核电厂事故后安全壳内置换料水箱碎片传输性能分析

为避免事故后安全壳内置换料水箱（IRWST）内滤网堵塞,保证IRWST下游泵的安全运行,需对IRWST内碎片传输效果进行精细评估。针对某核电厂双环池型IRWST,采用计算流体动力学（CFD）方法对其流场进行了模拟,通过高速区和高湍动能区体积比定量评价事故后碎片传输效果。结果表明,事故后各工况下IRWST内碎片传输比均未超过滤网的设计值,保证了事故后滤网及相连系统的安全性;只有内环滤网A投运时,滤网的负载最大;影响事故后碎片传输效果的主要因素是流场的高速区。针对IRWST的现有布置空间,提出了增大外环搅混管线管径的优化方案,可以显著降低事故后IRWST内碎片传输比,提升事故后核电厂的安全性。      

某核电厂安全壳内置换料水箱搅混性能优化分析

针对某核电厂双环池型安全壳内置换料水箱（IRWST）,采用计算流体动力学（CFD）方法对其流场进行模拟,通过均匀性准则数和低速区体积比对其搅混效果进行定量评价。结果表明:通过合理的搅混管线布置,本双环池型IRWST的综合搅混效果优于欧洲压水堆（EPR）核电厂,保证了工程的可用性。进一步针对IRWST的现有结构提出2种优化方案,结果表明:通过缩小内环搅混管线管径和调整部分搅混管线的布置方向,可以有效地提升IRWST的搅混效果。      

安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱（IRWST）为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明：相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。     

基于单变量求解方法的华龙一号内置换料水箱过滤器的设计和研究

为了解决华龙一号（HPR1000）事故后安全壳内置换料水箱（IRWST）过滤器设计中的压降求解问题,本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法,通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件,将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件的流通面积这一单组变量,实现了IRWST过滤器的压降求解。结果表明:采用单变量求解方法,可使每个过滤模块的碎渣量和流量相同,通过对IRWST过滤器的压降值计算,可确定IRWST过滤器的初步过滤面积;通过碎渣压降试验对IRWST过滤器的初步过滤面积进行了验证,其结果满足安全系统的设计要求。      

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的机理分析

破口失水事故工况下,大量碎片可能随着泄漏的冷却剂和喷淋液迁移到安全壳地坑滤网处,并逐渐堆积形成碎片床,不断增大流体通过滤网的阻力,降低应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统泵的净正吸入压头裕量并导致堆芯、安全壳丧失冷却,从而威胁核电厂安全。本文对核电厂发生假想破口失水事故后碎片的产生、迁移,以及在安全壳地坑滤网处堆积成碎片床,并造成地坑滤网堵塞的机理进行分析说明。     

换料水箱初始水温对非能动余热排出系统运行特性影响试验研究

通过试验对不同内置换料水箱初始水温条件下非能动余热排出系统(PRHRS)投入后堆芯进出口温度、一回路压力、PRHRS自然循环流量和换热功率等试验数据进行了对比分析。试验结果表明:IRWST初始水温较低时,堆芯模拟体进出口水温和压力下降更快,PRHRS热交换器(HX)出口温度低,PRHRS自然循环流量变化趋势基本一致,但换热功率更高。     

核电厂安全壳地坑滤网堵塞问题的纠正措施研究

核电厂发生破口失水事故后,当应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统处于再循环模式运行时,碎片堵塞对安全壳地坑滤网的性能存在着潜在的影响,而且碎片迁移过程中的堵塞可能会对再循环模式需要的流道造成不利的影响。本文将从碎片产生、碎片输运和地坑滤网设计等方面,论述说明针对地坑滤网堵塞问题可能采取的纠正措施。     

AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究

本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。     

基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究

以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。     

磷酸三钠在安全壳喷淋系统中的应用研究

固体磷酸三钠(TSP)属于强碱弱酸盐,具有较强的碱性和较高的溶解度,化学性质稳定,能够长期保存.在安全壳喷淋系统(EAS)的喷淋水中添加TSP替代NaOH,能够调节喷淋液的pH值,有效地除去从泄漏的冷却水中释放至安全壳中的碘气体,避免强碱对工作人员的伤害,易于事故后的清理.本文对TSP在EAS系统中的应用进行了分析研究...     

核电厂地坑过滤器附加质量试验研究

采用测量转动惯量的方法对核电厂安全壳地坑过滤器水下附加质量进行测量,分别测量了圆柱、圆筒、双层圆筒、圆筒形地坑过滤器4种结构。将圆柱的附加质量测量值与在理想流体中的理论值进行对比,验证了该方法可以比较准确地测量附加质量。结果分析表明,附加质量不随激振频率变化,圆筒结构附加质量为圆柱结构的1.9倍,双层圆筒附加质量与单层圆筒差异不大;地坑过滤器由于表面开孔附加质量较圆筒结构降低70%;地坑过滤器附加质量与本身质量的值为同一数量级,地坑过滤器设计时不能忽略附加质量。     

全速和半速核电厂汽轮机性能比较

核电汽轮机分为全速汽轮机和半速汽轮机,转速选择的不同会导致很多方面的差异,因此转速的选择是核电汽轮机选型中的重点。通过计算典型1000 MW级核电半速汽轮机和全速汽轮机的焓降型相对内效率来比较两种机型的热经济性,计算半速汽轮机与全速汽轮机末级叶片的水滴的相对速度来比较半速汽轮机与全速汽轮机的防水蚀的性能。计算结果表明,半速汽轮机的相对内效率略高于全速汽轮机的相对内效率;从安全性能来看,尤其是在防止水蚀的性能方面,半速汽轮机要好于全速汽轮机。     

CPR1000核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究

研究了在冷却剂丧失事故(LOCA)工况下CPR1000核电厂安全壳地坑滤网堵塞的化学效应问题。化学效应评价采用模拟试验的方法进行。结果表明,在CPR1000核电厂中化学效应对应急再循环的影响非常轻微。     

核电厂临时设备投运人员可靠性评估模型

核电厂临时设备作为严重事故缓解的重要设施,其接入工序大多较为复杂。为了分析核电厂人员在临时设备投运时的可靠性,通过研究福岛核事故后改进项所增设临时设备接入行为的特征,基于人因失误模式和影响分析,定义人因失误发生概率、人因失误影响程度、人因失误可恢复概率为风险因子,结合专家评价与模糊语言理论提出一种临时设备投运人员可靠性评估模型。以全厂断电事故下移动电源的接入任务为例,应用所建模型获得了该任务中的人误模式重要度排序及合理的风险见解,验证了模型的可行性。      

核电站稳压器压力非自衡系统的预测控制

针对稳压器压力具有大惯性、多干扰、复杂非线性、难以获得精确数学模型的特点，以及稳压器压力开环不稳定的动态特性，本文采用非自衡系统的模型自衡化进行动态矩阵预测控制器设计，获得控制信号输出以解决该非自衡系统预测控制的工程实现问题，并以MATLAB/Simulink为仿真平台搭建控制系统。仿真对比和扰动测试表明，该控制系统具有良好的控制性能和抗扰能力，同时为动态矩阵控制算法适用于非自衡系统提供了一种可行方案。      

核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究

核电厂失水事故工况下,化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞,影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能,导致堆芯、安全壳丧失冷却,威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象,开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明,秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si,Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物,化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积,堵塞碎片床流道,缩小碎片床孔隙率,导致地坑过滤器压头损失增加。因此,秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应,在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。      

控制棒位置传感器检测装置容器设计研究

针对田湾核电厂步长式控制棒位置传感器结构特点和检测装置容器功能需求完成容器的方案设计,明确容器主要由上封头、筒体、下封头组成。按照标准和工况要求,完成容器本体设备筒体和上下封头的强度计算和开口补强;同时对非标法兰支座进行了强度计算,综合计算结果完成了容器的校核,确保容器能够形成压力边界,密封工作介质,达到维持工作压力和温度的目的。     

核电厂人因可靠性分析中的相关性分析方法研究

人因可靠性分析(HRA)是核电厂风险分析中的重要组成部分,其中人误事件的相关性分析是HRA中必不可少的内容,忽略人误事件间的相关性,将导致低估核电厂的风险水平。本文提出了一种基于D(邓)数和层次分析法-决策试行与评价实验室(AHP-DEMATEL)方法的相关性分析模型。首先,确定两事件间相关性的影响因素及其结构关系,并针对每个影响因素建立相关性等级的隶属度函数及其锚点;其次,利用AHP-DEMATEL方法来确定各影响因素的综合权重;最后,根据实际情况评估各因素的相关性等级并构建D数,并根据D数和综合权重计算出两人因事件的相关性程度及其可信度,通过算例验证了该模型及其方法的有效性。     

核电厂事故条件下主控室可居留性剂量评价方法

基于美国核管会(NRC)对核电厂主控室可居留性评价的技术要求,并结合我国二代改进型核电厂的设计特点,提出完整的主控室内可居留性人员剂量评价模型。相对于国内现有的计算方法,新模型可兼顾设计基准事故与严重事故情况,采用组合尾流模式计算短期大气扩散因子,结合可居留区域划分及通风系统的设计特点考虑建筑物及通风系统的未经过滤的泄漏对评价计算的影响。