AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制(CCFL)特性可视化实验研究。实验现象表明:竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量;竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量;两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况,进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出,竖直管内的局部CCFL较弱,上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况,从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出,竖直管内的局部CCFL强烈,在整体CCFL中占主导地位,整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合,表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。     

AP1000波动管涌动瞬态抑制的运行策略综述

抑制涌动瞬态能够显著地减少稳压器波动管的热应力水平,对保持波动管在电站寿期的完整性和提高其可靠性有重要的意义,除设计改进外,有效的运行策略对抑制涌动瞬态具有非常大的作用。本文分析影响AP1000波动管涌动瞬态的运行工况和主要参数,建立连续的波动管涌出工况和减少系统温差最大值的总体策略,综述机组正常运行及启停工况下的有关操作。     

AP1000一回路氧化膜特性研究

AP1000与一般压水堆不同的是其一回路采用注锌加氢技术,使其一回路氧化膜特性发生变化。试验在高压釜中模拟AP1000一回路水化学工况,研究F304L、F316、690三种反应堆主工艺设备材料表面生成的氧化膜特性。结果表明,氧化膜为双层结构,外层氧化膜成分主要是Fe₂O₃及Fe₃O₄。F304L不锈钢与F316不锈钢内层氧化膜主要是ZnCr₂O₄,注入的Zn元素取代了FeCr₂O₄中的铁元素,形成了致密的ZnCr₂O₄ 氧化层,内层氧化膜存在少量ZnO和ZnFe₂O₄。690合金的氧化膜内层为ZnCr₂O₄,同时存在较高含量的ZnO和ZnFe₂O₄。与前两者不同的是,690合金的氧化膜含少量的二价镍,以NiFe₂O₄和NiCr₂O₄形式存在。加锌加氢使得氧化膜更加致密,也明显变薄。     

AP1000主控室设备抗震鉴定试验研究

AP1000是西屋公司开发的先进非能动压水堆。本文描述了AP1000主控室设备(PDSP和SDSP机柜)抗震鉴定试验的试验目的、试验装置、试验方法、试验内容和试验结果。试验目的在于考核设备的刚度、强度以及其在地震载荷作用时和作用后的性能指标。试验在中国核动力研究设计院核级设备鉴定中心进行。试验中通过正弦扫描和白噪声探查了样机三个轴向的固有频率及阻尼比,并采用多频波法在样机的三个轴向同时输入模拟加速度时程激振,利用地震台台面加速度作为控制信号完成抗震鉴定试验。试验结果表明,样机在试验中及试验后结构完整,功能完好,满足规范要求。     

AP1000燃料组件设计特性

AP1000型燃料组件是西屋公司在40多年的燃料组件没小重行经验的基础上,改进开发的用于AP1000反应堆的高性能燃料组件。本文介绍了西屋压水堆燃料组件的设计发展,重点描述了AP1000型燃料组件的设计特点。     

AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究

以AP1000堆型为参考，建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型，并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示，在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为24 h；在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为213 h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。      

AP1000上腔室夹带试验研究

为还原AP1000中上腔室夹带过程,以AP1000为原型按1∶5.6的模化比例建立了试验回路,研究不同蒸汽流量和压力容器液位下上腔室夹带的夹带率。结果表明：蒸汽流量对夹带率的影响很小,夹带率随压力容器液位的升高而增大;在较低液位,夹带率保持稳定,加入堆内构件后,上腔室夹带明显增强。     

AP1000机组首次临界试验验证计算

首次临界试验是压水堆核电厂调试启动过程的关键环节,旨在确认核反应堆堆芯能按照设计要求达到预期的临界运行状态。本文利用西安交通大学自主研发的NECP-Bamboo程序系统对AP1000机组堆芯的首次临界试验的设计结果进行了验证计算,并与AP1000堆芯的核设计结果进行了比较。计算结果表明：预估临界状态下的硼浓度的偏差为-15 ppm,控制棒积分价值的最大偏差为-52 pcm,硼微分价值的偏差不超过0.2 pcm/ppm,反应性温度系数的偏差不超过1 pcm/K。本文计算结果的精度与高保真计算程序KENO（概率论方法）和VERA（确定论方法）的计算精度相当,为确保AP1000堆芯调试启动阶段的核安全提供了进一步的数据支撑。     

AP1000项目核岛环吊试验经验反馈

介绍浙江三门、山东海阳核电项目核岛环吊试验各阶段的工作内容、试验方法及试验过程中出现的问题及解决方法,提出先进非能动型压水堆核电技术(AP1000)项目环吊国产化改进建议,为后续AP1000项目核岛环吊的国产化及调试提供借鉴。     

首台AP1000-回路水压试验方案及风险分析

描述了首台AP1000核电机组一回路冷态水压试验的方案,结合上游设计文件、标准规范及设计技术要求,明确了试验边界的选取原则,提出了水质要求、压力和温度要求及临时水压试验泵的设计要求,同时对升温升压及降温降压速率提出合理依据,分析水压试验过程中可能出现的问题和风险。本试验方案对后续试验程序的升版及试验的执行具有指导作用,可供国內AP1000机组水压试验参考。     

小型堆稳压器波动管双端破口试验研究

开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究,获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明,在稳压器波动管双端破口极端工况条件下,中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量,及时补充系统水装量;高压安注系统运行过程比较复杂,安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关,在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中,堆芯一直处于淹没状态,模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。      

稳压器波动管热分层分析

为评价热分层对稳压器波动管结构完整性的影响,从理论上分析了稳压器波动管热分层发生的条件.以百万千瓦级三环路压水堆核电厂核反应堆启堆为例,建立了热分层瞬态,研究了热分层应力计算方法,从理论上将一个复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题.结合ANSYS程序功能,提出了波动管热分层应力计算的工程方法.     

压水堆稳压器波动管热分层的分析研究

热分层是管道水平管段中相对滞止或缓慢流动的冷、热流体因缺少混合而产生的不均匀温度分布现象.通过稳压器波动管热分层现象产生的原因和机理分析,并对稳压器波动管热分层现象进行数值模拟,建立了不同稳压器内部不同截面的热分层瞬态.     

稳压器波动管内热纹振荡现象数值模拟研究

对波动管内热纹振荡现象展开研究,获得波动管内热纹振荡现象的产生原因以及启堆升功率工况下热纹振荡现象造成波动管内壁面温度振荡的幅值和频率。采用计算流体力学(CFD)方法中的动态Smagorinsky涡粘模型对波动管内热纹振荡现象进行了数值模拟。结果表明:波动管内产生热振荡现象的原因是冷热流体相对流动所产生的涡状流使得冷热交界面产生上下振荡;波动管内的热纹振荡现象使得波动管内壁面温度的振荡幅值在4~20℃范围内,频率低于5 Hz。     

稳压器波动管不同布置方式对热分层现象的影响

通过改变波动管的倾角建立了两种不同布置方式的波动管模型,采用计算流体力学(CFD)分析方法,分别对这两种模型的热分层现象进行数值模拟分析,比较不同流量下两种模型热分层现象的特点,并对两种模型热分层现象差异产生的原因进行分析。结果表明:两种模型热分层现象产生的位置和热分层覆盖范围不同,引起这些差异的原因主要是由于不同模型的波动管内流体流动不同。本研究能为优化波动管布置达到减弱热分层效应提供参考。     

AP1000核电厂应对全厂断电事故的稳压器防满溢对策研究

AP1000核电厂若在全厂断电事故下丧失正常给水,会引起稳压器满溢,将通过稳压器安全阀排放液体冷却剂,引起反应堆冷却剂水装量流失,增大反应堆堆芯裸露的风险。与此同时,安全壳内的放射性水平因稳压器满溢可能会增大,增大向环境排放大量放射物质的可能。为防止稳压器满溢,本工作进行了解决或缓解稳压器满溢的对策研究。结果表明,增大非能动余热排出系统（PRHRS）热交换器的传热面积,可防止稳压器满溢;合理降低安全壳内置换料水箱（IRWST）的背压,可增大达到稳压器满溢的裕度,有效地缓解稳压器满溢;增大稳压器的自由容积,可防止稳压器满溢。此结论对AP1000核电厂的设计和事故分析有一定的参考作用。     

稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析

在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备.其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分层导致的总体和局部载荷.热分层现象的反复出现增加了管道及接管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性.本文阐述了对波动管热分层实施温度测量的方案,及对测量结果的分析处理;建立分析热分层整体应力和局部应力,以及波动管疲劳分析的计算模型;确立合理且切实可行的波动管疲劳分析所需的分析瞬态.上述方法已在"300 MWe PWR NPP稳压器波动管热分层"课题研究得到鉴定,并在实际的寿命管理等工程项目中发挥了重要作用.     

AP1000核电机组稳压器支撑加固的工程实践

AP1000核电机组稳压器通过底部4根垂直支撑进行支撑固定,三门核电l号机组稳压器垂直安装完成后,AP1000设计方美国西屋公司发布了设计变更,对稳压器支撑进行加固.文章主要介绍了三门核电1号机组稳压器垂直支撑设计变更的原因、设计变更现场实施的主要工序、现场施工的主要难点以及应对措施.     

稳压器波动接管内套管的温度保护作用

在西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室水力试验台上进行了5：1 稳压器波动接管的瞬态温度模拟试验，实验研究了稳压器波动接管在密封套管和非密封套管两种结构形式，流体在正波动和负波动两种流动模式下，Re在4500－750000时，各测试点的瞬态温度变化，实验结果表明：密封套管具有良好的温度保护作用，能够有效保护波动接管免受热冲击和热疲劳作用，非密封套管的保护作用在低流速时微弱，高流速时基本消失。