长燃料循环对核电厂蒸汽发生器缝隙化学的影响及对策

国内核电厂将燃料循环周期从12个月延长到18个月,提升了机组的能力因子和经济效益,但是迁移、沉积在蒸汽发生器内的腐蚀产物及在缝隙内可溶性杂质累积浓度也随之增加,这对蒸汽发生器的安全运行带来了负面影响。本文根据蒸汽发生器缝隙隐藏与返出原理,研究了核电厂实施长燃料循环对缝隙化学和传热管的影响,揭示当燃料循环延长到18个月后,缝隙内主要杂质Na⁺、Cl^-和SO₄^2-浓度累积值增加2倍,导致传热管风险因子增加2倍以上,因此传热管腐蚀风险明显地上升了。这些研究结果结合缝隙内可溶性杂质累积控制和传热管风险评估方法,提出采用低功率浸泡、添加分散剂、优化二回路化学控制,水力清洗,化学清洗等对策,目的是最大程度降低因实施长燃料循环对蒸汽发生器所造成的负面影响,供实施长燃料循环的核电厂运行时参考。     

用于核电厂蒸汽发生器传热管SCC试验的浓碱高压釜装置

一、前言核电厂蒸汽发生器传热管的应力腐蚀破裂(SCC)至今时有发生,造成很大经济损失。因此,它一直是各核电发展国家所关心的重要问题之一。蒸汽发生器传热管发生SCC的原因与纯水介质中杂质钠离子或氯离子在材料受力部位的浓集作用有关。采用磷酸盐水处理工艺以及冷凝器泄漏是造成二回路系统水质遭到钠离子和氯离子沾污的原因。通常,采     

PWR核电站蒸汽发生器停堆湿保养工况联氨的缓蚀作用

一、引言压水堆(PWR)核电站蒸汽发生器(SG)管材因二回路系统腐蚀产物积累发生应力腐蚀开裂,这是SG传热管破损的主要原因之一。维修和更换SG使PWR停运期间所需要的替用电力对发电站造成很大的财政负担,同时,二回路系统的腐蚀产物沉积在蒸汽发生器内,降低     

蒸汽发生器里的泥渣收集器

泥渣收集器能够有效地捕集悬浮于再循环水中的粒子,大大减轻传热管表面结垢和管板上泥渣的沉积,从而减少管子腐蚀的可能性,并有助于改善蒸汽发生器水位的稳定性和二次侧的水化学控制。泥渣收集器还可以加装在已投入运行的蒸汽发生器上。本文介绍了国外对泥渣收集器的研究和其巨大经济效益,提出了国内自主开发泥渣收集器的初步设想。     

蒸汽发生器传热管结垢厚度的涡流检测方法与应用

蒸汽发生器二回路中有较多的沉积物存在并危害传热管安全,利用涡流检测方法可以对传热管二次侧泥渣进行有效检测。通过模拟传热管结垢的不同厚度并进行实验,可获得厚度与幅值的对应关系。本文描述了对蒸汽发生器传热管结垢的检测方法及幅值与厚度的对应关系,为统计蒸汽发生器传热管外壁结垢情况提供了较为有效的参考基准量。     

秦山重水堆核电厂蒸汽发生器二次侧腐蚀产物控制研究和实践

蒸汽发生器是核电厂最重要的设备之一,为保证蒸汽发生器的长期可靠经济运行,秦山重水堆核电厂通过使用吗啉-氨协调控制提高整个二回路系统的高温pH、提升凝结水溶解氧浓度、在凝汽器热阱中增设磁栅过滤器以及优化启停控制等手段来减少二回路系统设备的腐蚀及腐蚀产物进入蒸汽发生器。结果是蒸汽发生器的传热效率和完整性得到很好维护,从蒸汽发生器内冲洗出来的腐蚀产物量在世界核电运营者联合会评估时被专家确认是最少的,同时"吗啉-氨协调控制"方法被认定为强项并向全世界核电厂推荐;另外本论文中减少二回路系统腐蚀的方法和减少腐蚀产物侵入蒸汽发生器的措施也可供其他核电厂参考借鉴。     

ETA对PWR二回路设备材料抗蚀作用研究

世界上已有60％的核电厂采用新型碱化剂ETA(Ethanolamine乙醇胺)作为二回路水化学pH控制剂。美国有80％的核电厂采用ETA。ETA作为二回路水化学pH控制剂,能够显著抑制蒸汽发生器(SG)传热管和二回路系统材料的各种类型腐蚀,延长SG使用寿命,提高在役核电厂的经济性。     

核电厂二回路乙醇胺的应用性能研究

通过实验室和电厂工程试验,对核电厂二回路用乙醇胺(ETA)的解离性、汽液分配性、热分解性以及其与二回路材料的相容性进行研究。结果表明ETA不仅具有较强的碱性、较低的汽液分配性和良好的热稳定性,而且与二回路主要材质的相容性很好,能有效地降低二回路系统的铁离子含量和蒸汽发生器泥渣沉积量,对核电厂二回路水质优化和材料防腐具有积极意义。     

蒸汽发生器传热管堵头有效性分析

蒸汽发生器传热管是核电厂—回路压力边界的薄弱环节,传热管的完整性直接影响到整个一次侧的安全。当传热管出现裂纹、腐蚀或磨损等缺陷时,在评定确认可能会发生一次侧流体进入二次侧情况下,需要对传热管进行堵管。利用有限元法对某蒸汽发生器传热管的滚压堵头进行分析评定,模拟计算在堵管时以及堵管后堵头、传热管接触力情况,通过计算及分析确认堵头在极限运行工况的有效性,计算显示此堵头满足强度要求。     

三门核电厂蒸汽发生器隐藏盐返回评估

核电厂二回路化学控制的主要目的是确保蒸汽发生器 (SG)传热管的完整性.SG传热管二次侧在电厂正常运行期间,由于水的沸腾蒸发和热量积累等原因会存在化学物质的"隐藏"浓缩,导致局部区域 (特别是狭缝内)形成恶劣的化学环境,引起传热管腐蚀并影响 SG的安全运行.三门核电厂 1 0 1 大修期间,对 2#SG开展隐藏盐返回取...     

核电厂蒸汽发生器二次侧三维流场分析

为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。     

蒸汽发生器泄漏率监测仪修复经验总结

目前压水堆核电站使用辐射监测仪对主蒸汽管道中的N-16核素浓度进行连续监测,由于蒸汽发生器泄漏监测仪长期工作在高温高湿环境下,普遍存在故障率偏高的问题,影响到了核电站相关系统的正常运行。从6台SGLM201型蒸汽发生器泄漏率监测仪的故障诊断、故障原因分析、修复技术研究等方面入手,分析了总γ计数异常闪发故障、稳峰异常故障...     

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明,最佳参数可设置为:蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%;抽气速率为 20 L/min;蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa;系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。      

核电厂蒸汽管道疏水器选型计算关键参数研究

为快速获得核电厂蒸汽管道的疏水量。通过启动阶段和正常运行阶段蒸汽管道疏水量的计算,分析并绘制了各种常用规格的蒸汽管道正常运行时产生的散热量图,通过散热量图可在疏水器选型时快速获得核电厂蒸汽管道疏水量。为延长疏水器使用寿命和降低成本,对比分析了不同疏水器安全系数(k)对疏水器性能的影响,推荐适合核电厂蒸汽管道的k,以提高蒸汽利用效率和经济效益,并延长疏水器使用寿命,降低疏水器成本。     

液态金属螺旋管式直流蒸汽发生器数值模拟研究

螺旋管式直流蒸汽发生器(HCOTSG)是一种蒸汽发生器常用形式。得益于其特殊的优势,HCOTSG被广泛用于各类反应堆动力系统中。本文提出了利用计算流体力学软件（FLUENT）对液态金属HCOTSG的壳侧液态铅铋、管侧两相流体进行耦合流动传热计算的CFD方法,并通过与相关实验研究结果的对比验证了数值模拟方法的正确性。在此基础上,本文对HCOTSG在典型工况下开展了数值模拟计算,得到蒸汽发生器内部的热工水力参数分布情况,并对其内部的流动换热特性进行分析。本研究为液态金属HCOTSG流动换热特性研究及结构设计优化提供新的思路方法。     

非能动余热排出系统数学模型研究与运行特性分析

利用某型核动力装置非能动余热排出系统1:10原理性试验的8个稳态工况、6个启动工况的试验数据,验证RELAP5/MOD3.2程序对本类型非能动余热排出系统的适用性。结果表明:垂直管内蒸汽凝结换热系数对两相流自然循环的流动与传热影响大;RELAP5/MOD3.2程序过低估算了垂直管内蒸汽流速对蒸汽凝结换热系数的影响,计算结果与试验结果偏差大。对RELAP5/MOD3.2程序垂直管内的蒸汽凝结换热模型进行修正,修正后的计算结果与试验值基本吻合;采用RELAP5程序对垂直管内两相流自然循环传热进行计算,须选择热前沿跟踪模型。对非能动余热排出系统的稳态与瞬态运行特性进行分析,理论计算与试验结果均表明:稳态工况下,系统可以实现稳定的两相流自然循环,系统排热能力受蒸汽发生器水位的影响大,冷却水入口温度与系统压力的影响相对较小;系统的启动特性良好,可快速地建立环路的自然循环,带走反应堆的衰变热。     

运行条件对蒸汽发生器热工参数影响的仿真研究

以减轻蒸汽发生器破管事故及考察核电站电力升级为目的,参考大亚湾核电站蒸汽发生器的运行参数,基于分布参数法建立了核动力蒸汽发生器一维数学模型,开发了基于MATLAB的动态仿真程序,进行了改变运行条件时蒸汽发生器热工参数仿真计算。计算结果表明:与满负荷正常运行条件相比,在降低二回路运行温度或增加二回路流量时,二回路预热段变短,出口焓大幅升高;质量含汽率在降低温度时提高54%,增加流量时提高28%;一、二回路及管壁整体温度降低;一回路和内壁温降增大。该计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为缓解U形管恶化及提升电力的相关操作提供一定理论依据。     

蒸汽发生器二次侧汽液两相流数值模拟

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,在相似原理的指导下,建立了蒸汽发生器“单元管”三维物理模型,采用Particle模型和热力学相变模型,并基于CFX软件实现了蒸汽发生器二回路侧两相流流动与沸腾换热特性数值模拟。计算结果表明：满负荷运行时,沿传热管高度升高,蒸汽发生器的传热系数及截面含汽率均呈上升趋势,其平均传热系数的数值模拟结果与Rohsenow经验关联式计算结果间的误差为8.4%,出口质量含汽率与大亚湾核电站实际运行参数相符。热相变模型在蒸汽发生器两相流数值模拟中的成功应用,可为蒸汽发生器热工水力的准确分析提供参考。     

核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究北大核心CSCD

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。     

Distribution of coolant flow rate in a steam generator in natural coolant circulation regimes

Conclusions The large hydraulic nonuniformity of steam generator pipes operating in parallel in the natural coolant circulation regime results in a lower efficiency of the heat-transfer surface during emergency cooldown of the reactor plant, and it limits the operational possibilities, specifically, for using this regime at partial power levels. It is obvious that circulation reversal in the pipes of steam generators in the natural circulation regime can have an unfavorable influence on individual structural elements of steam generators as a result of additional temperature stresses appearing in the metal. As one can see from Eq. (6), the conditions of the distribution of the coolant flow rate over pipes in a steam generator can be improved at the design stage. Specifically, they can be realized as an efficient ratio of the “macrogeometric” characteristics of the first loop ΔH and H_sgp as well as by the influence on the ratio of the hydraulic resistance of individual sections of the loop, which determine the numerical value of the parameter m. As m increases, other conditions remaining the same, the character of the distribution of the coolant flow rate in the pipes of a horizontal steam generator improves. Thus, designers of a nuclear power plant have ways to search for optimal solutions. It is obvious that the interrelations of the conditions of operation of a steam generator, examined above, and the natural circulation in the loop require that the distribution of the flow rate in a pipe bundle be taken into account in the physical simulation using special thermohydraulic stands. St. Petersburg State Technical University. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 83, No. 3, pp. 169–174, September, 1997.