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.     

百万千瓦级压水堆核电厂停堆PSA研究

对百万千瓦级核电厂的停堆运行事故风险进行内部事件1级概率安全评价(PSA),并根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历LOI-RRA水位对电厂风险水平构成的影响。分析结果表明停堆工况下的电厂风险不可忽视,在冷停堆工况下经历LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加。     

百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护改进

针对百万千瓦级压水堆核电厂低温水密实超压保护提出改进方案,即在低温水密实状态下调低稳压器安全阀的开启/关闭压力整定值,由稳压器安全阀和余热排出系统(RRA)安全阀一起对反应堆冷却剂系统(RCP)提供双重的低温超压保护。RRA正常运行时由RRA安全阀提供超压保护,如果RRA安全阀因隔离而不可用,则由稳压器安全阀提供后备的超压保护。分析结果表明,稳压器安全阀可以在低温水密实状态下对RCP提供有效的超压保护,从而确保RCP压力边界的完整性。     

百万千瓦级压水堆核电厂二级PSA源项分析与研究

为解决源项分析中存在的问题,使用严重事故一体化软件进行详细的计算分析,给出百万千瓦级压水堆核电机组各释放类的源项释放结果。针对代表性事故序列选取这一关键技术问题,进行敏感性分析,结果表明,代表性事故序列的选取方法应尽可能从概率代表性的角度,选取释放类中发生概率最高的事故序列。此外,释放途径模拟、水洗对放射性产物的去除作用对计算结果影响较大,应进行详细模拟。     

百万千瓦级压水堆核电厂核岛土建设计的厂址适应性分析

以我国现有的百万千瓦级压水堆核电厂为对象,应用有限元分析软件ANSYS,通过对各种载荷组合工况和楼层反应谱进行全面分析评估,揭示了现有设计的厂址适应能力,分析给出了现有设计厂址的核岛厂房土建设计和楼层反应谱的适应性等主要包络参数范围。分析结果表明,现有结构设计的厂址适应范围较为广泛,抗震设计的厂址适应范围稍微偏窄。     

百万千瓦级压水堆核电站燃料棒制造工艺

对百万千瓦级压水堆核电站燃料棒的结构特点、技术特性进行了描述,并对该类型燃料棒的主要制造工艺包括电子束焊接、压力电阻焊接、燃料芯块装管等进行论述和分析,最后对该元件的国产化提出意见和建议。     

压水堆核电厂新机组蒸汽发生器隐藏盐返回研究

压水堆核电厂运行过程中,在二回路正常水化学工况下,对蒸汽发生器及二回路系统有害的杂质离子通过给水进入蒸汽发生器。在高温高压、蒸汽发生器沉积物总体浓缩倍率高于70的条件下,杂质离子在局部区域浓缩,形成有害环境。通过监测机组停机期间的水化学工况,可以对流动受限区域的水化学环境进行反推和预测。国内某压水堆核电厂三台新机组在大修期间,进行了4次蒸汽发生器隐藏盐返回实验评估,本文对这4次隐藏盐返回实验数据进行了研究分析。结果表明,Na⁺、K⁺、Cl^-、F^-等单价离子在降功率期间可快速返回,Ca²⁺、Mg²⁺、SO₄^2-、PO₄^3-等多价离子和有机物杂质全部返回所需时间更长。与正常工况下长期运行的机组相比,新机组在隐藏盐返回实验中的整体水质控制正常,但是PO₄^3-、甲酸盐、乙酸盐等返回量普遍较高,有可能是设备制造过程引入;新机组中返回量较...     

双钩波形板汽水分离器疏水钩优化研究

为提高双钩波形板汽水分离器的分离性能,采用计算流体力学方法建立波形板内的两相流动模型,并对不同结构疏水钩的波形板汽水分离器进行研究。通过数值计算得到了波形板内的速度云图和液滴运动轨迹,并分析了不同进口速度下疏水钩结构对压降和分离效率的影响。结果表明：大部分液滴在前两级通道被分离,进口速度为0.922 m/s时其质量份额可超过50%;疏水钩通过影响流场的局部流速和湍流强度进而影响压降和分离效率,疏水钩对液滴的直接拦截作用有利于提高分离效率。综合考虑分离效率和压力损失获得了综合性能良好的双钩波形板汽水分离器结构型式。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故处理的研究

本文叙述了在清华大学压水堆核电厂全尺寸模拟机上，应用应急操作规程，对蒸汽发生器传热管破裂事故（ＳＧＴＲ）进行了实验研究，总结了处理ＳＧＴＲ事故的体会，介绍了ＳＧＴＲ事故停堆后，操纵员最紧要的干预操作，以及如何干预，何时干预等问题。作者还对ＳＧＴＲ事故处理中，是否必须停反应堆冷却剂泵提出了自已的看法。     

百万千瓦级压水堆核电站长燃耗堆芯钆可燃毒物优化研究

对百万千瓦级参考核电站长燃耗堆芯（１８个月换料）采用的可燃毒物（钆）含量与堆芯燃料管理主要结果进行了分析研究。该研究采用先进的燃料管理程序系统,对不同可燃毒物含量和不同可燃毒物棒根数的燃料组件进行了计算,给出了组件无限增殖因子（ｋｉｎｆ）随燃耗的变化关系,据此对参考堆芯采用相同的装载进行了４种方案燃料管理计算。计算结果表明,对于堆芯燃料管理,采用低可燃毒物含量、含可燃毒物棒数多的装载方案明显优于高可燃毒物含量、含可燃毒物棒少的堆芯装载方案。     

百万千瓦级核电站蒸汽发生器大锻件工艺评定

文章介绍了百万千瓦级核电站蒸汽发生器大锻件工艺评定的背景、依据、目的、技术指标和评定方法。根据蒸汽发生器锻件的结构特点和制造工艺,形成了一整套评定试验方案,可以对锻件各部位的化学成分、力学性能、金相组织和内部质量进行全面验证。该方案已在国内福清、方家山等多个核电工程中的蒸汽发生器锻件评定中成功应用。     

秦山核电厂蒸汽发生器带钧波形板蒸汽干燥器的设计

文中详细介绍了秦山核电厂蒸汽发生器带钩波形板蒸汽干燥器的设计观点。     

百万千瓦核级发电机局部放电试验研究

发电机局部放电试验是监测和预防定子绕组绝缘缺陷的有效手段.通过对岭澳核电站3、4号发电机及红沿河核电厂1号发电机的局部放电试验,研究了首批国产级百万千瓦核级大型水内冷发电机局部放电量超出国家标准范围的问题,找到了此类型发电机局部放电异常的原因,得出了局部放电量偏大是其固有特性的结论,为同型机组的安全投运及局部放电试验评...     

自主化1000MW级压水堆核电站核蒸汽供应系统概念设计

本文简介介绍了我国百万千瓦级压水堆核电站（ＣＮＰ１０００）核蒸汽供应系统的概念设计,主要内容为主要技术参数、堆芯设计、反应堆冷却剂主回路系统及其主要设备设计、安注系统、辅助给水系统和数字化仪表与控制系统设计。     

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。     

秦山核电厂蒸汽发生器水位控制试验

简要介绍了蒸汽发生器水位控制系统的运行方式和试验方法。试验项目包括旁通阀控制试验、主给水阀控制试验和旁通阀与主给水阀的切换试验。文中给出了试验结果,即在液位扰动和核动率扰动时,蒸汽发生器液位的变化过程。经过两个月的运行和瞬态试验,证明蒸汽发生器水位控制系统满足设计要求。     

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。     

1000MW级核电站设备硼注射器的制造

本文介绍１０００ＭＷ级核电站核岛设备硼注射器的主要制造工艺。在引进消化国外同类设备制造技术的基础上,依靠自己的解决了硼注射器制造中的技术难点。并对采取的对策作了阐述,给出了主要的检测结果。     

压水堆核电站蒸汽发生器的机械清洗

本文主要叙述了国际上和大亚湾核电厂所采用的机械清洗及其设备，还介绍了核电站现场机械清洗的情况。对机械清洗、化学清洗、清洁度的视频检查、外来物的取出等提出了几点看法。