核岛重要厂用水系统停泵水锤计算分析

核岛重要厂用水（SEC）系统是核岛向最终热阱（大海）的直流海水输热系统、安全级系统,必须长期稳定、安全、可靠的运行。文章通过数值模拟的方法计算SEC系统停泵时的水锤过程,分析空气阀、单向调压水箱、缓闭止回阀水锤防护方案在SEC系统中的适用性。     

低温厂址条件下设备冷却水换热器热负荷分区运行

为了防止低温厂址条件引起的设备冷却水系统(RRI)换热器出口温度低于设计限值甚至冻结,导致因冷却过度引起丧失最终热阱,红沿河核电厂RRI换热器采用了热负荷分区运行。在一定的设计限值范围内,分析重要厂用水系统(SEC)水力学设计和RRI/SEC换热计算的设计输入和边界条件,计算单个热负荷分区的边界,并推导热负荷分区的总和。热负荷分区运行是红沿河核电厂1#和2#机组RRI换热器运行方式的基本思想,为低温厂址条件下,RRI/SEC传热运行方式提供了重要的设计参考。     

大亚湾核电站RRI/SEC热交换器压差高问题的处理

采用根本原因分析法(RCA),应用故障模式分析矩阵,对大亚湾核电站RRI/SEC热交换器频繁出现压差高这一故障的原因进行了分析,并通过试验验证,最后确定了RRI/SEC热交换器故障的根本原因。采用修改SEC系统的加药方式,很好地解决了故障问题。经过两年的运行验证,曾出现压差高的8台热交换器运行状况良好,压差值已控制在设计范围内。     

CPR1000机组T_7温度过高的对策研究

中广核工程有限公司在开展阳江等南方滨海厂址的CPR1000机组设计建设过程中,发现由于核岛最终热阱设计基准温度(T_7)过高,导致核岛冷链系统对核岛系统的冷却不足,从而影响核岛系统正常运行的情况。由于CPR1000机组是按照翻版+改进的原则进行设计建造,各方均不希望对CPR1000机组的布置方案、厂房土建结构等进行修改。中广核工程有限公司设计院在固化参考电厂主要设计参数的前提下分析确定了CPR1000机组所适用厂址的核岛最终热阱设计温度上限值。继而探讨研究了各种潜在的基于核岛方面的改进方案,最终确定调整核岛冷链系统运行模式作为应对厂址T_7温度过高情况的改进方案,消除了核岛最终热阱设计基准温度过高的隐患。     

EPR机组乏燃料水池热交换器逆向加热调试方案研究与验证

欧洲先进压水堆(EPR)热交换器的逆向加热调试方案为:使用设备冷却水系统(RRI)逆向加热堆和乏燃料水池冷却和净化处理系统(PTR)热交换器。调试过程中:反应堆冷却剂系统(RCP)主泵热量通过余热排出系统(RHR)—设备冷却水系统(RRI)—PTR链路逆向加热乏燃料水池(SFP)。通过仿真软件对EPR的SFP热交换器进行建模,分析热交换器的热力性能,转换试验准则,达到在试验工况即可验证系统设计中严重事故工况下的热交换器性能,并最终通过调试试验对技术方案的可行性进行了验证。     

摇摆条件对核动力装置凝汽器热阱瞬态流场特性影响研究

大幅摇摆运动引起核动力装置二回路系统凝汽器热阱内凝水流场与压力波动,严重时会引发凝水系统汽蚀并影响蒸汽发生器供水安全。采用计算流体力学(CFD)方法分析某海上浮动核电平台凝汽器热阱在3种横摇及纵摇工况下的瞬态流场与压力波动特性。研究结果表明:摇摆运动均导致凝汽器热阱内凝水压力呈周期性波动;波动周期与摇摆周期一致,波动幅值随摇摆周期的减小而迅速增加;小摇摆周期下,热阱底部凝水压力下降至凝水系统最低抗汽蚀设计压力之下,使凝水系统出现潜在汽蚀风险;摇摆运动引起热阱内凝水液位剧烈晃荡与凝水质点受力瞬态变化,是影响凝汽器热阱内瞬态热工水力特性的2个重要因素。     

一体化小型氟盐冷却高温堆瞬态特性分析

根据下一代核能系统的发展目标,提出了采用自然循环的一体化小型氟盐冷却高温堆的概念。利用修改后的RELAR5-MS系统分析程序,建立了一体化小型氟盐冷却高温堆模型,并得到其稳态特性参数。在此基础上,对其在满功率运行状态下的反应性引入事故和失热阱事故进行了分析。分析计算表明,在反应性事故工况下,由于自然循环的存在,堆芯冷却剂流量随着堆芯温度发生动态变化,最终达到新的稳态,燃料棒和冷却剂温度均处于安全限值范围内。在失热阱事故下,反应堆负反馈的特性使得堆芯功率逐渐降低并实现自动停堆,即使不考虑余热排出系统的作用,燃料组件和冷却剂温度上升缓慢,在140 h内,燃料棒和冷却剂温度均处于全限值范围内。结果表明,一回路采用自然循环冷却的一体化小型氟盐冷却高温堆具有良好的固有安全性。     

900MW压水堆核电站丧失热阱分析

本文针对某核电站在RRI公用部分用户丧失热阱,一列RRI用户丧失热阱,完全丧失SEC热阱和RRI用户完全丧失热阱这四种情况下,分析了相应的初始事件、诊断方法、以及相关的用户在丧失热阱后对设备和对全厂运行造成的影响。     

核电站安全厂用水系统（SEC）控制系统的设计

核电站安全厂用水系统是一个核辅助系统,其作用是用海水来冷却设备冷却水系统的ＲＲＩ／ＳＥＣ板式热交换器,该系统作为一个安全重要系统,在控制系统的设计上如何来保证工艺系统的安全可靠运行。     

小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究

针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示:保守假设条件下,在钠装载量为2 000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。     

小型模块化钠冷快堆非能动余热排出系统分析研究

针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示：保守假设条件下,在钠装载量为2000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。     

压力管式反应堆非能动余热排出系统方案研究

本文针对压力管式钍基先进核能系统(TANES)提出了一种非能动余热排出(PRHR)系统方案。该方案利用两个回路的自然循环，将事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。利用RETRAN02程序，以全厂断电事故为设计基准事故，对TANES非能动余热排出系统的余热排出能力进行了计算。计算表明，TANES的PRHR系统能够将余热导向最终热阱并且保持冷却剂回路和慢化剂回路的压力低于设计限值。另外对诸如设备间高度差等因素进行了敏感性分析。     

快堆钠-空气热交换器翅片管传热及阻力特性试验研究

钠-空气热交换器是钠冷快堆事故余热排出系统的重要设备之一,与外界环境一起构成事故下反应堆余热的最终热阱。由于钠-空气热交换器的换热管采用垂直布置的翅片管结构,空气在不同位置处冲刷换热管的流速以及角度不同,导致其传热特性及阻力特性与传统翅片管换热器有很大不同。本文以钠-空气热交换器工程设计需求为研究背景,设计了两种试验件分别进行空气冲刷角度为90°和30°时翅片管束传热与流动阻力特性试验研究。试验结果表明：对于相同管排,空气冲刷角度为90°时的翅片管的换热系数及阻力系数明显大于空气冲刷角度为30°时的翅片管;对于相同空气冲刷角度下的不同换热管排,第2排翅片管的换热系数最大。本文研究为钠-空气热交换器的设计及优化提供了理论依据。     

中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析

针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热排出系统的运行进行模拟,验证了设计方案的可行性。     

AP1000消防水冷却作用的设计功能改进

福岛核事故处理过程中大范围使用消防水手段作为最终冷源的经验反馈表明,核电厂的后备热阱有必要进一步在及时性与充足性方面加强。对于AP1000核电厂,FPS系统设计也为核岛厂房及设备提供消防水源和备用冷却水源,YFS仅为厂前区的办公环境和控制区外的部分生产厂房提供消防手段,两个系统互相独立。文章在实施倒送电临时消防措施的基础上,提出了用物理连接加行政控制措施使得YFS成为FPS正式备用水源的设计思想,对YFS成为FPS的正式备用,并使YFS系统进一步通过FPS成为主厂房后备热阱的可行性进行了初步讨论。     

田湾核电站凝汽器真空系统板式热交换器缺陷及处理

文章对田湾核电站凝汽器真空系统板式热交换器发生的各类缺陷进行了归纳总结;通过对各类缺陷的原因的分析,针对每类缺陷给出了处理方法,对各种措施的效果进行了评价,指出了板式热交换器缺陷处理中应注意的问题,以保证板式热交换器的安全、稳定运行。     

基于空气冷却的熔盐堆非能动余热排出系统优化设计

上海应用物理研究所基于TRISO包覆球形颗粒燃料与液态氟盐提出了基于钍基熔盐固态试验堆（TMSR-SF1）技术方案,其中一个重要的工作是非能动余热排出系统（PRHRS）设计。由于熔盐与水的不兼容特性,以及其高运行温度,采用空气作为最终热阱来设计PRHRS成为必然。为实现系统最简化、体积最小化以及排热与保温兼顾的设计目标,本文从MSR堆芯活性区到外界空气热阱传热过程的模型入手,建立了PRHRS优化设计模型,获得了优化设计方案,并基于改进的RELAP5/MOD4.0程序（针对TMSR-SF1的专门改进程序）开展了PRHRS容量论证评价,经计算分析,PRHRS容量设计合理,可确保反应堆全厂断电（SBO）后排热安全。      

风险指引型技术在核电厂维修策略优化中的应用探索

利用概率安全分析技术来支持核电厂的日常风险管理及安全决策,已成为目前国际上的主流分析方法。本文采用概率论和确定论相结合的风险指引综合决策方法对RRI/SEC热交换器维修策略调整的可行性、合理性和安全影响进行论证,结果表明RRI/SEC热交换器的预防性维修项目可以在功率运行期间实施。应用风险指引型技术对维修策略调整,有助于提高维修工作安排的灵活性、优化大修资源配置、增强维修质量和设备可靠性,对机组安全稳定运行具有重要意义。     

“华龙一号”堆型电气厂房冷冻水系统分析及改进

“华龙一号”是我国自主研发的三代核电机组,为降低严重堆芯损坏事件概率（CDF）和每堆年发生大量放射性物质释放事件概率（LRF）,提升核电厂安全水平,“华龙一号”堆型采取了诸多创新性的改进,电气厂房冷冻水系统就在为安全注入系统设置多样化热阱上做了尝试,由此也带来新的问题。文章基于特殊性分析和具体工作实践,对电气厂房冷冻水系统针对性提出若干建议,助力于系统可靠性提升。     

多样化非能动衰变热排出方法研究

事故情况下的衰变热排出是涉及核安全的重要方面.采用非能动方法来排出衰变热对于提高核反应堆的安全性非常有益.在目前一些先进反应堆中通过设置非能动余热排出系统、非能动安注系统、非能动安全壳冷却系统等安全子系统,形成多样化的从堆芯到最终热阱的非能动衰变热排出渠道.论文对多种非能动衰变热排出方法和系统设计方案进行了归纳总结,比较分析了这些非能动衰变热排出方法的共性特征和区别,探讨了非能动衰变热排出系统的设计原理.通过对传热过程分解,将这些衰变热排出方法表达为一些基本传热形式的不同组合方式,根据不同的组合可获得多样化的非能动衰变热排出方法和新的系统设计方案.