核电站定期试验体系及规程管理的研究与探讨

根据作者多年在大亚湾核电站运行部门担任管理工作的经验和体会,总结和归纳了核电站定期试验的文件系统。研究和探讨了定期试验在上下游文件关系、内容、分类等管理方面的问题,并提出了作者的看法和观点。     

福清一期核电厂应急柴油发电机组定期试验改进研究

目前福清一期核电厂应急柴油发电机组(EDG)采用法国标准RCC-E 2005进行定期试验,在低功率定期试验时对柴油发电机的保护不充分,存在严重损坏设备的风险。为解决该问题,本文详细分析IEEE 387标准对应急柴油发电机组定期试验的规定,依据IEEE 387标准对应急柴油发电机组的定期试验进行改进,取消原来的低功率试验,采用在机组正常运行期间进行并网带载的试验方法,并详细分析改进后的试验内容,使EDG定期试验的方法更加经济和安全,目前改进内容已得到了核安全监管机构的认可,为核电厂的相关定期试验改进提供了重要参考。     

CPR1000机组定期试验优化方法研究

针对中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组安全系统定期试验存在的问题,结合机组安全分析、定期试验设计方法,提出CPR1000机组定期试验的优化方法。针对机组典型仪控报警[余热排出系统（RRA）未隔离且反应堆冷却剂系统高压（RRA 504KA）]定期试验,分析了该定期试验存在的问题;基于本文提出的优化方法,提出了优化方案,并对该优化方案进行了安全分析。安全分析结果表明:该优化方案是可行的。      

CPR1000机组低压安注泵流量校核试验不满足准则时的分析

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）低压安注系统（LHSI）泵流量校核试验不满足验收准则时,需要对管路系统中的限流孔板进行调整。通过工程流体力学计算分析,可以得到各种条件下限流孔板的调整方法。应用该分析方法,可以准确地得到满足LHSI运行要求的限流孔板尺寸。该分析方法有效地解决了在低压安注泵流量校核试验不满足准则要求时,如何对管路系统中限流孔板进行更换的问题。      

HFETR安全逻辑通道定期试验装置设计

高通量工程试验堆(HFETR)安全逻辑通道定期试验装置用于检测安全逻辑通道可用性。文中介绍了安全逻辑定期试验装置的工作原理、设备构成。开展了定期试验装置的手动/自动测试,并分析了定期试验装置对安全逻辑通道的影响。长期运行表明,定期试验装置设计满足安全逻辑通道试验要求。     

高通量工程试验堆第2次定期安全审查审评

为确定高通量工程试验堆(HFETR)保持许可证审批依据仍有效的程度及满足现行安全标准和实践的程度,从2009年至2011年参照现行核安全法规和导则对HFETR进行了第2次定期安全审查(PSR)审评。审评的重点为实际状态、安全分析、安全性能、老化管理及其他要素等5方面。审评中考虑了5.12汶川大地震发生后对HFETR进行的震后综合检查与评估结论。HFETR目前实际状态和安全状况的检查、分析及校核结果表明,通过多年来进行的一系列整治、改造、试验和维护,HFETR的停堆、冷却及包容等三大安全功能基本得到保持。     

法国定期安全审查的实践

为持续提高安全水平,定期安全审查(PSR)已在国际范围内得到了广泛的重视并加以实施.法国的PSR实践具有其独特性.本文主要介绍了法国PSR的实施方法,主要实践,并着重对VD3-900的具体工作进行了说明.同时本文还简要介绍了PSR国际范围的实践.     

核电站辅助给水汽动泵大流量限制测量设计研究

通过对辅助给水汽动泵组仪控设备制造的跟踪审查,结合辅助给水系统运行的设计参数,提出辅助给水汽动泵大流量限制的测量方案,并针对福清核电站现场实际布置及系统测量需求等因素对其进行设计优化,通过样机试验及现场调试验证,证明了该测量方案的可行性,测量方案完全能够满足核电站事故工况下系统的运行要求。     

10MW高温气冷实验堆安全分析要素的定期安全审查

10 MW高温气冷实验堆(简称HTR-10)是我国第一座模块式高温气冷堆,由清华大学核能与新能源技术研究院(核研院)设计。按照我国核安全法规的要求,并经过国家核安全局的批准,核研院于2012年开始对10 MW高温气冷实验堆进行定期安全审查(简称PSR),安全分析是本次审查的重点安全要素之一。本文对安全分析要素审查的主要内容作了概述,并给出了核研院对本次审查的内部评价。     

核动力系统冗余泵组的可靠性研究

根据核动力系统中设备冷却泵的工作状态,将冗余泵组的中止回阀看成两个冗余阀,得出简化的可靠性分析框图,并建立泵组的可靠性分析模型.以核动力装置设备冷却泵组为例,分别计算泵组在3种情况下的可靠度.计算结果表明,冗余泵组比单个泵工作的可靠性高,但冗余泵组中泵和阀之间的相关失效削弱了泵组的可靠性.     

双泵切换对给水量影响的实验研究

采用试验方法对给水泵切换过程中给水流量变化特性进行研究。对试验数据进行分析,研究止回阀在给水泵切换时的响应特性及切换过程中的给水流量变化特点。试验结果表明,给水泵切换过程中,在额定流量和30%额定流量条件下,给水量恢复稳定分别需要26 s和21 s,最小给水量分别为正常给水量值的59.4%和87.2%,平均欠流量分别为20.8%和7.5%。与30%额定流量双泵切换相比,额定流量条件下双泵切换需要更长的过渡时间,流量波动也更加剧烈,欠流量显著增加,对给水系统稳定性影响更大。     

并联立式屏蔽电机主泵流动特性数值研究

以缩比系数为1∶4的立式屏蔽电机反应堆主冷却剂循环泵（简称主泵）为研究对象,建立2台并联主泵反向旋转（模型1）和同向旋转（模型2）2种几何模型;运用计算流体力学（CFD）方法对2种模型的并联主泵内部流场进行稳态运行计算,从主泵的外特性、进口流动特性、入流品质、管内压力分布方面对模型1和模型2进行对比分析。结果表明,模型1中A、B主泵性能基本一致;模型2中A、B主泵的流量相对偏差基本在0.8%以内,最大值达到1.69%,扬程相对偏差稳定在1%以内,效率和轴功率相对偏差最大值分别达到6%和8%;模型2相对模型1流动稳定性更好、入流品质更高、管内压力分布较低,有利于设备的长期运行。      

基于最小能量模型求解降膜最小湿润率问题的改进

基于最小能量理论建立了求解降膜湿润率模型,并采用Ritz法得到了降膜速度分布、降膜湿润率、最小降膜厚度等参数的理论逼近解。在模型推导过程中,将乘积项中的余弦变量等效为常系数,仅针对包括正弦变量的相关函数进行分析,使得降膜速度分布简化为仅为单方向变量的函数,在保证精度的基础上明显降低了求解过程冗赘性,尤其对于降膜湿润率及其对应的最小降膜厚度的求解提供了极大便利。     

一回路动态排气剩余空气体积标准值提升后冷却剂流动特性研究

针对动态排气后提升一回路剩余空气体积标准值的改进方案,提出含高溶解度空气的冷却剂在主泵启动瞬态下的压力预测方法和是否释放为两相分离流动的判断方法,对一回路及其辅助系统进行热工水力建模,空气体积标准值提升为24标准立方米（1标准立方米=1.293 kg）后,对主泵启动的瞬态过程进行了仿真,得到了一回路主要节点压力变化规律;结合冷却剂中气体溶解-释放模型,得到饱和氮气溶解度、氧气溶解度变化规律。结果表明,主泵启动瞬态过程中,一回路主要节点压力均在机组运行正常范围内,一回路中溶解的氮气、氧气不会释放成为两相流动。因此,就流动特性而言,空气体积标准值提升到24标准立方米可行。      

Effects of Partial Flow Blockage on Core Heat Transfer in Forced-Feed Reflood Tests

This study investigates the effects of partial flow blockage due to ballooning of fuel cladding on the core heat transfer during reflood phase in a PWR loss-of-coolant accident, in particular, the effects of coolant bypass flow at flow blockage and the effects of major parameters in a wide core with a bundlewise flow blockage.

Forced-feed reflood tests were carried out with the Slab Core Test Facility, in which 8 simulated fuel bundles are arranged in a row with two out of these designed as blockage bundles with about 60 % blockage ratio. The test results which were obtained under most probable coolant injection conditions were investigated with respect to quench and heat transfer coefficients. As the results, the following were revealed, (1)The effects of flow blockage appear only downstream of flow blockage at the flow blockage bundles with promoted cooling of rods. (2)Effects of coolant bypass flow due to flow blockage are insignificant. (3)Flooding velocity by accumulator injection has a predominant effect on promoted cooling of rods downstream of flow blockage.     

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

Sodium Tests of Head-Flow Characteristics for Prototype Annular Electromagnetic Flow Coupler

A prototype annular electromagnetic flow coupler was tested with high temperature sodium and it worked successfully, verifying the operational principle. The pump head-flow characteristics of the coupler were first clarified from an analysis of its equivalent electric circuit. The pump head and the generator pressure drop decrease linearly with the pump flow rate under the conditions of constant generator flow rate and external magnetic flux density. The gradients of the linear changes are given by ratios of equivalent resistances in the electrical analog, and are independent of the generator flow rate, if the magnetic flux density is kept constant. Sodium tests of the prototype confirmed the above results when the Hartmann number of the test conditions is larger than 170. Both ratios of the differential pressures and the volumetric flow rate between pump and generator ducts exceed 50% while the wall loss of around 40% appears at peak efficiency due to the lack of electrical insulation and the relatively large wall thickness. The peak efficiency of the prototype coupler decreases with the sodium temperature at the rate of (2.33±0.21)x10^?2 %/°C from 200 to 400°C and increases with the external magnetic flux density at 5.8±0.1 %/T from 0.36 to 0.60T.