基于FLOWNEX的AP1000常规岛热力系统全范围建模及瞬态工况模拟

常规岛热力系统全范围快速建模对于常规岛的安全设计有重要意义.以主给水管道破裂事故为例,按照纵深防御的要求,第一跨防水淹设计基准是保证布置在第一跨的设备冷却水系统(component cooling water system,CCS)CCS泵组功能不会因为水淹工况而丧失.因此,建立完整的常规岛二回路汽水系统工质流动模型,并进一步确定泄漏量最大的主给水管道破裂工况,能为AP1000及后续电厂的常规岛主厂房第一跨防水淹设计提供数据支撑和指导策略.基于FLOWNEX计算软件,通过建立汽轮机、汽水分离再热器、凝汽器、除氧器、高低压加热器、主泵、凝结水泵等部件的关键模型,完成AP1000二回路汽水系统建模,实现了对凝汽器水位、除氧器水位、抽汽量等关键参数的模拟,并实现了对泵跳闸等关键控制逻辑的建模,通过简单修改边界条件即可实现不同功率台阶的切换以及功率的瞬态变化.模型稳态计算工况与热力系统平衡图符合较好,降功率瞬态计算快速准确,为下一步事故工况的建模计算提供了模型基础.     

AP1000丧失正常给水事故PRHR冷却能力研究

 AP1000作为第三代革新型核电厂,广泛采用了非能动安全设计,来提高系统的安全性和经济性。其中,非能动余热排出系统(PRHR)用于应对正常余热排出路径失效的事故。本文采用机理性分析程序建立了包括主冷却剂系统(RCS)、专设安全设施(ESF)、以及简化的二回路系统的AP1000核电厂模型,对AP1000核电厂丧失正常给水事故进程进行了模拟计算。着重分析了非能动余热排出系统在丧失正常给水事故工况中的瞬态响应、热工水力行为及其冷却能力,并将PRHR与内置换料水箱(IRWST)的换热功率与堆芯衰变热功率进行了比较。研究表明,在丧失正常给水事故中,PRHR的热移出功率最终能够与堆芯的衰变功率相匹配,PRHR热交换器(PRHR HX)有能力带走衰变热,将反应堆主系统维持在安全停堆的状态。     

DCS网络故障下蒸发器水位控制失效模式分析和优化

蒸汽发生器水位控制直接影响反应堆保护,通过4取2逻辑产生蒸发器水位低低反应堆停堆信号,蒸发器水位低与上蒸汽/给水流量失配信号产生反应堆停堆信号。文章通过介绍蒸发器水位控制原理及其信号流程,并结合福清核电1-4号机组DCS网络结构,分析了在DCS网络故障下,蒸发器水位控制失效的两种模式,分别提出优化方法以保障蒸发器水位控制的稳定性和完整性。针对优化方法的可行性,得出需对蒸汽流量信号和给水温度信号进行传输优化,并增加后备盘质量位判断逻辑的结论,以提高核电厂安全稳定。     

LBB在AP1000技术中的应用

压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评定准则.本文介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB在AP1000核电厂中的应用情况及LBB评价的理论基础.     

福清核电1、2号机组增大应急给水箱容积安全分析

 辅助给水系统(ASG)作为专设安全设施在主给水或启动给水不可用时向蒸汽发生器供水,以导出堆芯余热.为了提高电厂安全性,增加运行灵活性,福清核电1、2号机组对应急给水箱的有效容积进行了增加.本文采用机理性安全分析程序,建立核电厂分析模型,在计算过程中采用保守假设条件,选取II类工况下正常给水丧失事故,厂外电丧失事故,Ⅳ类工况下主给水管道破裂事故3条典型事故序列,分析改进后的应急给水箱容量是否满足压水堆核电J系统设计和建造规则(RCC-P)中的相关要求.结果表明,正常给水丧失事故所需辅助给水量为713m³,厂外电丧失事故所需辅助给水量为723m³,主给水管道破裂事故所需辅助给水量为799 m³.改进后的应急给水箱容量满足II类,Ⅳ类工况下对辅助给水量的要求,并有一定的冗余,提高了电厂安全性,并为操纵员执行相关事故规程提供了一定的时间窗口.     

HTR-10 大破口事故下结构特性的瞬态分析

１０ＭＷ模块式高温气冷反应堆（ＨＴＲ－１０）的热气导管压力壳的双端断裂事故属假想极限事故。当热气导管断裂后,高压的一回路冷却剂气体（３ＭＰａ）通过破口向堆舱猛烈喷放,一回路迅速卸压,并形成强卸压冲击波。利用了改进后的Ｋ－ＦＩＸ（ＦＬＸ）程序,对该事故下冷却气体喷放过程中堆体内主要结构部件（压力壳左支承、堆芯壳支承、堆芯壳）的安全特性进行了瞬态分析。通过计算,给出了破口处的压力瞬变、流量瞬变和堆芯壳上下两端的压差瞬变,以及在卸压冲击波作用下堆芯壳的膜应力和弯曲应力。最后,利用计算分析定量地给出了大破口极限事故下ＨＴＲ－１０的堆体主要结构部件的安全系数。结果表明,即使在极限事故下,ＨＴＲ－１０堆体结构仍有良好的安全特性。     

非能动安全壳冷却机制安全壳大气净化分析

 采用一体化严重事故分析工具,建立包括主冷却剂系统、专设安全设施、非能动安全壳冷却系统的事故分析模型,该模型耦合了核电厂热工水力、安全壳响应及裂变产物行为分析。研究了小破口失水事故(SB-LOCA)、大破口失水事故(LB-LOCA)以及主给水丧失事故(LOFW)始发严重事故序列下非能动安全壳冷却机制对安全壳大气的净化作用,对非能动安全壳空冷和水冷工况下对安全壳内气溶胶的去除行为进行了分析。通过无冷却、空冷有效、空冷和水冷同时有效的三种工况下气溶胶行为的比对分析,研究了冷却机制对扩散电泳和热电泳引起的气溶胶沉积。分析结果表明,非能动安全壳冷却机制可以增强气溶胶扩散电泳和热电泳的去除效应,相关分析可为严重事故管理导则的制定提供技术支持。     

核反应堆压力容器小破口事故中坍塌液位的测量

核反应堆冷却剂液位是重要的安全参数,而压力容器破口事故(LOCA)下更加需要测量坍塌液位来反映堆芯冷却状态。该文针对差压式液位测量方法在破口事故下的特性进行了理论分析和试验研究。分析表明:喷放附加压降和喷放引起的压力波振荡都可能造成对于差压式测量方法产生附加的扰动;其中以压力波影响为主。实验结果说明:压力波振荡等影响造成差压液位测量结果产生峰值不大于2.5%的附加误差,这在破口事故下属于测量精度允许范围。因此,差压方法在压力容器小破口事故下仍能正确反映容器内坍塌液位,即容器的液体装量。     

肯斯瓦特水利枢纽工程泄洪冲砂洞设计

肯斯瓦特水利枢纽为大(2)型Ⅱ等工程,根据枢纽布置方案并结合地形、地质条件,选择安全可靠、经济合理的隧洞型式是隧洞设计中的关键问题之一。泄洪洞在枢纽中的作用是渲泄洪水、灌溉、水库放空,布置在库区右岸。泄洪洞由引渠段、闸井段、洞身段、出口明渠段、消能段组成。防洪高水位时,设计泄量为500m3/s。根据枢纽区地形条件和泄洪洞的工作任务,水库汛期运行要求等情况,对泄洪洞提出以下3种不同的泄水建筑物布置形式,进行泄水建筑物方案设计。     

入口非均匀流对核主泵性能影响研究

CAP1400反应堆冷却剂系统中蒸汽发生器下封头和核主泵直接连接,使蒸汽发生器下封头出口接管的流场变得不均匀.为探究非均匀入流条件对核主泵性能的影响,对核主泵叶轮和蒸汽发生器下封头进行联合简化建模,采用CFD方法数值计算泵的能量、水动力以及空化性能,并与均匀入流下的仿真结果进行比较.计算结果表明:在0.7Q_0~1.2Q_0工况范围内,进口的不均匀流动导致泵的扬程下降1.8%~5.1%,叶轮扭矩下降1.9%~6.4%,而效率没有发生明显的变化;非均匀入流下扬程的降低使叶轮所受轴向力有所减小,但径向力显著增大.空化发生时,泵的临界空化余量增大,抗空化性能降低,空化区域出现明显的不对称.     

中国核电装备的国产化

 参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全壳、反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主循环泵,常规岛的汽轮机、冷凝器、除氧器、给水泵、汽水分离再热器等设备。对核电装备国产化整体现状的研究有助于对中国核电设备制造能力的认识,也指出了中国核电装备制造需要努力的方向。     

核电厂大破口事故建模与初始参数不确定性分析

以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(large-break loss of coolant accident)计算结果有较好的一致性,而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA(loss of coolant accident)分析,能额外提供30～50K的热工裕量.     

爆破吹扫法在核电机组中的应用

在核电工程中,二回路系统蒸汽管道的清洁对电站安全运行起着至关重要的作用。近年来国内部分核电站利用爆破吹扫法对蒸汽管道进行吹扫,以去除蒸汽管道中的锈蚀、焊渣及其他异物,从而避免异物进入蒸汽发生器及汽轮机等重要设备,造成设备故障和事故。核电机组蒸汽发生器的安全运行是核安全的重要凭证,对设备清洁的要求比火电机组要求更高。现以福清核电1号机组为例,将主蒸汽及相关系统管道吹扫方法的良好实践总结出来,希望能够为其它电站提供一定的参考。     

Sensitivity Analysis of Relap5 Simulation on AP1000 Nuclear Power Plant

During the simulation of AP1000 nuclear power plant,the values of input parameters, core nodalization methods and calculation models, may have important influence on the code outputs. Therefore, it is necessary to identify and evaluate the influence of these parameters and modeling approaches quantitatively. Based on the best estimate thermal-hydraulic system code RELAP5,sensitivity analyses have been performed on core partition methods,parameters and models in AP1000 nuclear power plant,such as the core channel number,pressurizer node number,and feedwater temperature. The results show that code channel number,code channel node number, and the pressurizer node number have apparent influences on the coolant temperature variation and pressure drop in the reactor. The feedwater temperature is a sensitive factor to the steam generator( SG) outlet temperature and the SG outlet pressure. In addition,the influence of the cross-flow model on coolant temperature variation and pressure drop through the reactor is insignificant,both in steady state and loss of power transient. Furthermore, some suitable parameters and modes also have been put forward for the nuclear system simulation.     

核电站蒸汽发生器智能维修机器人设计与研究

蒸汽发生器和稳压器是关系到核电站安全运行的关键设备,国外发生过多起因蒸汽发生器和稳压器缺陷而引发的安全事故。针对常见蒸汽发生器人孔咬死的异常缺陷问题,设计了一种核电站蒸汽发生器人孔咬死螺栓处理的智能维修机器人设备,包括行走单元、姿态调节单元、角度调节单元、镗铣单元、控制系统和视觉单元, 并提出一种基于法兰盘螺栓孔等图像特征的视觉伺服引导方案。为了实现对核电站用蒸汽发生器人孔咬死螺栓的自动化处理,设计了多自由度调节系统结构,并进行运动学建模,通过极限状态设备稳定分析验证了设备稳定性。为有效定位并贴合咬死螺栓目标,设计了智能定位系统,完成了设备自动调整。现场实验表明：采用该多自由度调节机械结构设计,移动平台重复定位精度可达±1mm,末端法兰贴合精度可达±1mm内,设备末端贴合效率为人工效率的3~4倍。     

低硬度P91钢弯头的组织与性能分析

火力发电通过提高发电机组的蒸汽参数可以获得更高的发电效率,但更高的蒸汽参数给火电厂的安全运营带来新挑战。蒸汽管道弯头是火电机组系统中的事故多发区,其组织性能的研究对于指导管件生产与电厂设备运营管理具有重要意义。某电厂某1 000 MW超超临界机组在进行金属监督检验时,发现材质为P91钢的管道弯头背弧面局部硬度偏低。通过硬度试验、拉伸试验、金相检测、扫描电子显微镜、透射电子显微镜等分析,对其硬度偏低部位的显微组织与力学性能进行研究。经分析,P91弯头局部区域硬度偏低的主要原因是组织老化、析出相长大导致其各项强化作用减弱。     

非能动余热排出系统瞬态分析

针对现有的一些大型电站系统分析程序在处理非能动余热排出系统不方便的问题 ,开发了一种简便的分析工具— SGSPRHR程序 ,用来分析全厂断电事故发生后反应堆3个回路的瞬态行为。该程序对汽水回路使用一维漂移流模型 ,而对一回路和空气回路使用单相流体模型 ,采用非线性二阶算法求解刚性方程组。计算结果表明 :烟囱高度增加 ,空冷器面积增大 ,冷热芯高差增加均使系统的排热能力增强。计算结果与理论分析相一致。     

CPR1000核岛主管道自动焊效益分析

该文通过介绍核电站主管道窄间隙自动焊工艺的开发和主设备及主管道安装焊接逻辑优化,并成功在CPR1000项目上实施成果,系统的分析CPR1000核岛主管道自动焊实施对核电站主管道焊接质量的进一步提高,焊接工期的进一步优化,以及核电站建造成本的进一步降低起到积极的贡献:采用自动焊工艺,单道焊缝焊接工期将相对手工焊缩短15～20 d,核岛安装关健路径工期将由此缩短30～45 d,由此带来商运提前直接经济效益近2亿元.中国改进型百万千瓦级核电站主管道自动焊的成熟应用,也将为我国后续自主完成三代AP1000及EPR堆型自动焊技术提供强有力技术准备.