CEFR大、小栅板联箱焊接件在高温钠中的腐蚀及验证试验

CEFR大、小栅板联箱是堆芯支承结构的主要部件,在反应堆的寿命期内不可更换,为核安全一级设备。连续长时间的钠浸泡及承重,使人们不得不特别关注该部件焊接部位的晶间腐蚀倾向及其力学性能变化。本课题目的是在模拟的CEFR工况条件下试验并检查大、小栅板联箱焊接件的晶间腐蚀情     

4 CEFR大、小栅板联箱焊接件在高温钠中的腐蚀及验证试验

CEFR大、小栅板联箱是堆芯支承结构的主要部件，在反应堆的寿命期内不可更换，为核安全一级设备。连续长时间的钠浸泡及承重，使人们不得不特别关注该部件焊接部位的晶间腐蚀倾向及其力学性能变化。本课题目的是在模拟的CEFR工况条件下试验并检查大、小栅板联箱焊接件的晶间腐蚀情况以及试验前后力学性能的变化，为CEFR的安全运行及安全分析提供试验依据。     

CEFR小栅板联箱及其节流件数值模拟

使用流体力学软件CFX对中国实验快堆Ⅰ型小栅板联箱及其节流件进行稳态模拟计算,研究Ⅰ型小栅板联箱及其节流件内压力分布、速度分布.并研究联箱内7个燃料元件管脚入口的流量分配,以及影响管脚进口流量分配的因素,以提高堆芯流量分配的精度.     

OEFR小栅板联箱及其节流件数值模拟

使用流体力学软件CFX，对中国实验快堆（CEFR）Ⅰ型小栅板联箱及其节流件进行稳态模拟计算，研究Ⅰ型小栅板联箱及其节流件内压力、速度分布。并研究联箱内7个燃料元件管脚入口的流量分配，以及影响管脚进口流量分配的因素，以提高堆芯流量分配的精度。     

CEFR流量1区燃料组件管脚流量分配数值模拟

为提高堆芯流量分配的精度,通过CFD数值模拟软件CFX,应用标准 k-ε 湍流模型及SIMPLE算法对中国实验快堆1型小栅板联箱、节流件及流量1区管脚的流量分配进行三维数值模拟。在已有研究基础上,模拟过程中考虑了材料的壁面效应对压降的影响,使模拟工况更接近实验真实情况。与已有实验结果进行对比时,考虑了重力压降、沿程压降及局部压降,对模拟结果进行了系统误差修正。由计算结果可知：节流件及小栅板联箱的压降计算结果与修正后的水力台架实验结果符合较好。在本文的管脚布置情况下,1、5、6号组件的平均流量比2、3、4、7号组件的平均流量低3.8%。根据模拟计算结果可更准确地预测堆内最热管的流量分配情况,可为今后的水力实验提供参考。     

池式钠冷快堆电厂运行方案仿真研究

以Matlab软件Simulink为仿真软件平台,通过理论分析、推导,建立了池式钠冷快堆电厂各主要系统的模型,包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷、热钠池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道、泵模型及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的功率调节系统模型并采用闭环控制来控制步进电机运行.基于这些模型构...     

CEFR堆芯组件安装方式对组件间流量分配的影响

为研究堆芯组件安装方式对组件间流量分配的影响,通过CFD数值模拟软件FLUENT,对中国实验快堆(CEFR)1型小栅板联箱上的7盒组件在22种安装情况下进行三维数值模拟。由计算结果可知,组件在22种布置情况下的流量与设计值的相对偏差为0.41%~2.03%。根据计算结果可更准确地预测堆内最热管的流量分配,可为今后CEFR的组件安装方式提供参考。     

反应堆压力容器堆芯支承块及附近下封头应力分析和评定

堆芯支承块用以限制堆芯吊篮的周向转动,其结构完整性影响反应堆的安全运行。为保证堆芯支承块的结构完整性,本文建立CAP1000反应堆压力容器下封头、堆芯支承块及部分筒体的三维有限元模型,进行热分析、结构分析、疲劳分析及断裂分析,并根据ASME B&PVC-III-NB-3200和ASME B&PVC-III-1附录G的相关规定对计算结果进行评定。结果表明,堆芯支承块及附近下封头满足上述规范的相关要求。本文所采用的分析方法可应用于百万级以上核电厂反应堆压力容器的堆芯支承块的分析。     

三维离散纵标方法在中国实验快堆堆芯屏蔽计算中的应用

离散纵标(又称SN)方法是反应堆屏蔽计算中常用的方法,随着计算能力的发展和离散纵标计算方法的不断完善,使得离散纵标方法在反应堆的屏蔽计算中得到了广泛的应用。本文以中国实验快堆(CEFR)堆芯为研究对象,使用三维离散纵标方法对区域功率份额、组件功率、DPA、寿期内堆芯围板积分快中子注量及寿期内小栅板联箱积分快中子注量进行了计算研究,并与二维离散纵标法和俄罗斯设计报告结果进行对比。研究结果表明:三维离散纵标方法能够减少二维程序几何等效过程中导致的误差,计算结果可靠,可应用于大型快堆堆芯的屏蔽设计中。     

1500MW驻波堆控制系统仿真研究

本文以中国原子能科学研究院预先设计研究的热功率为1 500MW的驻波堆为模型,以Matlab的Simulink子软件包为仿真平台,通过理论分析、推导,建立了驻波堆各主要部件的模型。包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷池模型、热池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道模型、泵模型以及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的控制棒驱动机构和功率调节系统模型,并基于这些模型构建了1 500MW驻波堆的仿真模型。通过调研国外现有快堆的控制运行方案,并结合驻波堆自身特点,文中提出了1 500MW驻波堆适合采用"堆跟机"的运行方案,分别给系统添加反应性扰动、一回路流量扰动、二回路流量扰动以及负荷扰动,对提出的"堆跟机"运行方案进行仿真分析,仿真结果表明1 500MW驻波堆采用"堆跟机"方案时各参数满足理论要求,反应堆运行情况良好,此方案可作为1 500MW驻波堆的运行方案。     

18 CEFR物理启动温度反应性系数测量试验方法

CEFR在首次临界试验完成后，由净堆临界装载向运行装载冷态过渡。完成一系列物理试验后，在提升功率之前，逐渐向运行装载热备用态过渡（此时，反应堆的功率仍为零）。这时，反应堆的介质温度从250℃上升到360℃。由于堆芯材料温度和钠冷剂温度的变化引起了钠密度、燃料组件尺寸、钢反射层组件尺寸变化、Doppler效应以及栅板联箱径向膨胀导致堆芯径向尺寸改变的效应，使得堆的反应性发生改变。CEFR物理启动温度反应性系数测量试验就是测量CEFR从250℃等温加热到360℃时由于温度的变化所引起的反应性变化。     

BPVC-Ⅲ NH-2013

正锅炉与压力容器规范第m卷核设施部件建造规则第1册NH分卷高温1级部件该分卷包含堆芯支承结构制造及安装所需的材料、设计、制造和检验要求。堆芯支承结构是指反应堆压力容器内对堆芯(燃料和转换区组件)提供直接支撑或约束的结构或结构件。出版商:ASME发布日期:2013年语言:英语ISBN:9780791834633     

日本福岛1—3号机组首次围筒更换后重新启动

【美国《核子周刊》 1998年 7月 30日刊报道】　经过长达 15个月的计划停役和包括世界第一次的焊接堆芯围筒与有关内部构件的更换维护工作以后 ,日本东京电力公司(Tepco)的福岛 1— 3号 BWR机组已于 7月2 2日重新启动 ,每台机组的功率均为 784MW。主要替换部件是上栅板、反应堆堆芯板、堆芯喷淋管和喷射泵 ,所有这些部件都是由30 4号不锈钢制成的。新部件是由 316号不锈钢制成的 ,这种钢对应力腐蚀裂纹 (SCC)不太敏感 ,Tepco说 ,这次更换是其正在执行的预防性维护计划的一部分。这项工作是由东芝公司和作为分包商的通用电气公司(GE)联…     

模块式小型堆非能动堆芯冷却相关系统的联合仿真分析

本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的非能动堆芯冷却相关系统,包括非能动堆芯冷却系统(PXS系统)、反应堆冷却剂系统(RCS系统)和自动卸压系统(RDP系统)开展联合仿真分析,建立了系统主要设备(包括堆芯补水箱、蓄压箱、内置换料水箱、RDP系统控制阀、RCS系统主回路、相连管道及其阀门等)的物理模型,分析了非能动堆芯冷却相关系统在小破口(LOCA)事故工况下堆芯安全注入的流量和压力的瞬态变化特性,以验证现有系统的设计满足安全相关的设计要求。     

核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究

本文使用RELAPSCDAPSIM3.4程序建立核电厂事故分析模型,选取了典型的中、小冷段破口事故作为分析序列,针对堆芯冷却恶化现象采取恢复安注措施进行了详细的热工水力计算。着重分析了在辅助给水有效情况下,重启安注的时间窗口、启动上充应对安注失效情况下的有效性、有无安注箱注入敏感性等。分析结果表明:当堆芯出口温度超过923K(即650℃),恢复安注建立应急堆芯冷却流量措施对于中、小破口是有效的;启动上充对较小破口效果明显;安注箱有效注入对中破口冷却恶化事故缓解有重要作用。     

中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究

堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一.经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等.目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求.     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。     

考虑流体作用的结构抗震分析

建立某型试验堆包括栅板组件和堆芯组件的堆内构件的完整有限元模型,采用完全二次组合法(CQC)模态组合方法对堆内构件进行谱分析,考虑堆芯在静水中附加质量对横向振动特性的影响,忽略水的附加质量对轴向的影响,由此建立2个有限元模型:(1)堆内构件在水中的近似模型,用于结构在横向地震载荷作用下的谱分析;(2)堆内构件在空气中的模型,用于结构在轴向地震载荷作用下的谱分析以及重力作用下的静力分析。分析表明,堆内构件满足ASME标准的要求。     

波动管小破口失水事故实验研究

在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。     

示范快堆压力管设计与试验验证进展

<正>压力管由三通、支管和密封组件等组成,用于连接一回路钠泵出口与反应堆大栅板联箱,为冷钠提供流道。堆容器研发团队根据CFR600示范快堆整堆的功能、指标和工况,分解出压力管部件的功能、指标和工况,初步设计压力管方案图;根据压力管所受温度、载荷、介质、辐照等条件,选定材料开展压力管失效模式分析。开展压力管管路、密封组件设计,初定压力管三维模