扩散型氢计系统在中国实验快堆的实际应用研究

在快堆运行中,钠泄漏是快堆核电厂运行的一大安全隐患,特别是二回路蒸汽发生器换热管破损引起的钠水反应将对反应堆的安全运行造成极大的损害。本文通过对中国实验快堆(CEFR)蒸汽发生器氢计系统在不同工况下的在线监测响应特性的研究分析,掌握氢计的实际运行特性,并对氢计系统在实际应用中存在的问题给出相应的解决措施及建议,优化CEFR氢计系统运行维护技术,对于保证氢计系统可靠运行,及时发现蒸汽发生器换热管的微小泄漏,防止蒸汽发生器中、大泄漏事故的发生,优化工程应用,确保反应堆运行安全,具有重要意义。     

氢计钠回路冷阱净化系统设计和调试

液态金属钠冷决快堆电站蒸汽发生器的钠泄漏会导致钠水反应和氢的产生。因此，钠中微量氢的探测是判断汽发生器中是否存在钠泄漏的重要手段，是确保快堆电站安全运行的关键问题之一。清华大学液态金属技术研究室建立了服务于钠中微量氢探测的氢计钠回路。为了准确测量 ，需要确保回路中的纯度，尤其是氢的含量应加以严格控制。在氢计的钠回路中，利用钠温降低后，钠中杂质含量降低的原理，达到去除中杂质的目的。     

钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏事故中氢迁移行为研究

钠冷快堆采用钠-钠-水/蒸汽三回路传热模式,二回路钠与三回路水/蒸汽通过蒸汽发生器实现热交换。蒸汽发生器中传热管的微小破损都可能导致钠水反应。为了有效扼制小泄漏事故的扩展,需要及时发现泄漏的发生。本文建立了钠冷快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应一维计算模型,采用Fortran语言编写了一维分析程序,用于计算小泄漏钠水反应氢气产生、迁移过程,并与参考文献计算结果进行了对比。最后,针对蒸汽发生器一根传热管破损分析了泄漏率、钠温对氢离子和氢气在二回路钠中迁移行为的影响。可为钠冷快堆二回路小泄漏探测系统的布置提供参考。     

国产氩中氢计的校准试验

中国实验快堆（CEFR）的二回路钠中微量钠水反应监测主要采用氢计，它是涉及CEFR运行安全的十分重要的在线测量仪表。同时也是氩中氢含量测定的重要手段。由于通常的仪表测量仅是相对测量，因此，要求对此类杂质测量仪表进行校准。为准确测得氩中氢含量，采用了标准氢含量的氩气对国产扩散型氩中氢计进行了校准试验。国产氩中氢计的校准试验是在清华大学氢计的试验钠回路上进行的。     

压水堆核电厂二回路放射性污染控制要求研究

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管处一二次侧泄漏将导致二回路系统放射性污染,影响向环境的气液态放射性流出物释放,需设置泄漏率监测系统和蒸汽发生器排污系统以使二回路系统水质和向环境的放射性释放控制在可接受的范围内。通过分析二回路系统中放射性的迁移途径,建立二回路系统源项及二回路气液态放射性流出物源项的计算模型。根据建立的计算模型和假设的二回路系统水质控制要求,确定蒸汽发生器传热管处泄漏率设计基准,并分析蒸汽发生器泄漏监测和蒸汽发生器排污系统的设计要求。     

16 CEFR二回路水锤分析

CEFR以液态钠作为一、二回路冷却剂。二回路蒸汽发生器泄漏发生钠水反应会在二回路系统中引起水锤，水锤事故可以引起管道的甩摆，拉断管道支撑，使管道破裂，甚至直接造成核电厂事故停堆。因此，水锤是CEFR设计和安全分析中的一个重要问题。     

法国“凤凰”快堆因一台蒸汽发生器泄漏而停堆

【瑞士《原子能协会通报》1982年5月第9—10期报道】 1982年4月29日,法国马尔库尔25万干瓦的原型“凤凰”钠冷快堆由于一台蒸汽发生器(共3台)发生泄漏而停堆。该堆二回路中氢百分比反常地增高,这表明发生了钠-水化学反应,也就是蒸汽发生器内出现了泄漏。“凤凰”快堆二回路的作用是把钠-钠中间交换器的热量传递给钠-     

CEFR二回路水锤分析

CEFR以液态钠作为一、二回路冷却剂。二回路蒸汽发生器泄漏发生钠水反应会在二回路系统中引起水锤,水锤事故可以引起管道的甩摆,拉断管道支撑,使管道破裂,甚至直接造成核电厂事故停堆。因此,水锤是CEFR设计和安全分析中的一个重要问题。本工作在清华大学按照CEFR一、二回路系统初步设计参数编制的水锤分析程序的基础上,采用CEFR二回路冷却系统施工设计参数重新进行分析计算。CEFR二回路水锤分析@唐龙 @王彬     

钠冷快堆多模块蒸汽发生器大泄漏钠水反应事故保护系统关键参数敏感性分析

钠冷快堆采用钠-钠-水三回路设计,当发生传热管破裂后,引起的大泄漏钠水反应事故将威胁二回路的完整性和安全性,设置的保护系统要能够有效保证二回路的完整性。本文以钠冷快堆二回路和多模块蒸汽发生器保护系统为研究对象,建立了大泄漏钠水反应模型,利用钠水反应实验结果对模型进行了验证。模拟了3根传热管发生双端断裂（3-Double-Ended Guillotine,3-DEG）的大泄漏钠水反应过程,分析了二回路的完整性和保护系统的响应。选取保护系统5种关键参数进行敏感性分析,计算其对二回路最高压力和保护系统的影响,结果表明：较小的液相爆破片爆破压力和爆破片爆破延迟时间、较短的泄放管长度以及液相爆破片放置在下腔室,将更有利于保护系统响应和二回路的完整性。     

钠水反应试验回路中氢离子扩散数值模拟研究

蒸汽发生器事故保护系统钠水反应监测模块的功能实现是提高系统可靠性的关键,为此建立微小泄漏钠中氢离子扩散数学模型,采用CFD软件,对蒸汽发生器事故保护系统中氢离子扩散和输运过程进行了数值模拟,通过数值模拟研究了蒸发器、缓冲罐以及连接管道中氢离子浓度随时间的变化;同时,研究了采用注氢模拟蒸汽发生器发生钠水反应时钠水反应产物...     

快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应产物传输扩散三维数值模拟

为了研究快堆蒸汽发生器热力参数对其水／水蒸汽泄漏探测系统响应的影响,本文建立了钠水反应产物在蒸汽发生器内的传输扩散模型。该模型根据钠水反应机理,首次提出氢气线密度概念,建立了氢气线密度控制微分方,程以氢氧根离子传输扩散过程;最后建立了氢离子的三维传输扩散方程。通过泄漏探测系统－氢计对模型计算的蒸汽发生器钠出口氢浓度的响应与实际注水实验氢计的响应比较,结果表明,该模型可以较准确地预测蒸汽发生器水／水蒸汽泄漏后钠水反应产物的传输扩散过程。     

浅论核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故与SG二次侧水质控制

蒸汽发生器(SG)是核电厂关键设备之一，是一、二回路共用设备。发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故时，一回路冷却剂通过SG流入二回路而造成一回路冷却剂丧失。SGTR可能导致堆芯损坏，并造成放射性向环境释放。控制SG二次侧水质是确保SG传热管完好性、防止SGTR事故发生的有效措施，也是涉及到SG使用寿命的问题。本文旨在通过探讨SGTR发生的主要原因，强调SG二次侧水质控制的重要性，以及核电厂应提高SG水质监测标准、加大水处理力度的必要性。     

M310机组蒸汽发生器传热管泄漏率与监测报警阈值的匹配分析

蒸汽发生器排污水γ活度监测通道和蒸汽发生器中16N和总γ活度监测通道都属于PAMS辐射监测通道,并符合冗余及多样性的考虑,即采用不同的测量方法,分别监测蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏。本文通过分别计算现实工况和保守工况下,蒸汽发生器一二次侧不同泄漏率下的二回路核素浓度,研究两种监测通道之间的匹配关系,并给出了操作规程上的建议。     

快堆蒸汽发生器小钠水反应分析评估程序开发概况

正快堆蒸汽发生器换热介质采用液态金属钠和水/蒸汽,由于设计、加工工艺和运行条件等问题导致的传热管破损是不可避免的,为了保证在微小泄漏阶段发现水泄漏到钠中,并采取相应的检修措施,必须建立蒸汽发生器事故保护系统。小钠水反应分析评估程序(SSW)可用于分析CFR600蒸汽发生器发生小泄漏时产物在回路中的浓度分布以及对相邻管的影响,进而评估蒸汽发生器事故保护系统设计的合理性。SSW程序主要分为5个模块:1)输入模块;2)初始化模块;     

中国实验快堆大泄漏反应事故模拟计算分析

大泄漏钠?水反应是钠冷快堆的设计基准事故,可能会导致二回路边界的破坏,导致放射性外泄,研究大泄漏钠水反应事故对反应堆安全分析具有重要的意义.本文建立了中国实验快堆大泄漏反应事故的计算分析模型,计算了反应区压力、反应区温度、二回路管道、重要设备中压力和流量以及缓冲罐气腔体积和缓冲罐钠液位增量等参数变化.将计算结果和中国实...     

快堆蒸汽发生器大泄漏钠-水反应计算

采用一维特征线方法建立了快堆蒸汽发生器单管发生双端断裂情况下 ,水从破裂传热管流出的泄漏率计算模型和钠 水反应气泡从球状到柱状的变温绝热生长模型。根据断裂处氢气压力变化 ,并考虑管内流体的压缩性建立了水的泄漏率模型。对分别发生在单相水区 ,单相蒸汽区和两相汽水混合区的大泄漏钠 水反应进行瞬态计算和定性分析。结果说明 ,传热管不同位置发生泄漏对二回路造成的影响不同     

对SGTR事故基于征兆的处理策略分析

电厂正常运行时发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故,考虑到燃料棒破损,反应堆冷却剂被裂变产物污染。由于该事故使放射性冷却剂从一回路向二回路系统泄漏,进而导致二回路系统放射性增加,另外如果破损蒸汽发生器发生满溢将对环境造成严重影响。本文基于SGTR事故征兆及后果等分析,确定适用于国内某百万千瓦级核电厂的基于征兆的SGTR事故处理策略,并通过最佳估算模型计算,分析评估基于征兆的SGTR事故处理策略的效果并最终确定该事故处理策略。     

小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统设计研究

在快堆蒸汽发生器中,由于运行条件和腐蚀等原因常导致传热管泄漏.高压水/水蒸气向钠侧喷射,剧烈的钠水反应可能会对蒸汽发生器造成严重破坏.为了能够更准确地预测、核算发生小泄漏时钠水反应事故对邻管(靶管)的影响,设计小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统,对泄漏率测量、水系统控制与注射等关键技术进行了详细阐述,并与韩国、印度等钠水反...     

自然循环铅冷快堆蒸汽发生器泄漏事故下的气泡迁移

蒸汽发生器传热管泄漏/破裂事故是核电厂平稳运行的安全问题之一,对铅冷快堆而言,该事故发生后,二回路的高压水迅速进入一回路,会对蒸汽发生器传热管邻近的结构、一回路的流动、一回路换热乃至堆芯的反应性产生较大影响。本文针对SNCLFR-100小型自然循环铅冷快堆,对破裂后气泡的迁移以及在反应堆的积聚进行研究,基于ANSYS FLUENT,利用欧拉-拉格朗日方法对泄漏后气泡的位置和轨迹进行了追踪,并对事故下的堆芯安全进行了一定的评估。研究表明,破裂位置、气泡尺寸以及冷却剂纯净度均会对一回路气泡的迁移产生较大的影响,当一回路液态铅含有较多杂质时,蒸汽发生器较低位置发生的泄漏事故会产生相当大的系统气泡积聚和堆芯气泡累积,从而对反应堆的正常运行产生显著影响。     

日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故的启示

简要介绍了日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故和事故原因分析，以及中国核电厂二回路的运行现状和对二回路流动加速腐蚀的研究现状，提出了中国应从中吸取的教训并提出了建议措施。