AP1000核电厂常规岛设计中的接口管理

文章通过对国内各堆型核电设计接口管理工作及AP1000核电的介绍,分析了接口管理工作的主要问题和矛盾.针对这些问题和矛盾,从管理、组织、技术3个层面研究AP1000核电厂常规岛设计中接口管理的关键技术,提出了详细的接口管理原则及方法.对国内AP1000、CAP1400及其他堆型核电设计的接口工作都具有一定的参考应用价值.     

国内外大型先进三代压水堆设计分析

围绕国内外的大型先进三代压水堆主流型号,包括美国AP1000堆型、法国EPR堆型、俄罗斯VVER-1200堆型、中国"华龙一号"(HPR1000)和"国和一号"(CAP1400),开展这些压水堆型号的演变历史、设计分析能力研究,简要分析国内压水堆设计分析方面存在的不足和建议措施,为后续这些方面的重点发展和研究提供方向性的参考,早日实现从核电大国向核电强国的跨越发展。     

“华龙一号”常规岛废液收集系统改进项设计研究

"华龙一号"工程常规岛厂房中设置了废油和非放射性水排放系统(WOD)和常规岛废液收集系统(WLC)。WOD系统将非放含油废水归集在非放含油废水坑中,通过输送泵将含油废水排入位于厂区的下游处理构筑物—油水分离装置(FS子项);按照惯例,将常规岛热力系统的排水视为潜在放射性废液,需要通过常规岛废液收集系统(WLC)归集后排至位于厂区的常规岛液态流出物排放系统(WQB)。本文阐述了随着首台"华龙一号"堆型机组的设计提升,以及对三代技术的进一步认识,漳州一期工程对此系统的配置进行的改进,对WLC系统进行了简化设计,取消了潜在放射性油水坑和油水分离装置,并对取消该系统后对核安全、工艺系统设计和投资等方面的影响进行了分析。为我国后续"华龙一号"核电厂常规岛该系统的设计提供参考和借鉴。     

CAP1400蒸汽发生器汽水分离装置研究

汽水分离装置是蒸汽发生器中的主要部件,其性能不仅会影响蒸汽发生器水力循环特性及水位适用性,决定上部尺寸大小,而且会影响汽轮机的正常运行。对CAP1400核电厂蒸汽发生器汽水分离装置进行了不同蒸汽负荷、饱和水量及高水位和正常水位等试验工况下的热态性能试验,获得了SP3型初级分离器与P3X型干燥器组合随蒸汽负荷、饱和水量、水位变化的分离特性。通过初级分离器和干燥器的阻力测量,分别获得了分离器和干燥器的阻力特性,对CAP1400蒸汽发生器的设计研发起到支撑作用。     

旋叶分离器中液滴运动相变特性分析

为研究AP1000核电站蒸汽发生器中初级旋叶分离器的液滴运动相变特性以及液滴相变对汽水分离性能的影响,通过建立液滴运动相变模型,基于AP1000旋叶分离器三维模型,采用欧拉-拉格朗日方法求解气液两相流动模型,计算得到了不同工况下旋叶分离器的汽水分离效率和压降的变化规律,并分析了液滴相变特性对分离效率的影响,获得了不同初始半径液滴的相变特性。计算结果表明:随着蒸汽流速的增加,分离效率和压降快速增加;压降相同时,半径较小的液滴在运动蒸发过程中半径变化百分比较大,相比半径较大的液滴其运动轨迹容易改变,更易逃逸出分离器,造成考虑相变时的分离效率降低;在正常运行工况下,液滴相变对分离效率的影响可忽略。计算结果可为进一步研究汽水分离装置中的汽水分离性能提供理论依据,并用于指导汽水分离装置的设计。     

“国和一号”专栏开篇语

正"国和一号"——CAP1400压水堆核电机组是在引进、消化、吸收先进的AP1000非能动压水堆核电技术的基础上,通过再创新开发出的具有我国自主知识产权的、功率更大的大型非能动先进压水堆核电站。是国家科技重大专项"大型先进压水反应堆和高温气冷堆"项目之一。目前我国计划建设的"国和一号"示范电站位于山东威海市荣成石岛湾厂址,拟建设2台"国和一号"——CAP1400型压水堆核电机组,设计寿命为60年,净输出电功率达到140万千瓦,是世界上单堆功率最大的非能     

新能源中的核电发展

对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出AP1000、CAP1000、CAP1400和CAP1700作为大型先进压水堆,在相当长一段时间内将是我国的主力机型,同时CAP1400和CAP1700将成为世界上极具竞争力的机型。对于第四代反应堆,超临界水冷堆在我国有较深厚的工业基础,较适合在我国发展。此外还要继续加强对快堆的投入,以实现先进的燃料闭式循环,同时也应关注目前的"行波堆"和中小型模块式反应堆。最后对目前的核电大发展提出了建议。     

压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨

本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议,可供核安全监管和核电厂设计、运行管理参考。     

AP1000常规岛热力系统管道国产化替代研究

分析了AP1000核电站常规岛热力系统管道工作环境主要特点,梳理了AP1000核电站标准设计常规岛热力系统管道选材,对国内管道供货商进行了调研,对国内暂不能生产的管道进行替代研究,提出了AP1000核电站常规岛热力系统可供选择的国产管道。     

蒸汽发生器全尺寸汽水分离装置模型开发

汽水分离装置是核动力系统蒸汽发生器(SG)重要组成部分。目前针对汽水分离装置的研究包含试验与模拟两种方法,受限于成本和计算资源,现有研究主要是对汽水分离装置中单一旋叶式分离器或波形板干燥器开展。但在SG不同位置处分离器或干燥器入口参数不相同,存在负荷不均问题。为此,本研究基于已有分离器和干燥器分离效率计算模型,对汽水分离装置适当简化,开发SG全尺寸汽水分离装置模型。研究SG中不同位置处分离器和干燥器分离效率分布特性以及干燥器液滴负荷不均情况。计算结果可为SG汽水分离装置设计提供参考,开发的汽水分离模型已植入自主化SG全流域热工水力计算分析程序STAF。     

核电站常规岛系统管道应对流动加速腐蚀设计策略研究

我国核电建设正处于快速发展阶段,而核电站运行的可靠性、经济性是核电站设计的重要原则。作为核电站重要部分的常规岛,其安全可靠运行亦至关重要。汽水管道流动加速腐蚀(FAc)一直是影响核电常规岛可靠运行的重要问题,本文结合FAc现象的产生机理和特征,分析影响FAc的影响因素,通过对常规岛主要汽水管道材料的选取、管道规格的选择、管道布置设计及给水pH的控制等方面进行分析研究,给出在设计阶段应对FAc的策略,对于核电常规岛设计具有借鉴意义。     

开发有创新意义的VK—300简化沸水堆的前景

【美国《核电厂》2001年9～10月刊报道】 目前,动力工程研究开发院(RDIPE)基本完成了有创新意义的简化沸水堆VK-300的详细设计。装备有VK-300型堆设施的核电厂可用于中、小规模动力系统以及热电联供。 VK-300型堆的设计基础是较完善的核技术、成熟的大部件、VK-50原型堆在俄罗斯季米特洛夫格勒的运行经验,以及诸如SBWR(GE)和SWR(Siemens)等反应堆的设计经验。因而,VK-300采用了为WWER-1000型堆设施开发的反应堆压力容器、燃料元件和汽水分离器。 反应堆自然循环和汽-水分离的最初方案 VK-300的设计主要在开发一个自然循环回路…     

苏联压水堆卧式蒸汽发生器的汽水分离装置

目前,苏联压水堆核电站主要有 BBЭP-210,BBЭP-365,BBЭP-440和 BBЭP-1000型反应堆,相应的ПГВ-1,ПГВ-3,ПГВ-4和ПГВ-1000型蒸汽发生器均为卧式。运行经验表明,各型卧式蒸汽发生器的汽水分离装置均能保证饱和蒸汽出口湿度不超过规定的指标(0.2—0.25%)。文献[1]对这几种型式蒸汽发生器的结构特点,传热特性的计算与试验,二回路水化学处理和     

小型简化沸水堆取消汽水分离器方案可行性研究

结合小型简化沸水堆SSBWR－200的设计方案，对小型沸水堆取消汽水分离器方案的可行性进行了较为详细的分析。通过对干燥器性能和汽水自然分离现象的研究发现，仅依靠自然分离和干燥器，便可以将蒸汽湿度降低至1wt%。     

核电厂一回路源项和排放源项框架体系研究

我国核电机组堆型众多,来源广泛,这些引进堆型的源项在我国应用中还存在一些问题。源项设计是否合理,直接影响到排放源项的准确性和环境影响评价源项的合理性。本文通过分析不同堆型源项在我国应用中存在的问题,研究如何构建我国核电厂通用的一回路源项和排放源项框架体系,为解决国内核电厂源项计算中长期存在的问题,也为我国华龙一号和CAP1400堆型的源项计算提供技术基础。     

压水堆核电厂消防设计比较分析

分析美国三代非能动压水堆核电站(AP1000)、法国改进型三代压水堆核电站(EPR)以及中国"二代加"压水堆核电站(CPR1000)这3种堆型消防设计的特点。结果表明,3种堆型消防设计的目的和原则、火灾预防、火灾探测和报警以及防排烟措施基本一致。借助于非能动设计,AP1000的消防供水系统按"区别对待、重点防御"的理念进行了设计,相较其他2种堆型,其消防系统分级较为复杂,系统功能和多样化程度增加,火灾荷载降低。     

压水堆蒸汽发生器水滴重力分离的理论研究(英文)

压水堆蒸汽发生器水滴重力分离空间是汽水分离装置的重要组成部分,是连接汽水分离器和蒸汽干燥器的纽带。蒸汽发生器的设计,除了要选用分离效率高,结构紧凑的汽水分离器和干燥器外,还要合理选择重力分离空间高度。高度太低,湿分得不到充分的重力分离,将会影响干燥效果;高度太高,将会增加蒸汽发生器和核岛设施的投资。文中对重力分离空间蒸汽携带水滴的过程进行了理论研究,推导出了水滴重力分离高度,水滴的飞升直径和飞升速度的一般表达式,在分析中还考虑了汽液两相间速度的不一致(即滑动比S),并提出了直径-粘度组合项。理论研究得出的结论可为确定蒸汽发生器重力分离空间高度提供依据。     

CAP1400 MSLB事故破口谱分析及极限工况瞬态分析

CAP1400核电厂与传统的"二代"核电厂区别较大。CAP1400反应堆在AP1000的基础上进行了一系列改进。采用RELAP5/MOD3.3程序建立CAP1400核电厂模型,对主蒸汽管道破裂事故的破口谱进行分析,结果表明,直到0.058m~2的蒸汽管道破口都不会触发反应堆停堆。对于0.059～0.105 m~2的蒸汽管道破口,反应堆由超功率△T信号触发停堆。对于0.106～0.15 m~2的蒸汽管道破口,反应堆由蒸汽管道低压力安注信号触发停堆。从DNB和燃料中心熔化保护角度考虑,极限工况是破口尺寸为超功率触发停堆的最大破口尺寸0.105 m~2。对极限工况的热工水力瞬态进行研究,分析堆芯流量、热流密度、温度、压力等关键参数随时间变化的趋势。采用VIPRE程序对DNBR进行计算,得到事故对应的最小DNBR为1.914,大于验收准则1. 45,表明CAP1400反应堆在主蒸汽管道破裂事故下安全可靠。     

汽水分离再热器多目标优化研究

汽水分离再热器在核电系统中属于大型设备,其重量、体积较大。同时,汽水分离再热器对核电系统整体热经济性具有较大影响,因此汽水分离再热器也是核电系统中的重要设备。众所周知,为了降低核电的初投资成本,提高核电系统在电力市场中的竞争力,有必要对核电系统中的大型设备进行优化设计研究。寻找可使汽水分离再热器重量、体积得以降低的设计方案。本文根据汽水分离再热器的物理过程,建立了可靠的数学模型,并利用C#语言编写了相应的评价程序。结合优化程序模块,实现了对汽水分离再热器运行及结构参数的多目标优化实例研究,其优化目标是在保证功能性的前提下,降低汽水分离再热器的重量、减小其体积。优化结果给出了汽水分离再热器多目标最优决策方案,方案显示,在满足所给定的结构及性能约束的条件下,经优化,汽水分离再热器的净重量减轻约3.4%,体积减小约4.9%,优化效果显著。通过对汽水分离再热器进行参数分析,一方面定性验证了设备模型的正确性和可用性,另一方面对于最优决策方案的合理性在一定程度上也给出了依据。结果可为核动力装置小型化优化研究提供理论参考和优化方向。     

压水堆蒸汽发生器水滴重力分离的理论研究

压水堆蒸汽发生器水滴重力分离空间是汽水分离装置的重要组成部分,是连接汽水分离器和蒸汽干燥器的纽带。蒸汽发生器的设计,除了要选用分离效率高,结构紧凑的汽水分离器和干燥器外,还要合理选择重力分离空间高度。高度太低,湿分得不到充分的重力分离,将会影响干燥效果;高度太高,将会增加蒸汽发生器和核岛设施的投资。文中对重