蒸汽发生器U形传热管动态特性影响因素分析

采用理论和数值模拟方法对多种工况和影响因素下蒸汽发生器U形传热管的固有频率、模态振型进行了数值模拟.给出了U形管在管内外压力作用和质量随空间位置非均匀分布下的固有频率计算公式.数值模拟结果表明:支撑边界约束处理模式、传热管工作压力、支撑板厚度、防振条支撑点数以及U形弯头曲率半径对U形传热管动态特性影响较大,压力和质量分布的非均匀性、自重及热膨胀等因素影响较弱.     

AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂分析

利用RELAP5/MOD3程序对AP1000多根蒸汽发生器传热管破裂事故进行了分析。基于最佳估算方法,分析了1~5根蒸汽发生器传热管破裂的工况。分析结果表明:在大气释放阀可用的情况下,主蒸汽安全阀(MSSV)始终保持关闭状态,从而不会旁通安全壳。每个工况的堆芯补水箱水位均未出现下降,不会产生自动卸压信号。即使假设MSSV卡开,堆芯也从未出现裸露,仍保持可冷却状态。     

自然循环条件下蒸汽发生器U型传热管倒流分布特性的实验研究

在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内,开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管,分别设置9个倒流监测点,获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理,获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明,在本实验参数范围内,约有61%的U型管发生倒流,使传热管正向流通面积减小为原来的39%。倒流同时导致正流流量增加60%,与不发生倒流的情况相比,U型管平均流速增大4.2倍。      

在回流冷凝期间蒸汽发生器U形管热工水力行为的RELAP5分析

在采用34根U形管的Bethsy装置的回流冷凝实验中,在U形管中观察到了蒸汽顺向流动和氮气反向流动的不同流动形态。本研究中,使用RELAP5／MOD3．2模型,计算了二流道和三流道中U形管的行为。通过修改计算摩擦系数的加权因子,成功地计算了氮气的反向流动。在计算中,通过改变二流道流动面积的比值,假设在最大的氮气再循环流速情况下流动最稳定,预测了蒸汽顺向流动的能动U形管的数目,该数字与在4种不同的U形管中所观察到的能动U形管的数日（19-24根U形管）吻合良好。在进行三流道计算时,没有使用假设,在序列计算（本研究的4种情况）中,具有不同的流道面积比值的三流道的能动U形管的比值的平均值很好地预测了能动U形管的比值。结果证实了在最大的氮气再循环流速处流动可能是最稳定的假设的真实性,并且这种假设似乎最有可能出现在不同数目的能动U形管中。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

含缺陷Inconel 690蒸汽发生器传热管的强度及堵管准则研究

针对缺陷对传热管强度的影响以及传热管判废准则问题展开研究,研制了适用于小管径蒸汽发生器传热管极限载荷及爆破压测试的实验装置,对含体积型缺陷及面型缺陷的Inconel 690蒸汽发生器传热管进行了实验研究,并采用有限元法对极限载荷及爆破压进行了估算.在此基础上,研究了传热管的堵管准则,提出了两级评定方法.该评定方法可根据缺陷的深度、轴向及环向长度来综合评价.     

倒U型管蒸汽发生器自然循环回流特性研究

自然循环在核动力工业中有重要的应用。以AP1000自然循环压水反应堆一回路系统的蒸汽发生器为对象,建立自然循环系统蒸汽发生器倒U型管内单相水回流的数学模型,并进行了计算,得出了蒸汽发生器倒U型管内正流和回流流量、正流管管长和回流管管长分布等。研究结果表明,回流能大幅降低自然循环的重位压头、流量和放热量,不利于自然循环。     

AP1000蒸汽发生器U型管合金材料国产化研究

简要介绍了UNSN06690(TT)合金[简称690(TT)合金]国内外装备制造业现状,分析690(TT)合金材料的使用环境设计参数、物理性能指标、微观组织技术指标.参照相关技术规范,给出了690(TT)合金的主要化学成分、有害元素控制、试验用690(TT)合金钢锭化学成分、样品冷加工工艺参数.我国要实现690(TT)...     

核电厂蒸汽发生器传热管与管堵头的一次侧应力腐蚀及其防护

一次侧应力腐蚀（PWSCC）是一种晶间腐蚀,是因敏感的管子微观结构、高的残余拉应力和工作应力以及腐蚀性环境（高温水）引起的。防止PWSCC的措施包括：选择适当的管子材料、减小残余拉应力和改善腐蚀性环境、激光焊接衬管以及镀镍修补。     

Steam Generator control in Nuclear Power Plants by water mass inventory

Control of water mass inventory in Nuclear Steam Generators is important to insure sufficient cooling of the nuclear reactor. Since downcomer water level is measurable, and a reasonable indication of water mass inventory near steady-state, conventional feedwater control system designs attempt to maintain downcomer water level within a relatively narrow operational band. However, downcomer water level can temporarily react in a reverse manner to water mass inventory changes, commonly known as shrink and swell effects. These complications are accentuated during start-up or low power conditions. As a result, automatic or manual control of water level is difficult and can lead to high reactor trip rates.This paper introduces a new feedwater control strategy for Nuclear Steam Generators. The new method directly controls water mass inventory instead of downcomer water level, eliminating complications from shrink and swell all together. However, water mass inventory is not measurable, requiring an online estimator to provide a mass inventory signal based on measurable plant parameters. Since the thermal-hydraulic response of a Steam Generator is highly nonlinear, a linear state-observer is not feasible. In addition, difficulties in obtaining flow regime and density information within the Steam Generator make an estimator based on analytical methods impractical at this time.This work employs a water mass estimator based on feedforward neural networks. By properly choosing and training the neural network, mass signals can be obtained which are suitable for stable, closed-loop water mass inventory control. Theoretical analysis and simulation results show that water mass control can significantly improve the operation and safety of Nuclear Steam Generators.     

水面核电厂蒸汽发生器水位测量技术研究

由于水面核电厂长期在倾斜摇摆状态下运行,导致蒸汽发生器水位测量无法直接采用陆上核电厂成熟的差压式液位测量技术。本文结合差压式液位测量原理,在理论计算分析的基础上提出一种适用于水面核电厂的蒸汽发生器水位测量改进方案,并通过倾斜摇摆台架进行了试验验证。验证结果表明,该改进测量方案能够在水面核电厂倾斜摇摆环境下,快速跟踪各种工况下蒸汽发生器水位的变化,测量稳定可靠。      

核电高效紧凑新型蒸汽发生器设计研究

为了适应三代核电机组进一步提质增效的发展需求,在确保安全性的基础上,采用更加先进的技术、同时兼顾设计及制造技术的成熟性,研究设计了一款经济性更好、技术性能更先进的高效紧凑新型蒸汽发生器(ZH-J60型SG)。ZH-J60型SG设置了轴流式预热器和泥渣收集器,并改进设计了小型双级叶片汽水分离器。计算和分析表明,ZH-J60型SG提高了SG自然循环倍率,提升了整机功率重量比、出口蒸汽品质和运行可靠性,完全满足并在部分关键参数上超过第三代压水堆核电厂SG的水平。     

百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置热态验证试验

对百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置水-空气冷态试验确定的最佳结构进行了实际核电厂运行参数条件下的水-蒸汽热态验证试验,与国外先进结构汽水分离装置试验体在热态试验条件下的性能进行了对比.结果表明,在正常运行条件下,研制的汽水分离装置试验体出口蒸汽湿度(上携带)为0.0021%,远小于百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器设计规定的0.1%的湿度指标,其在恶劣工作条件下的汽水分离性能仍满足设计要求,并优于国外先进结构汽水分离装置试验体.     

Gravitational Separation in Horizontal PGV-1000 Steam Generators in Nuclear Power Plants with VVER Reactors

A method for estimating the mutual effect of moisture and purge effectiveness for PGV-1000 in nuclear power plants with VVER reactors is described. The method takes account simultaneously of the mechanism for removing impurities with moisture and in dissolved form in the steam. Experimental data are used to show that the proposed method can be used to predict the basic separation characteristics of steam generators and for choosing ways to improve the in-vessel structures. A comparison of the separation characteristics, obtained in the course of the tests, with the calculations confirms that the gravitational separation due to an increase in the height of the steam space is effective. The methods for improving the separation systems at the Volgodonsk nuclear power plant maintain a constant rate of removal of moisture in a wide range of water levels in the steam generator compared with the standard systems.__________Translated from Atomnaya Energiya, Vol. 98, No. 6, pp. 435–443, June 2005.     

CPR1000型核电机组蒸汽发生器承压堵板装拆与辐射防护

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是压水堆核电站大修的一项重要工作, 具有较高的辐射风险。本文介绍了CPR1000型核电机组蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板的相关工作和在工作中如何通过辐射风险分析、优化人力安排、强化模拟培训、落实经验反馈等措施, 从而降低集体剂量的实践过程, 目的是总结经验, 为今后其他同类机组大修开展相同工作提供改进建议。