CPR1000机组在大破口失水事故工况下低压安注裕量分析

CPR1000核电机组是基于法国M310机组增加了12项重大改进后的堆型,也是目前国内在运机组中占比最多的堆型,其系统裕量反映了系统实际能力相比法律法规、设计要求和设计基准的保守程度,是机组安全稳定运行的前提。本文以安全注入系统(RIS)为例,利用一维热工水力计算平台建立了系统的仿真模型,并采纳机组调试和运行试验数据作为校核依据,提取上游反应堆安全分析数据作为设计要求,完成了系统在大破口失水事故(LBLOCA)下的裕量分析,为系统相关的安全评估、设备管理、工程改造等工作提供重要依据。     

利用节流孔板降低VVER低压安注泵振动

通过对田湾核电站3号机组调试过程中低压安注泵自由端振动高的原因分析和泵循环管线上节流孔板数量和孔径的计算优化,解决了低压安注泵体及其相关管线的振动问题,为后续核电机组低压安注系统管系设计提供重要的经验反馈和参考。     

CPR1000安注系统高压节流孔板计算研究

从节流孔板管道的基本原理入手,依托岭澳核电站4号机组安全注入系统调试得到的流量试验数据,通过流体力学计算得出节流孔板尺寸的理论结果,该结果与实际安装数据差距不大。本研究为中国改进型三环路压水堆(CPR1000)安全注入系统高压节流孔板尺寸计算提供了可行的方法。     

CPR1000机组100D型主泵振动故障诊断

CPR1000机组各运行模式下100D型主泵的振动现象表明,当处于蒸汽发生器冷却正常停堆或余热排出冷却正常停堆工况时,主泵电动机的瓦振幅值往往存在大范围冲击波动甚至触发振动高报警的现象。根据机械振动原理综合分析电动机瓦振、主泵轴位移信号的频域和时域特征,诊断振幅波动受某7~9Hz的低频随机振动影响;通过分析堆内构件振动噪声监测系统采集的信号判断该低频振动对应一回路主冷却剂流动过程中诱发的堆芯吊篮梁式振动。根据流体诱发振动理论分析了影响主泵电动机振动波动的主要因素,并通过主泵历史运行记录进行了验证。系统性提出优化CPR1000机组运行策略缓解主泵电动机振动波动的建议,为主泵安全稳定运行提供参考。      

AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究

本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。     

CPR1000核电机组主泵动平衡的一次加准方法研究及应用

受核电站一回路复杂运行工况的影响,一回路冷却剂泵(下称"主泵")经常发生振动高的问题,现场动平衡是解决主泵振动问题的重要手段,也是影响和制约核电站机组启动上行的关键因素之一.通过对大量同类型主泵动平衡数据的总结,提出了主泵动平衡的一次加准方法.该方法给出了 CPR1000机组主泵动平衡中加重质量、加重角度和残余振动的计...     

非能动AP1000安注箱的密封设计

泄漏引起的容器失效是承压设备行业最大的安全隐患,而设备密封设计的好坏是避免发生泄漏的首要因素。文章首先对AP1000安注箱的密封结构和设计特点进行介绍,然后使用规范设计与基于最大允许泄漏率的紧密性的联合设计方法,来验证AP1000安注箱的密封设计,但产品的实际密封性能还需试验考核验证。     

AP1000安注箱出口管线流阻试验的程序可行性分析

采用迭代法计算先进非能动压水堆AP1000安注箱(ACC)出口管线流阻试验期间,随着出口电动阀的逐渐打开,安注箱液位、安注流量的变化。评估选用的试验初始工况能否保证管线上的止回阀充分打开、阀门全开后是否有足够长的有效数据测量时间等。结果表明,选用的工况能够保证测得的数据有效,可用于计算实际流阻。     

核电厂中压安注泵功能性试验后异常磨损原因分析

某核电厂设备采购制造期间,中压安注泵进行功能性试验后拆解发现叶轮密封环和轴套异常磨损问题,通过对设计、制造、装配、试验等过程进行全面排查后发现装配工序中静挠度测量方法错误,针对静挠度测量问题进行分析,并提出相应后续关注点。     

核电厂高压安注系统再循环管线节流孔板的分析与改进

某在役运行VVER核电厂高压安注系统（JND）在进行小流量再循环试验时发现再循环流量出现异常波动,导致试验不合格。经过分析认为再循环管线节流孔板发生空化是导致流量波动的主要原因。本文通过相关理论和软件,主要介绍了对再循环节流孔板进行改进设计计算的过程,包括孔板流量、压差、级数、孔径和厚度等参数的计算,重点讨论了如何控制多级孔板的压降以避免孔板发生空化。该项改进已在核电厂中得到实施,实施后再循环流量波动问题得到了明显改善。     

大破口失水事故低压安注排热和防止硼结晶分析

针对核电站额定运行工况下发生冷段大破口失水事故进行了分析。分析结果表明，低压安注系统在冷段注入再循环和在冷、热段同时注入再循环时能保证堆芯冷却，并防止硼酸结晶。     

AP1000小破口事故下非能动氮气安注箱的瞬态特性研究

根据AP1000非能动氮气安全注入水箱的结构和工作原理建立了热工水力模型并开发了计算分析程序TACAP。利用TACAP计算得到了AP1000非能动氮气安全注入水箱在两种小破口失水事故（包括25.4 cm等效直径冷管破口和5.08 cm等效直径冷管破口）下的瞬态特性,得到了箱内水位及注入流量等关键参数的瞬态变化。计算结果表明：安注箱在小破口失水事故后能提供高效的安全注入,对一回路快速地进行冷却和降压,有效地缓解事故后果。TACAP计算结果与西屋公司NOTRUMP程序计算结果基本一致,表明了TACAP程序的适用性和正确性。     

AP1000安注箱球壳压制成形的厚度超差分析

文章通过对成形后壳体厚度数据的分析,找出了压制成形后的壳体厚度变化分布规律。基于核安全和经济性两方面,分别从设计、制造的角度,分析了AP1000安注箱复合板球壳压制成形厚度超差的原因;还介绍了厚度超差对安注箱安全性影响的评价方法,提出了防止超差可采取的技术措施：一方面,可通过试验和模拟计算,优化成形工艺;另一方面,可在设计计算中,优选出壳体名义厚度。     

CPR1000放射性废气处理系统改进的可行性分析

介绍了中国改进型三环路压水堆(CPR1000)放射性废气处理系统的工艺流程,并与第三代核电技术放射性废气处理工艺进行了比较,对当前CPR1000放射性废气处理系统提出了改造设想。经初步分析,认为对CPR1000放射性废气处理系统改造具有可行性,其技术方案在后续核电厂设计改进或在役核电厂改造中也具有很大的应用潜力。     

CPR1000核电厂SEC系统改进项的T3试验方案分析与应用

结合某核电厂重要厂用水（S EC ）系统设计改进的工程应用情况,从工艺系统的角度,介绍了系统T3定期试验的定义、分类、试验内容和试验方案,对CPR1000核电厂SEC系统设计改进和系统 T3定期试验方案的制定有指导意义。     

冷热段同是安注时的大破口失水事故分析

大破口失水事故时，安注系统从冷段注入的大量冷却剂从压力索和吊篮之间的环形通道经破口流入安全壳，只有少量的冷却剂注入堆芯。如果把安注５系统同时安装在冷段和热段同时进行安注，热段上的安注系统注入的冷却剂带走了上腔室的上腔室和堆芯内的热量，使上腔室的压力低于下腔朋冷段注入的冷却剂较容易流入堆芯。     

安全相关泵组小流量定期试验验收准则的改进研究

针对压水堆机组安全相关泵组小流量定期试验时泵较长时间运行的问题,分析安全相关泵组小流量定期试验设计原理和稳定时间判据的选择,指出目前稳定时间判据存在的问题;参照ASME-OM标准和机组运行实践,提出该定期试验的解决方法和改进方案。以CPR1000机组ASG电动辅助给水泵小流量定期试验为例,给出改进方法和方案。本文的研究对于改进定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。     

CPR1000反应堆压力容器制造无损检验与役前检查不一致的问题分析

重点分析RCC-M和RSE-M规范的无损检验要求,梳理出中国改进型三环路压水堆(CPR1000)反应堆压力容器(RPV)制造无损检验与役前检查要求的差异项。对差异项开展分析研究,从检验范围、扫查方向、记录水平、显示尺寸测量和评价标准等方面提出针对性的技术改进方案,尽可能解决由于制造和役前检查技术差异而产生检验结果不一致的工程问题。     

华龙一号核电机组中压安注泵关闭扬程降低的PSA分析及设计优化

通过概率安全分析（PSA）发现,在华龙一号核电机组设计过程中,中压安注泵关闭扬程的降低虽然有利于满足蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的验收准则,但造成丧失直流电事故的堆芯损坏频率（CDF）上升。对此针对性地提出了在事故处理规程中增加快速卸压阀用于充-排的优化方案。将该方案应用于华龙一号核电机组,PSA结果表明,丧失直流电事故的CDF由2.4×10-8 （堆? 年）-1下降至2.2×10-9 （堆?年）-1。因此,本文提出的优化方案有效降低了机组风险。      

AP1000与EPR堆芯中子注量率测量系统的差异性比较和分析

堆芯中子注量率测量系统是核电站监测系统的一个重要组成部分。它主要测量反应堆堆芯的中子注量率分布,监测堆芯功率畸变,积累燃耗数据,对核电站的安全运行及经济性起到重要作用。论文简单介绍了AP1000和EPR堆芯中子注量率测量系统的组成和特点,分析比较了两者之间的差异性。