EPRI《蒸汽发生器完整性评估导则》解读

《蒸汽发生器完整性评估导则》是美国电力研究院发布的用于评估蒸汽发生器(Steam Generator,简称SG)完整性的导则。该导则通过SG传热管结构完整性评估、一次侧—二次侧泄漏完整性评估以及二次侧完整性维护进行SG完整性评估。基于导则及相关文献调研与分析,从历史背景、发展历程、内容框架三个方面较为详细地介绍了《SG完整性评估导则》的基本信息,并对我国建立SG完整性评估技术体系的必要性和需开展的工作进行了初步讨论。《SG完整性评估导则》的全面解读对于推动我国核电厂开展SG完整性评估工作具有重要意义。     

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...     

三门核电厂2号机组蒸汽发生器管板钻孔偏差原因分析及问题处理

蒸汽发生器(SG)管板组件深孔钻是SG制造过程中的关键工艺,也一直是制造过程中的难点之一。三门核电厂AP1000机组SG管板较之二代加核电机组的管板厚度增加,管板钻孔难度也随之增加。本文介绍了三门核电厂2号机组SG管板3个孔钻偏问题的处理,期望在后续SG制造过程中,能够从中吸取经验教训,避免类似问题的出现。     

蒸汽发生器管子降质机理对安全的意义

蒸汽发生器（SG）管柬是反应堆冷却剂压力边界（RCPB）的一部分。这也就意味着必须保持管束的完整性。然而，运行经验表明：蒸汽发生器管子会出现各种降质。这些管子降质可能导致SG管泄漏或破裂，进而通过蒸汽发生器使一回路系统的冷却剂损失，由此提供了直接通向一回路系统外部环境的途径。本文将介绍和分析几种主要SG管子的降质，从而评估这些降质在SG管子完整性方面的安全意义。     

吗啉对PWR蒸汽发生器二次侧材料的防蚀作用

氨/联氨全挥发处理(AVT)不能克服压水堆(PWR)核电厂蒸汽发生器(SG)二次侧汽水两相流区域的材料磨蚀和腐蚀问题。有报道:低挥发性的化学添加剂吗啉(Morpholine)能改善SG二相流区域材料的抗蚀性能,吗啉全挥发处理已用于PWRs上。文中研究了吗啉在PWR核电厂SG二次侧停堆湿保养时和正常运行工况时最佳使用浓度,并用表面分析技术初步探讨了吗啉对材料(碳钢A3、低合金钢S271)的防蚀作用。     

吗啉对PWR蒸汽发生器二次侧材料的防蚀作用

氨/联氨全挥发处理(AVT)不能克服压水堆(PWR)核电厂蒸汽发生器(SG)二次侧汽水两相流区域的材料磨蚀和腐蚀问题。有报道:低挥发性的化学添加剂吗啉(Morpholine)能改善SG二相流区域材料的抗蚀性能,吗啉全挥发处理已用于PWRs上。文中研究了吗啉在PWR核电厂SG二次侧停堆湿保养时和正常运行工况时最佳使用浓度,并用表面分析技术初步探讨了吗啉对材料(碳钢A3、低合金钢S271)的防蚀作用。     

地下核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统设计研究

地下核电厂的安全壳深埋于地下,在地面布置大容积的高位水池,可为蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出的实施提供足够的重力驱动压头。本文结合地下核电厂的设计特点,提出了一种适用于地下核电厂的SG二次侧非能动余热排出系统,并给出了系统功能要求、回路系统构成及设备主要特性和运行特点。     

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。     

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。     

核电厂蒸汽发生器支撑的力学计算与评价

某核电厂蒸汽发生器(SG)横向支撑采用标准化设计,支撑的形式比较复杂,有板壳型支撑件、线型支撑件,同时还使用了螺栓连接件和焊接接头等,导致其力学计算和评价比较复杂。借助有限元分析软件对D级工况条件下该核电厂SG上部横向支撑和下部横向支撑做了力学计算,并利用ASME第Ⅲ卷NF篇和附录F对各种形式的部件进行了评价。提出了在对SG支撑进行力学计算和评价中需要重点关注的问题。     

核电厂职业工作人员受照辐射剂量评估的基本方法和技术探讨

准确、合理的辐射剂量评估工作是实现核电厂辐射安全目标的重要手段,本文描述了对核电厂工作人员的职业照射进行评估的基本方法,对目前剂量评估中的一些技术问题进行了探讨.     

核电厂运行许可证延续安全评估范围和对象的确定

为确保核电厂延续运行安全评估的完整性和有效性，通过分析延续运行的特点，分析得出安全评估需要重点关注的问题，并据此建立了范围和对象筛选确定的有效方法。通过该方法，秦山核电厂识别出延续运行安全评估的范围和对象，使后续评估得以有效开展。实践证明，按此确定的结果能够满足核安全监管对延续运行安全评估对象的筛选要求。同时也表明秦山核电厂延续运行安全评估的范围和对象的确定原则是合理的，其方法和流程能有效指导后续核电厂的延续运行实践。     

核电厂埋地管的综合监测及评估

针对核电厂埋地管普遍存在的防腐层破损、腐蚀、泄漏等失效情况,本文调研了国际上相对完备的核电厂埋地管降质管理技术体系,归纳总结了核电厂埋地管老化管理方面的3项关键技术,包括埋地管腐蚀风险分级管理技术、埋地管检测技术和埋地管老化状态评价技术,从预防、检测、评估等角度进行埋地管综合管理,可为国内核电厂建立埋地管监测及评估技术体系提供借鉴。     

技术规格书与运行核安全监督

运行技术规格书以设计原则和假设为基础，以保证三道屏障的完整性为目标，确定了一整套核电厂运行阶段所必须遵守的限值和条件。严格遵守技术规格书是保障核电厂运行安全的重要方面之一。本文介绍了大亚湾核电站运行技术规格书的主要内容及国家核安全局对大亚湾核电站遵守技术规格书进行的监督管理。     

基于SPSA的蒸汽发生器液位MPC系统性能优化方法研究

核电厂蒸汽发生器（SG）液位变化过程具有强非线性且存在“虚假水位”现象,传统SG液位控制系统多采用固定参数比例-积分-微分（PID）控制器,但传统PID控制方法不具备自优化、自适应、自学习等能力,使得控制系统性能难以达到并保持最佳。为提高机组瞬态响应能力以及核电厂的稳定性、安全性和经济性,提出了一种基于并行摄动随机逼近（SPSA）算法的模型预测控制（MPC）方法。该方法采用MPC系统代替传统PID控制系统,并利用SPSA实现液位控制系统参数的整定优化,从而实现SG液位控制系统的性能优化。通过仿真试验验证了本方法能够有效提高SG液位控制参数的整定效率以及控制系统稳定性。     

核电厂全厂断电工况下蒸汽发生器自然循环特性的比例分析

试验验证是支撑新型先进压水堆核电技术的设计和核安全审评的重要手段,考虑到建设1∶1尺度的试验装置会导致高昂的建造成本,通常会开展比例试验研究。为了保证比例试验装置的重要现象与原型核电厂的现象具有相似性,试验获得的数据可以支撑原型电厂的设计,需要开展充分的比例分析工作。基于比例分析的重要性,文章以非能动核电厂AP1000的全厂断电事故为研究背景,采用H2TS方法开展了比例分析,重点关注了主回路自然循环阶段蒸汽发生器(SG)内的热工水力学行为,获得了相应的相似准则,并进行了失真分析,得出以下结论:当SG的高度比和流通面积比与系统级的高度比和流通面积比一致时,SG装置的关键现象与原型SG的关键现象之间存在相似关系;采用等物性模拟全厂断电事故情况下,蒸汽发生器换热能力远大于堆芯衰变功率,能够满足堆芯冷却的功能需求,蒸汽发生器换热量不存在失真。     

华龙一号国际审查认证中结构完整性领域的实践和思考

为促进国际市场开发,中国广核集团有限公司开展了华龙一号核电技术方案英国通用设计审查（GDA）和欧洲用户要求认证（EUR）。核电厂构筑物、系统和设备的结构完整性是国际审查和认证的重点,为适应英国核安全监管和欧洲用户要求,项目团队采用分析法设计理念,以力学分析、试验和论证为关键手段,完成了英国版和欧洲版华龙一号的结构完整性分析评估和设计改进,全面满足了英国核安全监管和欧洲用户要求。通过华龙一号国际审查和认证,研究了结构完整性领域的相关技术要求,总结了审查过程中的实践和思考,可为华龙一号核电技术方案的持续改进和创新提供借鉴。     

反应堆压力容器辐照脆化状态评估

基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据,采用统计分析的方法,选出适合于某核电厂反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入,对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估,并推算、分析了RPV在寿期末的结构完整性;基于辐照脆化计算结果,绘制了各运行阶段RPV的压力-温度限值曲线（P-T曲线）,并给出运行建议。      

关于修订《压水堆核电厂安全停堆设计准则》的技术分析与研究(上)

通过调研核电厂安全停堆设计国内外标准化现状、国内设计改进和运行核电厂安全停堆实际,对标准技术内容进行全面梳理分析和探讨,提出了标准术语定义、反应性控制、堆芯排热、反应堆压力边界完整性等方面存在的问题并给出了具体可行的修订建议.     

反应堆冷却剂系统动力分析关键参数的敏感性分析

反应堆冷却剂系统(RCS)在极端事故工况下的动力响应计算是评估核电厂安全的重要技术手段。定量考察系统结构的关键参数对系统动力响应的敏感性,是可靠评价系统响应的重要方面。本文通过全局敏感性和相关性分析,对一种堆型蒸汽发生器(SG)支承刚度对地震条件下主系统载荷分配的敏感性进行了研究。研究表明,支承刚度对SG局部范围内主系统载荷分配影响度较高,对距离较远的反应堆压力容器影响度较低。此外,还建立了描述关键参数到载荷分配的输入输出关系,并通过神经网络对输入输出关系进行了回归建模。该神经网络模型能够快速准确地对发生支承结构设计变更后的主系统地震载荷分配进行评估。