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对中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)蒸汽发生器(SG)排污结构进行优化。通过取消排污管及阻挡块,改为在管板上直接开排污孔,提高管廊区域的可达性,便于管板二次侧上表面的检查和泥渣冲洗。应用SG热工水力分析专用软件GENEPI,对比分析优化前后的热工水力特性。结果表明:与原设计方案相比,优化后SG热工水力性能满足设计要求,虽然管板二次侧上表面流场分布发生变化,导致发生泥渣沉积的传热管数量增加,但结构优化后有利于泥渣冲洗,提高冲洗效果。分析结果从理论上证明了优化的可行性。 相似文献
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秦山核电厂蒸汽发生器排污系统试验 总被引:1,自引:0,他引:1
本文概括介绍秦山核电厂蒸汽发生器排污系统冷、热态性能试验,描述了试验目的、试验条件、试验项目、试验方法以及试验过程中出现的问题和解决方法。提供了系统冷、热态性能试验的大量试验数据,关对试验结果进行了综合分析和评价。 相似文献
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中国改进型压水堆1000 MW核电站(CPR1000)反应堆冷却剂系统的抗震设计基准为0.2 g,安全余量较小;提出一种蒸汽发生器上水平支承的设计改进结构,通过增设拉杆和连接支座,消除支承间隙,达到将反应堆冷却剂系统的抗震能力从0.2 g提高到0.3 g的目的,全面满足HAF102的相关要求。 相似文献
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为清理田湾核电站1、2号机组蒸汽发生器(SG)二次侧排污穴室内积聚的腐蚀产物、降低其对壳体母材和焊缝造成腐蚀的风险,研制了排污穴室水力冲洗设备并且在机组大修期间进行了应用。通过水力冲洗工作,清理了SG排污穴室内积聚十余年时间的沉积物、检查确认排污穴室内壁和焊缝无异常,提高了蒸汽发生器运行的安全性、可靠性。 相似文献
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位于核电厂蒸汽发生器(SG)管板内的下部排污结构能吸出管板二次侧表面的泥渣并将其排出。为了能合理设计该排污结构并提升排污效率,本文基于非能动大型先进压水堆(CAP1400)的SG设计原型结构,按照1∶4比例设计了排污试验体,以模拟SG下部的管板、传热管等部件。通过对下部流场进行计算流体动力学(CFD)计算并与排污试验的结果进行对比,进一步掌握近管板表面区域的流体流动特征。本试验通过研究SG近管板区域流体流动特征及泥渣分布规律、测量试验体各部件压降、对比SG单边和双边排污结构的设计,为减少淤泥集结、改进设计提供依据。研究发现,单/双边排污结构排污性能基本相同,单边排污结构即可将试验体内泥渣颗粒有效排出。 相似文献
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AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究 总被引:1,自引:0,他引:1
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。 相似文献
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本文所计算的核反应堆压力容器是保证核安全的一道重要屏障,因此,要参照相应的规范和标准对其进行强度方面的分析和校核.通过有限元软件ANSYS建立压力容器的三维模型,计算压力容器在设计工况以及试验工况下,在压力、温度、堆内构件重力和接管载荷等各种载荷作用下的应力强度,并严格参照规范标准RCC-M B篇规定的各种工况下的应力准则,对压力容器进行强度评定.评定的结果表明,压力容器在计算的几类工况下,均符合规范标准RCC-M的强度要求.本工作的计算和分析也为我国核工业未来的设备设计制造走上国产化、标准化奠定了一定的基础. 相似文献
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核级管道的应力分析是为了保证管道自身和与其相连的设备、支架的安全.分析内容包括3个方面:计算管道应力,并使之满足RCC-M规范规定的限值要求;计算管道对与其相连的机器、设备的作用力,并使之满足标准规范的要求,保证机器、设备的安全;计算管道对支吊架的作用力,为支吊架的设计提供依据.管道应力分析工作的步骤是:首先,对管道所在系统的功能和工况参数、管线的布置情况进行详细的了解,划分分析范围;其次,根据管道ISO图用软件建立分析管线部分的几何模型,并定义材料属性;然后,按照规范规定的载荷组合形式加载;最后,计算、评定并输出支反力,核级管道的应力分析不仅可保证管道、支架、设备的安全,而且可优化设计,在核电厂建造和运行中起到重要作用. 相似文献