核电站蒸汽发生器泄漏监测——氮-16辐射监测仪概述

蒸汽发生器是压水堆核电站核蒸汽供应系统的主要设备之一,对蒸汽发生器传热管进行泄漏监测关系到核电站的安全和经济运行。介绍了用于蒸汽发生器泄漏监测的氮-16辐射监测仪的概况、工作原理、系统组成等。     

基于LaBr_3(Ce)的蒸汽发生器泄漏率监测仪

介绍用于核电厂蒸汽发生器泄漏率监测的配以LaBr_3(Ce)探测器的新型检测仪。通过对LaBr_3(Ce)探测器与NaI(Tl)探测器能量线性、能量分辨率、探测效率和温度影响等性能特性的对比分析,显示了LaBr_3(Ce)探测器的良好性能。研究表明:配以LaBr_3(Ce)探测器的蒸汽发生器泄漏监测仪将可能逐渐替代在用的配以NaI(Tl)探测器的蒸汽发生器泄漏监测仪。     

基于时间序列神经网络的蒸汽发生器传热管泄漏程度诊断研究

针对蒸汽发生器U形传热管泄漏，本文提出了一种基于时间序列神经网络对蒸汽发生器传热管泄漏程度进行诊断研究的方法。首先，对核电厂蒸汽发生器U型传热管泄漏进行机理分析，构建其数学模型，提取其泄漏的直接特征参数，再依据Fisher得分法，提取其间接特征参数；其次，通过滑动时间窗口法从预处理后的时间序列数据中生成数据样本，作为时间序列神经网络的输入，并以蒸汽发生器U形传热管泄漏程度信息为标注，基于反向传播（BP）算法对五层神经网络系统进行训练，得到蒸汽发生器U形传热管泄漏的时间序列神经网络模型；最后，模拟核电厂运行过程蒸汽发生器U形传热管泄漏时的时间序列测试数据。仿真结果表明，时间序列神经网络对演变事件的处理具有较好的有效性和较高的泛化能力，对故障程度的诊断研究具有参考价值。      

集成神经网络方法在蒸汽发生器故障诊断中的应用

针对蒸汽发生器传统故障检测与诊断方法的不足，提出了基于集成神经网络的蒸汽发生器故障检测与诊断的新方法。该方法采用两个神经网络。一个神经网络作为蒸汽发生器的动力学模型，用于蒸汽发生器的重要运行参数的预测，其原理是通过检测蒸汽发生器运行参数监测信号值与相应的蒸汽发生器神经网络模型预测值之间的偏差来确定是否发生了异常，如果某一参数偏差超过了预先给定的极限，就认为发生了异常。另一个神经网络作为故障分类模型，用以对蒸汽发生器故障进行分类，给出故障的类型。由两个神经网络监测和诊断结果的融合给出蒸汽发生器故障较为清晰的信息。仿真结果表明，该方法能够提高蒸汽发生器监测与诊断的能力。     

核电站一回路压力边界泄漏监测氟-18传输效率分析

氟-18监测仪研制过程中,确定18F传输效率是一个关键问题。由于实验地点原因,当前仅限于用理论方法求解。通过对热工水力特征以及55/19型号蒸汽发生器结构的分析,研究了蒸汽发生器的传热管泄漏后一回路的18F核素进入取样通道的输运特性,分别选用5种微尘粒径为运算工况,运用FLUENT软件的模拟,进一步得到18F微尘在取样通道中的传输效率。     

传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性的影响

以大亚湾核电站蒸汽发生器为研究对象,建立了基于漂移流理论的蒸汽发生器一维动态数学模型及传热管泄漏模型,并进行了蒸汽发生器不同工况下的稳态仿真。在验证所建立漂移流模型和传热管泄漏模型的基础上,研究了不同工况下传热管泄漏位置及泄漏流量对蒸汽发生器关键参数的影响。研究结果表明,所建立的漂移流模型和传热管泄漏模型能准确反映不同泄漏情况下蒸汽发生器质量含汽率及蒸汽压力等关键参数的变化规律,泄漏发生在热端沸腾段入口处时各参数变化最显著,泄漏量为冷却剂流量的5%时出口质量含汽率由0.261降到0.163。基于漂移流理论传热管泄漏对蒸汽发生器动态特性影响的成功预测,为蒸汽发生器传热管泄漏事故的监测与防范措施的制定提供一定参考。     

蒸汽发生器泄漏率监测

基于主蒸汽管道中＾１６Ｎ核素监测的蒸汽发生器泄漏率监测方法,目前已成为蒸汽发生器泄漏监测的主导方法。本文主要介绍了蒸汽发生器泄漏率的监测原理、蒸汽发生器泄漏率与＾１６Ｎγ计数率的换算关系以及实际应用中存在的问题,并简要介绍了秦山和大亚湾核电站年用该类监测系统的主要特性。     

压水堆核电厂二回路放射性污染控制要求研究

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管处一二次侧泄漏将导致二回路系统放射性污染,影响向环境的气液态放射性流出物释放,需设置泄漏率监测系统和蒸汽发生器排污系统以使二回路系统水质和向环境的放射性释放控制在可接受的范围内。通过分析二回路系统中放射性的迁移途径,建立二回路系统源项及二回路气液态放射性流出物源项的计算模型。根据建立的计算模型和假设的二回路系统水质控制要求,确定蒸汽发生器传热管处泄漏率设计基准,并分析蒸汽发生器泄漏监测和蒸汽发生器排污系统的设计要求。     

快堆蒸汽发生器热力参数对泄漏探测系统响应特性的影响

研究建立了水泄漏引起的钠水反应产物在快堆蒸汽发生器和取样支路传输扩散的一维数学模型,分析了蒸汽发生器流量、钠温度和取样支路流量对泄漏探测系统响应特性的影响。模型计算和实验结果表明：蒸汽发生器流量的增加将缩短系统的响应时间,但却降低了蒸汽发生器钠出口处的氢离子浓度,使系统探测水泄漏的灵敏度降低;蒸汽发生器钠温度对系统的响应时间影响不大,钠温升高,OH^-离子的离解速率加快,探测系统的灵敏度提高;增大取样支路流量可改善系统的响应特性。     

快堆蒸汽发生器小钠水反应分析评估程序开发概况

正快堆蒸汽发生器换热介质采用液态金属钠和水/蒸汽,由于设计、加工工艺和运行条件等问题导致的传热管破损是不可避免的,为了保证在微小泄漏阶段发现水泄漏到钠中,并采取相应的检修措施,必须建立蒸汽发生器事故保护系统。小钠水反应分析评估程序(SSW)可用于分析CFR600蒸汽发生器发生小泄漏时产物在回路中的浓度分布以及对相邻管的影响,进而评估蒸汽发生器事故保护系统设计的合理性。SSW程序主要分为5个模块:1)输入模块;2)初始化模块;     

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成,并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明,最佳参数可设置为:蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%;抽气速率为 20 L/min;蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa;系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。      

核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究北大核心CSCD

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。     

百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置热态验证试验

对百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置水-空气冷态试验确定的最佳结构进行了实际核电厂运行参数条件下的水-蒸汽热态验证试验,与国外先进结构汽水分离装置试验体在热态试验条件下的性能进行了对比.结果表明,在正常运行条件下,研制的汽水分离装置试验体出口蒸汽湿度(上携带)为0.0021%,远小于百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器设计规定的0.1%的湿度指标,其在恶劣工作条件下的汽水分离性能仍满足设计要求,并优于国外先进结构汽水分离装置试验体.     

蒸汽发生器液压胀接保压时间及拉脱力的研究

蒸汽发生器是核电站的核心设备,若在正常工作中发生泄漏,将影响整个核动力装置的稳定性和安全性。蒸汽发生器中管板和换热管的连接主要靠液压胀接来完成,液压胀接处最容易发生泄漏,针对蒸汽发生器液压胀接的研究变得至关重要。本文进行了胀接试验及拉脱力试验,确定了合理的保压时间。对胀接过程进行有限元分析,研究了不同厚度管板的残余接触压力,并给出蒸汽发生器拉脱力的理论计算公式。结果表明,保压时间应控制在6~8s,蒸汽发生器拉脱力的计算应使用修正后的公式。     

三门核电AP1000机组辐射防护设计分析

三门核电AP1000机组为第三代核电机组,在辐射防护设计中采用了一回路加锌、较高pH值运行、停堆氧化操作、蒸汽发生器一回路水室电解抛光、优化设备维修、优化屏蔽设计、无线剂量监测等措施,以期降低机组辐射水平和职业照射剂量。本文介绍了三门核电AP1000机组在功率运行及大修期间的辐射水平和职业照射剂量数据,并与国内CPR1000机组的相关数据进行了对比,对AP1000机组的辐射防护设计进行分析,给出了三门核电AP1000机组在辐射防护运行管理及技术改进方面的建议。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究，证明了AP1000核电站在SGTR事故下，不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件，如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢，且存在一定的裕量。     

Steam generators – horizontal or vertical (which type should be used in nuclear power plants with VVER?)

The steam generator is a very important component of a nuclear power plant. Historically, vertical steam generators came to be used abroad and horizontal steam generators in our country. Both types of steam generators operate successfully in nuclear power plants and satisfactorily fulfill their functions, enabling the production of electricity. Repeated attempts to re-examine the existing concepts in one or another country have been unsuccessful because there are no convincing arguments for this. Nonetheless, the question of using a different type of steam generator is raised periodically in our country and abroad. This article briefly reviews different concepts of steam generators. Their parameters, characteristics, and thermal efficiency are compared and ways to increase the latter are analyzed. It is shown that it is impossible to choose one or the other type of steam generator without making an exhaustive study and analysis of the layout of the reactor facility and its scheme, servicing, and operation as part of a nuclear power plant. A comparative analysis of layouts of reactor facilities with different types of steam generators is made. Translated from Atomnaya énergiya, Vol. 105, No. 3, pp. 127–135, September, 2008.