下泄调节阀开度对下泄流影响的数值分析

对某压水堆核电站化学和容积控制系统(RCV)的下泄管路,采用Flowmaster程序作为计算平台进行了正常工况下的热工水力计算.分析了下泄调节阀RCV013VP的开度对下泄流量以及下泄管路中的一些物理参数的影响.计算结果表明,RCV013VP的阀门开度小于60%时,阀门开度对下泄流量影响显著;阀门开度大于60%时,下泄流量不再随阀门开度增加而明显变化.正常工况下即使RCV013VP全开,下泄流冷却剂也不会发生气化现象,但随着RCV013VP开度的增加,下泄管路冷却剂压力会越来越接近其对应温度下的饱和压力.     

RCV系统最小下泄流量随一回路压力的关系

本文对化学和容积控制系统(RCV)的下泄回路进行了热工水力的建模,并挑选一回路不同的压力温度对应关系作为下泄流量计算的输入,分析了一回路何种工况下会得到更小的下泄流量。计算了下泄调节阀RCV013VP不同开度下的最小下泄流量与一回路压力的关系。为岭澳二期的发生蒸发器传热管侧破裂(SGTR)时SOP事故分析提供了输入依据。     

核电站下泄调节阀阀座碎裂原因分析

化学和容积控制系统(RCV)是核电站的重要辅助系统。在化学和容积控制系统中,下泄调节阀起重要作用,是自动控制系统中一个极为重要的组成。某核电站出现两次下泄调节阀调节流量不准的情况,解体后发现下泄调节阀阀座已经碎裂。本文就阀座的碎裂情况进行试验研究,找到其碎裂的原因,并提出相关阀门安装的改进方案。     

大亚湾核电站化学和容积控制系统下泄温度调控算法的优化与验证

大亚湾核电站和岭澳核电站1号和2号机组的化学和容积控制( RCV)系统下泄温度调控电路在温度大幅波动和外界扰动下呈现出严重的迟滞.导致该现象最直接的原因是阀门和热交换器的固有纯延迟性,而其控制电路中的控制器只是简单的比例积分(PI)控制器,不能满足系统要求.本研究通过理论推导和仿真实验验证,提出将Smith预估补偿原理...     

化学和容积控制系统下泄热交换器抗震分析

采用有限元方法对辽宁红沿河核电厂一期工程设备中的化学和容积控制系统(RCV)下泄热交换器进行了抗震计算分析,载荷包括自重、压力、温度、接管载荷和地震.根据RCC-M和ASME规范对计算结果进行评定.结果表明,RCV下泄热交换器的设计满足规范要求.     

超临界水堆典型事故分析

选取中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)为研究对象,以SCAC安全分析程序为基础,编制了SCAC-CSR1000安全分析程序。将计算结果与同堆型计算程序SCTRAN进行对比,验证程序的可靠性;此后进行在能动安全系统控制下的部分失流、汽轮机阀门误关闭、控制棒抽出、冷却剂泵卡轴事故计算。结果表明,CSR1000反应堆在4种瞬态事故下,都能够保证最高包壳温度(MCST)低于1260℃的安全限值;每个事故下第二流程MCST均高于第一流程MCST;汽轮机阀门误关闭事故具有较小的安全边界。     

CPR1000核电机组对空旁路排放系统控制指令振荡及阀门失效分析

针对CPR1000核电机组蒸汽对空旁路排放系统(GCT-a)出现的控制指令振荡和阀门失效问题,对GCT-a控制回路的比例积分控制器参数进行优化。利用阀门诊断仪(Flow-scanner 6000)对阀门参数进行测试,结合工艺系统运行数据,指出阀门失效根本原因是阀门的阀笼在流量设计上存在问题,导致系统在运行时阀门控制指令出现振荡,致使阀门的密封面加速受损,并提出该问题的解决办法。     

秦山第二核电厂阀门类设备弱贯穿辐射调查

在秦山第二核电厂8次大修期间,对反应堆冷却剂系统(RCP)、余热排出系统(RRA)、化学和容积控制系统(RCV)、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)4个系统主要阀门的辐射源项和弱贯穿辐射进行了监测。测得RCV系统阀门沉积的放射性核素主要是^110mAg,RCP、RRA和PTR系统阀门内沉积的主要是⁵⁸Co、⁶⁰Co、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr等放射性核素,伴随的β射线能量主要在500 keV范围内。测量给出了4类阀门的公式′(0.07)和H·′(3)值,测得H·′(3) /H·^*(10)值在1.24左右,H·′(0.07) /H·^*(10)值在14左右。结合测量结果,给出了部分阀门需要对检修人员开展眼晶体剂量和皮肤剂量监测的建议。     

欧洲核能机构进行燃料棒破损试验

【《瑞士原子能协会通报》1985年第4期报道】1984年12月19日,欧洲经济与合作发展组织核能机构在失水试验堆上进行了一次新的试验。试验时把一些阀门打开,以便模拟一回路管道完全破裂(为进行这次试验,还关闭了在发生失水事故时通常会自动起动的堆芯应急冷却系统)。燃料棒的最高温度达到937℃。燃料温度低于试验前预计的温度。释热情况比预期的好。试验结果,大部分燃料棒损坏,两种最有害的放射性核     

AP1000 ADS-4阀门夹带卸压实验模化分析

本文对AP1000ADS-4阀门开启后反应堆冷却剂系统(RCS)的夹带卸压现象进行限直径、降高度、等物性模化分析。主要包含ADS-4阀门支管夹带模化、RCS降压模化及反应堆上腔室夹带沉积模化。通过选择合理的无量纲准则数和对守恒方程进行无量纲分析,获得相关热工水力现象的模化准则,最终得到实验台架几何和热工水力参数。     

谈核电站用阀

核电站的发展经历了从试验性动力堆到超大功率堆的4个发展阶段(表1)。与此相对应,核电站用阀也经历了同样几个发展阶段。最初用于试验性堆的核电站阀门,是在化工和火电阀门的基础上发展起来的。阀门的可靠性、安     

大气释放阀结构参数对阀瓣启动时间影响的数值模拟研究

针对田湾核电站某阀门系统中的大气释放阀前置隔离阀系统采用数值模拟技术开展了阀门开启特性的数值模拟研究。采用计算流体动力学(CFD)计算方法开展不同结构参数和不同工况参数对阀门启动时间的影响分析,对试验测试中出现的阀门开启延迟现象给出了理论分析,为该阀门的设计和改进提供了详实的参考依据。     

百万千瓦级压水堆严重事故卸压阀高温瞬态分析

由于核电厂严重事故的恶劣工况,在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故序列考虑严重事故管理中的开阀时间范围开展了高温瞬态计算,并针对重要的影响因素阀门开启时刻的稳压器水位开展分析。最终确定了百万千瓦级核电厂具备典型性及一定包络性的严重事故卸压阀工作条件,并得到了阀门开启前后阀门可能经历的最高流体温度及流体温度变化曲线,为严重事故卸压阀门的设备鉴定及功能应用提供了重要基础。      

CCl_(4)和HCl气体氯化铀氧化物北大核心CSCD

分别以CCl_(4)和HCl气体作为氯化试剂,进行了铀氧化物(主要为U_(3)O_(8))的氯化机理和各影响因素研究。以CCl_(4)为氯化试剂对U_(3)O_(8)粉末进行氯化,通过热重分析研究了氯化反应过程的机理及动力学行为,氯化产物主要为UCl_(4)。同时研究了CCl_(4)对不同种类和形态铀氧化物的氯化,UO_(2)芯块由于结构致密很难进行氯化,UO_(2)粉末和UO_(3)粉末很容易被CCl_(4)氯化,产物分别为UCl_(4)和UCl_(6)。以HCl气体为氯化试剂对LiCl-KCl熔盐中的U_(3)O_(8)粉末进行氯化,研究了反应温度、氯化时间、HCl气体流速、U_(3)O_(8)粉末投料量以及铀氧化物种类和形态的影响。结果表明,提高反应温度、延长反应时间、提高HCl气体流速,有利于氯化率的提高。推荐HCl气体氯化U_(3)O_(8)粉末的工艺参数为:氯化反应温度为500℃、HCl气体流速为0.6 L/min。     

福清核电厂48V直流电源LCA/LCB失电故障分析

全面分析了LCA/LCB失电对核电厂安全的影响。LCA失电时,反应堆冷却剂正常硼化不可用,需直接硼化;同时稳压器的正常下泄、过剩下泄、低压下泄不可用;触发停堆断路器断开P4信号;可能因反应堆冷却剂过分冷却或压力过低,从而导致反应堆停堆或者安注。LCB失电时硼化不受影响,稳压器的下泄可以通过现场手动操作重新投入,也可能会因反应堆冷却剂过冷或压力过低导致反应堆停堆或者安注。     

碳酸铀酰铵的溶解度

我们测定了(NH_4)_4UO_2(CO_3)_3在H_2O和各种铵盐溶液中的溶解度,以及温度对H_2O中溶解度的影响。实验指出,由于(NH_4)_4UO_2(CO_3)_3受热分解,当上升到一定温度时溶解度降低。(NH_4)_4UO_2(CO_3)_3在各种铵盐溶液中的溶解度,随着溶液浓度的增大而减小,曲线的形式亦相类似。在文章中对所得到的结果作了定性的解释,对不同铵盐溶液中溶解度的数据进行了比较。在文章中还讨论了制备(NH_4)_4UO_2(CO_2)_3的各种方法。分析结果表明所得沉淀其组成与理论值非常接近。     

福岛第二核电厂1号机组应急冷却系统海水阀门发生故障

【日本《河北新报》2004年7月7日报道】 2004年7月6日,东京电力公司发布消息,在对福岛第二核电厂1号机组(位于福岛县楢叶町)进行堆芯应急注水“高压堆芯喷淋系统”常规实验时,一个用海水冷却净水(净水用来对泵进行冷却)的冷却系统阀门几乎没有打开。此次事故没有造成放射性泄漏。 东京电力公司认为这违反了安全保障规定的“运行限制”,应在今后10天内进行维修。如果维修时间较长,将可能停堆。 在7月6日进行每月的常规实验时,该阀门只打开了约3%。如果阀门没打开,高压堆芯喷淋系统就无法充分发挥作用,但东京电力公司称“可以用低压堆芯喷淋…     

热加工对Zr-Sn-Nb合金显微组织的影响研究

对Zr-Sn-Nb合金在4种温度(750℃、780℃、800℃和820℃)下进行了热／冷加工和最终再结晶退火,并对在上述4种温度下加热的试样进行了淬火处理。用透射电子显微镜(TEM)和光学金相显微镜(OM)研究了试样的显微组织、β-Zr以及第二相粒子的特征：结果表明,当加热温度达到780℃或高于此温度时．Zr-Sn-Nb合金已进入α-β双相区;随着加热温度的增加,β-Zr相含量增多;加工后试样中的第二相粒子大部分为C14型六方结构的Zr(Fe、Cr)2Laves相,与Zr-4合金中第二相结构相同,点阵常数α=0．502nm、c=0．818nm。同时．还发现有少量C15型面心立方结构Zr(Fe,Cr)2Laves相,点阵常数α=0．716nm．     

印度盖加2号机组启动

【英国《国际核工程》 1 999年 1 0月号第4页报道】　印度独自建造的 2 2 0 MWe加压重水反应堆 ( PHWR)——盖加 2号机组在9月 8日由工程师进行最后的安全试验运行后 ,于 9月 2 4日达到临界。该反应堆位于印度南部的森林深处 ,是于 1 974年进行核试验后在国际制裁下建造的。 1 998年印度进行第二轮核试验后 ,国际社会延长了对其的制裁。项目负责人V.K.Sharma说 :“阀门或零件没有一个是外国的。”制裁切断了从阀门到软件等一切供应。约有 30 0 0名工人在卡纳塔克邦的盖加反应堆工地工作 ,该场地在孟买东南 50 0公里处的喀利河上。与大多…     

法国检查核电厂的超压阀门

【《瑞士原子能协会通报》1991年第6期第17页报道】自1991年2月法国格拉夫林核电厂在一次检查中发现6号机组的两个超压阀门处于闭锁状态之后,法国电力公司(EDF)命令对其全部压水堆的所有同类型阀门进行一次检查。这些阀门能防止二回路侧的辅助热交换器过压。这些辅助热交换器