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为了减轻由于稳压器波动管热分层引起的热疲劳效应及降低安装难度,提出了在M310型压水堆稳压器中加大波动管与主回路夹角的布置改进方案.波动管的布置改进将引起反应堆厂房内部结构布置的改变,对地震响应产生影响.根据设计改进重建结构计算模型,进行抗震分析,并与旧模型的相应结果进行对比,探讨设计改进对反应堆厂房地震响应的影响,为改进方案的论证提供参考. 相似文献
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中国加速器驱动嬗变研究装置次临界反应堆概念设计 总被引:1,自引:1,他引:0
根据中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)的建设要求,完成了CiADS中次临界反应堆的概念设计。次临界反应堆为液态铅铋冷却快中子反应堆,采用半池式-半回路式的布置方式,通过主容器的中心管实现了与散裂靶在结构上的耦合。燃料组件及换料方式采用相对成熟的技术方案,设置了铅铋主冷却剂辅助系统,通过多种专设安全设施来保证反应堆的安全。CiADS次临界反应堆充分考虑了堆靶耦合界面的可实现性,利用了液态铅铋冷却剂良好的传热性,结合了池式堆冷却剂自然循环的特性及回路式堆冷却剂装量少的特性,具有良好的可行性、安全性、布置灵活性和技术扩展性。 相似文献
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秦山核电二期工程稳压器的自主设计与国产化 总被引:1,自引:0,他引:1
采用分析法进行稳压器的设计.为了减小热应力的危害,改善接头的受力状态,采取了降低热疲劳的措施.在RCC-M 1级锻件的基础上,又增加了砷、锡、锑、硼等有害元素的考核指标以及金相检验的要求.稳压器的支承设计采用下封头整体锻出的凸台与裙座支承筒对接焊连接.对波动接管及其热屏蔽套管的瞬态温度场分布、喷雾接管材料的疲劳性能和塑性累积变形,以及反应堆冷却剂系统特殊构件(包括波动接管)的瞬态传热特性进行了试验和分析研究,用流体力学软件FLUENT对构件的传热性能进行了数值计算,得到了良好的试验和计算结果. 相似文献
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IRIS(国际革新安全反应堆)是一种轻水冷却、电功率为335MW的堆型,由美国能源部核能研究组领导下的—个国际联盟进行设计。IRIS所特有的一体化反应堆容器,包容了所有的反应堆主冷却剂系统设备(包括反应堆堆芯、冷却剂泵、蒸汽发生器和稳压器)。这种一体化设计方案取消了大型冷却剂环路管道,消除了失冷事故(LOCA)以及分体式设备的压力容器及支撑。此外,IRIS被设计为长寿命堆芯,并提高安全性来满足美国能源部为第四代反应堆所确定的要求。Bechtel公司在西屋公司的咨询帮助下,对IRIS电站进行了布置研究,本文将对此设计努力的结果进行介绍。 相似文献
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压水堆核电站稳压器与一回路系统相连。在正常运行时,稳压器中大约有60%的下部空腔充满水,40%左右的上部空腔充满汽,以便补偿反应堆冷却剂的膨胀和收缩,维持反应堆一回路系统压力。在事故工况时,稳压器可以调节和限制一回路系统的压力波动,阻碍事故 相似文献
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稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析 总被引:1,自引:1,他引:0
在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备.其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分层导致的总体和局部载荷.热分层现象的反复出现增加了管道及接管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性.本文阐述了对波动管热分层实施温度测量的方案,及对测量结果的分析处理;建立分析热分层整体应力和局部应力,以及波动管疲劳分析的计算模型;确立合理且切实可行的波动管疲劳分析所需的分析瞬态.上述方法已在"300 MWe PWR NPP稳压器波动管热分层"课题研究得到鉴定,并在实际的寿命管理等工程项目中发挥了重要作用. 相似文献
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国产化1000MW级压水堆核电站(PWR-1000XL)是中国核动力研究设计院拟向国内用户推荐的计划在“十五”后期开始建造的核电站方案之一。PWR-1000XL的设计寿命60年,核蒸汽供应系统的主要设计特点是:采用Performanc^ 燃料组件,换料周期18个月:堆芯平均线功率密度165.2W/cm,堆芯热工裕量大于15%,堆顶结构一体化,设置RPV顶盖事故排气系统,无测温旁路系统;稳压器容积45m^3,选用△75型蒸汽发生器和100D型主泵;采用破前漏技术,设置可燃气体控制系统;采用数字化仪表和控制系统。 相似文献
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Yi-Hsiang Cheng Jong-Rong Wang Hao-Tzu Lin Chunkuan Shih 《Nuclear Engineering and Design》2009,239(11):2343-2348
The pressurizer plays an important role in controlling the pressure of the primary coolant system in pressurized water reactor (PWR) nuclear power plants. An accurate modeling of the pressurizer is needed to determine the pressure response of the primary coolant system, and thus to successfully simulate overall PWR nuclear power plant behavior during transients. The purpose of this study is to develop a pressurizer model, and to assess its pressure transients using the TRACE code version 5.0. The benchmark of the pressurizer model was performed by comparing the simulation results with those from the tests at the Maanshan nuclear power plant. Four start-up tests of the Maanshan nuclear power plant are collected and simulated: (1) turbine trip test from 100% power (Test PAT-50); (2) large-load reduction at 100% power (Test PAT-49); (3) net-load trip at 100% power (Test PAT-51); and (4) net-load trip at 50% power (Test PAT-21). The simulation results show that the predictions of the pressure response are in reasonable agreement with the power plant's start-up tests, and thus the pressurizer model built in this study is successfully verified and validated. 相似文献
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核电厂通过应急运行规程(EOP)来缓解蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,SGTR事故分析结果显示,在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统(RCS)降压后,安全注射(简称“安注”)流量大幅增加,导致稳压器水位大幅增加,可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故,使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高,确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化,提前切除一列安注,并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算,最终结果显示稳压器最高水位下降,减少了稳压器水位过高的风险,为后续核电厂规程的改进提供了依据。 相似文献
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In pressurized water reactor (PWR) nuclear power plants (NPPs) pressure control in the primary loops is fundamental for keeping the reactor in a safety condition and improve the generation process efficiency. The main component responsible for this task is the pressurizer. The pressurizer pressure control system (PPCS) utilizes heaters and spray valves to maintain the pressure within an operating band during steady state conditions, and limits the pressure changes during transient conditions. Relief and safety valves provide overpressure protection for the reactor coolant system (RCS) to ensure system integrity. Various protective reactor trips are generated if the system parameters exceed safe bounds. Historically, a proportional-integral-derivative (PID) controller is used in PWRs to keep the pressure in the set point, during those operation conditions. The purpose of this study is two-fold: first, to develop a pressurizer model based on artificial neural networks (ANNs); secondly, to develop fuzzy controllers for the PWR pressurizer modeled by the ANN and compare their performance with conventional ones. Data from a 2785 MWth Westinghouse 3-loop PWR simulator was used to test both the pressurizer ANN model and the fuzzy controllers. The simulation results show that the pressurizer ANN model responses agree reasonably well with those of the simulated power plant pressurizer, and that the fuzzy controllers have better performance compared with conventional ones. 相似文献
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AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统(PRHRS)热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱(IRWST)的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。 相似文献
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为研究AP型非能动核电厂全厂断电事故下的运行特性,利用大型非能动堆芯冷却系统整体试验(ACME)台架开展了试验研究,分析了主要的试验进程和关键参数的变化特点。研究结果表明:ACME台架全厂断电试验的事故序列及试验现象与已有分析一致,符合预期,试验再现了AP型非能动核电厂全厂断电的事故进程;在整个事故过程中,稳压器水位升高,但未发生满溢,非能动余热排出(PRHR)系统换热功率可与衰变功率达到平衡,堆芯余热可有效载出;堆芯补水箱(CMT)和安全壳内置换料水箱(IRWST)初始条件对非能动余热排出阶段的事故进程具有重要影响,在1列CMT投入失效或IRWST异常等不利初始条件下,模化后的非能动堆芯冷却系统(PXS)仍可满足事故验收准则。 相似文献
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本文较详细地介绍了秦山核电厂五个控制系统(堆功率控制系统、稳压器压力控制系统、稳压器液位控制系统、蒸汽发生器给水调节系统和主蒸汽旁路排放控制系统)的调试目的、调试条件、调试内容以及调试过程中应注意的要点。在30%额定功率运行时所作的全厂瞬态试验表明,五个控制系统基本上达到了电厂运行要求。但仍需作50%、75%和100%各额定功率的验证试验,以确保电站的安全、可靠运行。 相似文献