大亚湾核电站和岭澳核电站循环冷却水排放的热影响分析

大亚湾核电站和岭澳核电站共4台机组的总循环冷却水量为190m^3／s。自1987年以来,围绕着核电站运行对大亚湾海域的热影响开展了大量的研究工作,包括数学模拟计算、物理模型试验、现场实测以及卫星遥感资料解译等。本文概述了大亚湾海域的水文特征以及两个电站的循环冷却水排放特征,对大亚湾核电站和岭澳核电站运行的实际热影响给出了评估,指出岭澳核电站建设后采用的两电站循环冷却水向东合排方案更加有利于循环冷却水的稀释扩散。     

大亚湾核电站和岭澳核电站循环冷却水排放的热影响分析

大亚湾核电站和岭澳核电站共 4台机组的总循环冷却水量为 1 90m3/s。自 1 987年以来 ,围绕着核电站运行对大亚湾海域的热影响开展了大量的研究工作 ,包括数学模拟计算、物理模型试验、现场实测以及卫星遥感资料解译等。本文概述了大亚湾海域的水文特征以及两个电站的循环冷却水排放特征 ,对大亚湾核电站和岭澳核电站运行的实际热影响给出了评估 ,指出岭澳核电站建设后采用的两电站循环冷却水向东合排方案更加有利于循环冷却水的稀释扩散     

大亚湾核电站氢冷器冷却水流量分析及改进

大亚湾核电站发电机4台氢冷却器在启机阶段及满功率期间冷却水流量分配不均,导致氢冷器氢温差偏大,影响机组稳定运行。文章采用CFX及Flowmaster对氢冷器冷却水系统及阻力影响因素进行了分析,提出了改进处理方案。结果表明,仿真模型能较好地模拟系统的实际运行工况,提出的处理方案有效地解决了氢冷器冷却水分配不均的问题。     

岭澳核电站二期循环水泵超功率的原因分析与处理

在岭澳核电站二期循环水泵调试期间,发现其存在超功率现象。综合对比了各种处理方案并结合现场的调试进度,优先选择切割叶轮的方法,解决了工程技术问题。     

岭澳核电站二期循环水泵泵坑被淹问题的处理

岭澳核电站3号机组在进行125 V直流电源系统(LBA)失电试验(COC53)期间,由于LBA失电,导致循环水泵(3CRF001PO)泵坑内的排污泵无法启动实现自动排水,在失电长达6 h以上未能恢复供电,最终导致循环水泵下部径向轴承油室进水。针对此问题进行原因分析,并最终对排污泵的动力电源进行交叉供电的改造,以避免因单列电源失电而造成水淹设备的风险。     

大亚湾核电站18个月换料对流体系统的影响分析和论证

分析了大亚湾核电站18个月换料对流体系统可能产生的影响，根据改进后的燃料管理策略以及相关参数变化，遵照系统设计准则的要求。对14个流体系统的容量和能力进行了计算和论证。论证结果表明，大亚湾核电站现有系统基本满足18个月换料的需求     

GO法在CEFR核级循环冷却水系统的动态可靠性分析

根据CEFR的核级循环冷却水系统的设计和运行特点,基于GO法原理建立了该系统可靠性分析动态计算模型。针对动态分析问题,应用马尔科夫过程理论建立了三种特殊故障模式的部件可靠性参数随时间变化状态转移方程,创建并导出互备自投门的可靠性参数随时间变化的状态转移方程。在此基础上,数值模拟计算了系统的典型运行工况动态可靠性分析。结果表明,该系统的平均可靠度达到0.999 92,说明其设计和设备选型具有很高的可靠性;典型动态分析结果表明,该模型可以合理地计算典型瞬态工况下系统的可靠度随时间的变化。最后对系统进行定性分析。     

基于GO法的CEFR核级循环冷却水系统可靠性分析

可靠性是衡量反应堆性能的一个重要指标，GO（GO Methodology）法是一种以成功为导向的系统可靠性分析方法，它可以分析多状态、有时序的复杂系统的可靠性，尤其是有实际物流如气流、液流、电流的生产过程的可靠性和安全性分析更为合适，其分析过程更能反映系统的原貌。     

摇摆对自然循环核热耦合平均功率的影响

通过对摇摆条件下单相自然循环核热耦合的模拟计算,分析研究了摇摆条件下自然循环核热耦合系统平均功率的影响因素。分析结果表明：摇摆条件下,考虑核反馈后的系统平均功率与系统的平均质量流量、系统的平均传热系数成正比,与慢化剂与燃料的温度反馈系数比成反比。摇摆参数对系统平均功率的影响和慢化剂与燃料的温度反馈系数比有关。当系统平均传热系数的变化对反应性的影响起主导作用时,摇摆越剧烈,系统平均功率越大;当平均阻力系数的变化对反应性的影响起主导作用时,摇摆越剧烈,系统平均功率越小。     

循环工况转换过程中的燃料棒热应变分析

利用RELAP5程序建立分析模型,结合强迫循环工况转换自然循环工况的试验数据,对转换过程中的冷却剂温度变化速率和燃料棒的热应变进行计算分析.计算结果表明:结合RELAP5程序进行燃料棒的热应变分析是合适的;自然循环转换过程中燃料棒热应变的变化剧烈,对燃料棒的机械性能产生影响;结合RELAP5瞬态分析结果,也可以分析其他工况变化过程对燃料棒的热应力冲击问题.     

压水堆稳态自然循环载热能力的研究与分析

给出了压水堆稳态自然循环的物理与数学模型,并编制了用于分析、计算压水堆稳态自然循环载热能力及与相应参数间关系的程序ＭＩＳＡＲＳ。利用ＭＩＳＡＲＳ,计算了反应堆各参数对自然循环能力的影响。计算结果符合自然循环规律。本工作对先进压水堆的设计和运行具有重要的意义。     

起伏对强制循环和自然循环的影响

建立了起伏影响核动力装置一回路自然循环能力的数学模型。计算比较了起伏对强制循环和自然循环的不同影响。结果表明：起伏对强制循环下一回路冷却剂的流量和反应堆输出功率的影响较小,而对自然循环能力的影响很大。     

倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较

倾斜对强迫循环和自然循环影响的比较高璞珍庞凤阁刘殊一彭敏俊（哈尔滨工程大学）（哈尔滨第７０３研究所）关键词倾斜一回路强迫循环自然循环１引言所研究的强迫循环和自然循环是针对核船压水堆（ＰＷＲ）一回路系统的。核动力舰船在海洋条件下航行，由于海浪作用会...     

W/Cu和W/C涂层的循环热负荷实验

用等离子体喷涂和热压方法制作了W /Cu梯度功能材料和W /C涂层 ,其中W/C涂层具有多层的钨 (W )、铼 (Re)扩散阻挡势垒。为了试验这些复合材料能否经受聚变等离子体破裂时的高热负荷 ,用大功率ND :YAG激光进行了模拟实验。结果表明 :在 1 0 0～ 4 0 0MW /m2 的瞬时 (脉冲宽度为 4ms)热负荷作用下 ,经过 2 0 0～ 70 0次热循环 ,未发现W /Cu复合体的开裂。其中在 1 2 3MW /m2 的功率密度下作用70 0次后 ,发现等离子体喷涂试样表面的再结晶现象和严重的晶界腐蚀 ,由于激光的冷效应 ,晶粒生长的趋势并不明显 ,再结晶层的晶粒呈垂直于表面的柱状结构。W/C试样的退火实验表明 ,钨涂层的再结晶温度稍高于 1 4 0 0℃。在更高的功率密度下 (3 98MW /m2 )出现了明显的腐蚀坑 ,坑内呈疏松的蜂窝结构 ,坑的边缘形成了沉积区 ,能谱分析表明沉积区集聚了大量的金属杂质。等离子体喷涂试样比热压试样更易产生晶界的断裂和裂纹。在同等的热负荷条件下 ,W /CuFGM的质量损失低于石墨材料     

重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。     

低压低干度自然循环流量漂移和热虹吸现象的动态模拟

采用一维两相4方程漂移流模型编制程序,对5MW核供热堆模拟实验回路中发生的流量漂移现象进行数值模拟,同时分析热虹吸的机理,并对其进行动态模拟.结果表明,该程序可以对自然循环系统的静态不稳定性进行模拟,对流量漂移现象的模拟基本与实验相符.     

核电厂温排水热影响研究的建议

核电厂温排水的热污染问题已引进越来越多的关注。本文介绍了增温速率对鱼类的热忍耐能力的潜在影响的研究现状,建议现阶段我国应开展变温速率对水生物热忍耐能力影响的相关研究。     

起伏因素影响自然循环流动的机理分析

以一体化全功率自然循环反应堆模拟实验回路为物理原型,建立了起伏条件下自然循环流动的理论分析模型,并通过编制程序进行离散求解,分析了起伏对自然循环的影响机理。结果表明：1）起伏对自然循环具有重要影响,起伏幅度越大,或起伏周期越长,流量波动越大;2）起伏条件下的自然循环是交变力场和密度分布变化综合作用的结果;3）起伏对自然循环的影响在一定参数条件下可能比摇摆更显著,从而可能引起更加严重的后果,需要引起关注。