国内二代改进型核电机组应对双机组全厂断电事故的可行性分析

核电厂双机组共用问题是在日本福岛核事故后的重要经验反馈.而双机组同时发生全厂断电事故是国内二代改进型（M310）核电厂面临的重要共性问题之一.本文对M310型核电厂在发生全厂断电事故后的处理策略和用水压试验泵应对全厂断电事故的能力进行了分析,并对水压试验泵应对双机组同时发生全厂断电事故时存在的问题及可行的解决方案进行了讨论.     

新型蒸汽发生器综合性能实验研究

由于蒸汽发生器中流动及传热的复杂性,目前华龙一号ZH-65型蒸汽发生器不能完全通过理论计算进行设计,其性能是否满足设计要求必须通过开展相应的实验予以确认。本文利用中国核动力研究设计院的蒸汽发生器综合实验装置对新型蒸汽发生器开展综合性能实验研究,以验证ZH-65型蒸汽发生器二次侧自然循环性能和总体性能。通过稳态实验研究,获得了蒸汽发生器不同功率负荷下二次侧出口蒸汽压力、蒸汽产量、出口蒸汽湿度、循环倍率、给水组件阻力、汽水分离器压降等关键热工参数,全面验证了蒸汽发生器静态工作特性。本文还对蒸汽发生器瞬态工作特性进行了深入研究,获得了蒸汽发生器阶跃条件下的运行特性,获得的实验数据表明,华龙一号ZH-65型蒸汽发生器完全满足设计要求。     

基于全范围模拟机对压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

主蒸汽管道断裂事故叠加蒸汽发生器传热管破裂事故属于核电厂超设计基准事故。为研究国内M310系列机组对该种事故的处理能力,采用了以宁德核电厂1号机为原型的全范围模拟机对此次事故进程进行模拟,选择了放射性释放较为恶劣的蒸汽管道破口(MSLB)叠加100根蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,并应用了最新的SOP规程中的操纵员动作以缓解事故后果,分析了事故发生后一回路压力、蒸汽发生器压力、堆芯出口温度以及一次侧至二次侧破口流量的变化。分析结果表明了在核电厂自动动作和操纵员有效及时干预下,在一定情况下可以避免进入严重事故中,最终可以处于安全可控状态。     

直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性数值模拟

直流蒸汽发生器内二次侧流体被一次侧流体加热,其轴向热流密度分布与两侧流体运行参数密切相关。采用RELAP5/MOD4.0程序对直流蒸汽发生器的稳态与瞬态运行特性进行数值模拟研究,获取了直流蒸汽发生器热工参数的振荡特征,并进一步探究了一个周期内不同时刻的二次侧流体的质量流量、热流密度及管壁温度的瞬时轴向分布以及二次侧入口节流对流动振荡的影响。结果表明:对流加热工况下轴向热流分布主要取决于一次侧流体和二次侧流体之间的温差。当直流蒸汽发生器内发生密度波振荡时,一次侧出口温度及总加热功率均剧烈振荡。干涸点的位置大幅移动,且其附近的壁温强烈波动,可通过增大二次侧入口节流抑制流动振荡。      

蒸汽发生器二次侧两相流传热特性数值研究

以AP1000核电站蒸汽发生器为原型,建立蒸汽发生器二次侧"平均通道"模型,利用计算流体动力学软件ANSYS CFX,基于相界面模型对蒸汽发生器二次侧两相流流动和沸腾换热过程进行研究。结果表明:数值模拟计算方法能准确模拟蒸汽发生器二次侧汽液两相流沸腾和传热过程;满负荷运行时,流体由预热区经过泡核沸腾区过渡到稳定沸腾区,含汽率和传热系数沿流动方向逐渐增大,出口含汽率与该型号蒸汽发生器设计值符合较好,平均传热系数的模拟结果和JensLottes经验关联式的预测值基本一致。     

核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究北大核心CSCD

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。     

M310机组蒸汽发生器传热管泄漏率与监测报警阈值的匹配分析

蒸汽发生器排污水γ活度监测通道和蒸汽发生器中16N和总γ活度监测通道都属于PAMS辐射监测通道,并符合冗余及多样性的考虑,即采用不同的测量方法,分别监测蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏。本文通过分别计算现实工况和保守工况下,蒸汽发生器一二次侧不同泄漏率下的二回路核素浓度,研究两种监测通道之间的匹配关系,并给出了操作规程上的建议。     

AP1000机组二回路冲洗的分析

在对蒸汽发生器进水冲洗及水压试验时,进入蒸汽发生器的水质必须满足相应的要求,这就要求对凝结水系统、主给水系统进行有效的冲洗。文章介绍了AP1000核电机组在二回路冲洗过程中的准备工作、冲洗路径、冲洗过程中采用的冲洗方法;同时对二回路联合冲洗时的验收标准和冲洗后的保养进行说明;重点对二回路冲洗过程出现的问题进行了经验反馈,为后续机组的系统冲洗和调试工作具有一定的借鉴意义。     

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明,最佳参数可设置为:蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%;抽气速率为 20 L/min;蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa;系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。      

基于可视化实验台架的蒸汽发生器二次侧自然循环现象研究

对于传统压水堆核电站的蒸汽发生器,U型管热段热流密度大,冷段热流密度小,两侧不同的热流密度使得二次侧的热侧与冷侧的沸腾情况不一致,而真实的蒸汽发生器体型庞大,结构复杂,其内部真实的流动情况也不得而知。为弄清核电站蒸汽发生器二次侧的流动现象,搭建了单排非均匀加热管的可视化蒸汽发生器实验台架,并借助高速摄像机对其内部流动情况进行了拍摄,利用所拍摄的图像得到了相应位置气泡的横向流动速度。结果表明,在实验运行过程中,两侧不同的热流密度导致空泡份额差异很大,从而产生横向的自然循环流动现象,这一现象在二次侧流体流经U型弯管时,表现得更为剧烈。     

蒸汽发生器内二次侧水位对倒U型管内倒流特性的影响分析

在自然循环条件下,蒸汽发生器(SG)倒U型管内的流体流动会不稳定,可造成一部分倒U型管内流体处于倒流状态。基于Boussinesq假设,建立了与SG二次侧水位有关的倒U型管内流体一维守恒控制方程,采用线性微扰理论分析SG二次侧水位对倒U型管内倒流特性的影响,并采用RELAP5/MOD3.2程序进行了数值模拟。结果表明:在一定倒U型管进口条件下,SG二次侧水位的降低使倒U型管内流动的特征压降增大,特征流量减少,稳定性参数增加,相对于正常水位时更易不稳定,倒流更易发生,长管较短管更易发生倒流。     

Theoretical investigation on the steady-state natural circulation characteristics of a new type of pressurized water reactor

1 Introduction With respect to the inherent safety of nuclear re- actors, application of passive systems/components including natural circulation phenomena as the main mechanism is intended to simplify the safety-related systems and to improve their reliability, to reduce the effect of human errors and equipment failures, and to provide more time to enable the operators to prevent or mitigate serious accidents. Natural circulation is the main mode of heat removal for removing decay heat from t…     

A theoretical model for the calculation of large transients in nuclear natural-circulation U-tube steam generators (Digital code UTSG)

A newly developed nonlinear transient model for the calculation of the dynamic behaviour of a vertical natural-circulation U-tube steam generator together with its steam removal system is presented. The steam generator is considered to consist of a heat exchange section, a top plenum, a downcomer region and a steam removal system with a sequence of relief and/or safety valves, isolation, bypass, turbine-trip and turbine-control valves and a steam turbine. Possible perturbations from outside can be: inlet water temperature, inlet water mass flow and system pressure on the primary side, feed water temperature, feed water mass flow and outlet steam mass flow disturbed by actions of the different valves within the steam removal system on the secondary side. Based on this theoretical model the digital code UTSG has been established. Post-calculations of start-up tests at a PWR nuclear power plant simulating perturbations both on the primary and secondary side of the steam generator and similar calculations for the corresponding ATWS-cases will show the efficiency of the code UTSG and the underlying theoretical model.     

蒸汽发生器运行极限计算

为了确保蒸汽发生器运行的安全与可靠,需要计算确定其运行极限。确定运行极限需考虑的主要因素有一次侧与二次侧压力差、出口湿蒸汽含量、管系振动。如果将蒸汽发生器运行时的一次侧平均温度或二次侧饱和压力标识在运行极限图上,就可以直观判断蒸汽发生器的运行是否安全,预判运行可能产生的问题。     

压水堆蒸汽发生器一、二次侧稳态流场耦合分析

蒸汽发生器（SG）在运行过程中主要面临流致振动所导致的传热管破裂事故,而流致振动分析需以SG内的三维两相流场作为输入条件。采用多孔介质模型,对SG二次侧流场进行求解,同时耦合一、二次侧换热,获得SG二次侧速度场、温度场、压力场及流动含气率分布,并获得传热管一维的一、二次侧流体温度和换热系数及传热管温度分布。由于一次侧向二次侧释热极不均匀,SG内流场分布及汽水分离器内的含气率分布极不均匀;汽水分离器内的最大、最小含气率分别为0.62和0.05,该参数可为汽水分离器负载设计提供依据。通过计算还获得弯管区速度分布,该分布可为传热管的流致振动磨损评估提供输入条件。     

核电站蒸汽发生器降质预防和在役检查

介绍了法国核电站蒸汽发生器在运行初期所发生的传热管降质现象,重点论述了大亚湾核电站１ 号机组蒸汽发生器对降质预防所采取的措施和在役检查,包括二回路水化学监控、泄漏率监测、传热管涡流检验、二次侧的机械清洗、清洁度检查和外来物取出等。实践证明,采取了上述降质预防措施和在役检查,对核电站的安全运行起到了重要作用     

蒸汽发生器U型管低含气率两相倒流现象研究

针对立式倒U型管自然循环蒸汽发生器传热管内的两相倒流现象,基于均相流模型,建立了U型管内低含气率两相流动传热理论模型,给出了U型管的进出口压降-质量流量曲线,分析了U型管内出现两相倒流现象的机理,研究了二次侧流体温度和入口含气率对倒流现象的影响规律,并与单相倒流进行了对比。利用RELAP5/MOD 3.3程序对相同条件下的倒流问题进行了计算。研究表明,提高蒸汽发生器二次侧工作压力可减少倒流,两相流入口含气率越高,倒流越易发生,两相流较单相流在U型管内更易倒流。     

运行条件对蒸汽发生器热工参数影响的仿真研究

以减轻蒸汽发生器破管事故及考察核电站电力升级为目的,参考大亚湾核电站蒸汽发生器的运行参数,基于分布参数法建立了核动力蒸汽发生器一维数学模型,开发了基于MATLAB的动态仿真程序,进行了改变运行条件时蒸汽发生器热工参数仿真计算。计算结果表明:与满负荷正常运行条件相比,在降低二回路运行温度或增加二回路流量时,二回路预热段变短,出口焓大幅升高;质量含汽率在降低温度时提高54%,增加流量时提高28%;一、二回路及管壁整体温度降低;一回路和内壁温降增大。该计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为缓解U形管恶化及提升电力的相关操作提供一定理论依据。     

CPR1000蒸汽发生器二次侧三维稳态热工水力分析

采用三维稳态分析软件GENEPI,对CPR1000蒸汽发生器二次侧管束区进行了热工水力计算,利用多孔介质及局部阻力系数来表征传热管及各几何部件的复杂结构和压降影响,得到了二次侧管束区流场、温度场等的分布情况。计算结果表明:管束区最大干度为0.3;将典型传热管的动能数据提供给流致振动软件进行计算分析,结果显示在本工况下,传热管的流致振动在可接受范围内;对管板附近的流场及温度场进行分析,预测了此模型及工况下的泥渣沉积区域,为排污管的设计提供了输入数据。计算结果验证了CPR1000蒸汽发生器二次侧管束区设计的合理性。