核电厂凝汽器管束模块内流动及换热特性数值分析

针对国内某核电厂凝汽器钛管变形问题,采用多相流动CFD方法开展凝汽器内部管束模块不同工况下的流动和换热特性分析,采用有限元分析局部钛管受力情况。研究结果表明,凝汽器在冬季临停工况下,空冷区将结冰;机组启动时,在凝汽器内部流场力及重力作用下冰体运动而损伤钛管,造成凝汽器空冷区周边钛管大规模变形。      

核电厂凝汽器汽流激振问题研究与预防

针对某类型核电厂凝汽器在单列运行时发生多起因汽流激振导致的钛管开裂事件,采用基于多孔介质模型的计算流体动力学（CFD）方法对该凝汽器的喉部和管束区汽侧流场进行全三维数值仿真,计算得到凝汽器在多个单列运行工况下的汽侧速度场与钛管汽流激振风险系数分布。根据仿真计算结果,该凝汽器单列运行时,在靠近凝汽器垂直中心线的换热模块空冷区上方的指缝区表层钛管发生汽流激振的风险较高,为降低汽流激振风险需要考虑在相关位置安装防振条或实施预防性堵管。根据凝汽器单列运行泄漏工况数值仿真计算结果与核电机组实际运行记录,建议该核电厂凝汽器单列运行时在夏季、冬季工况下机组安全运行电功率限值分别为900 MW和600 MW。该凝汽器钛管跨距偏大,为了避免发生汽流激振现象,应将钛管跨距缩短到610.5 mm以下。     

核电厂蒸汽发生器支撑的力学计算与评价

某核电厂蒸汽发生器(SG)横向支撑采用标准化设计,支撑的形式比较复杂,有板壳型支撑件、线型支撑件,同时还使用了螺栓连接件和焊接接头等,导致其力学计算和评价比较复杂。借助有限元分析软件对D级工况条件下该核电厂SG上部横向支撑和下部横向支撑做了力学计算,并利用ASME第Ⅲ卷NF篇和附录F对各种形式的部件进行了评价。提出了在对SG支撑进行力学计算和评价中需要重点关注的问题。     

核电厂卧式蒸汽发生器热工性能的计算和分析

文章基于卧式蒸汽发生器的工作原理及内部结构特点,建立了卧式蒸汽发生器数学物理模型,开发了针对卧式蒸汽发生器的热工水力程序。基于在役核电站卧式蒸汽发生器的设计参数,对程序进行了校核。该程序可以用来研究卧式蒸汽发生器内主要热工参数的分布情况,为卧式蒸汽发生器设计、安全分析提供指导;也可以根据在役核电站的历史运行数据对蒸汽发生器现阶段热性能进行分析评定,对蒸汽发生器一段时间内的热性能进行预测,为蒸汽发生器的运行、检修以及更换提供依据。     

AP1000核电厂凝汽器与低压缸接缸焊接工艺及变形控制

凝汽器与低压缸接缸焊接是AP1000核电厂常规岛汽轮发电机组安装的重要工序之一.海阳核电项目凝汽器与低压缸具有体积大、连接焊缝长、焊接填充量大、气缸前后未设计支撑而易变形、相对间隙过大等特点.文章针对可能出现的变形情况进行分析,并提出了解决方案.采用Ar＋CO2混合气体MAG焊工艺,同步实施多层多道对称分段跳跃退焊法,并采取了全程变形监督控制等方案,提高了焊接效率,有效控制了焊接变形,减少了因焊接变形对缸体产生的影响.     

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。     

水泥-水玻璃双液灌浆在核电厂泵房的施工分析与应用

因漳州核电一期海域确权较晚,泵房施工严重滞后,影响后续核岛厂房冷试、热试等相关节点的按期实现,优化泵房整体逻辑线各环节是必要的且优化泵房围堰工期成为当前工作的重中之重。为了满足泵房围堰安全、质量及工期要求等,现场首次运用了一种新型止水施工工艺——水泥-水玻璃双液灌浆止水工艺,通过施工分析及试验数据证明该工艺具有绝对工期短、止水质量好、施工工序简单等优点,与传统止水工艺相比,能够按计划确保漳州泵房干施工条件。因水泥-水玻璃双液灌浆止水工艺是地下工程,为直观分析影响渗流量和止水效果的施工参数,现场进行了双液灌浆堵水防渗试验分析,从浆液扩散半径、注浆压力、水灰比、水泥浆与水玻璃体积比、注浆工艺等方面分析了这些因素与止水效果的关系;最后,根据该工程积累的相关施工经验,提出了水泥-水玻璃双液灌浆止水工艺在后续核电机组施工中的优化改进建议。     

一体化压水堆蒸汽发生器的热工水力瞬态特性分析

一体化压水堆的设计是将蒸汽发生器及稳压器等一回路所有部件都放入压力容器内，以提高安全性，采用可以精确模拟直汉蒸汽发生器二次侧水的饱和点，蒸干点位置等重要参数随时间变化的可移动边界并分法，选用适合各中换热工况的一整套换热关系式，建立了可以模拟一体化压水堆直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工不特性的物理及数学模型，并编制了计算程序，经对Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｘ公司１９管直流蒸汽发生器实验装置进行了计算有     

核电站除氧器瞬态研究

应用金属材料、水和水蒸气、管道和加热器以及除氧器设备的相关数据建立数学控制模型,研究了核电站常规岛给水加热系统在机组甩负荷工况下的热力学参数变化.得出了核电站除氧器压力、给水温度以及给水泵的有效汽蚀余量随时间变化的曲线,提供了核电站除氧器的布置高度及瞬态工况下确保给水泵安全的控制措施依据.结果表明:改变控制参数,主要是凝结水流量和主蒸汽流量,不仅可以控制瞬态工况下给水泵的有效汽蚀余量,还有助于防止瞬态工况下淋水盘式除氧器由于压力下降速度过快而造成的损坏.     

CPR1000型核电站给水泵事故瞬态分析

以CPR1000型核电站3×50%电动给水泵为研究对象,采用基于RELAP5和Simulink程序开发的CPR1000数字化仪控系统仿真试验台,详细计算分析了给水泵单泵故障和双重故障对反应堆运行的影响及相应的缓解措施。结果表明,给水泵单泵故障对反应堆运行的影响较小,各相关参数能够很快重回事故前的稳态工况。在给水泵双重故障情况下：初始核功率在75%FP及以下时,不会出现蒸汽发生器(SG)低-低水位;初始核功率高于75%FP、汽机初始负荷在90%FP及以下时,需将汽机负荷阶跃降至50%FP,才不会出现SG低-低水位;汽机初始负荷在90%FP以上时,建议停堆。     

大亚湾核电站常规岛循环水系统的特点分析

本文介绍了大亚湾核电站循环水系统设计中的某些特点以及本设计与国内大型火力发电站循环水系统设计的不同之处。本设计的特点是:①循环水系统采用单元式布置,②海水泵房一次滤网采用旋转鼓型滤网,③循环水泵采用立式水泥蜗壳水泵,④循环水系统采用电解海水氯化循环水到1ppm,⑥在凝汽器进口处的循环水管道上装设二次滤网。     

核电厂蒸汽发生器二次侧三维流场分析

为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。     

核电站主蒸汽隔离阀气流诱发振动与噪声的数值分析

核电站主蒸汽隔离阀技术要求严、安全系数高,是核电装备国产化进程中的重点攻关项目之一。某些核电站在运行过程中其主蒸汽隔离阀出现过气流诱发振动与噪声,最终导致阀门部件磨损的现象。本文通过数值方法对主蒸汽隔离阀内三维湍流流场进行模拟分析,研究找出产生振动与噪声的流场诱因。本工作的数值分析结果与现场的测量结果相符。     

核电主设备接管分析法设计一次应力可靠性分析

分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。本研究在确定性分析法设计的基础上,利用可靠性分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的不确定性因素(如结构几何、材料中的输入不确定性等),建立各种失效模式下的极限状态函数,基于概率统计理论求得结构在给定条件下的失效概率或可靠度,并进行相关参数的敏感性分析。以失效概率的形式定量反映部件的结构完整性状态,研究方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。     

某核电厂主蒸汽管道应力分析

本文研究了某核电厂中主蒸汽系统管道的计算和评定等典型内容。此系统管道运行中承受的载荷工况多样,管道应力状态复杂。为了保证系统管道能够正常运行,在设计上需保证该系统管道的应力能够满足相关规范要求。分析采用管道力学分析软件PIPESTRESS进行,计算模型包括主回路、主蒸汽系统及相关的管道和阀门,分析包含静力和动力计算等。对计算结果依据美国机械工程师学会的ASME及相关规范进行了应力评定,并包含了LBB评定,保证了回路运行的安全。     

核电厂汽轮机详细数值建模研究及其瞬态分析

以岭澳一期核电厂汽轮机部件为原型,利用系统程序RELAP5对其进行详细数值建模研究。通过在100%功率稳态工况下的计算证明,详细的汽轮机数值建模弥补了简化建模中焓值计算误差较大的缺陷。将详细的汽轮机数值建模整合到全范围核电厂热力系统模型中进行瞬态分析,并与岭澳一期核电厂原始实验报告中汽轮机负荷从97%功率水平阶跃变化至87%功率水平瞬态运行工况的数据曲线进行对比。结果表明,稳态模型的焓计算值与电厂实际值误差在2%以内,瞬态模型的分析参数趋势符合电厂实际情况。