石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。     

控制棒驱动机构石墨密封组件设计与密封性能验证

控制棒驱动机构（CRDM）检修及堆芯换料时都需要多次拆卸CRDM的耐压壳体,为解决现有耐压壳体Ω密封焊缝泄漏以及不能多次拆卸的问题,本文采用螺母压紧石墨环方案,利用石墨环的压缩回弹性能防止冷却剂泄漏,并设计一种石墨环密封组件实现快速拆卸;通过开展密封环压缩回弹测试、应力松弛测试以及密封组件泄漏率等密封性能测试试验对石墨环密封组件的密封性能进行验证。结果表明,本文设计的石墨环密封环组件满足设计要求,可以实现高温高压环境下的密封性能。      

楔形自紧密封的试验研究

本文论述了楔形自紧密封的工作原理和设计准则,介绍了冷态和热态试验的主要结果,最后对这一密封结构进行了综合的分析和评价。作者认为,楔形自紧密封有着良好的密封性能,在核动力工程中的应用是成功的,通过进一步的试验研究,这种密封结构将能在核工程中获得较广泛的应用。     

抗热冲击稳压器双锥密封结构设计优化研究

通过开展稳压器双锥密封结构温度分布仿真、密封性能分析,获得了密封结构的温度分布和密封面接触应力随时间变化的规律,结合试验现象,确认了温度骤变带来的热冲击是双锥密封结构泄漏的诱因。为提高该密封结构对温度变化的适应性,提出了一种双锥密封结构的抗热冲击技术,即:将一种结构简单且便于安装的抗热冲击屏蔽应用于双锥密封结构,以提高其抗热冲击能力。计算结果表明,该技术有效降低了稳压器双锥密封结构承受的热冲击,对抑制人孔密封处的泄漏效果明显,提高了密封结构的可靠性。      

冷却剂丧失事故下稳压器波动管及人孔结构的失效机理研究

稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备,冷却剂丧失事故（LOCA）产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法,对小破口LOCA下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟,分析了其失效机理。结果表明：高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷,造成了管道短时间的强烈振动,管道中间部位变形最大,可能破坏管道支撑结构;各部位等效应力快速增大,与主管道的接管部位出现了集中应力现象,较大的应力波动会影响其寿命;人孔结构出现较大的温度分布不均匀性,密封结构下垫片的密封性能变化最大,在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下,即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议,可为船用核动力装置发生小破口LOCA后的事故缓解提供技术借鉴。     

稳压器法兰螺孔修复工艺控制与误差分析

某核电厂对稳压器进行役前检查中,发现部分法兰螺纹孔存在表面质量和材料缺失等超标缺陷,分析原因为在制造过程中螺纹孔攻丝过程控制不当导致。由于设备已经安装就位,需要采用现场进行二次加工修复。由于现场加工采取与制造厂不同的基准面,加工工艺需要考虑被加工螺栓孔的位置度公差,保障误差符合设计要求,并考虑为未来使用整体螺栓拉伸机的预留足够的余量。通过对加工方案中关键工艺的识别、对加工误差传递进行分析,提出了加工工艺控制要求,通过在模拟件上进行可重复验证,验证工艺可保障原设计工差的要求。修复后的设备经过了三个燃料循环周期的验证,验证了修复后设备的设计性能要求以及整体螺栓拉伸机的使用要求。     

CARR堆芯容器主筒体双道密封验证试验

CARR堆芯容器主筒体为反应堆冷却剂压力边界的一部分，它与膨胀节组件、重水箱组件等其它零件保证了压力边界的完整性。在本部分压力边界中，堆芯容器主简体和膨胀节法兰、重水箱下封头底座连接处的密封为压力边界最薄弱的部分，所以，此处的密封结构和密封圈的性能就尤为重要。为此，做了如图1所示的模拟验证装置。     

TRANTH软件基于稳压器安全阀组流量试验的确认与评估

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂1号机组稳压器安全阀流量试验数据和软件模拟结果,验证稳压器模型。结果表明,模拟计算结果与现场试验数据符合度高,模型精度满足工程设计要求。      

一种阀门排放分析验证方法的研究

以稳压器快速卸压截止阀为例,研究一种饱和蒸汽下阀门排放量的分析验证方法。将小开度、低压差下的阀门排放试验数值与理论计算数值对比,表明偏差在可接受范围内;将此试验数值带入推导公式,得到全开度、全压差下的阀门排放量;与ANSYS分析的全开度下排放量对比,发现实际推导排量与理论计算排量偏差为2.73%。研究结果表明,在试验能力不足情况下,可以采用小开度低压差的排放试验结合理论推导的方式分析阀门饱和蒸汽下的排量。      

核主泵机械密封故障溯源方法与验证

核主泵机械密封受结构限制而无法得到足够的监测信息,导致系统物理模型处于欠定义状态而无法求得定解,即不同部件(密封、节流盘管)的不同特性参数变化可能导致相近的监测结果无法区分。本文提出一种基于概率模型的分析算法,用于在机械密封运行中实时分析其健康状态、发生故障时及时报警并分析其原因。此方法以最大似然系统状态和故障事件概率两种形式给出分析结果。前者推算具有最大概率密度的密封、节流盘管特性参数,并重构系统状态;后者基于采样对用户关注的指定事件计算概率。采用某核电机组约1年时长的真实分压、流量数据对方法进行了检验,发现本文方法得到的结果与停机检修结论及真实监测所得的总低压泄漏量具有较好的一致性。这表明本文方法可有效对核主泵机械密封进行健康监测和故障溯源,具有较高的推广价值。     

基于DCS改造最小验证平台的稳压器压力控制回路比对测试研究

大亚湾核电站核岛模拟控制系统采用美国Bailey9020模拟平台,计划在30 a大修期间进行数字化升级改造。本项目将SpeedHold-N(SH-N)系统、Bailey9020模拟平台、大亚湾核电站工艺仿真模型通过可编程控制器(PLC)接口搭建最小验证平台,选取稳压器压力控制回路为验证对象,以调试程序为参考,通过对比相同扰动在不同平台的响应差异,验证了大亚湾核电站当前控制参数在目标数字化控制系统(DCS)平台的适用性,发现了Bailey9020模拟平台比例积分(PI)控制器在手自动切换时有比例作用无法响应的固有缺陷,并分别从电路设计和操作程序两方面提出了相应优化措施,达到了模拟平台解析、DCS组态验证、定值转换验证的目的,同时为当前大亚湾核电站机组运行提出了重要反馈。     

基于多区非平衡模型的稳压器动态仿真与验证

采用FORTRAN程序设计语言,基于稳压器多区非平衡模型和吉尔数值求解方法,开发了稳压器动态仿真程序NEP MR。计算结果与美国希平港核电站稳压器74MW和105MW甩负荷的试验结果进行对比,总体趋势符合良好。NEP MR程序可较好地反映瞬态甩负荷过程中稳压器内部控制体的温度分层现象。在稳压器喷淋器开启和关闭瞬间,汽相和液相控制体之间的界面流量出现突跳现象。计算结果证明了多区非平衡模型建模和NEP MR程序仿真的合理性。     

稳压器卸压箱容量设计方法

根据理想气体状态方程、质量守恒定律、能量守恒定律以及水与水蒸汽的热物理性质,并假定介质变化过程为绝热过程,给出了稳压器卸压箱容积的设计原理和方法.结合我国在役核电站的稳压器卸压箱的参数对其容积进行了校核计算,其结果具有很好的一致性.     

HFETR试验回路稳压器水位测量

在高温高压容器中采用差压式水位计测量水位的方法,通常由于容器中介质密度的变化给测量带来很大误差。为了提高高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）试验回路稳压器水位测量精度,本文将介质密度随压力变化的函数关系输入测量仪表中,使稳压器的水位测量实现了介质密度的自动补偿。经试验标定和系统运行证明,此测量系统具有稳定性好、测量精度高和补偿范围大等特点。     

热电偶柱组件用新型密封结构设计研究

针对热电偶柱组件的功能要求和反应堆结构的特点设计热电偶柱组件用新型密封结构,该密封结构采用填料式石墨环,具有自紧式密封功能,其密封面设计了锥形角,以便于石墨环的拆装。对采用锥形密封面的石墨环进行密封受力计算结果表明,采用锥形密封面增加了密封环的径向压力,提高了密封效果;应力分析结果表明其强度满足规范要求;对密封结构的冷热态密封性能试验结果表明,其密封性能良好,满足设计要求。     

压紧板弹簧辐照松弛试验装置设计与验证

针对AFA3G燃料组件压紧板弹簧的特点,设计了一种压紧板弹簧辐照松弛试验装置,并通过了一系列模拟试验验证试验装置的可靠性,最终选取4组经过不同循环出堆的AFA3G燃料组件,使用该装置对其压紧板弹簧进行全行程任意位置的压紧力与形变精确测量。试验结果表明,压紧板弹簧辐照松弛试验装置重复精度为0.49%,综合精度为1.7%,满足松弛试验要求。     

压紧板弹簧辐照松弛试验装置设计与验证

A relaxation test device for the hold-down leaf spring was designed considering the characteristics of the hold-down leaf spring for AFA3G fuel assembly. The reliability of the device is verified by a series of simulation tests. Finally, four groups of different recycled AFA3G fuel assemblies were selected, and the compression force and the deformation of the four compressed plate springs were accurately measured at any position in the whole stroke, using this relaxation test device. The results showed that the repetitive accuracy and the comprehensive accuracy of the device was 0.49% and 1.7%,satisfying the requirement of relaxation test.     

CARR铱源试验靶件设计和试验验证

为配合中国先进研究堆(CARR)铱源辐照生产项目,设计制造了铱源试验靶件,对试验靶件的设计参数、结构尺寸进行了介绍。在堆外使用专门的传热装置模拟铱源靶件的外部和内部传热工况,测量了用于模拟辐照罐壁面温度和样品温度的传热装置的壁面温度和内部温度,结果验证了热工分析方法是合适的。入堆试验靶件由含有铱片样品的辐照罐和等量发热的模拟罐组成。堆内试验获得的数据综合验证了试验靶件物理热工的分析结果,这个结果可对CARR铱源辐照生产安全评审提供依据且偏于安全。     

模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题,提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法,研制了稳压器除气优化专用程序,同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析,获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明,本文所设计的稳压器除气系统理论上最快可以在4.13 h内完成除气,相比传统化容下泄除气法具有明显的时间优势。