核电机组低压安注试验限流孔板调整计算

当反应堆发生事故时需要安全注入系统向反应堆注入冷却水以减轻或控制事故发展。核电站日常运维中需要执行低压安注试验以验证不同工况下安全注入系统向反应堆注入冷却水的流量是否满足设计要求。当试验结果不满足设计要求时需要对低压安注系统相应管路上的限流孔板孔径进行调整。通过对限流孔板计算分析和复杂管路的管路特性的分析结合伯努利方程给出了低压安注试验中涉及的限流孔板孔径调整计算方案。通过某核电站4号机孔板调整实例验证,理论计算的孔板孔径与实际偏差不足1%。实践表明,提出的限流孔板孔径调整计算方案能够满足工程需求。     

核电厂重要厂用水系统换热器热力性能评价方法分析

为解决北方某核电厂重要厂用水系统冬季工况下换热器热力性能评价问题,结合换热器传热设计的基本理论及换热器热力评价相关文献,对比分析目前各核电厂对该换热器热力性能评价方法原理及适用范围,总结现有评价方法在冬季变工况运行下换热器热力性能评价中存在的不足,针对这些不足提出了冬季变工况下换热器热力性能评价适用性改进方案。     

安全壳消氢系统催化板效率试验影响因素分析

本文通过对某核电站安全壳消氢系统(EUH)非能动氢复合器催化板效率试验的试验方法和催化板本身特性的分析,确认对催化板消氢效率试验结果影响较大的因素,并且针对这些影响因素给出相应的应对措施。大修期间的试验数据表明本文给出的各项应对措施是非常有效的,对其他核电项目具有参考意义。     

核电厂重要厂用水系统换热器热力性能评价误差分析

国内CPR1000核电机组重要厂用水系统换热器热力性能评价基本采用对数平均温度法,评价方案中缺少误差分析。为了解决误差分析缺失问题,结合当前换热器热力评价方案及机组实际运行工况,运用ASME PTC19.1误差分析理论,对当前换热器热力性能评价方案进行详细的误差分析公式推导和实例验证,完善了CPR1000核电机组重要厂用水系统换热器热力性能评价方案。     

核电机组蒸汽发生器面积裕度试验计算分析

针对蒸汽发生器裕度试验计算复杂的问题,通过对蒸汽发生器传热机理的分析,建立蒸汽发生器裕度试验理论计算模型和实际降温后的试验数据分析模型,并结合某核电站试验数据给出了试验结果评价。结果表明:使用该计算模型计算的试验数据与机组实际运行数据相匹配,计算精度满足核电机组工程调试要求。