立式自然循环蒸汽发生器的热工水力特性

压水堆核电站蒸汽发生器传热面管子的腐蚀破损是核电站经常发生的事故,极大地影响核电站的可靠性和经济性。本文仅从蒸汽发生器的热工水力特性出发,提出了结构设计上的改进措施,介绍了蒸汽发生器中的沸腾传热和两相流,着重分析了某些区域内的热工水力特性。     

压水堆核电站新设计的蒸汽发生器

压水堆核电站已更换和计划更换的蒸汽发生器在逐渐增加,本文介绍美国西屋公司.法国法马通公司,联邦德国的KWU和加拿大的B＆W公司为更换蒸汽发生器而新设计的蒸汽发生器.其设计瞩的在于解决过去发生过的各种传热管破损问题.     

套管式直流蒸汽发生器汽轮机一体化控制策略

本文在分析套管式直流蒸汽发生器工作机理以及基本控制策略的基础上,提出了基于Min/Max切换规则的具有压力、水位保护回路的直流蒸汽发生器与汽轮机一体化控制策略。此种控制策略不但可以满足直流蒸汽发生器在正常工况运行时对于压力、水位的规定要求,保证出口蒸汽质量;还能够在汽轮机升降负荷变化速率过快时进行有效地保护控制,防止压力、水位超限事故的发生。本文提出的控制策略将有助于解决直流蒸汽发生器以及一体化反应堆的实际控制问题。     

压水堆蒸汽发生器传热管破损事故及其解决方法

近些年来,压水堆蒸汽发生器经常发生传热管破损事故,严重地影响压水堆核电站运行的安全性,可靠性和经济性,并成为这类核电站事故关闭的重要原因之一。经验表明,在引起管子破损诸因素中最主要的因素是金属材料腐蚀破坏,本文将重点分析论述传热管腐蚀破损的现状、腐蚀类型、易发部位和解决方法。     

INCONEL690镍基合金带极电渣堆焊工艺研究

通过试验研究,确定了SA-508Gr.3 CL.2管板采用INCONEL690镍基合金进行带极电渣堆焊的焊接工艺方案,各项试验数据均满足产品制造技术条件要求,说明INCONEL690镍基合金电渣堆焊工艺能满足第三代核电技术蒸汽发生器管板的堆焊要求.     

秦山核电二期600 MW蒸汽发生器关键焊接技术

由美国西屋公司设计全面国产化制造的第一台秦山核电二期工程600 MW核电蒸汽发生器结构复杂,技术要求严格.简要介绍了蒸汽发生器的结构特点、功能、以及蒸汽发生器所使用的本体材料和焊接材料的成分和性能,重点介绍了蒸汽发生器关键接头的焊接及热处理的技术要点及相应的焊接工艺措施.通过对产品所涉及的焊接及热处理技术的介绍,为核电设备制造提供了一些工艺技术资料.     

日本压水堆核电站蒸汽发生器传热管破损情况及防止措施

本文介绍日本压水堆核电站蒸汽发生器传热管破损情况,破损原因和防止传热管破损的措施。     

套管式直流蒸汽发生器系统控制策略研究

目前全球能源发展紧迫形势,针对一体化反应堆的研究在世界各国积极开展,而直流蒸汽发生器无疑是其中极为重要的一部分。文中旨在研究针对套管式直流蒸汽发生器的控制方法。首先通过分析套管式直流蒸汽发生器的工作机理,建立模块化数学模型。之后提出的一体化反应堆直流蒸汽发生器的压力、水位、燃水比控制方法的协调控制策略,可以满足直流蒸汽发生器在正常工况运行时对于压力、水位的规定要求,保证出口蒸汽质量。文中提出的控制策略将有助于解决直流蒸汽发生器以及一体化反应堆的实际控制问题。     

关于蒸汽发生器波纹板定位块脱落质量问题处理

蒸汽发生器是核电厂的主要设备之一,被称为核电厂一、二回路的枢纽。据压水堆核电厂事故统计表明,蒸汽发生器在核电厂事故中居重要地位,因而蒸汽发生器能否安全、可靠地运行对核电厂的经济性和安全可靠性有着十分重要的影响。本文主要针对蒸汽发生器役前检查时,对波纹板定位块脱落的处理进行了介绍。     

压水堆核电厂蒸汽发生器排污热量回收利用的优化研究

由凝结水泵出口引出部分凝结水进入再生热交换器,吸收蒸汽发生器排污热量,是目前蒸汽发生器排污利用较普遍的回收热量方式。以某990MW核电机组为例,在蒸汽发生器排污量和排污参数一定的情况下,分别计算凝结水抽取份额、排污热量回收利用方式的不同对循环热效率、二回路管道热效率和全厂热效率的影响。结果表明,随着凝结水抽取份额的增加,循环热效率降低,而二回路管道热效率提高,当二者的相对变化量相等时,全厂热效率达到峰值;同时,考虑到排污水化学处理系统的安全性要求,确定蒸汽发生器排污热量回收利用的最佳方案:凝结水抽取份额为2.5%,且排污热量回收到除氧器。     

基于FSS对二次侧非能动余热排出系统的验证

  目的  作为应对全厂断电事故（SBO）所做的重要设计改进项，二次侧非能动余热排出系统（ASP）基于蒸汽发生器（SG） 的二次侧闭式自然循环，在全部补水丧失的情况下，可以有效导出堆芯余热。  方法  基于全范围模拟机Full Scope Simulator(简称FSS)，在模拟机平台引入SBO+SBO柴油机失效+ASG气动泵失效事故工况，通过仿真模拟的方式，验证ASP系统对机组一、二回路的影响。  结果  仿真结果表明:ASP系统投运后，堆芯余热被有效导出，运行4 h后，SG内水位可恢复至8.6 m，SG内压力降至1.2 MPa（a），堆芯出口温度降至约为209 ℃，堆芯饱和温度裕度大于20 ℃，堆芯不存在融毁风险，事故处于可控状态。  结论  ASP系统满足设计工况需求，可实现堆芯余热的长期有效导出。     

蒸汽发生器堵管量对装置工作效率影响研究

核动力装置的立式自然循环蒸汽发生器工作中会由于U形管的腐蚀而需要堵管维修,其结果影响到蒸汽发生器和整个装置的工作效率。通过对一回路侧水阻力计算和二回路侧热工计算,对不同堵管量下蒸汽发生器的一回路冷却剂流量、二回路侧工作压强、蒸汽产量、蒸汽品质以及汽轮机有效功率的变化进行了详细的计算。根据计算结果对变化规律进行了分析,为蒸汽发生器的设计、维修技术的分析处理提供依据。     

Detached Eddy Simulation of hydrogen turbulent dispersion in nuclear containment compartment using GASFLOW-MPI

During the severe accident in nuclear power plants (NPPs), hydrogen is generated due to the zirconium-water reaction and released from the breaks in coolant pipe forming a locally high concentration hydrogen cloud in the steam generator (SG) compartment, which plays a key role for hydrogen safety analysis in NPPs. Accurate prediction of the turbulent dispersion process of hydrogen-steam gas mixture is a critical topic for a successful simulation of the flammable cloud distribution in SG compartment. In this study, the high-fidelity temporal evolution of the hydrogen turbulent dispersion in a SG compartment is performed using the Detached Eddy Simulation (DES) based on the parallel CFD code GASFLOW-MPI to capture more detailed unsteady turbulent information. Firstly, the newly developed DES turbulence model is validated using two turbulent benchmarks, a backward-facing step turbulent flow and a hydrogen turbulent jet. The simulation results are consistent well with the experimental data. Then a SG compartment model including one steam generator, two coolant pumps, a hot leg and two cold legs is built using the specialized auto-mesh generation module. There are two modes of turbulent dispersion behavior due to the turbulent driven force in the containment, i.e. jet dominated by initial monument and plume dominated by buoyancy. The simulation result shows that the decay rate for centerline velocity obeys $1/z$ law as well as hydrogen volume fraction, indicating a turbulent jet during the steam dominated phase. There is also a relatively long potential core region which could impinge on the bottom concrete floor for the downwards jet. While the hydrogen release transfers from a turbulent jet to a turbulent plume outside the region near the inlet during the hydrogen dominated phase. Different from the turbulent jet, the centerline velocity at the plume region decays with the slope $1/z^{1/3}$, and the decay rate for the centerline hydrogen volume fraction is $1/z^{5/3}$ during this phase. Compared with the jet flow, the potential core region of the plume flow is relatively short, forming a hydrogen cloud near the inlet. The combustibility evaluation shows that the combustion clouds can be generated in the source compartment at the hydrogen dominated phase. However, they will be diluted by the following persistent steam injection from the break. This can provide technical support for the design of hydrogen mitigation system.     

压水堆核电厂二回路系统管道热效率的影响因素分析

在压水堆核电厂热经济性分析中,管道热效率的分析往往不被研究者所重视。首先从管道热效率的定义出发,给出了管道热效率的计算表达式,以及各种管道损失的计算方法。然后针对某些影响管道热效率的因素,同时也对蒸汽动力转换系统循环热效率产生影响的问题,分析了影响管道热效率的因素变化对蒸汽动力转换系统循环热效率和压水堆核电厂全厂热效率的影响。最后,以某990MW核电机组为例,通过计算分析了如主蒸汽管道疏水门泄漏蒸汽、厂用蒸汽、主蒸汽管道散热、蒸汽发生器排污等对管道热效率、蒸汽动力转换系统循环热效率及全厂热效率的影响。结果表明,上述因素变化均导致管道热效率降低和全厂热效率的降低,但不同因素变化对全厂热效率的影响机理却存在较大的差别。     

集成小型堆和可再生能源的超临界CO2循环发电系统

  [目的]  小型模块化压水堆(小型堆)核电站由于温度参数低,其发电效率不到30%,为了提高小型堆的核能利用效率,可将小型堆与可再生能源组合,并以先进的超临界CO₂循环作为热能转换为电能的装置。  [方法]  基于简单回热模式的超临界CO₂循环,并在此基础上增加一次间冷和一次再热,将小型堆与太阳能、生物质能热源集成为新型混合发电系统,对其发电效率进行了分析。  [结果]  结果表明:对于高压透平入口温度390 ℃的系统,发电效率34.13%,对于高压透平入口温度550 ℃的系统,发电效率41.22%。此外,对系统的安全性分析表明:CO₂本身是具备核安全属性的工质,并且超临界CO₂循环还可以作为反应堆的非能动余热排出系统,确保在严重事故工况下,反应堆持续排出衰变热。  [结论]  集成小型堆和可再生能源的超临界CO₂循环发电系统具备良好的发电效率和核安全性。     

防止汽轮机超速对抽汽逆止门逻辑的修改

汽轮机超速事故是对电厂中发电设备破坏性最大的事故,所以发电企业对汽轮机超速的事故都尤为关注。2011年我厂#1、2机组由于发电机保护动作信号出现,机组ETS保护动作,在调阅SOE(事故追忆时)发现各抽汽逆止门关闭时间过长。后来通过对4台机组抽汽逆止门逻辑的整改,使抽汽逆止门关闭时间大大缩短。     

百万千瓦级核电厂消防稳压装置研究

通过分析国内已建核电厂消防稳压装置存在的问题,研究和改进了百万千瓦级核电厂消防稳压装置的工艺控制流程、设备选型、气压储水罐计算等,有效解决了百万千万级核电厂初期消防储水量大的技术难题,降低了工程成本,增加了系统安全性,能够适用于安全可靠性要求非常严格的百万千万级核电厂消防系统。     

我国内陆核电选址决策思考及安全环境问题探讨

核能作为清洁绿色能源,是发展低碳经济的必然选择,在发展核电的同时更要重视其安全性;今后我国核电选址将是沿海、内陆并举,核电规划应符合总体国家安全,选址要与自然生态、城市规划和环境相协调,遵循审慎决策原则。厂址的安全性是保证核电厂安全运行的前提条件,随着厂址资源的日益稀缺,选址阶段需要关注的问题愈发复杂,除了考虑地质水文气象、水资源等自然条件,人口密度分布、大气水体弥散条件、公众参与和核事故应急响应等也是影响厂址成立的主要因素,需要做深入探讨。结合国情不断地完善我国的核安全法规标准体系和核监管体系,从而保证核电厂从选址、设计、建造、运行和退役整个过程都是安全可靠经济的。     

A method for estimation of recoverable heat from blowdown systems during steam generation

During the generation of steam, most water impurities are not evaporated with the steam and thus concentrate in the boiler water. The concentration of the impurities is usually regulated by the adjustment of the continuous blowdown valve, which controls the amount of water (and concentrated impurities) purged from the steam drum. Since a certain amount of continuous blowdown must be maintained for satisfactory boiler performance, a significant quantity of heat is removed from the boiler. It is necessary to provide a simple-to-use method to calculate the total amount of heat that is recoverable using this system. In the present work, a simple-to-use predictive tool, which is easier than existing approaches, less complicated with fewer computations and minimize the complex and time-consuming calculation steps, is formulated to arrive at an appropriate estimation of the percent of blowdown that is flashed to steam as a function of flash drum pressure and operating boiler drum pressure followed by the calculation of the amount of heat recoverable from the condensate. Since all of the heat in the flashed steam is recoverable, the total percent of heat recoverable from the flash tank and heat-exchanger system is calculated in the final step. Results show that the proposed predictive tool has a very good agreement with the reported data wherein the average absolute deviation percent was observed to be around 1.47%.