AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间三维流动特性数值模拟

AP1000核电厂第一跨空间内布置了设备冷却水系统(component cooling water system,CCS)驱动泵,能够保证核电厂事故工况下设备冷却水系统、余热排出系统等关键安全系统的正常运行,从而保证核电厂安全.然而在蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下,大量的水会泄放到第一跨空间内,对第一跨空间内的关键设备造成严重威胁.因此,对AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间内泄放流体三维流动特性进行数值模拟.采用ANSYS系列软件,建立第一跨空间三维模型,基于流体体积模型(volume of fluid model,VOF)计算冷却剂喷放事故下,第一跨空间内流动特性及水位变化规律.计算结果表明,破口水从入口进入第一跨空间后在5.334 m层漫流,绝大部分泄放水通过该层设置的预留开孔流出,部分水在该层堆积.但是,由于设置挡水沿,泄洪水并未漫流到0 m层与-3.8 m层,随着冷却剂喷放引发给水泵跳泵,第一跨空间内水位将逐渐下降,不会造成重要设备防水台的漫流淹没.计算结果对核电厂主要泄洪途径、关键设备布置设计与优化提供了数值参考.     

X80管道凹痕缺陷失效准则对比分析

为了提高油气管道凹痕缺陷安全评价的准确性,将金属材料的韧性失效准则应用到管道凹痕的损伤评价中。以X80管道凹痕为例,采用有限元法计算不同工况下3种失效准则的管道损伤量并作对比分析。研究发现,管道损伤量随凹痕深度的增加而增加;当凹痕深度大于6%管道外径时,管道损伤量的增长速率减小。其中,Oyane韧性断裂准则计算出的损伤量最大,临界空穴扩张比判据理论次之,而X-W损伤失效准则计算的损伤量最小。此外,通过研究凹痕缺陷的类型对损伤量的影响发现,Oyane韧性断裂准则能更好地反映管道凹痕区域的应力集中。研究结果表明,Oyane韧性断裂准则更适合用于深度较大以及不同种类的管道凹痕缺陷的评估。为进一步研究韧性失效准则在管道凹痕评价中的应用提供参考。     

油气管道剩余强度评价方法适用性研究

利用ASME B31G Modified评价准则、BS7910评价准则、SHELL92评价准则、DNV RP F101评价准则、PCORRC评价准则这五种剩余强度评价准则对不同钢级油气管道进行剩余强度的计算,并与爆破压力进行对比分析,考察其保守性和准确性.结果表明:随着缺陷深度和缺陷长度的增加,预测剩余强度呈减小的趋势,缺陷长度出现临界值;随着钢材强度的增加,用不同方法计算的流变应力之间的差值逐渐减小;ASME B31G Modified评价准则适合于低强度钢的安全评定,PCORRC评价准则适合于中强度钢的安全评定,SHELL92评价准则适合于高强度钢的安全评定;DNV RP F101评价准则绝对误差平均值和相对误差平均值最小,SHELL92评价准则绝对误差平均值和相对误差平均值最大.所得结论对于油气管道剩余强度预测有一定的参考意义.     

含穿透裂纹碳钢管道起裂载荷的电位测试方法

含缺陷压力管道起裂载荷的确定对于石化、化工压力管道的缺陷评定具有很重要的意义.进行了含穿透裂纹碳钢管道的断裂试验,并尝试采用直流电位法实测了6根20#碳钢管试样的起裂载荷,同时,利用工程上常用的计算含缺陷压力管道起裂载荷的EPRI工程方法进行了计算,两者比较可见,所采用的测试方法是可行的.     

核电厂管道弯头测厚数据分析

汽水管道是核电厂的重要设备,对它们的定期测厚工作是防止管道局部严重减薄的有力保证。本文分析了核电常规岛汽水管道弯头的测厚数据,并重点研究了弯头壁厚分布情况。由分析结果发现,壁厚最小值往往位于拱背中间位置,并且弯头规格对于壁厚分布的不均匀性也有影响。     

地下燃气管线腐蚀与断裂的研究

1 腐蚀变形及断裂的成因与管理 齐齐哈尔市的燃气管道都是采用的钢质的金属管道,而金属管道本身受外界地质、水文地质、土壤酸碱性及四季变化影响,管道的腐蚀与变形及断裂便会产生,由于在施工时地层后期变化是无法预料的,因此在施工后随着四季的气候影响,地下情况会有复杂的动态变化,发生沉降不均、地下水的含量改变、冷热的缩胀等等.     

考虑压缩失效时埋地管线跨地震断层的最佳交角研究

在断层错动下埋地管线跨断层的最佳交角研究方面,已有方法均以管道受拉失效为基本假定,未考虑管道压缩失效的情况.本文利用管体壳模型有限元方法进行了跨断层管线在断层错动下管体反应的计算分析,在考虑管材特性、管道尺寸及地基土特性多种影响因素的情况下,探讨了在仅控制轴向拉伸应变值和同时控制轴向拉伸应变值与轴向压缩应变值两种管道失效控制准则下管道的失效问题,分析了不同失效控制准则对管线跨断层的最佳交角的影响.发现失效控制准则是确定最佳交角值的关键因素,而且基于同时考虑拉伸和压缩失效的控制准则,管线跨断层的最佳交角应在70°左右.     

成品油管道混油切割操作及应急处置分析

该文基于华南成品油管道运行现有实际情况,结合以往事故、经验,对成品油管道混油切割操作中事故预防方法进行分析总结并对事故发生后的应急处理方法加以概括,得出了控制混油切割操作风险的有效途径.     

给水管道的常见事故及其预防

介绍了给水管道在施工和运行中可能出现的各种事故，分析了造成事故的原因。总结了消除给水管道事故的方法和应采取的预防措施。     

含凹陷管道的完整性评价

针对凹陷引起的管道应力集中问题,基于深度的评价准则已不能满足工程应用,提出包含内检测、噪声处理、几何插值和应变求解的基于应变的评价流程.单纯凹陷对管道的剩余强度影响不大,但与焊缝、裂纹及划伤等其他种类缺陷联合作用时,则可能加快管道的断裂失效,可以采用弹塑性断裂理论对含裂纹和划伤凹陷进行剩余强度计算,当凹陷位于焊缝时,建...     

基于浮动式核电站的严重事故源项分析评估技术体系研究

目前针对陆地核电站严重事故开展的源项分析不完全适用于浮动式核电站。以浮动核电站严重事故为研究领域,基于对国内外核电站、研究堆、船用堆源项分析方法和后果评价方法的相关研究,根据浮动核电站的特点,确定了严重事故源项分析计算软件和计算方法,构建出源项分析技术路线图,从而建立了基于浮动核电站严重事故的“MELCOR耦合FLUENT-MACCS”源项评估技术体系。为浮动式核电站的安全运行、安全审评及环境评价提供放射性源项方面的数据支持,为核应急决策提供进一步的理论基础。     

Structural Features and In-service Inspection of the LTNHR-200 Pressure Vessel

The pressure vessel of 200 MW low temperature nuclear heating reactor (LTNHR-200) is the main part of primary pressure boundary and its reasonable and reliable structural design is the key point to assure the safe operation of LTNHR-200. The double-shell pressure vessels were designed. LTNHR-200 pressure vessel meets the condition of Leak Before Break and has a relatively low failure probability. Metal containment (outer pressure vessel) has the similar features to LTNHR-200 pressure vessel. There exists no LOCA and core melting with the double vessel. The in-service inspection of the pressure vessel can be simplified greatly because of the safety and structural features of the reactor.     

Structural Features and In-service Inspection of the LTNHR-200 Pressure Vessel

The pressure vessel of 200 MW low temperature nuclear heating reactor (LTNHR-200) is the main part of primary pressure boundary and its reasonable and reliable structural design is the key point to assure the safe operation of LTNHR-200. The double-shell pressure vessels were designed. LTNHR-200 pressure vessel meets the condition of Leak Before Break and has a relatively low failure probability. Metal containment (outer pressure vessel) has the similar features to LTNHR-200 pressure vessel. There exists no LOCA and core melting with the double vessel. The in-service inspection of the pressure vessel can be simplified greatly because of the safety and structural features of the reactor.     

核电厂环境风险评价框架及方法

 目前核电厂风险评价技术分为核事故风险评价及非人类物种电离辐射防护评价。为发展一个包括非人类物种防护在内的核电厂辐射防护体系,本文借鉴环境风险评价的关键流程要素,提出包括公众健康和非人类物种的核电厂环境风险评价框架。在这一框架的危害排序环节,对所选择的各评价终点指标采用层次分析法,计算评价终点对核电厂环境风险的权重并进行排序,旨在发现对环境风险贡献较大的评价终点并在风险管理中对其优先管理控制。     

浮动核电站放射性核素在海洋中迁移机理研究

为了研究放射性核素泄露到海洋中的迁移规律,针对浮动核电站在海上发生严重事故这一情况,提出了基于瞬时点源约瑟夫模型的改进核素迁移模型,考虑海洋中放射性核素衰变和浮动核电站移动这两个因素。并以核素~(137)Cs为例,研究核素~(137)Cs在发生核事故后在海洋中的迁移扩散机理。研究结果表明浮动核电站发生核事故后,放射性核素浓度的空间分布呈现椭圆形,且沿着船舶运动轨迹方向的放射性核素浓度比其垂直方向上的浓度高,并向四周递减扩散。改进的核素迁移模型可为海洋应急监测工作提供参考,实现对浮动核电站核事故发生后应急监测的研究。     

核电厂严重事故序列选取准则探讨

严重事故的预防和缓解是新一代核电厂的重要安全问题。本文主要讨论核电厂严重事故研究和管理中确定严重事故主导事故序列时应考虑的准则问题,包括定性和定量准则以及准则相应的意义。以此为基础,本文整理形成一套推荐中国核电厂进行严重事故主导序列筛选时采用的准则,并以1000MW非能动先进压水堆(AP1000)标准设计为研究对象进行应用尝试。分析表明,严重事故选取准则应从定性和定量两方面阐述。从定性的角度,严重事故的选取应根据核电厂状态划分,在超设计基准事故范围内,选取可能导致堆芯损伤和安全壳旁路,并且在后果上具有包络性的事故序列。从定量的角度,应确定导致核电厂严重事故风险的绝对筛选值和相对筛选值,同时还要包络陡边效应,补充确定论分析和工程经验的成果结论。根据建议准则选取的AP1000严重事故主导序列与其概率安全分析报告中进行重点分析的严重事故序列基本吻合。     

核电厂海域放射性后果评价系统

 基于中国海域海流预报数据和核电厂近岸海域的高分辨率岸线及海底地形资料,建立了核电厂海域放射性后果预测与评价系统。该系统采用成熟的海流预报模型和输运扩散数值模型及直观的剂量评估方法,可对中国不同核电厂址核事故下液态放射性物质的排放进行污染物输运路径模拟,并可以在中国特定核电厂的近岸海域进行精细化3维后果评价,为应急响应行动提供决策技术支持。本文针对宁德核电厂进行了假想核事故案例计算,结果表明一般情况下模拟海域内潮流类型为半日潮流,落潮流向偏东,涨潮流向偏西,海流速度较小,扩散过程缓慢,会在近岸海域积累较高的放射性浓度。     

基于STAMP模型的浮动核电站小破口事故安全分析

为防止浮动核电站小破口事故发展成严重事故,保证浮动核电站上的堆芯和人员安全,基于STAMP模型针对浮动核电站构建小破口事故控制结构模型,从安全控制角度对浮动核电站小破口事故进行安全分析。通过构建小破口事故STAMP控制与反馈模型,识别小破口事故的安全风险,找出潜在的不安全控制行为,总结分析发生小破口事故可能存在的失效原因,为系统有效改进提供参考意见。     

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。