蒸汽发生器眼孔密封面修复研究

蒸汽发生器属于核电厂的核一级设备,蒸汽发生器的眼孔更换密封垫属于每年大修的计划维修项目。由于在R9检修中发现蒸汽发生器B的180°方向眼孔密封面腐蚀严重,如果由于该缺陷而引起蒸汽发生器二次侧发生泄漏,问题将非常严峻,所以特制订方案来修复缺陷。通过采用便携式法兰铣粗铣眼孔密封面,去除表面的斑点、坑、沟,再对密封面进行精铣,通过调整便携式法兰铣气动马达的转速为31r／min来保证加工表面粗糙度,然后对密封面外止口台阶进行铣削,使该加工切削量与密封面铣削量相同,通过控制加工深度即粗加工0．5mm,精加工0．2mm,使切削深度总量在达到修复要求的前提下对法兰本体密封面的切削量为最少,最终为0．35mm。最终成功地完成了修复工作并为其他类似的工作提供了指导和借鉴。     

螺纹套修复核电设备螺纹孔的核安全审查要点

加装螺纹套是修复核电厂设备法兰螺纹孔损伤的一种常用手段,被损螺纹可得到快速有效地修复,且螺纹的承载能力和抗疲劳能力得到提高。在螺纹套修复不符合项的核安全审查过程中,应对标准符合性、螺纹套的材质、实施方案、服役分析、跟踪措施等方面进行全面审查,以保证修复的可靠性和质量。     

蒸汽发生器装拆堵板的辐射防护最优化

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是核电站大修的一项重要操作 ,具有较大的辐射风险。本文主要介绍了大亚湾核电站在安装和拆卸堵板工作中 ,实施辐射防护最优化 (ALARA)的方法和效果。通过风险分析、简化工作内容 (采用假堵板 )、合理安排人力、强化模拟培训等工作前的ALARA计划和准备 ,以及改进和完善防护措施、加强现场监督和跟踪、注重经验反馈等工作过程的ALARA控制 ,大大地提高了工作效率 ,缩短了作业时间 ,使装拆堵板工作 (按照三台蒸汽发生器 ,6个一次侧水室统计 )的集体剂量约降低至原来的 1 / 5 ,最大个人受照剂量约降低至原来的 1 / 3     

蒸汽发生器装拆堵板的辐射防护最优化

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是核电站大修的一项重要操作,具有较大的辐射风险.本文主要介绍了大亚湾核电站在安装和拆卸堵板工作中,实施辐射防护最优化(ALARA)的方法和效果.通过风险分析、简化工作内容(采用假堵板)、合理安排人力、强化模拟培训等工作前的ALARA计划和准备,以及改进和完善防护措施、加强现场监督和跟踪、注重经验反馈等工作过程的ALARA控制,大大地提高了工作效率,缩短了作业时间,使装拆堵板工作(按照三台蒸汽发生器,6个一次侧水室统计)的集体剂量约降低至原来的1/5,最大个人受照剂量约降低至原来的1/3.     

蒸汽发生器装拆堵板的辐射防护最优化

蒸汽发生器一次侧水室装拆堵板是核电站大修的一项重要操作,具有较大的辐射风险。本文主要介绍了大亚湾核电站在安装和拆卸堵板工作中,实施辐射防护最优化(ALARA)的方法和效果。通过风险分析、简化工作内容(采用假堵板)、合理安排人力、强化模拟培训等工作前的ALARA计划和准备,以及改进和完善防护措施、加强现场监督和跟踪、注重经验反馈等工作过程的ALARA控制,大大地提高了工作效率,缩短了作业时间,使装拆堵板工作(按照三台蒸汽发生器,6个一次侧水室统计)的集体剂量约降低至原来的1／5,最大个人受照剂量约降低至原来的1／3。     

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。     

蒸汽发生器工作过程建模及仿真分析

基于分布参数热工对象的集总参数化动力学模型,对自然循环蒸汽发生器进行了控制体划分并建立了数学模型,并用MATLAB语言和SIMULINK仿真软件对其进行了仿真,文章采用了Runge-Kutta (4,5)求解器,得到不同功率装置运行时,一次侧,二次侧,以及管束的温度分布,并得到一回路给水扰动时,传热量以及冷却剂出口焓的响应曲线.     

反应堆压力容器及蒸汽发生器不符合项分析技术

在反应堆压力容器及蒸汽发生器等设备的加工生产过程中,经常会因各种原因使产品出现与设计不符之处,即产生不符合项.经分析验证后可知,其中大多数不符合项是不影响设备的功能性及安全性的.本工作总结核电站反应堆压力容器及蒸汽发生器易发生的部分不符合项的类型及处理方式,同时针对各类不符合项给出相应的力学分析方法.     

卧式蒸汽发生器模型及稳态分析

研究了卧式蒸汽发生器稳态工况下的数学模型,在此基础上编制了稳态仿真程序HSG-S,并进行了稳态计算,计算结果正确并与RELAP5程序计算结果吻合良好。     

压水堆蒸汽发生器一、二次侧稳态流场耦合分析

蒸汽发生器（SG）在运行过程中主要面临流致振动所导致的传热管破裂事故,而流致振动分析需以SG内的三维两相流场作为输入条件。采用多孔介质模型,对SG二次侧流场进行求解,同时耦合一、二次侧换热,获得SG二次侧速度场、温度场、压力场及流动含气率分布,并获得传热管一维的一、二次侧流体温度和换热系数及传热管温度分布。由于一次侧向二次侧释热极不均匀,SG内流场分布及汽水分离器内的含气率分布极不均匀;汽水分离器内的最大、最小含气率分别为0.62和0.05,该参数可为汽水分离器负载设计提供依据。通过计算还获得弯管区速度分布,该分布可为传热管的流致振动磨损评估提供输入条件。     

蒸汽发生器传热管腐蚀监测技术研究

蒸汽发生器传热管的腐蚀监测是保障核动力装置安全运行的重要问题之一.在对声发射技术原理进行介绍的基础上,采集和分析利用声发射仪对传热管进行加压实验时的声发射信号.实验结果表明:在传热管上形成微小直径穿孔性管壁腐蚀点,这种点蚀形成后,腐蚀先是向深处发展,形成尖端腐蚀,然后再向两侧延伸,逐渐形成裂纹,随着裂纹的进一步发展便形成泄漏事故;利用声发射仪对蒸汽发生器的传热管工作过程进行实时监控,可实时判断传热管材料的应力腐蚀情况,操作人员可根据声发射信号强度及其变化控制核动力装置的运行情况.     

蒸汽发生器汽水分离器负荷不均匀性分析

应用三维稳态热工水力软件GENEPI,对CPR1000蒸汽发生器管束区及汽水分离器区域进行热工水力分析,得到了管束区和汽水分离器入口的热工水力参数分布。结果表明,汽水分离器区域的负荷不均匀性明显,中间及热侧的汽水分离器承受的负荷较高,分析数据为汽水分离器及干燥器湿度分析提供输入数据和设计依据。对比了不同汽水分离器局部阻力系数下的结果,表明汽水分离器局部阻力系数对其负荷不均匀性有一定的影响,系数越大,流量越均匀。     

蒸汽发生器一级汽-水分离器性能数值研究

采用计算流体力学(CFD)方法,应用欧拉双流体模型对核电厂蒸汽发生器(SG)一级汽-水分离器性能进行模拟.研究循环倍率、叶片升角和叶片轴向位置等因素对压降、分离效率和蒸汽湿度的影响规律.计算结果表明:对所计算的叶片,压降随着叶片升角的增加逐渐减小;叶片升角在30°时,分离效率最好且出口蒸汽湿度最小,存在一个最佳的叶片轴向位置.     

基于声发射技术的蒸汽发生器传热管点腐蚀研究

蒸汽发生器传热管的腐蚀是影响核动力装置安全运行的重要问题之一,传热管的腐蚀以点腐蚀的危害最为常见。利用声发射仪器,对蒸汽发生器传热管进行腐蚀实验时的信号进行采集和分析,并对腐蚀点进行了准确定位。实验结果表明,传热管的点腐蚀经历3个阶段:发展期、平稳期和迅速发展期。声发射技术能比其它任何无损检测方法更早地发现传热管腐蚀损伤,可对蒸汽发生器的安全和运行情况进行在线实时监测,具有重要的意义。     

模态分析在蒸汽发生器支撑板设计中的应用

基于弹性薄板理论分析提出了应用模态分析确定多孔板有效弹性常数的新方法,根据刚度叠加原理,导出了复式圆孔支撑板有效弹性常数计算公式.基于模态分析法和大量数值模拟结果给出了具有普适性的、以质量分数为参量的蒸汽发生器三叶孔、四叶孔支撑板有效弹性常数计算公式.工程计算实例表明,现有基于圆孔的有效弹性常数计算曲线不宜用于非圆孔形的蒸汽发生器支撑板和管板设计.     

蒸汽发生器传热管的微动磨损损伤及预测模型

蒸汽发生器是核电厂中能量转换的关键装备,内部高速流经的高温、高压流体引起传热管流激振动,造成传热管微动磨损损伤,严重时发生管道破裂。文章介绍了传热管典型的微动磨损失效案例,相应的模拟实验研究结果,以及机械磨损与冲蚀-腐蚀共同作用的损伤机制。采用工作率模型可对传热管的磨损失效进行合理的寿命预测评估,该预测模型已经在核电厂安全评估方面应用。     

HTR-PM直流蒸汽发生器的建模与分析

球床模块式高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）采用两座模块式高温气冷堆带一台汽轮发电机组的技术方案,为了开展其运行特性研究,清华大学核能与新能源技术研究院开发了针对HTR-PM的工程模拟机,其中螺旋管式直流蒸汽发生器的模型还需进一步完善。本文深入分析了螺旋管式直流蒸汽发生器的流动、换热规律,明确了蒸汽发生器一次侧和二次侧的流动与换热模型,通过对稳态工况中分布数据的详细分析,说明了模拟结果的正确性。为适应更多模块的高温气冷堆核电站的运行分析要求,通过网格划分方案的讨论与优化,在保证实时性的前提下,提高了蒸汽发生器中流动与换热模拟的准确性,为下一步采用工程模拟机开展其运行特性研究打下基础。     

HTR-10蒸汽发生器的建模及分析

为开发适用于球床模块式高温气冷堆HTR-10的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立了蒸汽发生器的实时热工水力模型。模型以传热方程为基础求解两侧工质及金属管壁的温度和焓,以流体网络为基础求解两侧工质的压力和流量。本文讨论了3种节点划分方案,针对不同节点划分方案的适用范围提出了建议并采用96节点划分方案进行后续研究。此外,通过分析确认了模型在稳态工况下主要参数和分布参数的准确性和合理性,并在100%功率稳态工况的基础上模拟了氦气侧流量阶跃的场景,分析了模型中主要参数的变化过程。动态仿真结果表明,氦气流量阶跃会引起一、二次侧参数不同程度的变化,变化幅度与阶跃程度呈正比,且金属管壁和水侧热容、二次侧参数变化速率相对缓慢,模型再平衡时间较短,表明HTR-10采用的螺旋管式直流蒸汽发生器的热惯性相对较小。     

螺旋管直流蒸汽发生器一、二次侧耦合传热特性分析

To study the flow and heat transfer characteristics of the primary and secondary sides of the helical coil once-through tube steam generator (HCOTSG) under steady state conditions, taking HCOTSG of International Reactor Innovative and Secure (IRIS) as the research object, a primary and secondary sides heat balance calculation model for steady state operation of HCOTSG is established. The influence of different secondary side feed water flow rate on HCOTSG thermal and hydraulic parameters under steady-state condition is analyzed, and the detailed thermal and hydraulic parameters in the helical tube under steady-state condition are calculated by combining the coupled thermal analysis model with the three-dimensional flow and heat exchange calculation of CFX. The relevant thermal and hydraulic parameters along the tube side of HCOTSG during steady-state operation are calculated by the thermal analysis model. The CFX simulation results show that the velocity and temperature distribution of the fluid in the cross section of the helical tube are not uniform. The temperature of the fluid inside the helix is higher than that outside the helix. The velocity of the fluid inside the helix is lower than that outside the helix. The boiling of the fluid inside the helix occurs earlier than that outside the helix. Therefore, this study has a guiding role in the accident analysis for HCOTSG steady-state operation and spiral heat exchange tube.