秦山核电厂反应堆冷却剂流量测定

本文介绍秦山核电厂反应堆冷却剂流量的三种测量方法及其结果。结果表明:其两条环路反应堆冷却剂流量均大于热工设计值16100m~3/h,并分别达此设计值的109.6％和109.0％;三种方法测定结果相对偏差≤4％;主泵输入电功率法测定结果是可信的。     

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

反应堆系统冷却剂泵流量特性计算模型

反应堆的发热是靠反应堆系统一回路冷却剂循环带出堆芯之外的。一般情况下，冷却剂的流动是靠冷却剂主循环泵（主泵）来唧送的，特殊情况下，也需要靠回路中冷却剂的自然循环流动来完成。不论是哪种情况，主泵的流量特性直接影响着反应堆的安全。本文根据主泵的四象限特性图提出了一种用于计算反应堆系统稳态和瞬态工况下主泵流量特性的计算方法。该方法便于使用，其计算结果与Ｒｅｌａｐ５／ＭＯＤ２的计算结果进行了比较，二者符合很好，证明本文的模型完全可用于反应堆系统的稳态设计和瞬态事故分析。     

数字化核电厂反应堆冷却剂温度测量通道校准试验研究

介绍反应堆冷却剂温度测量通道校准(TP RCP63)试验的内容,分析数字化技术对核电厂TP RCP63试验的影响,着重论述与模拟技术核电厂相比存在的变化与问题,并提出采用数字化技术后核电厂TP RCP63试验中温差、平均温度加法器系数以及温度信号的校准设计方案。     

船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。     

反应堆冷却剂系统非线性地震分析方法研究

通过理论研究并结合反应堆冷却剂系统中的非线性因素,提出了采用虚拟激励和模态叠加相结合的非线性地震分析方法进行反应堆冷却剂系统地震分析,该方法能够避免阻尼比选取存在的问题,同时又考虑了非线性因素.     

反应堆冷却剂系统低温超压分析

为分析巴基斯坦恰希玛核电厂2号机组反应堆冷却剂系统是否满足低温超压保护要求,应用热工水力分析程序Relap5/Mod3对其低温下的瞬态进行模拟计算分析,结果表明低温瞬态下的系统压力满足限值要求,不会发生超压.     

变流量工况下^16N监测反应堆功率的研究

本文从理论上对变流量工况下利用＾１６Ｎ监测压水堆功率进行了分析，推导出反应堆－回路中＾１６Ｎ放射性强度与冷却剂流量之间的关系，得出变流量工况下＾１６Ｎ测量反应堆功率的简化公式，提出了变流量工况下＾１６Ｎ监测反应堆功率的方法，并报告了应用该方法在ＨＦＥＴＲ（高通量工程试验反应堆）上的研究及试验结果。     

AP1000反应堆冷却剂泵

1反应堆冷却剂泵 AP1000反应堆的冷却剂泵（以下简称主泵）是单级、全密封、高惯量离心式屏蔽泵，用来输送高压、高温、大流量的反应堆冷却剂。图1为主泵结构图。表1给出了主泵的设计参数。     

秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统设计与技术服务管理

根据秦山核电二期工程的实际经验,首先介绍了在反应堆及反应堆冷却剂系统(简称RCP系统)的设计中所采用的管理模式--项目管理模式,包括管理过程的描述和组织机构.然后简要介绍了设计管理中工程进度的控制、设计接口管理、设计质量的控制和验证、设计文件管理、中间文件的管理等等内容.介绍了技术服务管理,主要是设备制造技术服务和现场安装及调试技术服务、管理程序、技术交底、验收活动等的管理情况.     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备力学分析

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统主设备设计中所涉及的力学分析工作.主设备包括反应堆压力容器(包含控制棒驱动机构、堆内构件和燃料组件)、蒸汽发生器、主泵、稳压器.主要涉及的内容包含每个设备部件的应力、疲劳、热棘轮、断裂力学分析和内部构件流致振动分析以及试验验证等.设计者已掌握了主设备设计中所涉及的力学分析技术,取得了大量的成果.但是,仍有部分工作是与国外的设计单位合作完成的,我们还需做更深入的研究.     

反应堆冷却剂泵振动相位监测方案研究

基于对大型、高速旋转机械的振动监测研究,结合振动监测与故障分析研究方法,并考虑到核电厂反应堆冷却剂泵（主泵）设备运行、监测及故障诊断的实际情况,提出了3种主泵振动相位测量方案,并对上述方案进行综合安全分析、技术可行性分析和经济性分析,最终得出较优的主泵振动相位测量方案。     

阻尼取值对核电厂反应堆冷却剂回路抗震分析影响

研究了利阻尼参数取值对核电厂反应堆冷却剂系统回路抗震分析的影响。在模型和其他输入参数相同的条件下,分别采用3组瑞利阻尼参数对冷却剂主回路进行抗震计算,并选取典型的支撑载荷结果进行对比分析。对于核电厂冷却剂系统回路模型,随着计算模型的自振频率增大和高频振型参与质量的增大,阻尼参数的取值对计算结果的影响越大。     

反应堆冷却剂系统抗震支撑方案改进

对M310堆型的反应堆冷却剂系统(RCS)进行抗震计算,发现蒸汽发生器(SG)的地震响应偏大,并认为是支撑结构刚度不足所致。基于以上研究,提出RCS支撑的改进方案。抗震计算证明改进方案能加强SG的支撑刚度,提高RCS的抗震能力。     

秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统设计

介绍了秦山核电二期工程反应堆冷却剂系统和设备的主要设计参数、设备设计制造标准及材料的选择,系统的各种标准运行方式,还对系统的主要设备和管道的布置、管道支吊架的选择和设置进行了说明.     

核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接

以秦山核电二期工程为例,论述了核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接技术及质量控制要点,并对反应堆冷却剂系统主管道的安装顺序、安装技术要求、焊接质量检验方法以及焊接变形的控制等方面给予了详细的阐述,对核电站反应堆冷却剂系统主管道安装焊接及质量控制具有借鉴作用。     

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统泄漏分析

第三代AP1000非能动核电厂的主要特征是采用非能动安全原理,使核电厂的系统、设备、构筑物大幅度简化,安全性、可靠性、经济性大幅度提高,以满足美国先进轻水堆业主要求文件的基本要求。本文针对美国业主要求文件(Utility Requirements Document,URD)第三卷第五章《专设安全系统》中对非能动先进轻水堆核电厂反应堆冷却剂系统压力控制功能的要求:在很小的反应堆冷却剂系统(Reactor Coolant System,RCS)净泄漏率(不大于2.27 m3·h-1)条件下,具有足够的系统冷却剂装量及补水能力,以保证在8 h(28 800 s)内不会触发自动降压系统而进行计算分析,本分析采用安全分析报告小破口失水事故(Loss of coolant accident,LOCA)分析采用的NOTRUMP程序,分析结果表明AP1000核电厂可满足上述美国URD要求。     

堆芯冷却剂流量下降DNBR计算

四种事件可导致堆芯冷却剂流量下降。计算了这四种事件发生后堆芯内ＤＮＢＲ的分布，并从中找出最小ＤＮＢＲ。结果表明，冷却剂泵轴卡死事件的最小ＤＮＢＲ为最低，堆芯中部分燃料元件的最小ＤＮＢＲ低于限定值１．３。