核电厂安全壳首次整体在役试验方案优化

安全壳整体试验是压水堆核电机组一项特大型、高风险、高难度的试验,通过模拟设计基准事故工况下安全壳内的峰值压力,在事故峰值压力平台下,进行安全壳整体泄漏率测量及各压力平台安全壳结构试验,以验证其密封和结构性能。安全壳整体试验是国家核安全局监管的一个重要见证点,试验结果直接决定是否能够启动反应堆发电。301大修安全壳整体试验是3号机组首次在役试验,本次试验汲取了秦山第二核电厂以往6次安全壳整体试验的经验和其他电厂的反馈,试验方案更加科学,试验的组织管理更为规范。文章对301大修安全壳整体试验的经验进行了论述和总结,希望对电厂以后的安全壳整体试验提供参考。     

AP1000钢制安全壳结构整体性试验介绍

本文对AP1000钢制安全壳结构完整性试验方法与流程进行介绍,总结了试验的难点与重点,通过对试验数据结果进行分析,说明根据本文中的安全壳结构整体性试验方法能够模拟设计基准事故工况下的安全壳状态,此方法具备分析安全壳在极限状态的强度数据的能力。     

典型严重事故非能动安全壳冷却系统效果分析

先进压水堆采用非能动安全壳冷却系统(PCCS)在事故下维持安全壳完整性,包括重力喷洒形成安全壳外部水膜冷却和空气冷却流道中空气对流传热。针对严重事故下PCCS效果研究,建立了非能动压水堆安全壳及非能动安全壳冷却系统的传热分析模型(包括对流传热及蒸发/冷凝传热),并耦合反应堆主系统模型及专设安全设施模型。通过与西屋公司PCCS大尺度试验结果的比对验证了模型的可用性,进而针对非能动先进压水堆选取全厂断电、热段小破口失水始发事故作为典型严重事故序列,模拟了事故进程、主系统响应及安全壳的响应,分析了PCCS对安全壳的降温、降压作用。结果表明,安全壳压力72h内未超过安全限值,保持安全壳完整性。     

非能动安全壳冷却系统空气流道自然循环的比例分析与设计

在考虑建设试验台架经济性的前提下,缩小比例的单项和整体效应试验台架对研究和开发大型先进压水堆核电站及其分析验证程序都具有重要意义。非能动安全壳冷却系统（PCS）壳外空气流道内的自然循环在安全壳非能动冷却性能中发挥着重要的作用。本文从自然循环的数学模型出发,推导出了单项和整体效应试验台架的比例设计方法。在给定壳内热流密度的条件下,通过PCCSAP-3D程序对CAP1400非能动安全壳的2/5比例单项效应试验理想比例台架（ISF）进行模拟。结果表明,本比例分析与设计方法以及在降低高度台架上模拟自然循环是可行的。     

应用GOTHIC8.0程序模拟非能动安全壳冷却系统冷凝和蒸发现象的适用性研究

在非能动安全壳冷却系统（PCS）设计基准事故的排热过程中,安全壳内壁面蒸汽冷凝现象和安全壳外壁面水膜蒸发现象是两种非常关键的排热途径。本文应用GOTHIC8.0程序模拟了安全壳内壁面蒸汽冷凝和安全壳外壁面水膜蒸发传热过程,并通过蒸汽冷凝试验和水膜蒸发试验数据,对GOTHIC程序的模拟结果进行了分析和评价。研究结果表明：GOTHIC程序的蒸汽冷凝模型可较好地模拟蒸汽冷凝传热现象;水膜蒸发模型明显低估了水膜蒸发换热量,这对设计基准事故安全壳完整性分析是非常保守的,建议对GOTHIC程序进行适当开发,更好地模拟水膜蒸发换热过程。     

某项目钢制安全壳强度试验实践与经验

安全壳强度试验是对安全壳结构的强度和完整性的重要验证。某两个核电厂作为国内首次进行的钢制安全壳结构强度试验,为后续设计和试验积累了丰富的经验和数据。文章根据两个项目的试验数据以及过程中遇到的问题,对安全壳变形和应变结果、安全壳最终变形复核的必要性和安全壳冬季试验等试验中遇到的问题等进行了分析。分析表明试验结果与理论分析整体上有较好的一致性,在局部施工变形较大区域应根据最终成形进行复核计算,并给出了试验中需要关注的其他问题。通过分析给出了建议,为后续的设计和试验提供指导。     

非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型.冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了GAiello(2009)发展的液膜蒸发模型.试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性.     

安全壳模型装置内氢气分布特性及影响因素分析

采用计算流体力学方法,首先利用THAI HM-2实验对CFX分析模型的适用性进行验证,通过与实验数据的比对,表明计算结果与实验数据基本吻合,从而验证选用的模型适合对安全壳模拟装置氢气分布特性的分析。之后,建立待研究中等规模安全壳模型实验装置的三维几何模型和网格模型,采用基准工况+单因素对比的方式,分别模拟湍流浮力射流中心喷射和近壁面喷射工况以及考虑蒸汽壁面冷凝情况下安全壳模型内的氦气(氢气替代工质)流动扩散分布,讨论喷射位置因素、壁面蒸汽凝结效应对氦气分布的影响。分析结果表明,喷射位置对氦气分布的影响主要体现在壁面引流现象上,即氦气流更倾向于沿着安全壳壁面进行流动和扩散;而与安全壳壁面的换热和蒸汽的冷凝会进一步促进大空间自然对流的建立,从而较为显著地提高氦气在安全壳内的扩散和混合效果。     

混凝土安全壳整体性能试验峰值压力持续时间探讨

核电站建造阶段必须进行安全壳整体性能试验（CTT）,验证在设计基准事故时安全壳结构的完整性。本文针对某核电厂3号机组预应力混凝土安全壳CTT进行非线性有限元分析。结果表明：筒体闸门洞口标高附近径向变形最大,预应力钢束承担了峰值压力0.483 MPa作用下大部分设计内压,安全壳整体结构处于受压状态,与实际试验状态基本吻合。同时,对国内外法规标准关于安全壳峰值压力持续时间的规定进行总结,提出相关结论及建议,可为安全壳CTT方案设计提供参考。     

CERT试验WGOTHIC程序3D建模方法研究

美国NRC批准应用WGOTHIC程序中集总参数法分析非能动核电厂DBA事故后安全壳响应,该程序采用CLIME模型来模拟非能动安全壳冷却系统(PCCS)传热传质特性,即壳内蒸汽凝结、钢壳导热和壳外水膜蒸发过程。本论文研究WGOTHIC程序中分布参数法(3D模型)分析PCCS传热传质特性的可行性,并与该程序中集总参数法和CERT试验值两种方式对分析结果进行比较验证。结果表明WGOTHIC程序中分布参数法(3D模型)可用于分析PCCS传热传质特性,保守地进行非能动安全壳响应分析。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.