核电厂用限流孔板压降计算

针对核电厂用不同结构形式的限流孔板分别提出了相应的压降计算方法,在此基础上编写了孔板压降计算程序,并通过试验数据进行验证。结果表明,利用该计算程序可快速准确地进行限流孔板的压降计算,对于孔板选型和系统调试具有重要意义。     

核电厂高压安注系统再循环管线节流孔板的分析与改进

某在役运行VVER核电厂高压安注系统（JND）在进行小流量再循环试验时发现再循环流量出现异常波动,导致试验不合格。经过分析认为再循环管线节流孔板发生空化是导致流量波动的主要原因。本文通过相关理论和软件,主要介绍了对再循环节流孔板进行改进设计计算的过程,包括孔板流量、压差、级数、孔径和厚度等参数的计算,重点讨论了如何控制多级孔板的压降以避免孔板发生空化。该项改进已在核电厂中得到实施,实施后再循环流量波动问题得到了明显改善。     

CPR1000核电厂孔板汽蚀诱发管道振动分析及工程改进

针对核电厂发生的管道振动和噪声问题,计算表明限流孔板汽蚀是根本原因,通过数值计算分析提出了工程改进方案。改进后的工程测量结果表明改进方案既解决了孔板汽蚀问题,也方便现场快速有效地进行调整,节省工期。     

CPR1000机组低压安注泵流量校核试验不满足准则时的分析

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）低压安注系统（LHSI）泵流量校核试验不满足验收准则时,需要对管路系统中的限流孔板进行调整。通过工程流体力学计算分析,可以得到各种条件下限流孔板的调整方法。应用该分析方法,可以准确地得到满足LHSI运行要求的限流孔板尺寸。该分析方法有效地解决了在低压安注泵流量校核试验不满足准则要求时,如何对管路系统中限流孔板进行更换的问题。      

测温旁路稳态仿真计算分析

测温旁路管线的设计和布置以及节流孔板的选取依据是确保反应堆冷却剂的流动时间满足安全准则的要求(等于或小于1 s)。通过对测温旁路Flowmaster仿真模型进行分析,同时对比某核电厂的调试数据,分析结果表明:测温旁路管线的设计和布置以及节流孔板的选取合理可行,反应堆冷却剂的流动时间能够满足安全准则的要求。     

秦山核电二期工程冷停堆放射性峰值效应对化容系统净化设备的屏蔽设计影响

通过计算,验证在秦山核电二期工程辐射屏蔽设计中,采用0．25％的燃料元件破损率源项以及法国核电厂经验反馈数据来设计化学和容积控制系统(RCV)主要净化设备(过滤器和除盐器)的屏蔽,是否能够满足冷停堆后,由于氧化运行引起的更多放射性物质积累形成的高放射性峰值所造成的外照射辐射影响的要求,为新建同类型核电厂的辐射防护设计积累经验。     

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。     

化学和容积控制系统下泄热交换器抗震分析

采用有限元方法对辽宁红沿河核电厂一期工程设备中的化学和容积控制系统(RCV)下泄热交换器进行了抗震计算分析,载荷包括自重、压力、温度、接管载荷和地震.根据RCC-M和ASME规范对计算结果进行评定.结果表明,RCV下泄热交换器的设计满足规范要求.     

模块式小型堆化学和容积控制系统的仿真分析

本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的化学和容积控制系统(RCV系统)开展仿真分析,建立了系统主要设备(包括上充泵、净化泵、换热器、硼酸贮存箱、过滤器、离子交换器、孔板、阀门等)的物理模型,分析了RCV系统在不同运行工况下各个回路及各个节点处的流量、压力、温度、流动损失等稳态和瞬态特性,为系统的设计与分析提供理论依据。     

核电厂小支管裂纹泄漏原因分析和改造

采取试验与理论分析相结合的方法,分析诊断了核电厂安全壳喷淋系统小支管裂纹泄漏的根本原因,确定根本原因是主管道上的节流孔板设计不合理导致了小支管振动疲劳失效。设计多级节流孔板代替单级节流孔板,改造方案实施后,小支管振动大幅度降低,消除了影响核电机组安全运行的缺陷。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

田湾核电站冷却剂泵工作叶轮端部缺陷处理过程的核安全监督

江苏核电有限公司在对1号机组进行役前检查时,发现主泵工作叶轮的叶片端面与盖板连接处的焊接区域有缺陷.本文描述了北方监督站在缺陷的处理过程中所进行的核安全监督.