核电厂主给水系统调试

主给水系统向蒸汽发生器提供合适温度、流量的水,以确保蒸汽发生器稳定运行。文章对海阳核电主给水系统流程、特点进行了简介,对主给水泵润滑油系统冲洗、主给水系统水压试验及系统冲洗进行了说明,重点对主给水系统调试过程出现的问题进行了经验反馈,对后续机组的系统调试工作具有一定的借鉴意义。     

示范快堆给水控制系统仿真研究

针对示范快堆每个环路设置多个直流式蒸汽发生器模块的特点,提出集中控制环路给水流量和单独控制环路内各模块给水流量的控制方案,并搭建了给水控制系统的仿真模型;分别对2种给水控制方案进行仿真研究,分析在2种给水控制方案下各模块蒸发器出口钠温和蒸汽过热度的变化规律。研究结果表明:集中控制环路给水流量的控制方案更有利于保证蒸发器出口蒸汽过热度的安全限值,而单独控制环路内各模块给水流量的控制方案更有利于蒸发器出口钠温的控制。     

一条给水管线破裂后的辅助给水系统供水试验分析

本项试验是方家山核电机组调试大纲项目,主要验证在一条给水管线破裂后辅助给水系统供水时,从破口处的总流量不能超过250 m3/h,向2台完好蒸汽发生器(SG)中的每一台供应的给水流量不能低于45 m3/h。难点在于试验中不会有破口,无法直接得到仪表测量流量数据。于是建立模型,分析破口事故时辅助给水泵的运行工作点,通过正常供水试验数据拟合模型未知参数,最终根据工作点参数计算出破口与正常管线给水流量,综合分析得出破口时的给水数据,满足验收准则要求。     

直流蒸汽发生器给水控制半实物仿真系统

采用直流蒸汽发生器的核动力装置是一个多变量耦合的复杂被控对象,为了对其给水控制系统进行研究,设计了一个直流蒸汽发生器给水控制半实物闭环仿真系统.该系统由实时仿真系统、给水控制系统物理设备和仿真过程管理系统组成.给水控制系统物理设备采集实时仿真系统提供的参数信号,并输出控制信号至电动执行机构.半实物闭环控制仿真试验表明,该仿真系统具有较好负荷跟踪能力,可为实际直流蒸汽发生器控制系统的设计及运行提供技术指导.     

CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试

蒸汽发生器给水调节系统是中国实验快堆（CEFR）重要的控制系统,需要实现自动控制。根据该系统的控制需求针对性地设计了一套给水调节控制方案,并在CEFR实堆功率运行工况下验证了该控制方案。堆上试验结果表明,该控制方案能够在各种设计工况下维持蒸汽发生器出口钠温稳定,具备抑制反应堆其他参数干扰的能力。本研究通过CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试工作,实现了CEFR蒸汽发生器给水调节系统的自动化控制。     

AP1000启动给水在非LOCA事故下的衰变热排出性能分析

为验证三代核电AP1000核电厂在非LOCA事故工况下,启动给水补给性能是否满足衰变热排出的纵深防御准则,保守认为事故发生后,反应堆停堆,厂用电及外电网丧失,主给水丧失,凝汽器热阱丧失,蒸汽发生器背压为安全阀最低整定压力,蒸汽发生器与启动给水泵均为单列可用。首先,验证凝结水储箱处于最低液位时,启动给水的最低补给能力能否满足不小于118.1 m3/h的准则要求;其次,论证事故后由于备用交流电源加载滞后而导致启动给水延后140 s投运,蒸汽发生器依靠自身缓冲水装量能否带走衰变热而不触发专设安全系统;再次,论证140 s后启动给水最低补给流量,能否稳定蒸汽发生器液位并使其回升;最后,验证凝结水储箱纵深防御水装量能否满足启动给水24 h连续补给的准则要求。本文通过对启动给水最低补给流量、蒸汽发生器缓冲水装量、启动给水液位控制,以及凝结水储箱水装量的保守计算分析,验证了AP1000启动给水在非失水事故(Non-LOCA)事故下衰变热排出功能设计的可靠性以及与纵深防御准则的一致性。     

秦山核电厂蒸汽发生器水位控制试验

简要介绍了蒸汽发生器水位控制系统的运行方式和试验方法。试验项目包括旁通阀控制试验、主给水阀控制试验和旁通阀与主给水阀的切换试验。文中给出了试验结果,即在液位扰动和核动率扰动时,蒸汽发生器液位的变化过程。经过两个月的运行和瞬态试验,证明蒸汽发生器水位控制系统满足设计要求。     

方家山核电厂并网时蒸汽发生器水位运行策略优化

方家山核电机组在并网过程中曾出现过给水调节阀开度突跳导致蒸汽发生器水位大幅度波动的现象。文中从蒸汽发生器水位控制原理出发,分析并网过程中给水调节阀开度波动原因,并经理论计算与模拟机验证,给出并网过程中避免给水调节阀开度突跳导致蒸汽发生器水位波动的有效解决方案。     

T-S型模糊神经方法在直流蒸汽发生器给水控制中的应用研究

针对直流蒸汽发生器(OTSG)二次侧水容积小、蓄热能力低,且在功率变化过程中,其给水流量和反应堆的功率应迅速匹配以保证OTSG二次侧蒸汽品质的问题,将T-S型神经模糊控制原理引入到OTSG的给水控制系统中,设计一种基于数值仿真输入输出数据的T-S型神经模糊控制器,并对其控制结果进行仿真验证。结果表明,该控制方式可以取得更好的控制效果,且满足各工况下的控制需求。     

核电厂蒸汽发生器二次侧三维流场分析

为弄清核电厂蒸汽发生器二次侧的流动和传热特性机理,以确保蒸汽发生器的稳定性,文章采用数值软件根据蒸汽发生器的结构特点和运行模式进行简化建模,利用相似原理,使用相变模块模拟了蒸汽发生器的二次侧汽液两相流的流场分布情况。研究了相同结构下不同给水比例对二次侧流场分布的影响,尤其是对空泡份额分布特性的影响。研究发现,不同的给水工况对直管段的空泡份额分布和流体流速分布都有明显的影响,但对传热管上部区域的空泡份额和速度分布的影响不大。     

蒸汽发生器液位控制系统手自动切换的前馈补偿研究

当前蒸汽发生器（SG）液位控制系统手自动切换信号复制回路的设计中,液位控制器运算基准为切换时的汽水失配信号,主给水流量调节阀由手动模式切到自动模式后导致SG液位控制系统失去快速调节给水流量的前馈作用。针对该问题,结合阳江核电厂4号机组SG液位高高跳堆事件,提出了针对手自动切换操作方式和系统设计的2种优化方案。针对操作方式的优化,在主给水流量调节阀投自动前,手动平衡汽水流量;针对系统设计的优化,增加汽水失配判断环节和前馈自动补偿环节。通过SG液位扰动试验证明,所提出的优化方案能有效提高手自动切换后控制系统的调节速度、减小超调量,对核电机组安全运行水平提升有重要贡献。      

蒸汽发生器给水环管热分层强度影响因素及缓减措施研究

为研究低功率运行工况下压水堆核电厂蒸汽发生器给水环管热分层强度的影响因素和缓减措施,采用计算流体力学(CFD)方法,对给水环管内部流体的热分层现象进行了数值模拟。研究了功率提升过程中给水运行方式及给水环管结构对热分层强度的影响,从给水环管布置及结构两个方面提出了两种改进结构。结果表明:提高给水流量提升速率对热分层强度几乎没有影响,给水弯头弯曲半径增大能有效减弱给水弯头处的热分层强度,给水弯头向下布置能明显减弱给水环管内的热分层强度,给水管倾斜角度增大能有效减弱给水弯头、给水管的热分层强度,同时使得给水环的热分层强度增强。将给水弯头向下布置且给水管水平段改为多级阶梯渐缩-渐扩结构、多级球形渐缩-渐扩结构后,给水环管内的热分层现象能得到不同程度的缓解,因此提出的两种改进结构是较理想的改进结构。     

A decade''s experience in chemistry maintenance of once through steam generator of fast breeder test reactor

The steam generator of fast breeder test reactor (FBTR) at Kalpakkam (India) is a once through Steam Generator (OTSG) which requires the feed water at high purity level. Therefore, for maintaining feed water chemistry, all volatile treatment (AVT) is adopted along with a full-flow deep bed Condensate Polishing Unit (CPU) in the steam water system. Operational difficulties such as premature termination of operation cycle of the CPU, enhanced impurity pickup resulting in increased load for CPU, early silica breakthrough, etc. were observed on occasions. This paper describes the modifications carried out in the steam water circuit to overcome these problems. A decade's experience in operating the CPU and maintaining the feed water quality is also discussed.     

多模块直流蒸汽发生器给水系统特性分析

为给中国示范快堆给水控制系统的控制方案设计及直流蒸汽发生器结构参数设计提供必要参考依据，本文搭建了多模块直流式蒸汽发生器给水系统的仿真模型，对示范快堆给水系统的静态特性和动态特性进行了仿真研究。分析了蒸发器出口钠温和蒸汽发生器一次侧流量偏差等关键参数对各模块工作状态的影响，并得出了系统可靠工作条件下这些关键参数变化的限值。研究结果表明，为防止蒸发器出口蒸汽过热度不足，保证蒸发器可靠工作，需限制蒸发器出口钠温过低，以及蒸汽发生器一次侧流量相对于平均值过高。     

CPR1000型核电站给水泵事故瞬态分析

以CPR1000型核电站3×50%电动给水泵为研究对象,采用基于RELAP5和Simulink程序开发的CPR1000数字化仪控系统仿真试验台,详细计算分析了给水泵单泵故障和双重故障对反应堆运行的影响及相应的缓解措施。结果表明,给水泵单泵故障对反应堆运行的影响较小,各相关参数能够很快重回事故前的稳态工况。在给水泵双重故障情况下：初始核功率在75%FP及以下时,不会出现蒸汽发生器(SG)低-低水位;初始核功率高于75%FP、汽机初始负荷在90%FP及以下时,需将汽机负荷阶跃降至50%FP,才不会出现SG低-低水位;汽机初始负荷在90%FP以上时,建议停堆。     

自然循环蒸汽发生器倒U型管内的倒流计算

采用同时表示正流和倒流的全水动力特性曲线分析了自然循环压水堆一回路系统蒸汽发生器倒U型管内发生倒流的机理。针对蒸汽发生器内倒U型管数量巨大问题,提出了一种集总-分布参数模型。该模型用于计算实际自然循环蒸汽发生器倒U型管内的倒流时,具有计算快捷且精度高的优点。利用该模型对自然循环蒸汽发生器并联倒U型管内的正、倒流进行计算,并将计算结果与所有倒U型管逐根进行正、倒流计算的结果进行比较,结果十分接近,验证了本文模型的可靠性。     

A theoretical model for the calculation of large transients in nuclear natural-circulation U-tube steam generators (Digital code UTSG)

A newly developed nonlinear transient model for the calculation of the dynamic behaviour of a vertical natural-circulation U-tube steam generator together with its steam removal system is presented. The steam generator is considered to consist of a heat exchange section, a top plenum, a downcomer region and a steam removal system with a sequence of relief and/or safety valves, isolation, bypass, turbine-trip and turbine-control valves and a steam turbine. Possible perturbations from outside can be: inlet water temperature, inlet water mass flow and system pressure on the primary side, feed water temperature, feed water mass flow and outlet steam mass flow disturbed by actions of the different valves within the steam removal system on the secondary side. Based on this theoretical model the digital code UTSG has been established. Post-calculations of start-up tests at a PWR nuclear power plant simulating perturbations both on the primary and secondary side of the steam generator and similar calculations for the corresponding ATWS-cases will show the efficiency of the code UTSG and the underlying theoretical model.     

华龙一号小幅功率提升研究

对华龙一号热功率精度进行了分析,计算了蒸汽发生器出口压力测量精度、给水温度测量精度和给水流量测量精度对华龙一号热功率精度的贡献度,通过定量化的数据证明了主给水流量测量精度对热功率计算精度的影响最大。基于目前孔板流量计精度低,长期使用精度劣化的问题,提出采用高精度（0.3%）的超声波流量计来测量主给水流量,计算结果表明,采用超声波流量计可以获得0.97%的功率提升。      

Thermal-hydraulic analysis on the effect of operator action in the loss of shutdown cooling system accident in a PWR

It is necessary to develop PSA methodology and integrated accident management technology during low power/shutdown operations. To develop this technology, thermal-hydraulic analysis is necessarily required to access the trend of plant process parameters and operator's grace time after initiation of the accident. In this study, the thermal-hydraulic behavior in the loss of shutdown cooling system accident during low power/shutdown operations at the Korean standard nuclear power plant was analyzed using the best-estimate thermal-hydraulic analysis code, MARS2.1. The effects of operator's action and initiation of accident mitigation system, such as safety injection and gravity feed on mitigation of the accident during shutdown operations are also analyzed.When steam generators are unavailable or vent paths with large cross-sectional area are open in the accident, the core damage occurs earlier than the cases of steam generators available or vent paths with small cross-sectional area. If an operator takes an action to mitigate the accident, the accident can be mitigated considerably. To mitigate the accident, high-pressure safety injection is more effective in POS4B and gravity feed is more effective in POS5. The results of this study can contribute to the plant safety improvement because those can provide the time for an operator to take an action to mitigate the accident by providing quantitative time of core damage. The results of this study can also provide information in developing operating procedure and accident management technology.