非能动余热排出换热器换热能力数值分析

基于多孔介质模型,对AP1000非能动余热排出换热器(PRHR-HX)运行初始阶段进行了数值模拟。一回路的入口温度及流量采用RELAP5的计算结果,并以此作为CFD计算的边界条件。采用多孔介质模型处理C型管束区,添加管束区分布阻力。通过商业CFD软件FLUENT计算得到安全壳内置换料水箱(IRWST)侧冷却剂的三维温度及速度分布,通过用户自定义函数UDF完成一回路侧与IRWST侧的耦合换热计算,获得一回路温度分布及换热量。计算结果表明,随着IRWST内冷却剂温度升高,换热器热负荷降低,并出现明显的热分层现象,同时证明采用多孔介质模型与耦合换热计算是分析PRHR/IRWST系统瞬态热工水力特性的有效方法。     

侧压对传热管用690合金微动疲劳寿命影响的计算分析与估算公式

微动是蒸汽发生器传热管失效的一个主要原因，揭示传热管用690合金的微动疲劳十分重要。本文通过有限元模型和自编程序计算分析了690合金与抗震条间平-平面接触副微动疲劳裂纹萌生寿命，重点研究了侧压对微动疲劳寿命的影响。结果表明，侧压下的裂纹萌生寿命远低于其标准疲劳寿命，降低程度与微动接触状态和微动磨损均有关。在此基础上提出了一个考虑侧压影响的微动疲劳寿命估算公式。该经验公式具有较简单的解析表达式，且对疲劳寿命的计算较为保守，可方便地用于工程设计和寿命预估     

非能动余热排出热交换器半液位换热性能研究

非能动余热排出热交换器（PRHR HX）是先进反应堆非能动堆芯余热排出系统的关键设备之一,置于内置换料水箱中。水箱内水蒸发或水箱泄漏等故障失水后液位降低,PRHR HX与管外水传热面积和管外流场均发生变化,导致堆芯非能动余热排出能力下降。为分析半液位下PRHR HX换热性能,建立半液位PRHR HX实验装置和数值计算模型,获得稳态和瞬态升温过程的换热量、温度分布和流场特性。实验结果表明,稳态沸腾换热阶段半液位结构的总换热量较全液位时的下降12%～22%,仍具有较强的换热能力。瞬态升温过程中管外换热模式从纯单相对流换热开始,先后逐渐出现局部过冷沸腾和局部饱和沸腾,并最终迅速由局部饱和沸腾转变为全管长饱和沸腾。水箱内逐渐升温过程中出现显著的热分层现象,结合数值模拟分析发现此时管外流体在高度上呈现多层回流流动结构。     

600MWe压水堆核电厂管道和重要旋转设备的振动测量与评价

在核电厂中，管道和旋转设备的振动越来越受到了有关各方的重视，管道因振动而损坏，泵的振动过大以及汽轮发电机组轴系振动超限等问题时有发现。严重的会直接影响核电厂的正常运行。本文在简要介绍了管道和旋转设备振动的规模洒求，管道和旋转设备的振动限值之后，对秦山Ⅱ期600MWe核电厂1号机组在调试期间的振动测量结果作了综合介绍，对卸压管瞬态振动，不同类型泵的典型振动等问题作了重点说明，可供今后运行和维修时参考。     

数据采集系统在核电领域的应用

对旋转设备进行振动测量是评价设备状态的重要手段,随着计算机技术和电子技术的飞速发展,小型、轻便、高度集成的智能化便携式数据采集系统已经在很多情况下取代了传统的分析仪和记录仪等测量设备.本文通过实例介绍了便携式数据采集系统在核电领域的工程实践中的应用.     

高压安注系统振动过大机理分析

采用敲击法对高压安注系统的相关管道、阀门和系统进行了固有频率测量，对试验循环流量工况下固定测点的振动信号进行了互功率谱和相干分析，应用管内流速和流动噪声功率谱密度对系统进行流致振动的原因分析，以及对管系和楼面之间的振动耦合性分析，从而找出系统振动过大的综合原因。     

燃料运输容器跌落姿态分析技术

目的总结燃料运输容器跌落分析流程,设计合理的姿态分析方案,通过分析使燃料运输容器设计满足GB 11806规定的跌落试验要求。方法使用动力有限元方法对新燃料运输容器进行多姿态多工况的跌落分析,并根据试验结果对分析结果进行验证,将分析和试验经验总结成完整的分析流程。结果通过分析,新燃料运输容器在正常运输条件下的最不利跌落姿态为9°小角度跌落,该工况下容器外壳最大变形量为49 mm。事故运输条件下最不利跌落姿态为正向垂直跌落,燃料组件最大冲击力为1.78 MN。结合分析和试验结果总结了容器最不利跌落姿态的分析流程和技术要点。结论结合分析和试验结果,得到了新燃料运输容器各跌落试验的最不利跌落姿态,并总结了燃料运输容器跌落分析的通用流程。     

CRDM承压壳体多故障模式下的动态可靠性分析

为研究控制棒驱动机构（CRDM）的结构可靠性规律,考虑CRDM承压壳体的多失效模式,根据应力强度干涉理论建立与CRDM步跃动作次数相关的结构动态可靠性模型。用顺序统计量描述强度失效模式下应力幅值的动态分布模型,基于Miner累积损伤理论和疲劳等效应力分布模型建立结构疲劳寿命和累积损伤分布与步跃冲击载荷作用次数的关系。研究结果表明,在步跃冲击载荷作用下,承压壳体前期的结构可靠度主要由强度失效模式的可靠度决定,当步跃动作达到一定次数时,疲劳失效模式的失效率开始显著增大;相对于疲劳失效模式,强度失效模式的可靠度对应力均值的变化更加敏感。该结果可对CRDM承压壳体的可靠性设计和维修管理提供参考。     

ASME锅炉及压力容器规范中关于核电厂部件安全裕量的控制

针对ASME锅炉及压力容器规范对如何从材料、设计、制作、试验、检测、建造以及役前和在役运行等各个阶段合理地控制其"安全裕量"做初步论述,并对"安全系数"和"验收准则"这两个定量要求也做了初步解剖。对保证"安全裕量"的控制文件和人员的责任做了简述。