射流装置启泵过程的瞬态特性

射流装置由射流泵和主泵组成,引入MRX(Marine Reactor X)压水堆一回路系统中,有助于提升反应堆的固有安全性。反应堆启泵过程中,流量急剧上升导致堆芯温度变化,影响堆芯运行安全。通过计算流体力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法对引入射流装置MRX一回路10%满功率(Full Power,FP)、17.5%FP和25%FP堆芯功率下启泵进行三维瞬态模拟,分析MRX一回路中射流装置流场瞬态特性。结果表明,射流装置的加入可以改善一回路自然循环能力,提高启泵工况下冷却剂初始变化流量,减缓变化趋势,改善过渡安全性;启泵过程中一回路温度存在波动现象,且堆芯功率越大,波动幅度越大,时间越长;启泵完成后射流泵喷嘴处流速较大。验证了压水堆中引入射流装置提升反应堆固有安全性的可行性,同时为进一步优化设计方案提供方向参考。     

压水堆核电机组一回路抽真空排气技术

压水堆核电机组一回路在调试启动期间,一回路系统充水时需要排气,与传统的排气方法相比,采用一回路抽真空排气技术不仅可以缩短试验工期,还能大大降低主泵首次启动时的风险。一回路抽真空排气技术在国内中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组调试启动中应用广泛,经过多次试验和不断改进,该技术已经成熟。本文对一回路抽真空排气技术进行了介绍。     

CPR1000核电站堆芯出口冷却剂过冷度测量不确定度评定

中国百万千瓦级先进压水堆(CPR1000)核电站反应堆通过堆芯冷却监测系统(CCMS)测量堆芯出口冷却剂的过冷度。本文分析了堆芯出口冷却剂过冷度测量过程中的各种误差来源,对饱和状态下堆芯出口冷却剂温度测量的不确定度进行评定,得到不确定度区间边界随一回路压力变化的曲线,给出了用于判断堆芯冷却状态的堆芯出口冷却剂过冷度测量的误差ε曲线的确定方法,该方法已在CPR1000核电站中得到实际应用。     

核电机组蒸汽发生器和汽轮机裕度匹配研究

国内新投产的部分压水堆核电机组陆续出现了主蒸汽调节阀急剧晃动、新蒸汽压力缓慢降低等问题,对机组的安全性和经济性造成一定影响。本研究通过设计参数和试验数据对比,并利用换热计算模型分析发现,55/19B蒸汽发生器设计裕度较同类型的60F稍偏低,低于通常的1.6×105 Pa的蒸汽压力裕度要求。蒸汽发生器新蒸汽压力、主蒸汽调节阀和汽轮机调节级通流面积在设计之初应进行综合匹配,尤其是要选用在超过70%的开度范围内都具有线性的调节特性的阀门,才能保证核电机组在整个寿期内的可靠性和经济性。      

CPR1000型压水堆14C产生量研究

本文阐述了压水堆中¹⁴C的主要产生机理,利用蒙特卡罗程序MCNP5建立了精确的三维堆芯模型,计算了堆芯各辐照区的47群中子注量率,计算得到一回路冷却剂、燃料芯块和包壳及堆芯上下反射层的¹⁴C产生率和年产生量。结果表明,计算模型、参数及计算假设具有一定的代表性,计算结果适用于CPR1000型压水堆核电机组。     

CPR1000核电机组堆芯水位监测系统及其调试

CPR1000核电机组反应堆堆芯水位监测系统是反应堆发生LOCA事故后监测堆芯淹没状态的重要系统,由其测量的水位直接用于反应堆事故规程的导向。本文对该系统的测量原理、系统构成进行了详细的介绍,通过对CPR1000核电机组首台机组的调试,实现了该系统的首次自主化调试的目标。     

先进非能动核电机组一回路冷却剂流量系统化测量方法

压水堆一回路冷却剂流量是防止偏离泡核沸腾的重要参数。三代先进非能动（Advanced Passive,AP）技术核电机组采用低泄漏堆芯装料模式，因堆芯出口温度温差梯度加大，导致量热平衡法流量测量计算的不确定度增加。为了保证核电机组一回路冷却剂流量精准测量，验证其满足设计与监管要求，提出了以伯努利方程为基础模型的系统化测量计算方法。在调试不同阶段，分别执行一回路主设备压差测量、冷热段弯管流量计压差测量；在首次50%、75%、90%、100%的功率平台，进行量热平衡试验计算。通过热试和满功率阶段的实体工艺流体测量值，对冷热管的弯管流量系数进行计算标定。围绕不确定度最小化，权重计算一回路冷却剂总体积流量。本方法测量计算的一回路冷却剂流量值相对误差小于4%，装料后总流量介于最佳预期流量的95.8%～104%之间；NAPs计算体积流量值不确定度低于1.9%，该方法为其他机型冷却剂流量的精准测量提供了一种示范思路。     

热管段温度波动对反应堆堆芯功率控制的影响研究

目前大型的压水堆核电站堆芯控制系统均设计有堆芯平均温度控制系统,该系统是一个闭环的控制系统,以稳定堆芯的平均温度为目标。该控制系统的正常运行,是保证反应堆安全稳定运行的前提和基础。作为被控对象,反应堆冷却剂平均温度的波动情况不仅是衡量该控制系统优劣的首要指标,同时也是直接影响控制系统稳定性的关键因素。总结众多压水堆核电站的运行经验,发现反应堆热管段温度的波动对反应堆平均温度控制系统影响巨大,有些甚至对反应堆的安全稳定运行造成严重影响。本文通过对具体工程案例的深入剖析、论证,归纳出热管段温度波动对堆芯平均温度控制系统影响的具体原理,为后续自主设计三代核电技术中的平均温度控制系统提供经验反馈。     

压水堆核电厂瞬态试验工况下调硼量分析及其操作应用

中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组瞬态试验过程中,由于机组状态剧烈变化,会在短时间内引入大量负反应性,使一回路不易维持堆芯状态稳定,试验过程中需要通过准确调节一回路冷却剂的硼浓度以补偿反应性的变化。通过研究机组瞬态试验过程中功率控制棒(G棒)、温度控制棒(R棒)、功率变化、氙毒变化等引起的反应性变化,并依据当前硼浓度及其微分价值,分析计算得到所需硼浓度变化量及试验过程中所需硼稀释量,并根据计算结果为运行人员制定合适的机组控制策略。调试过程及试验结果表明,研究分析硼稀释量能够显著降低机组控制风险,提高机组运行质量,获得良好的经济效益。     

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。     

蒸汽发生器液位控制系统手自动切换的前馈补偿研究

当前蒸汽发生器（SG）液位控制系统手自动切换信号复制回路的设计中,液位控制器运算基准为切换时的汽水失配信号,主给水流量调节阀由手动模式切到自动模式后导致SG液位控制系统失去快速调节给水流量的前馈作用。针对该问题,结合阳江核电厂4号机组SG液位高高跳堆事件,提出了针对手自动切换操作方式和系统设计的2种优化方案。针对操作方式的优化,在主给水流量调节阀投自动前,手动平衡汽水流量;针对系统设计的优化,增加汽水失配判断环节和前馈自动补偿环节。通过SG液位扰动试验证明,所提出的优化方案能有效提高手自动切换后控制系统的调节速度、减小超调量,对核电机组安全运行水平提升有重要贡献。      

控制棒驱动机构固定钩爪打开时间的验收准则优化

基于CPR1000型核电机组中控制棒驱动机构（CRDM）供电时序、固定钩爪的动作特点以及在10台机组中的试验结果分析,发现了在机组调试启动及正常运行期间,一回路液态流体温度、压力和是否带载控制棒对CRDM固定钩爪打开时间的影响规律,并据此优化了不同工况下CRDM固定钩爪打开时间的验收准则范围。本文结论不仅可以作为同类型机组在调试启动和正常运行期间CRDM固定钩爪打开时间验收准则的参考,也可作为CRDM固定钩爪打开过程理论受力模型分析的结论参考。      

CPR1000核电厂蒸汽发生器排污系统频繁隔离原因分析与优化措施

中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电厂蒸汽发生器排污系统（APG）在正常运行期间频繁自动隔离,结合此隔离事件运行背景对事件原因进行了分类研究,并对APG进行了相应优化。具体措施为对冷却水温度控制器增加了微分环节并优化了控制参数;对排污水流量控制回路增加了前馈环节以消除扰动;对排污水流量计和压力开关信号下游增加了相应延时环节;对启机阶段运行程序进行了适应性修改。某核电厂实际运行经验证明,优化后的APG运行情况良好,自动隔离事件大幅减少,运行维护成本有效较低。      

CPR1000机组100D型主泵振动故障诊断

CPR1000机组各运行模式下100D型主泵的振动现象表明,当处于蒸汽发生器冷却正常停堆或余热排出冷却正常停堆工况时,主泵电动机的瓦振幅值往往存在大范围冲击波动甚至触发振动高报警的现象。根据机械振动原理综合分析电动机瓦振、主泵轴位移信号的频域和时域特征,诊断振幅波动受某7~9Hz的低频随机振动影响;通过分析堆内构件振动噪声监测系统采集的信号判断该低频振动对应一回路主冷却剂流动过程中诱发的堆芯吊篮梁式振动。根据流体诱发振动理论分析了影响主泵电动机振动波动的主要因素,并通过主泵历史运行记录进行了验证。系统性提出优化CPR1000机组运行策略缓解主泵电动机振动波动的建议,为主泵安全稳定运行提供参考。      

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。     

CPR1000核电厂反应堆功率标定系统设计及验证

简要介绍CPR1000核电厂反应堆功率标定系统的运算原理、系统结构、验证过程及结果。采用IAPWS-IF97水和蒸汽物性模型、焓差-热功率原理计算核电厂核蒸汽供应系统热功率与反应堆核功率。该套系统于岭澳核电站3号机组调试启动中成功完成了反应堆功率测量系统、控制系统的实态标定。实际应用表明功率标定系统能够可靠地完成CPR1000核电厂堆芯功率标定。     

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。     

仪用压缩空气SAR001MD涡轮流量计故障分析及处理

反应堆厂房入口仪用压缩空气流量计SAR001MD作为核电站重要监测仪表之一,流量数据的准确性关系到机组的安全运行。一旦出现故障必须予以高度重视,及时解决。某核电站CPR1000机组,在1号机组状态首次即将进入临界阶段时,出现SAR001MD流量计大幅度波动现象,导致安全壳泄漏率监测系统不可用,机组状态停滞。