EPR蒸汽发生器在役检查

核电厂蒸汽发生器长期运行在高温、高压、高放射性的环境下,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蒸汽发生器的完整性。介绍了EPR核电机组蒸汽发生器的结构特点和技术参数;分析了对EPR蒸汽发生器进行在役检查的重点和难点,并且结合RSEM2010规范以及国内其他核电站蒸汽发生器的运行经验,给出了EPR蒸汽发生器的检查方法、检查周期、检查部位以及主要的检查项目,可供核电在役检查人员参考。     

锈蚀样件在动态钠回路中的实验研究

中国实验快堆的蒸汽发生器在安装过程中发现其中一个蒸发器和一个过热器壳程内存在较为严重的锈蚀现象。为此中国原子能研究院快堆工程部钠工艺研究室进行了钠中静态浸泡实验,但是静态除锈温度要求较高,快堆现场在运行前不易达到该要求。为了进一步研究蒸汽发生器锈蚀表面在动态钠中的行为,为现场进行蒸汽发生器的清洗提供依据,快堆工程部决定进行蒸汽发生器锈蚀样件动态清洗实验。本实验利用"PEC堆电磁泵特性实验钠回路",模拟蒸汽发生器的运行工况,前后对比样件的照片,得出不同条件下的清洗效果,为中国实验快堆蒸汽发生器现场在线清洗提供依据。     

神经网络自适应给水控制器设计研究

针对船用核动力装置运行的特点，研究了直流蒸汽发生器的水位控制问题．利用现代控制理论，设计神经网络自适应给水控制器的结构和算法．仿真试验分析验证了神经网络自适应控制器的控制性能和可行性．     

高温气冷堆蒸汽发生器中的石墨粉尘沉积

为了研究高温气冷堆内石墨粉尘沉积行为,通过构建氦气实验回路,设计蒸汽发生器封头及换热单元模拟件,研究氦气载带的石墨粉尘在高温气冷堆蒸汽发生器内特征结构处的沉积情况,分析不同流量和温度下蒸汽发生器底部和蒸汽发生器换热单元的石墨粉尘沉积量与沉积分布。结果表明:蒸汽发生器人孔处会有大量的石墨粉尘残留;蒸汽发生器换热单元下部沉积大于上部,经估算,单个换热单元内饱和沉积量约为222. 6 g。     

高温气冷堆蒸汽发生器中粉尘颗粒的重悬浮特性

高温气冷堆的蒸汽发生器是一回路中关键的能量转换单元，也是放射性石墨粉尘沉积的主要场所。为了研究石墨粉尘的重悬浮特性，采用数值模拟方法计算高温气冷堆蒸汽发生器中的流场及换热温度场分布，基于颗粒多层递推模型和Rock’n’roll重悬浮模型建立多层微细颗粒重悬浮模型，结合数值模拟和多层微细颗粒重悬浮模型探讨气流摩擦速度、沉积层数、颗粒大小以及蒸汽发生器不同区域对石墨粉尘重悬浮特性的影响。结果表明：在蒸汽发生器各管段，流体的气流摩擦速度在换热管的迎风点和背风点附近处最小，在靠近内套管侧的点附近和靠近外套管侧的点附近最大；在气流的带动下，发生重悬浮的颗粒比例随颗粒沉积层数的增加而递减；粒径较小的颗粒更不容易发生重悬浮，需要达到一定的速度后才会发生“扬起”,在相同的气流摩擦速度条件下，粒径较大的颗粒起重悬浮率更大；反应堆运行功率越大，发生重悬浮的颗粒越多；相同功率水平下，从过冷段、泡核沸腾段、膜态沸腾段直至过热段发生重悬浮的颗粒比例依次逐渐增多。     

高温气冷实验堆关键设备制造工作会议在沪召开

高温气冷实验堆关键设备制造工作会议在沪召开１９９６年８月ＩＲ，上海市核电办公室在上海组织召开了１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）关键设备制造工作会议。ＨＴＲ—１０反应堆压力壳、蒸汽发生器及其压力壳、热气导管压力壳、氦风机、堆内金属构件、控制棒驱动...     

膜法处理油田采出水的进展

较系统地介绍了国内外微滤、超滤、电渗析、反渗透法处理油田采出水用于回注、蒸汽发生器给水、锅炉给水以及作为饮用水源的实例和研究进展。     

船用蒸汽发生器传热管破损事故研究

综合应用事件树分析和确定论分析方法，建立船用蒸汽发生器传热管破损事故动态分析模型；基于运行安全分析研究选用典型事件序列，并利用仿真应用平台对该模型进行了仿真计算分析；明确了故事的发展过程和处置措施，以及多重故障和人工干预等因素对事故的影响结果．该研究结果对该事故操作规程的制定有一定的指导意义．     

RHRS运行和蒸汽发生器堵管对压力容器水位测量影响分析

CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS通过测量反应堆压力容器底部和顶部的差压实现压力容器水位LVSL的测量。为了分析余热排出系统RHRS的运行状态以及蒸汽发生器堵管对LVSL测量的影响,基于CCMSLVSL测量原理,推导出误差计算公式并进行量化计算,计算结果表明这两种现象对LVSL测量引人的误差均不会超过5％．可以忽略．     

HTR—10蒸汽发生器设计

描述了ＨＴＲ－１０蒸汽发生器的结构设计,热工水力学特性,材料选择和力学分析等。作为反应堆一回路和二回路之间进行热交换的关键设备,ＨＴＲ－１０蒸汽发生器采用了独特的管束设计,为实现与中间换热器一体化布置和蒸汽透平与气体透平联合循环发电创造了条件。     

锆合金的低周疲劳特性

锆合金被普遍用做核反应堆中的燃料包壳和结构材料。在反应堆运行时，堆功率的波动和水冷却介质的流动．使燃料组件及其它构件发生循环变形，在极端情况下出现破损。本文概述了堆内包壳循环变形的特点，并分析了锆合金的循环变形行为，疲劳裂纹的形核与扩展，疲劳寿命及影响疲劳寿命的因素。     

10MW高温气冷实验堆满功率下的动态特性研究

根据高温气冷实验堆HTR-10的运行特点和控制要求,利用清华大学核能与新能源技术研究院开发的用于仿真计算的系统——10MW HTR-10仿真控制支持系统,进行了HTR-10满功率下动态特性的仿真研究,研究了HTR-10满功率时在外加反应性、氦流量、给水流量变化下的动态特性规律,并将得出的系统动态响应的仿真结果与反应堆在3MW低功率运行时的试验结果作了比较,发现动态特性变化规律一致。验证了仿真控制支持系统的准确性,同时获得了HTR-10满功率下的主要动态特性：由于HTR-10具有很大的负温度反馈系数,只用控制棒很难调节堆功率;而氦流量的变化对堆功率影响很敏感,二者几乎成线性变化,适于负荷变化的功率调节;给水流量的变化对核功率和热氦温度等一回路的参数影响不大,但对蒸汽温度等二回路参数影响显著,适合于蒸汽温度的调节。     

HTR-10氦气透平直接循环回热器的设计研究

回热器是10MW高温气冷堆氦气透平直接循环(HTR-10GT)发电的重要设备之一，它的主要功能是为了利用透平出口的高温氦气加热反应堆入口氦气温度，以保证反应堆入口的氦气温度满足设计值，提高氦气透平能量转换装置的效率，并保证系统在满功率以及启动和停堆的各种工况下稳定运行。本文介绍了回热器的主要参数、结构特点、热工水力分析以及强度分析。     

LBB思想在HTR-10蒸汽发生器传热管上的应用

试图将LBB思想应用到高温气冷堆蒸汽发生器传热管上,按其中的若干原则规定,对蒸汽发生器传热管进行了LBB分析,初步结果表明传热管满是LBB和件,具有较大的安全裕度,对SG管束进行的LBB分析初步结果显示SG管束满足LBB准则。     

基于小波神经网络的蒸汽发生器水位辨识与控制仿真

提出一种基于小波神经网络的控制方法，对蒸汽发生器水位进行控制仿真．该方法利用小波神经网络作为控制系统的辨识器和控制器来构成控制系统．小波神经网络辨识器能更准确逼近非线性对象。小波神经网络控制器能自适应产生最佳的控制规律．仿真结果表明，该方案具有响应快、超调量小、较强抑制干扰能力等良好性能．     

Simulation and analysis of the emergency relief process of HTGR steam generator

研究了高温气冷堆( HTGR)蒸汽发生器事故排放过程的动态特性.把事故排放过程分为水排放和蒸汽排放两个阶段,对两个阶段分别建立了集总参数模型.在典型事故排放工况下,计算了蒸汽发生器排放温度、排放压力、排放比焓和排放流量随时间的变化.计算结果表明,事故排放系统可在6.175s内将HTGR蒸汽发生器二回路压力降低到一回路的压力水平,在事故排放结束时,蒸汽发生器仍然处于水排放阶段.计算得到的蒸汽发生器排放比焓和排放流量随时间变化的曲线为今后事故排放系统的排放罐内流动和传热的数值模拟提供了输入条件.     

基于Elman神经网络的NSG水位特性辨识方法研究

针对核动力蒸汽发生器在瞬态、启动和低功率下的“收缩”与“膨胀”现象引起的逆动力学效应使核动力蒸汽发生器水位特性难以辨识的问题，提出了基于Elman神经网络的NSG水位特性辨识的新方法．采用串一并联型辨识结构，以保证辨识的收敛性和稳定性．网络训练采用Levenberg-Marququardt BP学习算法．仿真结果表明，所提出的方法能够正确地辨识核动力蒸汽发生器的水位特性，且具有较高的辨识精度．     

VVER型核岛蒸汽发生器安装工艺

本文借鉴国内同类型核电站蒸汽发生器安装经验，研制可靠的蒸汽发生器吊装就位工装及安装工艺，解决了蒸汽发生器安装施工的难题，保证了核电站蒸汽发生器安装的施工质量和进度。     

金属腐蚀

9210001 轻水反应堆电站中腐蚀损坏事故及有关问题研究——石原只雄。防食技术,1990,39(11):621(英文) 报道了最近有关腐蚀事故和公用事业公司所采用的补救措施。具体为(1)BWR_s奥氏体钢管的晶间应力腐蚀开裂(IGSCC);(2)BWR_s不锈钢管焊件枝晶应力腐蚀开裂(IDSCC);(3)未敏化处理的奥氏体不锈钢堆芯组件的辐照加速应力腐蚀开裂(1ASCC);(4)PWR_s蒸汽发生器管材料的晶间腐蚀(IGA):(5)碳钢管的腐蚀疲劳和冲刷腐蚀;(6)反应堆组件的应力腐蚀开裂;(7)微生物引起的腐蚀。 (注:BWR_s——沸水堆;PWR_s——压水堆) 9210002 PWRs中锆合金燃料包壳水侧氧化的模     

国产核电厂蒸汽发生器下封头接管区模拟装置承受循环载荷能力的试验

国产核电厂蒸汽发生器下封头群孔接管区具有应力分布复杂、焊接施工条件差的特点。为考核其承受循环载荷的能力，设计制造了与实物相似的模拟试验装置，根据核电厂运行寿命期内的载荷特点，确定了模拟试验装置的试验载荷与试验循环数。循环加载试验的结果表明，蒸汽发生器下封头群孔接管区承受循环载荷的能力在寿命期内是符合要求的。