核电厂蒸汽发生器运行中的安全问题

介绍了核电厂蒸汽发生器所发生的传热管降质现象。论述了预防传热管降质的各项措施和在役检查。包括二回路水化学监控、泄漏率监测、二次侧清洗、传热管涡流检验和目视检查等。     

压水堆核电站蒸汽发生器传热管的检修

文中着重介绍了压水堆核电站蒸汽发生器传热管检修中采用的机械堵管、取管和衬管技术,并对镀镍法和管子部分更换法作了介绍。     

蒸汽发生器传热管裂纹扩展性质的确定

本文应用金相、TEM、SEM 和 EDAX 对蒸汽发生器1Cr18Ni9Ti 不锈钢传热管的裂纹及断口进行了分析.管束裂纹的性质属腐蚀疲劳。并指出在裂纹扩展过程中,当裂纹发展到使 K_1≥K_(1scc)时,裂纹扩展方式会由腐蚀疲劳转变为应力腐蚀.     

苏联的压水堆蒸汽发生器

本文仅从设计角度出发,摘要介绍苏联压水堆蒸汽发生器的结构、选材和水化学制度等方面的问题。     

蒸汽发生器传热管可靠性的贝叶斯分析

１９８７～１９９１年世界压水堆核电站蒸汽发生器传热管因各种原因所起的堵管数据；运用贝叶斯统计理论对蒸汽发生器寿命进行了可靠性分析，贝叶斯方法是个人信念，经验，统计数据和抽样信息的综合，因而显得比传统统计法更价值，文中估算结果的合理性表明了这一点。     

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。     

蒸汽发生器存在的主要问题与对策

蒸汽发生器的可靠性对核电厂的安全，可靠性和经济效益有重大影响。国外ＳＧ上前存在的主要问题是传热管遭受二次侧晶腐蚀与晶间应力腐蚀，一次侧应力腐蚀和微振磨损。致使其可靠性较低。文中分析了传热管破损的主要原因，提出了国内新ＳＧ设计应采取的对策。     

蒸汽发生器传热管的降质及对其完整性的评估

蒸汽发生器传热管是反应堆冷却剂压力边界的主要组成部分，这就意味着必须保持传热管的完整性。然而，运行经验表明，蒸汽发生器传热管会出现各种降质。这些降质可能会导致管子的泄漏或破裂，使反应堆冷却剂丧失，并提供了直接通向二回路和释放到环境中去的途径。本文将介绍几种已知的传热管降质，传热管完整性性能准则．并对蒸汽发生器传热管完整性进行评估。     

不同运行工况下蒸汽发生器热工水力稳态特性数值研究

基于相似模化理论建立了蒸汽发生器一、二回路流体及传热管流 固耦合传热的单元管三维物理模型,对大亚湾核电厂蒸汽发生器不同工况下的热工水力稳态特性进行了数值模拟研究。采用热相变模型描述二回路汽液两相流动与换热、流-固耦合模型描述一回路冷却剂借助U型管与二回路流体换热。数值计算结果表明：满负荷运行时,传热管内壁温度变化趋势与一次侧流体基本一致,外壁温度与二次侧流体温度变化趋势相同;截面平均含汽率沿传热管高度的升高呈上升趋势,出口质量含汽率与大亚湾核电厂实际运行参数相符;随负荷降低一回路出口温度基本不变,二回路出口温度升高,质量含汽率及传热系数下降,平均传热系数与Rohsenow经验关联式的计算结果基本吻合。     

Experimental and Operational Verification of the HTR-10 Once-Through Steam Generator (SG)

In January 2003, the 10MW High-temperature Gas-cooled Reactor (HTR-10) reached its full power for continuous operation of seventy-two hours in the Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University. The reactor was operated smoothly at the designated parameters. The once-through steam generator (SG) is one of key equipments of the HTR-10 reactor. The SG includes 30 modular heating helical tube assemblies. Design of the SG includes hydraulics, heat transfer and stability designs. Based on the design requirement, it is necessary to ensure sufficient heat removal from the reactor in order to maintain stable operation. In order to confirm the thermal hydraulic reliability of the SG, a series of experiments had been carried out. The purpose of this paper is to introduce the design features and experimental verification of HTR-10 SG, and the research results of small bending radius helical coil-pipe used in HTR-10, for example, the heat transfer coefficient of water, superheat steam and the two phase flow in the helical tube, the heat transfer coefficient of the He flow across the helical tube, and the centrifugal force effect on the heat transfer for the helical tube. In the paper, some operational experimental data of the HTR-10 SG have been presented.     

ACME台架蒸汽发生器传热特性数值模拟

以ACME台架的蒸汽发生器（SG）为研究对象,SG二次侧选用两流体模型,采用计算流体力学软件CFX对ACME台架的SG进行了整体直接模拟。针对稳定试验工况进行了计算,得到了SG一、二次侧的温度分布,二次侧空泡份额分布及传热管的壁温等参数沿U型管高度方向的变化,获得了二次侧较详细的流动和传热特性。计算结果表明,从第2道折流板开始,折流板底部已积聚了部分气泡,随高度的增加,折流板底部积聚的气泡越多,在弯管区附近及以上区域,已全部变为蒸汽。本文计算结果与试验结果符合较好。     

中国实验快堆蒸汽发生器启动工况研究

中国实验快堆蒸汽发生器为直流式,启动方式与压水堆核电厂的有较大区别,启动过程较为复杂。本文对中国实验快堆蒸汽发生器启动工况进行了研究,并将运行参数与理论设计参数进行了比较。结果表明,运行参数理论计算值与试验值基本吻合。提出了蒸汽发生器启动运行的优化方案,以指导运行人员操作,有效地保障了中国实验快堆功率运行试验的开展。     

小型模块式反应堆螺旋管蒸汽发生器设计和热工水力分析

近年来,国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速,我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆,设计一种螺旋管式蒸汽发生器,共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中,每个组件含5层、25根螺旋管,整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数,分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化,并给出了螺旋管内流体的动力特性曲线。     

Numerical Simulation on Heat Transfer Characteristic of Steam Generator of ACME Facility

Taking the steam generator (SG) of the ACME facility as the study object, two-fluid model was chosen for the secondary side of the SG and a direct simulation was made on the whole SG of the ACME facility with the CFD software CFX. The stable test conditions were calculated. The primary side and secondary side temperature distribution of SG, the secondary side void fraction distribution and the wall temperature of heat transfer tube were obtained. The secondary side detailed flow and heat transfer characteristics were arrived. The results show that bubbles begin to accumulate from the second baffle and bubble amount increases as the tube is higher. Near the bend area and above, they all become steam. The calculated results are all in accordance with the experimental results.     

传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性的影响

以大亚湾核电站蒸汽发生器为研究对象,建立了基于漂移流理论的蒸汽发生器一维动态数学模型及传热管泄漏模型,并进行了蒸汽发生器不同工况下的稳态仿真。在验证所建立漂移流模型和传热管泄漏模型的基础上,研究了不同工况下传热管泄漏位置及泄漏流量对蒸汽发生器关键参数的影响。研究结果表明,所建立的漂移流模型和传热管泄漏模型能准确反映不同泄漏情况下蒸汽发生器质量含汽率及蒸汽压力等关键参数的变化规律,泄漏发生在热端沸腾段入口处时各参数变化最显著,泄漏量为冷却剂流量的5%时出口质量含汽率由0.261降到0.163。基于漂移流理论传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性影响的成功预测,为蒸汽发生器传热管泄漏事故的监测与防范措施的制定提供一定参考。     

直流蒸汽发生器动态特性与小破口故障仿真研究

以B&W直流蒸汽发生器为对象,基于过程仿真软件(APROS)支撑平台中的基本模块,建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型。对模型进行变工况下的稳态和动态仿真,由结果可知,一次侧入口焓值与二次侧出口压力对稳态特性影响最大,一次侧入口温度对动态特性影响最大。进一步研究直流蒸汽发生器发生换热管破裂事故时,破口位置和破裂程度对其运行特性的影响。结果表明,破口发生位置接近一次侧入口时,对直流蒸汽发生器运行影响最大;换热管破裂对直流蒸汽发生器运行特性的影响随着破裂程度的增加而增大。