核电厂主管道窄间隙自动焊技术的应用

压水堆核电站主回路主管道是超低碳奥氏体不锈钢大厚壁管道,在高温、高辐射的环境下服役,对焊接质量要求极高。因此核电站主回路主管道的焊接施工是核电站建设过程的关键控制项目。本文根据核电站主管道自动焊现场实际情况,详细介绍主管道窄间隙自动焊现场安装过程中施工工序、质量控制措施、技术要点等方面内容。为核电站主管道窄间隙自动焊施工提供借鉴。     

压水堆核电厂主管道窄间隙自动焊焊丝研究

根据窄间隙自动焊工艺及主管道母材特点,在ER316L焊材基础上研究与主管道自动焊技术相匹配的专用焊材。通过模拟焊接试验和热裂纹试验验证了自动焊焊材的稳定性、可焊性,并对其焊缝疲劳寿命进行试验。研究结果证明新开发的自动焊焊材与主管道窄间隙自动焊工艺相匹配,焊缝接头综合性能良好。     

4D模拟在核岛主回路设备安装中的应用

为了降低台山核电核岛主回路设备"空中翻转"及"倾斜就位"全新施工工艺首次应用中的潜在风险,探索出一种核岛主回路设备安装模拟方法,实现了对主回路设备安装的动态模拟、施工工艺验证,以及设备与土建结构的碰撞检查和间距量化,并成功应用于1号机组压力容器及稳压器等核岛主回路设备安装。     

公司核电站主回路管道窄间隙TIG自动焊工程应用工作正式启动

9月17日上午,中国核电工程有限公司李晓明总经理、邢继副总经理专程赴燕郊中国核工业第二三建设公司核工业工程技术研究设计院,与二三建设公司董玉川总经理洽商双方核电站主回路管道窄间     

主泵惰转特性分析与设计方法研究

考虑主回路流体惯性和主泵转动惯量的综合作用,对主泵惰转瞬态的转速、流量计算方法进行研究。经验证,相比忽略回路影响的传统方法,考虑回路流体惯性影响后得到的计算惰转流量更接近试验测量数据。在惰转转速和流量计算方法研究基础上,提出了考虑回路流体惯性影响的惰转特性设计方法,可在不影响核安全前提下适当增加主泵转动惯量设计的灵活度。采用扣除电气损耗的机组效率作为输入参数,本文使用的惰转计算与设计方法也适用于无轴封主泵。     

压水堆主回路裂变产物源项计算程序开发

为了开发拥有自主知识产权的核电厂主回路源项计算程序,对裂变产物的生成、释放和迁移等各个过程进行深入研究,建立和完善各个过程的计算模型,形成了一套完整的压水堆主回路裂变产物源项计算方法,在此基础上开发了主回路裂变产物源项计算程序,并进行了初步验证。     

一回路主循环钠泵研发

正600 MW示范快堆一回路主循环钠泵研发先后完成了技术设计第一、第二阶段的技术设计和工程样机的设计,整机和部件的研发进入试验验证阶段,具体如下。1)一回路主循环钠泵集成完成技术设计第一阶段、技术设计第二阶段设计和工程样机详细设计工作,并通过评审。确定了工程样机主轴材料选型方案、通风散热试验设计方案等单项试验验证方案。完成泵稳态工况下的性能分析,包括温度场分析计算、固有频率分析、转子动力学分析。原型样机试验验证完成了水回路试验,钠介质试验装置正在试验台架上进行     

压水堆核电厂主给水管道水锤计算及分析

核电厂二回路主给水系统是保证蒸汽发生器冷却的重要系统,同时也是水锤频发的管段,研究水锤对主给水系统的规律对于系统稳定运行具有重要意义。文章以主给水系统作为研究对象,通过Flowmaster软件的瞬态计算功能,建立给水泵、控制阀门等边界条件下的数学模型,计算阀门、泵关闭时产生的水锤压力,并且导出压力等参数的瞬时变化解。结论验证了Flowmaster瞬态计算功能计算水锤的可行性,结合工程实例说明,增加给水控制阀、给水泵关闭时间能有效控制水锤,改变给水泵、给水控制阀关闭触发信号间隔能缓解水力冲击,以及管径等因素对水锤的影响,对于实际工程中的设计和系统优化具有一定指导作用。     

强迫循环向自然循环过渡的比例分析研究

整体性热工水力学试验是验证压水堆核电站安全性的核心技术,针对反应堆主回路循环特性的比例分析是指导整体性试验台架设计的理论依据。基于两相漂移流模型建立反应堆主回路强迫循环和自然循环的控制方程组。应用初始条件对方程无量纲化,得出整体性试验台架模拟原型电站主回路强迫循环向自然循环过渡的相似准则,提出能够模拟原型电站主泵惰转并满足循环过渡相似性要求的试验方法。     

RELAP5—3D程序对RBMK-1500反应堆的模型验证

鉴于堆芯中子响应对RBMK．1500反应堆的重要作用，通过对伊格那林核电站（Ignalina nuclear power plant，INPP）中RBMK-1500反应堆特定瞬态的模拟，验证了RELAP5-3D程序对RBMK．1500的有效性。本文开发了一个适用于RBMK-1500的RELAP5-3D最佳估算模型，其计算结果与INPP的测量数据基本匹配。此外，基于RELAP5-3D最佳估算模型对单独主循环回路预测的热工水力参数和物理过程与RBMK-1500主回路发生的实际过程吻合良好，且计算得出的反应性和堆芯瞬态总功率与电厂的测量值也非常一致，这表明了该程序准确地模拟了堆芯中子响应过程。通过对RELAP5-3D模型的验证表明，该程序可以成功地运用于未来的RBMK-1500安全性计算。     

核电厂主管道现场窄间隙TIG自动焊组对精度的定量分析

核电厂主管道现场焊接采用的窄间隙钨极惰性气体保护电弧焊(TIG)自动焊对组对精度的要求比较高。本研究建立了一回路组对三维几何模型,并在此基础上定量分析主设备制造尺寸、安装尺寸对组对精度的影响,甄别出需要控制的关键因素。根据分析结果对施工方案提出了建议。     

基于动态差分法的压水堆一回路放射性核素浓度分析

本文通过分析一回路冷却剂在堆芯辐照区、非辐照区、稳压器及化容控制系统中的流动特性,建立核素浓度的动态差分数学模型,模型特征参数可根据实际操作情况进行调整,将每次取水测量值对数学模型计算初始值进行修正,以准确地反映核素浓度变化情况。应用所建立的动态差分数学模型针对某一典型压水堆的实际运行工况进行计算,并将计算结果与Profip5程序计算值进行对比,验证了所建立的数学模型的准确性。然后,对压水堆一回路放射性核素浓度进行计算分析,得到一回路冷却剂核素浓度和辅助系统中核素平衡浓度,以及各系统核素浓度随时间的变化规律和停堆时一回路核素的浓度变化规律。结果表明,所建立的动态差分数学模型冷却剂核素计算值与Profip5计算值相差不大,化容控制系统对一回路放射性核素的净化率与国家标准中提供的净化率相吻合,方程组可用于压水堆不同工况下冷却剂核素浓度计算,在燃料破损监测时,对分析破损发生的时间、预估破损后冷却剂核素浓度峰值、计算破口所在燃耗区域及大小均有重要意义。     

多用途流固耦合结构动力学计算程序研究

结合Eulerian流体弹塑性计算方法和Lagrangian结构动力学计算方法的特点,自主提出了一种比较通用的Euler-Lagrange流固耦合数值模拟计算技术,并编制形成了一套包含多种材料模型、状态方程及加载方式的多用途流固耦合计算分析程序。测试算例表明,自主开发的流固耦合算法使得流固间的相互作用可以更好地被监控、评价,从而可以更好地分析流场传递到结构中的载荷作用及流固相互作用过程。同时可为核工程中的爆炸、冲击载荷下结构安全性评价提供了一个较好的分析平台,也可为相关多物理场耦合计算技术的开发提供基础平台。      

硫化钴共沉淀法分析核电厂周边海水中去钾总β活度

为简单、快速、高效评估核电厂运行对周边海洋环境的影响,本文建立了硫化钴共沉淀法快速分析海水中去钾总β活度。通过研究恒温温度、溶液初始pH值和恒温时间对Ag、Fe、Co和Sb富集率的影响,确定了冷却后上清液pH值是影响核素富集率的关键因素。通过研究正比计数器对60Co和137Cs的探测效率,确定采用60Co作为去钾总β方法的效率刻度校准源。采用本文所建立方法分析3?0 L海水样品,结果显示,方法的探测限为0?005 7 Bq/L。实际海水中去钾总β活度浓度的分析结果显示,其范围为0?083?0?113 Bq/L。加标验证实验结果表明,测量值与加标值的最大相对偏差为-8?33%,证实了本方法的准确性。     

放射性环境下的有机废液提取分离装置研制及工程应用

从放射性有机废液的特点和工程处理的相关要求,分析了影响有机废液提取分离的关键因素。结合现场实际,通过技术调研,研制了有机废液提取分离装置,经冷热试验和工程应用,采用该装置提取分离有机废液是安全有效的,可为工程实施提供技术支持。     

一种阀门排放分析验证方法的研究

以稳压器快速卸压截止阀为例,研究一种饱和蒸汽下阀门排放量的分析验证方法。将小开度、低压差下的阀门排放试验数值与理论计算数值对比,表明偏差在可接受范围内;将此试验数值带入推导公式,得到全开度、全压差下的阀门排放量;与ANSYS分析的全开度下排放量对比,发现实际推导排量与理论计算排量偏差为2.73%。研究结果表明,在试验能力不足情况下,可以采用小开度低压差的排放试验结合理论推导的方式分析阀门饱和蒸汽下的排量。      

Technological parameters of fine tube-sheet joints brazed by scanning electron beam heat

The present paper proposes the vacuum scanning EB brazing (SEBB) technology. Investigation on SEBB processing features of stainless steel tube-sheet structure was performed, the effect of SEBB technological factors (EB current, heating time, scanning area, EB current rising slope, filler metal mass preset, joint fit-up gap) on the brazed joints quality was analyzed, and the resulting optimal parameters array is presented in the paper.     

海水泵泵轴腐蚀原因分析及对策

通过浸泡试验和电化学试验对泵轴材料3Cr13的耐蚀性进行了研究。结果表明,3Cr13、镀铬层在海水中不耐局部腐蚀;且3Cr13的自腐蚀电位比其他海水泵部件低,易受电偶腐蚀。综合分析认为导致4号海水泵泵轴腐蚀的根本原因在于泵轴材料3Cr13在海水中不耐局部腐蚀,并在装配间隙、电偶效应等条件的驱动以及泥沙的磨损作用下,发生缝隙腐蚀、电偶腐蚀和磨损腐蚀,加速了泵轴基体的腐蚀进程,从而导致泵轴因腐蚀而失效。建议改进密封和选用耐蚀性更好的替换材料。     

辅助给水系统泵综合性能试验的理论计算与建模分析

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）辅助给水系统（ASG）泵综合性能试验结果不满足监督要求时,需要对管路系统中的节流元件进行调整。简要介绍该试验中节流元件的调整原理,通过工程流体力学理论计算与计算流体动力学（CFD）建模分析得到节流元件的调整结果。通过2种分析方法的对比可以发现理论计算结果与建模分析结果具有较好的一致性。根据理论计算与建模分析方法各自的特点,在工程中可以根据实际需要选择最为简便的方法。      

秦山核电厂反应堆保护系统及其相关设备数字化改造规划和实施策略

秦山核电厂采用数字化技术改造了基于模拟技术的反应堆保护系统。与此同时,采用同一数字化安全仪控平台对堆外核测系统进行了改造。文章结合该厂原有系统的历史和现状,在广泛了解目前国际上数字化安全仪控平台的发展状况、国外核电厂在该领域的应用现状的基础上制定适合秦山核电厂工程实际的改造规划和"以我为主,中外合作,充分利用国内技术力量"的实施策略。分析了影响和制约在役核电厂反应堆保护系统及其相关设备改造的主要因素,并对可实施性作总体评估,以了解改造过程中所面临的问题和困难,预先准备相应对策,确保技术改造目标的实现。