美国压水堆核电厂蒸汽发生器传热管完整性要求探析

核电厂蒸汽发生器传热管的完整性对反应堆的安全运行至关重要.为了确保传热管的完整性,美国核管理委员会采用了基于性能的监管机制.此外还补充了一些规定性要求.该机制认为,传热管的材料根据美国目前使用的管材和热处理工艺共有三种组合,监督要求取决于所用材料的类型.本文概述了确保蒸汽发生器传热管完整性的监管机制,重点介绍了蒸汽发生...     

核电站蒸汽发生器传热管涡流自动检测系统研制

设计了蒸汽发生器传热管涡流自动检测系统,从探头定位系统、探头扫查系统、集成传输系统和相关软件等方面,分析了系统设计。将系统用于对核电站蒸汽发生器传热管进行涡流检查,能够及早发现传热管上存在的缺陷,为进一步采取的维修措施提供准确的参考依据,并成功应用于各核电厂的役前和在役检测。     

CPR1000机组SG传热管MRPC检查策略优化的安全分析

通过对CPR1000核电机组蒸汽发生器(SG)使用的镍基合金(Inconel 690)传热管的一次侧应力腐蚀倾向进行分析,对检查策略的优化提出建议,在确保核安全的前提下,核电厂可根据实际情况选择不同的优化方案。     

蒸汽发生器传热管与管板焊缝应力和疲劳分析

蒸汽发生器是压水堆核电厂的关键设备之一,其中的传热管与管板一般采用胀管加焊接的方式保证密封性。传热管与管板之间的焊缝的几何尺寸小,应力情况复杂,同时该位置极易发生泄漏,因此该焊缝的应力分析与评价是核电厂安全的重要基础。文中采用有限元方法对传热管和管板焊缝进行了应力分析,分析中采用了多孔板等效、刚度等效和孔边环向应力等效等多种方法,简化了模型的复杂度,计算得到了各种工况下的应力情况,并按照ASME规范对其进行了评定。     

二回路钠表的预维与优化

某重水核电厂二回路取样系统主要是用来监测凝汽器传热管和蒸汽发生器传热管的完整性,由于钠离子在小孔内或缝隙处发生浓集会对传热管造成腐蚀,当发生凝汽器钛管泄漏时,必须迅速判断并隔离发生钛管泄漏的凝汽器水室,故钠表准确性对机组安全运行具有重要意义。通过对钠表的原理进行介绍,结合钠表在重水堆核电厂的应用情况,提出预防性维修和输出的优化内容,通过对钠表制定合理的预防性维护策略,可以提升设备测量的准确性和可靠性,延长使用寿命,提高机组运行的经济性,以此给同类型电厂的设备维护提供参考经验。     

蒸汽发生器换热管衬管液压胀接工艺研究

核电站蒸汽发生器是将反应堆的热能传递给二回路介质以产生蒸汽的热交换设备,其中的传热管起着保障热通量变换和防泄漏的作用。但是在长期的高温高压与高腐蚀状态下,传热管也更易破损,给核电厂的安全性与经济性带来威胁。通过总结国内外衬管技术的应用并分析各种技术的优缺点,最终以液压胀接工艺为主要试验技术,对Inconel 690合金双管之间的胀管力计算和胀接试验过程进行研究,最终得出最佳液压胀接压力区间。     

含均匀减薄缺陷传热管的爆破压力预测研究

蒸汽发生器传热管微振磨损等体积型缺陷是导致其承压能力降低而破裂的主要原因.本文针对含均匀减薄缺陷Inconel690蒸汽发生器传热管的极限承载能力进行了研究.通过液压爆破实验获得了含缺陷传热管的爆破压力,确定了缺陷尺寸对传热管爆破压力的影响规律;采用数值模拟方法对含缺陷传热管的爆破压力进行了预测,在此基础上建立了爆破压力的预测公式.将预测公式与已有工程方法进行对比,结果表明该公式是合理且保守的.     

直流过热刺刀管式蒸汽发生器设计分析

采用直流过热刺刀管式蒸汽发生器作为自然循环池式铅铋快堆的主蒸汽发生器。刺刀管式蒸汽发生器传热管由内外两根管同心组成，使得环形通道内工质与内管工质及壳侧工质同时换热，造成设计困难。提出了刺刀管式蒸汽发生器离散式设计方法，,并利用该方法设计了热功率为37.5 MW的直流过热式刺刀管式蒸汽发生器。从换热管数量、环形通道尺寸、内管保温层的导热系数三个方面对刺刀管式蒸汽发生器进行了设计分析，同时采用JF因子对蒸汽发生器的综合性能进行评价。研究表明，当换热管数量由244根增加到550根，一次侧流阻由40 kPa下降至5 kPa,JF因子增加0.4,蒸汽发生器性能提升；环形通道宽度增加0.5 mm,换热段长度增加10%左右，总传热系数和JF因子分别下降13%和14%,蒸汽发生器性能下降；内管保温层导热系数与换热段长度成线性关系，保温导热系数增加，蒸汽发生器的综合性能下降。因此，刺刀管式蒸汽发生器设计宜采用较多的换热管数量、导热系数较小的内管保层材料，同时选择合适的环形通道尺寸，获得最佳的JF因子值。     

蒸汽发生器液位控制系统分区控制策略研究

核电厂在降功率运行过程中会经历复杂的工况,这一过程会出现蒸汽发生器液位和给水流量的不稳定。本文通过对蒸汽发生器液位控制系统进行仿真分析,研究主要PID控制器的运行特性。在此基础上,提出分区控制策略,通过在不同功率水平下引入不同的整定参数,研究该策略的合理性和可行性。     

蒸汽发生器液位控制系统分区控制策略研究

核电厂在降功率运行过程中会经历复杂的工况,这一过程会出现蒸汽发生器液位和给水流量的不稳定。本文通过对蒸汽发生器液位控制系统进行仿真分析,研究主要PID控制器的运行特性。在此基础上,提出分区控制策略,通过在不同功率水平下引入不同的整定参数,研究该策略的合理性和可行性。     

蒸汽发生器管子管板液压胀保压时间数值模拟

第三代AP1000核岛主设备蒸汽发生器管子直径更小、管板厚度更厚、管子排列更密集、管子管板全长度液压胀管难度更大。采用ANSYS软件模拟蒸汽发生器管子与管板液压胀管的方法,着重用瞬态分析方法研究胀管压力和保压时间对接触压应力的影响,从而确定使接触压应力最大的平衡点。     

Tube inlet orifice design of a once-through steam generator for flow stabilization

A numerical study is conducted on the secondary side screw-type tube inlet orifice design of a once-through steam generator. An orifice length criterion for flow stabilization is derived by introducing the hydraulic resistance ratio of the orifice and the subcooled region to the two-phase and superheated regions. Various tube plugging conditions and power levels are considered, and the secondary coolant pressure at the tube outlet is adjusted to maintain a constant thermal power. Comprehensive numerical solutions are acquired to evaluate the minimum orifice length under various operating conditions. The results obtained show that a constant thermal power is maintained by properly adjusting the secondary coolant outlet pressure with a variation of the superheat degree and secondary coolant pressure drop when the steam generator operates at high power level. The steam generator performance is analyzed according to the tube plugging condition in terms of the degree of superheat, secondary side pressure drop, temperature distribution, and quality distribution. The secondary side outlet pressure curve for the constant thermal power operation is obtained, and the required minimum orifice length to suppress the flow oscillation below the allowable level is evaluated. The lowest power level results in the highest minimum orifice length, and non-plugging condition provides a limiting case for the orifice length criterion except near the 100 % power level.

     

蒸汽发生器传热管流弹失稳计算

蒸汽发生器管束一旦出现流弹失稳现象,可以在很短的时间内破坏传热管的完整性,影响核电站安全。因此,在设计蒸汽发生器时要预测与防止传热管流弹失稳现象。通过有限元软件ANSYS的梁单元建立传热管模型,进行模态分析并提取相关结果;然后将模态分析的结果代入MATLAB计算传热管流弹不稳定率并和专用软件进行对比。该方法计算结果与专用软件吻合,且分析表明套筒开口区与弯管区流速对流弹不稳定率影响较大;管子高频时不易发生流弹失稳现象。     

蒸汽发生器的研制

通过300 MW蒸汽发生器制造过程中的管板镍基电渣堆焊、管板组件深孔加工、管子管板胀接、筒体与下封头局部热处理等关键工艺研制,掌握了其制造技术和质量控制要求。     

Experimental and numerical study on the burst pressure of steam generator tubes with L- and U-type through-wall combination cracks

Several nuclear power plants have reported that they often experience through-wall combination cracks consisting of longitudinal and circumferential cracks in the steam generator tubes. In this study, L- and U-type through-wall combination cracks in a steam generator tube were evaluated using the crack opening angle (COA) in an elastic-plastic analysis. The calculated burst pressures were also compared with the experimental results. In the procedure, the stress intensity factor (K _I) in elastic analysis was reviewed to validate COA as an appropriate fracture parameter for the burst pressure of longitudinal through-wall cracks and T-type through-wall combination cracks. From the results, an appropriate length-based burst criterion by using COA can be used for a structural integrity assessment for the through-wall combination cracks in steam generator tubes.     

E1023蒸汽发生器管板裂纹原因分析

综述了某石化炼油厂馏分油加氢装置E1023蒸汽发生器管板裂纹的原因，对检验发现的问题和失效原因进行了分析，并结合设备运行状况提出了预防措施。     

Evaluation of the parameters of wear law for heat-exchange tube–spacer grid pair of steam generator of REST-OD-300 nuclear reactor plant operating in argon atmosphere

Data on the wear tests of the material of a heat exchange tube and a spacer grid of the steam generator of the BREST-OD-300 nuclear reactor plant performed at a high temperature in argon atmosphere are presented. A mathematical model of the wear process based on which the identification of the corresponding wear law is carried out has been proposed. The wear durability of the heat exchange tube has been evaluated.     

Vibrational wear of pipe-spacer pair in steam generator with lead coolant

The vibrational wear at the junctions of heat-exchanger pipe and spacer grids is studied experimentally, so as to confirm the shock resistance of hot-water generators in fast reactors with lead coolant. Endurance tests of tube and spacer samples are conducted. Metallographic and profilometric data on samples subjected to vibrational wear are presented. The wear mechanism is described. A preliminary estimate is obtained for the pipe life in the steam generator.     

BTA深孔加工钻头支承间隙对孔误差影响的试验研究

核电蒸汽发生器管板孔加工为典型的深孔加工,孔的加工精度受到钻孔方式、机床精度、冷却液、材料等因素的影响。研究主要进行了钻头支承间隙对孔起始位置度,并考虑钻孔深度的影响分析和试验,试验结果给出了初始支承间隙的推荐值和计算方法,对公差应用提供了参考。     

蒸汽发生器人孔在设计工况下应力计算

简述并研究了对蒸汽发生器人孔应力的计算方法,提出了选择轴对称谐单元模型对蒸汽发生器人孔进行应力计算,轴对称谐单元模型的应力计算分析方法适合人孔的应力计算,它的计算方法简单、可操作性好且易实现材料和结构的疲劳分析和计算,其应力评定便捷且符合RC C-M规范。人孔、盖板、螺栓孔区域,法兰结构、螺栓孔区域采用等效弹性模量和等效泊松比方法进行模型简化,简化模型简化了应力计算,简化模型应力计算结果保守且满足RC C -M规范要求。轴对称谐单元模型进行人孔设计工况下的应力计算方法可推广应用于蒸汽发生器人孔在其他工况下的应力计算及其密封设计计算。