压水堆核容器的密封分析与试验

对有关 GH169管、环的冷、热态性能测试,光弹性接触应力分布,1∶4模型冷、热态试验,以及密封分析、三维瞬态热分析和程序系统、计算方法等方面的主要报告的要点作了简要说明。本文偏重于专题研究的总体构思和主要结果;最后就试验和设计作了讨论。     

不锈钢与铝合金材料之间密封用O形环性能分析

运用有限元分析软件,对不锈钢与铝合金法兰之间的O形环密封进行了分析。分析中考虑了材料的弹塑性变形。分析表明：对于5mm×0.5mm规格的预紧型不锈钢O形密封环,10%～20%的压缩量下的密封性能较佳,密封宽度0.2～0.3mm,接触压力80～120MPa,预紧比压100～130N/mm,这与O形环的设计压扁力120N/mm较为吻合。     

圆盘台架O形环许用回弹及密封特性的试验研究

本文着重探讨自紧式金属 O 形环的密封特性,并用 φ600台架专门研究不同预紧载荷下法兰分离量与压力的关系,测得 O 形环的许用回弹量,许用密封比压。比较了 GH169 和不锈钢 O 形环的密封效果。讨论了 O 形环密封的影响因素,对密封设计和分析提供了必要的数据。     

水平孔道“O”形环密封结构有限元接触分析

利用ABAQUS软件对研究堆水平实验孔道中异种材料法兰联接的密封结构进行了弹塑性接触计算.利用有限元分步加载技术,模拟了主螺栓预紧和加压过程,研究了主法兰的应力分布和结构的密封性能. .计算结果表明,在预紧状态和设计压力状态下,水平孔道中的异种材料法兰联接.双道"O"形环密封结构完全可以满足强度和密封要求.     

C形密封环密封特性数值计算方法研究

建立较精确的C形密封环三维有限元模型,考虑弹塑性-接触耦合问题,利用ANSYS对其进行数值计算,并分析其密封特性。通过研究,获得了C形密封环的压缩-回弹特性曲线,与试验结果符合良好,验证了数值计算方法的正确性。压缩状态下应力在弹簧基体的0°、90°、180°和270°区域分布较大;回弹状态下,中间层和银层产生翘曲使得包覆层开口变大;各层结构间的相互作用对C形密封环的密封特性具有明显的影响。     

Inconel 718合金“O”形环的研制

介绍 Inconel 718合金“O”形环的主要制造工艺和在室温、高温下的力学性能以及回弹性能。通过验证试验和技术鉴定,研制的大型 O 形环在热动态试验中达到了完全密封、无泄漏水平。     

受内压作用下的C形密封环密封特性数值模拟研究

针对C形密封环受密封内压及密封沟槽挤压作用下的密封行为进行三维数值模拟研究。通过研究可知,密封内压及沟槽挤压的共同作用使各层结构产生额外的变形,当产生塑性变形后将影响C形密封环的密封性能。通过模拟不同大小的内压作用可知,C形密封环的密封性能将随内压的增大呈衰减趋势,当内压p>20 MPa时,衰减速率加快;另外,为了保证密封可靠性,C形密封环的最大密封内压应不超过100 MPa。     

反应堆压力容器C形密封环循环松弛特性研究

反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成,在实际服役过程中,各层结构间相互作用机理复杂,多次压缩-回弹循环后,密封结构有循环松弛现象出现,导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究,获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律,研究了其循环松弛特性;通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量;通过实验与理论模拟计算结果的对比,揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。      

压水堆核电厂压力容器C型密封环安装专用工具设计和研发

秦山第二核电厂在换料大修更换压力容器C型密封环时,主要过程目前为人工操作。本文分析了当前工艺存在的问题和隐患。设计专用工具用于C型密封环安装,实现对C型密封环安装工艺的改进。     

CPR1000型压水堆14C产生量研究

本文阐述了压水堆中¹⁴C的主要产生机理,利用蒙特卡罗程序MCNP5建立了精确的三维堆芯模型,计算了堆芯各辐照区的47群中子注量率,计算得到一回路冷却剂、燃料芯块和包壳及堆芯上下反射层的¹⁴C产生率和年产生量。结果表明,计算模型、参数及计算假设具有一定的代表性,计算结果适用于CPR1000型压水堆核电机组。     

先进压水堆燃料组件计算不确定性分析

采用广义微扰理论,研究核数据不确定性对先进压水堆AP1000燃料组件宏观截面参数计算不确定性的贡献与影响机理。通过比较、分析不同因素对组件参数计算不确定性的贡献,给出组件宏观截面参数相关系数矩阵;采用敏感性分析方法及分步比较的思路研究在不同堆芯运行状态下核数据对AP1000燃料组件宏观参数计算不确定性贡献的机理。研究结果表明:核数据自身不确定性通过组件输运计算最终传递给宏观截面参数的不确定性是基本恒定的。其中,~(235)U平均裂变中子数反应、~(238)U辐射俘获反应、~(238)U共振非弹性散射反应及~1H共振弹性散射反应对组件宏观截面参数计算不确定性贡献尤为突出。同时,温度升高导致组件kinf及宏观截面参数计算不确定性增加;燃料富集度降低及可燃毒物的存在均使组件kinf计算不确定性增加;组件快群截面计算不确定性远大于热群截面计算不确定性。其中~(238)U辐射俘获反应、共振非弹性散射反应等截面信息应重点关注并且需要进一步评价和改进。     

AC—600反应堆结构概念设计

本文简要地介绍了 AC-600反应堆结构的概念设计,包括:堆芯部件、堆内构件、压力容器及驱动机构的设计情况。     

先进压水堆核电厂氢气控制策略分析研究

新建核电厂的设计必须做到“实际消除”早期与大量放射性释放的可能性,氢气燃爆导致的安全壳失效是必须要“实际消除”的严重事故工况之一。因此对各种消氢措施的特点进行分析研究,建立联合消氢策略评价方法,可为先进压水堆核电厂氢气控制策略选择设计评价提供支持手段。根据严重事故管理中对氢气控制策略的考虑,研究安全壳内局部位置的可燃性是相关设计评价的关键问题。根据可燃性准则、火焰加速准则、燃爆转变准则,本文使用三维CFD程序对典型严重事故工况下安全壳蒸汽发生器隔间内的可燃性及氢气风险进行模拟分析。研究结果表明,虽然喷放源项中有大量水蒸气,蒸汽发生器隔间中仍有较大区域处于可燃限值以内,合理布置的点火器能在设计中点燃并消除氢气。本研究建立的分析方法能用于对核电厂氢气控制策略选择设计的评价。     

大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHR HX)和自动降压系统（ADS）喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHR HX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS 1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。     

压水堆核电站先进控制室布置设计

主控制室设计首先应保证核电站的安全运行,尽量减轻操作人员的运行压力.设计中应充分考虑软硬件平台的多样性,数字化人-机接口和后备盘的多样性,主控制室和应急控制室场所的多样性.由于不同的供货商所采用的法规、标准不完全相同,控制室的布置设计差异较大,在主控制室系统的设计和采购时,还需要考虑设备所在国的法规和标准,并满足我国法规和标准的要求.     

先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构

为提高核电厂的安全性和运行裕量，本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构，该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。     

大型先进压水堆ADS-4夹带试验研究

针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架(FATE),在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数据与不同模型的结果进行对比,并将试验数据进行拟合,得到夹带起始的模型关系式。试验结果显示：拟真实工况与纯水工况的现象较相似,支管弗劳德数随夹带起始气腔高度的增加而增加;在不同工况的组合中均出现了回滞现象;由于黏性和表面张力的作用,拟真实工况的夹带起始相比纯水工况更难发生。无论是纯水工况、硼酸工况还是杂质工况,除少部分试验数据外,大部分稳态夹带率的试验数据与Welter模型存在较大差异,相对误差均大于20%。     

压水堆核电站锆水反应微观机理

压水堆核电站严重事故下的氢气行为研究需建立氢气生成的动力学模型,氢气生成反应的微观机理和反应速率常数是建立动力学模型的基础。本工作采用量子化学理论,应用量子化学软件包Gaussian03,在HF/3-21G理论模型上研究了压水堆严重事故下锆水反应的微观机理,并计算了反应速率常数。计算结果表明,锆水反应是由4个基元反应组成的总包反应。第2步基元反应的正反应速率最小,是锆水反应的速控步。在微观上研究减少或控制氢气生成的措施应从第2步基元反应入手。文中的计算结果偏于保守,以该方法建立起的动力学模型模拟压水堆核电站严重事故下的氢气行为是安全的。     

压水堆堆芯双节点模型及其应用

基于节点方法建立双节点反应堆模型,并利用微小摄动理论对模型进行线性化处理,得到双节点线性化反应堆多变量模型;为了更加准确地对棒控系统进行仿真,建立了双节点棒控系统模型。参考AP1000的机械补偿控制策略(MSHIM),在Matlab/Simulink平台上搭建平均温度控制系统和轴向偏移控制系统的仿真程序,并对功率阶跃负荷瞬态工况进行仿真。仿真结果表明,功率偏差始终在目标控制带以内,平均温度和功率水平的实际值与目标值之间存在稳态偏差,偏差处于死区范围之内。因此双节点线性化堆芯模型适用于功率控制系统和功率分布控制系统的仿真和设计。     

大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算

大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留（IVR）策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统（CIS）被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退化过程和下封头熔融池传热行为,评估能动CIS的事故缓解能力。计算结果表明,事故后72 h,下封头外表面热流密度始终低于临界热流密度（CHF）,表明IVR策略有效。此外,计算分析了惰性气体、非挥发性和挥发性裂变产物的释放和迁移行为。计算发现,IVR下更多的放射性裂变产物分布在主系统内,壁面核素再悬浮形成气溶胶的行为被消除,安全壳壁面上沉积的核素被大量冷凝水冲刷进入底部水池。总体来说,IVR策略能更好地管理放射性核素分布,减小放射性泄漏威胁。