化学的影响及对策

国内核电厂将燃料循环周期从12个月延长到18个月,提升了机组的能力因子和经济效益,但是迁移、沉积在蒸汽发生器内的腐蚀产物及在缝隙内可溶性杂质累积浓度也随之增加,这对蒸汽发生器的安全运行带来了负面影响。本文根据蒸汽发生器缝隙隐藏与返出原理,研究了核电厂实施长燃料循环对缝隙化学和传热管的影响,揭示当燃料循环延长到18个月后,缝隙内主要杂质Na⁺、Cl^-和SO₄^2-浓度累积值增加2倍,导致传热管风险因子增加2倍以上,因此传热管腐蚀风险明显地上升了。这些研究结果结合缝隙内可溶性杂质累积控制和传热管风险评估方法,提出采用低功率浸泡、添加分散剂、优化二回路化学控制,水力清洗,化学清洗等对策,目的是最大程度降低因实施长燃料循环对蒸汽发生器所造成的负面影响,供实施长燃料循环的核电厂运行时参考。     

核电厂蒸汽发生器运行中的安全问题

介绍了核电厂蒸汽发生器所发生的传热管降质现象。论述了预防传热管降质的各项措施和在役检查。包括二回路水化学监控、泄漏率监测、二次侧清洗、传热管涡流检验和目视检查等。