AP1000核电厂SGTR事故工况下CMT水位分析

本文使用LOFTTR2AP-1.6程序分析了AP1000核电厂在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故工况下堆芯补水箱（CMT）的水位变化情况.分析结果表明,即使在极端的情况下,SGTR工况也不会导致CMT的水位下降到触发自动卸压系统（ADS）动作的整定值,不会导致更为严重的瞬态,符合压水堆用户要求文件（URD）的规定.     

非能动余热排出换热器在主给水管道断裂事故下的冷却能力研究

利用LOFTRAN2程序研究了某核电厂蒸汽发生器主给水管道断裂事故工况下非能动余热排出换热器(PRHR HX)的冷却能力。分析结果表明,在极端事故工况下,反应堆冷却剂系统(RCS)的长期冷却能够持续进行,PRHR HX能够在36 h内将RCS冷却到215.6 ℃,符合先进轻水堆用户要求文件(URD)的规定。敏感性分析表明,PRHR HX污垢系数和安全壳内置换料水箱初始温度对长期冷却能力有重要影响,在实际运行中需引起注意。     

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。     

核电厂用超高分子量聚乙烯喷嘴研发与应用

  目的  为解决核电厂核安全3级循环水过滤系统（CFI）喷嘴冲刷磨蚀及腐蚀问题，采用超高分子量聚乙烯(UHMWPE)开发了一种耐腐蚀、耐磨的喷嘴。  方法  通过对重要加工工艺参数测试，固化了喷嘴制造加工工艺，为验证所开发的喷嘴耐磨性及水力性能，进行材料本体耐磨试验，并模拟核电厂运行条件开展基于研发产品的冲刷和水力试验。  结果  试验结果表明:UHMWPE喷嘴的耐磨性能优异，高于传统材料；可以适应核电厂高速冲刷的需求，水力性能亦可满足核电厂的要求。  结论  UHMWPE喷嘴投入运行一年半，经持续运行，喷嘴未发现冲刷变形和腐蚀现象，运行效果优异。因此，采用超高分子量聚乙烯材料制备核电厂CFI系统喷嘴是可行的，可替代原有的进口尼龙喷嘴。     

电网频率下降时CPR1000反应堆主泵和电机瞬态分析

本文根据电机学原理,用RETRAN-02程序模拟电网频率下降时电动机的运行特性。同时模拟了CPR1000主冷却剂泵的水力特性和反应堆冷却剂系统的阻力特性。完整地研究主冷却剂泵和电机在电网频率下降时的运行瞬态。最后分析电网频率以4 Hz/s下降时CPR1000主冷却剂泵和电机的瞬态行为。