安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994在田湾核电厂的应用

为有效测量反应堆安全壳整体试验的泄漏率,田湾核电厂依据美国安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994开发了一系列完整的泄漏率计算程序,并先后在田湾核电厂1/2#机组首次在役整体试验中应用,效果显著。本文介绍了ANSI/ANS-56.8-1994标准在试验中的数据处理过程,以期能提供给国内核电厂安全壳整体试验以借鉴。     

双层安全壳环廊泄漏率分析方法研究

双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证,需要准确测量以验证其与设计的符合性。本文以压差和流量之间的二次函数理论为基础推导了环廊负压和时间的函数关系,并利用此函数计算了环廊密封性试验期间内外压力平衡过程中各时间点的泄漏率,同时对环廊负压参考端的压力特性进行了分析,提出了带环廊负压修正的拟合方案。某核电厂实测数据验证结果表明,使用带环廊负压修正的二次函数拟合方案进行环廊泄漏率分析时精度较高。       

安全壳泄漏率在线监测系统原理及数据分析

介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。     

安全壳泄漏率在线监测系统在秦山第二核电厂的应用及改进

从框架结构及计算模型等方面介绍安全壳泄漏率在线监测系统在秦山第二核电厂中的应用,并对发现的各种典型误报警情况进行详细分析,供以后遇到类似情况时可以及时得出结论并排除误报警。对系统的改进措施手动干预功能进行介绍,并通过举例说明改进措施的实施效果。结果表明,改进后的软件在使用过程中,只要试验人员能及时发现异常数据点并及时将其剔除,误报警就可以有效地被制止,确保机组的安全稳定运行。     

基于时间序列分析方法对安全壳泄漏率测量阶段的气体弛豫过程研究

安全壳试验期间安全壳内气体在泄漏率测量平台经历了温度、蒸汽分压等参数波动并再次进入平稳的弛豫过程,本文针对判断新稳态建立的标准、气体弛豫时间、影响弛豫过程的因素等内容进行分析,以期通过计算检验统计量进行平稳性检验的方法给出判断平稳的标准,并对弛豫过程中各项参数的时间序列进行序列分解,对各参数的弛豫过程分别进行分析。研究结果表明,安全壳内气体因安全壳加压造成的蒸汽分压不均匀是影响弛豫时间的主要因素。因此,进一步提出控制蒸汽分压不平衡势,以缩短泄漏率结果的弛豫时间。      

气体泄漏幂函数模型在双层安全壳环廊密封性试验中的应用

双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证,需在机组装料前完成测试。气体泄漏幂函数模型在计算民用建筑泄漏时比二次函数模型有更大的压力适用范围和更高的精度。本文以气体泄漏幂函数模型为基础,推导了环廊泄漏率的计算模型,以及带环廊负压修正的幂函数拟合方案,并采用某双层安全壳环廊密封性试验实测数据对该计算模型进行验证。结果表明,本文计算模型比带环廊负压修正的二次函数拟合方案和国外某公司使用的线性拟合方案有更高的精度,与双层安全壳实际泄漏情况更加吻合。     

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。     

AP1000核电厂局部泄漏率试验废树脂转运通道贯穿件疏水方法

AP1000核电厂安全壳局部泄漏率试验前需要对化学与容积控制系统中的废树脂转运通道贯穿件进行疏水和吹扫。该管线在机组运行时具有高放射性且在最低处没有设计疏水阀,无法使用常规方法疏水,给管线疏水造成困难。本文基于某核电厂1号机组实践,分析比较几种疏水方法的优劣,并最终确定了先依靠重力疏水,再使用虹吸泵吸水,最后使用压缩空气吹干的方法,安全有效地解决该贯穿件的疏水难题,确保了局部泄漏率试验顺利执行。     

用不同程序及计算方法对安全壳负压差的计算比较

目前，我们对安全壳在事故情况下的压力、温度的瞬变过程的计算可用ＣＯＮＴＥＭＰＴ－ＬＴ／０２８和ＰＡＲＥＯ８两个程序来进行，对安全壳在事故情况下的负压差的计算可用两种计算方法。本文用两个程序及两种计算方法对秦山核电二期工程安全壳的负压差进行计算比较，使我们在以后的计算中方便地选择计算程序和方法。     

反应堆安全壳的局部泄漏率试验

本文扼要介绍了安全壳密封(泄漏)试验中局部泄漏率试验的类型和项目、典型试验方法、使用仪表的选择要求以及允许泄漏率和试验周期等     

反应堆安全壳整体密封试验测量仪表

本文简要介绍厂压水堆安全壳整体密封试验的测量系统。试验仪表的选择、仪表的工作原理及特点,以及仪表的校准与现场检验等。     

反应堆安全壳密封（泄漏）试验的原理与分析方法

本文介绍了安全壳密封试验的原理,泄漏率的分析方法和它们之间的比较,密封试验精确性的验证和试验过程的判断以及空气渗入现象对试验结果的影响等.     

Electromagnetic Calculation and Plasma Leakage Rate Analysis of the Magnetically Confined Plasma Rocket

An electromagnetic calculation and the parameters of the magnet system of the magnetically confined plasma rocket were established. By using ANSYS code, it was found that the leakage rate depends on the current intensity of the magnet and the change of the magnet position.     

安全壳非能动冷却能力分析计算

本文对LOCA工况长期稳定阶段安全壳非能动冷却系统的冷却能力进行分析计算。研究了安全壳外壁面与空气折流板之间内环廊的特性与参数。在假设安全壳内壁面温度的前提下,分析计算涉及的各传热过程,相关的安全壳外壁面冷却水膜蒸发量与未蒸发水温选用特定值。通过安全壳外壁面向内环廊空气散热量的两个相关等式形成闭环,进而修正假设的安全壳内壁面温度并重新迭代计算。计算结果表明,安全壳冷却导出热量为6.99 MW,而相应阶段安全壳内事故释放热量为6 MW,即对应本文分析的具体情况,安全壳非能动冷却设计是有效的。     

反应堆安全壳密封结构泄漏机理与预测模型的研究

针对反应堆安全壳贯穿件静密封结构的泄漏率理论预测方法进行研究。基于多孔介质渗流理论描述静密封结构的界面微观泄漏机理,用Hertz接触理论将应力与微观细致结构变化关联,最终实现不依赖于任何实验数据的泄漏率计算。采用新模型对DN20截止阀进行泄漏率预测,并将理论预测结果与实验测量结果进行比较,证明二者能够较好地吻合,从而验证新方法的有效性。     

LBB管道裂纹泄漏率计算软件PICLES验证研究

管道裂纹泄漏率计算是破前漏（LBB）分析中的关键技术,采用与有效软件进行对比和与实验结果进行对比的方式,对国内自主研发的泄漏率计算软件PICLES进行验证研究。与已有成熟工程应用的国际同类软件（PICEP和SI-PICEP）对比,PICLES与其计算结果相差较小;与管道裂纹泄漏率实验结果对比,PICLES计算出的泄漏率与其相差?80.23%~?43.79%,PICLES计算的泄漏裂纹长度与实测裂纹长度相差21.84%~79.07%,说明将PICLES用于过冷水管道LBB分析具有较高的保守性。因此,PICLES可用于实际工程中的LBB分析。      

石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

为完善核级主设备密封分析及设计方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。     

核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方法分析

对我国核电厂事故后安全壳内氢气浓度测量方面的技术水平和发展现状进行了全面调研,分析了事故后安全壳内氢气浓度测量的要求及关键技术难点,提出了3种相关的测量方案,并比较了方案的优缺点。经过比较分析,基于一种探头型分析装置的直接测量方案能够较为准确地实时反映核电厂安全壳内氢气浓度,其发展趋势是应用于未来的大型先进压水堆核电厂中。