CEFR一回路钠净化系统雾火计算与分析

CEFR一回路钠净化系统是一回路冷却剂边界的一部分,在正常运行时,该系统从反应堆主容器冷池取钠,钠经省热器冷却进入冷阱净化,然后返回省热器加热,最后回到主容器的冷池。本文根据CEFR一回路钠净化系统工艺间内管道和设备的布置,以及通风系统进出口的位置,建立发生事故的工艺间几何模型,确定泄漏点及泄漏流量,使用雾火程序FEUMIX程序进行计算,给出事故房间的气体压力,墙壁混凝土温度,气溶胶浓度的值及相应曲线。计算结果表明,CEFR一回路钠净化系统在发生钠雾火时,事故房间热力学后果在建筑结构可接受的范围内,放射性后果也在可接受…     

CEFR主容器压力试验简介

快堆主容器为核安全一级设备，是反应堆一次冷却剂和覆盖气体的承压边界，用于包容装载冷却剂钠和堆内设备并形成反应堆一回路系统，其直径近8m，壁厚25mm，属于大尺寸薄壁容器，分几个大的零部件运至现场并组装焊接而成，加工制造要求高、难度大。主容器在现场安装完成后进行压力试验，以对其制造和安装质量进行最后检验。为减少因水压试验带来的种种困难，     

蒸汽发生器钠水反应的氢计测定

蒸汽发生器在运行过程中发生换热管的泄漏是常见的事故。氢计是测量钠和覆盖气中氢杂质的在线测量仪表。在二回路中，为了监测蒸汽发生器热交换器管壁是否破损，用以避免其后更多的三回路中的水向二回路钠中泄漏而引发大的事故，采用氢计监测二回路钠和覆盖气中氢杂质含量能及早发现水从三回路向二回路的泄漏。     

CEFR一回路管廊通风系统改造后雾状钠火事故分析

中国实验快堆（CEFR）是液态金属钠冷却的快中子实验堆,一回路钠净化系统管廊即309/1房间作为放射性钠气溶胶包容小室之一,房间内布满高温涉钠管道,特别是布置了反应堆主容器内高温强放射性钠流向外部的唯一管道。假使管道破裂,SSW喷射出的高温钠会燃烧引起钠火,在一定条件下,可能会产生持续的雾状钠火,对于房间压力、房间内气体温度、内部结构温度等因素影响很大。基于给309/1房间降温的目的对该房间进行了通风系统改造,改造后的通风系统增大了在309/1房间的正常排风量和正常进风量,这应该会对309房间的钠火事故热力学后果有所影响。本文利用FEUMIX程序计算一回路管廊通风系统改造后发生的雾状钠火事故后果,并与原通风设计条件下的雾状钠火事故后果进行对比,结果表明,通风系统改造对一回路管廊的雾状钠火事故具有一定缓解效果。     

钠冷快堆丧失蒸汽发生器模块后的最佳工况研究

钠冷快堆通过采用模块式蒸汽发生器的设计方案以提高核电厂的负荷因子。核电厂运行中若发生丧失蒸汽发生器模块事件,核电厂工况将发生变化,应进行适当的调节,调节的目标工况可通过设计与研究给出。本工作对某典型池式钠冷快堆丧失1个蒸汽发生器模块后的最佳工况进行研究,主要研究内容包括对其主热传输系统进行建模,开展主热参数匹配计算,根据相关运行限值来筛选方案并分析关键参数,最终给出较为合适的运行工况。本工作为钠冷快堆在丧失蒸汽发生器模块后的工况设计提供了重要依据。     

钠冷快堆蒸汽发生器换热管在役检查验收和堵管准则探讨

蒸汽发生器是快堆主热传输系统的关键设备之一,而换热管作为钠/水介质热交换边界,其破损将造成严重的钠水反应事故。为了确保蒸汽发生器的安全稳定运行,有必要对含缺陷换热管建立验收准则和确定堵管条件。本文通过有限元计算和高温爆破试验,对蒸汽发生器换热管建立验收和堵管准则,确保CFR600蒸汽发生器的安全运行。     

CEFR主容器颈部支撑焊接件在190℃钠蒸汽中的腐蚀

CEFR主容器是不可更换的一级核安全设备,为了确保堆安全,需对其加工工艺,特别是焊接工艺进行各项性能的评定,颈部支撑焊接件在钠蒸汽中的抗晶间腐蚀性能是其中之一。1试验方法试验在高温钠热对流回路的汽相试验段中进行。主容器颈部材料为瑞典进口的316不锈钢,颈部支撑5083钢为     

钠冷快堆钠蒸气捕集过滤系统可靠性分析

正钠冷快堆中,一回路冷却介质钠由氩气覆盖,钠蒸气会扩散入覆盖气体中,形成钠蒸气分压。钠的熔点是98℃,所以在温度较低的区域,钠蒸气容易凝结固化并造成管路的阻塞、阀门的冻结,干扰设备正常运转,进而影响系统的运行与可靠     

池式钠冷快堆事故源项计算方法研究及其应用

针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故：1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故,开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明：6种事故的放射性后果均低于GB 6249-2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。     

16 CEFR二回路水锤分析

CEFR以液态钠作为一、二回路冷却剂。二回路蒸汽发生器泄漏发生钠水反应会在二回路系统中引起水锤，水锤事故可以引起管道的甩摆，拉断管道支撑，使管道破裂，甚至直接造成核电厂事故停堆。因此，水锤是CEFR设计和安全分析中的一个重要问题。     

示范快堆工程关键系统验证实现突破

<正>3月12日,示范快堆关键设备自主研发取得新突破,直径15.4m示范快堆主容器支承环科研件轧制完成,标志着我国140t以上、16m级超大型不锈钢环形锻件制造技术达国际领先水平;7月22日,涉钠设备综合试验设施建设项目国产钠-水蒸汽发生器七管样机达到满功率运行,并完成全部稳态和瞬态试验,所有热工参数达到设计指标,我国蒸汽发生器设备研发进入新阶段;10月31日,国内首次蒸汽发生     

钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用

针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。     

CEFR事故余热排放系统管道热应变测量及结果分析

中国实验快堆(CEFR)以钠作为冷却剂。事故余热排放系统是CEFR快堆的专设安全设施,在反应堆出现地震、系统供电全部中断、全部蒸汽发生器给水中断的事故工况时,将堆芯余热通过空气冷却器非能动地排放到最终热阱。CEFR事故余热排出系统设计温度为550℃,运行温度最高为516℃,全部为双层管道,管道内运行介质为高温的液态金属钠。通过对事故余热排放系统进行热应变测量和数据分析,掌握系统管道的应力应变情况和监测系统运行状态的应力变化。     

核反应堆主系统的排气方法和装置

本发明涉及：给所述主系统充水，且使主系统中的水压建立在可使主泵运行的压力级上；使一回路的第一主泵投入运行，其中回路设有一稳压管与稳压器连接；至少在第一主泵运行期间连续排出气体，气体包含在主系统中，且通过被泵驱动环流的水夹带到压力壳上部；停止第一主泵，且使其它主泵相继投入运行，然后使所有主泵同时运行，同时排放压力壳上部气体，并通过第一、二排气管在主系统的高点进行最终排气，其中第一、二排气管分别与压力壳的盖和稳压器连接。本发明还涉及在泵运行期间连续排出到达压力壳上部的气体的装置。     

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。     

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统（PRS）应用于改进型压水反应堆存在限制条件，构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远，使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计，采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关，管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程，并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明，各方案均能实现系统功能，在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点，结合工程实际，管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。     

池式钠冷快堆电厂运行方案仿真研究

以Matlab软件Simulink为仿真软件平台,通过理论分析、推导,建立了池式钠冷快堆电厂各主要系统的模型,包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷、热钠池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道、泵模型及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的功率调节系统模型并采用闭环控制来控制步进电机运行.基于这些模型构...     

非能动先进核电厂主给水管道水锤模拟计算

核电厂主给水系统用以保证蒸汽发生器的冷却,主给水管道作为其中主要的压力管道,直接向蒸汽发生器提供所需温度、压力和流量的给水。由于压力管道易发生水锤现象,研究水锤对主给水管道的影响是主给水系统设计的重要内容。本文以非能动先进核电厂主给水系统的设计为例,通过PIPENET软件对主给水管道的水锤现象进行模拟计算,分析主给水隔离阀不同的关闭形式、不同的关闭时间及主给水泵不同的关闭时间对管道内水锤的影响。结果表明,主给水隔离阀的关闭时间越缓慢、主给水泵关闭时间越长,主给水管道内的水锤压力和载荷越小。对于主给水隔离阀的关闭形式,选择行程-时间曲线为先快后慢的类型,产生的水锤压力和载荷最小。     

英国一核电机组的蒸汽发生器管子泄漏

【美国《核子周刊》 1 998年 1月 1 5日刊报道】　英国最老的运行中的商用核电站(有 4套机组的科尔德霍尔镁诺克斯型核电站 )的 3号机组于 1月 4日停机 ,因为汽水从一根蒸汽发生器的管子漏入到一回路冷却剂气体中。气体排放使空气中的硫 - 35超过“正常水平”。该核电站经理 Peter Gallie说 ,英国核燃料公司 (BNFL )“大约每两年”就要经历一次这种蒸汽发生器管子泄漏事故 ,这种频度至今没有变化。他说 ,这种情况在任何一座电站的蒸汽发生器系统中都会有发生科尔德霍尔事件的结果是来自二回路的蒸汽进入主气体冷却剂回路。虽然开始时蒸汽…     

西德SNR-300快堆完成充钠冷却剂工作

【西德《原子经济新闻》1985年6月号第1页报道】西德快堆核电站建造公司宣布,SNR-300原型快堆核电站的现场建造与组装工作已结束。钠冷却剂已于1985年4月底到5月初注入反应堆容器和钠主回路系统,系统泵也已调试。主冷却回路与冷却塔的试验工作也已同时完成。装料工作计划在1985年末和1986年初进行,在此之前将进行各个系统部件与各种安全设备的总体运行试验。