蒸汽发生器因科镍800传热管上氧化物增长的热阻分布

与燃烧化石燃料的热电厂不同，加压重水反应堆(PHWR)有两个冷却剂循环系统。其中，一次热量传输系统(PHTS)的功能是带走反应堆堆芯产生的裂变热，二回路系统收集从PHTS传输的能量产生蒸汽去驱动透平做功。     

重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。     

钠冷快堆蒸汽发生器换热管在役检查验收和堵管准则探讨

蒸汽发生器是快堆主热传输系统的关键设备之一,而换热管作为钠/水介质热交换边界,其破损将造成严重的钠水反应事故。为了确保蒸汽发生器的安全稳定运行,有必要对含缺陷换热管建立验收准则和确定堵管条件。本文通过有限元计算和高温爆破试验,对蒸汽发生器换热管建立验收和堵管准则,确保CFR600蒸汽发生器的安全运行。     

秦山三期CANDU核电厂的控制系统

秦山三期ＣＡＤＮＵ核电厂全厂控制系统使用双重冗余数字计算机，自动完成监测，控制、运行信息管理和诊断等功能。采用变量数字控制算法实现对反应堆功率，蒸汽发生器液位和压力。热传输系统压力和装置。慢化剂温度、汽轮机负荷和转速、发电机功率输出以及不停堆换料的控制，保证电厂安全，经济地运行。     

钠冷快堆丧失蒸汽发生器模块后的最佳工况研究

钠冷快堆通过采用模块式蒸汽发生器的设计方案以提高核电厂的负荷因子。核电厂运行中若发生丧失蒸汽发生器模块事件,核电厂工况将发生变化,应进行适当的调节,调节的目标工况可通过设计与研究给出。本工作对某典型池式钠冷快堆丧失1个蒸汽发生器模块后的最佳工况进行研究,主要研究内容包括对其主热传输系统进行建模,开展主热参数匹配计算,根据相关运行限值来筛选方案并分析关键参数,最终给出较为合适的运行工况。本工作为钠冷快堆在丧失蒸汽发生器模块后的工况设计提供了重要依据。     

复杂管路中的淹没问题研究

复杂管路中的淹没问题研究阎昌琪，孙中宁，黄渭堂（哈尔滨工程大学动力工程系）关键词两相流，淹没，倾斜管，水平管１前言在反应堆主回路系统出现小破口事故情况下，堆芯冷却剂减少，系统压力迅速降低，这时堆芯因剩余释热形成的蒸汽通过回路的热段进入蒸汽发生器，与蒸...     

热室转运系统非接触供电模式及关键问题研究

在分析传统热室转运系统供电模式不足的基础上，通过对非接触电能传输系统中不同磁耦合结构的研究，提出了一种适用于热室等放射性场所的转运系统新型供电结构。研究表明，此结构可在热室转运系统随机运动条件下持续可靠地完成电能非接触传输，较好的解决了传统热室转运系统供电模式对运动路径的限制，提高了热室操作的空间灵活性，通过对该系统进行理论分析及计算机仿真验证了系统的可行性。      

出口集管LLOCA始发严重事故分析

采用一体化分析程序建立了包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统的重水堆核电厂的严重事故分析模型。并选取出口集管发生双端剪切断裂的大破口失水事故（LLOCA）,同时叠加低压安注失效,辅助给水强制关闭的严重事故序列进行热工水力分析。由于主热传输系统环路隔离阀的关闭,使得两个环路的热工水力响应过程不同。最终由于低压安注的失效,慢化剂系统逐渐被加热,最终导致堆芯熔化、排管容器蠕变失效。在LLOCA事故序列中叠加向排管容器中注水的缓解措施,可以终止事故进程,使堆芯保持安全、稳定的状态。     

快堆蒸汽发生器小泄漏钠水反应产物传输扩散三维数值模拟

为了研究快堆蒸汽发生器热力参数对其水／水蒸汽泄漏探测系统响应的影响，本文建立了钠水反应产物在蒸汽发生器内的传输扩散模型。该模型根据钠水反应机理，首次提出氢气线密度概念，建立了氢气线密度控制微分方,程以氢氧根离子传输扩散过程；最后建立了氢离子的三维传输扩散方程。通过泄漏探测系统－氢计对模型计算的蒸汽发生器钠出口氢浓度的响应与实际注水实验氢计的响应比较，结果表明，该模型可以较准确地预测蒸汽发生器水／水蒸汽泄漏后钠水反应产物的传输扩散过程。     

CANDU堆核电厂全厂断电始发严重事故进程研究

采用一体化分析程序建立了适用于CANDU堆核电厂的严重事故分析模型。该模型主要包括热传输系统、慢化剂系统、端屏蔽系统、蒸汽发生器二次侧系统等。针对全厂断电始发的严重事故进行了相应的热工水力现象分析,得知慢化剂系统和端屏蔽系统内的大量水使事故进程大幅推迟。同时,对重要时间进程与ISAAC2.0程序结果进行了初步比对,两者的结果基本吻合。分析结果可为开展重水堆严重事故现象及缓解措施研究提供技术参考。     

蒸汽冷凝回流模型

蒸汽冷凝回流冷却是压水反应堆发生失水事故时的一个重要堆芯冷却模式，是当前核反应堆热工水力学研究的一个热点。反应堆主冷却剂系统出现中小破口时，堆芯内的热量主要由三种方式导出：蒸汽发生器(SG)的二次侧；破口流量热释放(早期)；应急堆芯冷却系统的再循环(中后期)。但是，如果反应堆冷却剂系统的破口尺寸大到一定的程度时，应急堆芯冷却系统注入的冷却剂不能使燃料元件完全淹没，堆芯上部裸露的燃料元件的温度就会升高甚至损坏。对于裸露的燃料元件来说，除了向上自然流动的少量蒸汽能够带走热量以外，堆芯燃料元件还有一种重要的冷却方式，即冷凝回流成为一种有效的热导出方法。蒸汽在流动过程中夹带有液体，当蒸汽通过狭窄流通或者受到冷却时，如流经堆芯上支撑板和蒸汽发生器入口时，就会发生蒸汽的冷凝回流。这些冷凝回流的冷却剂重新流回堆芯，会大大降低裸露燃料元件的温度，可使它们不会受到损坏。当蒸汽的流速大到一定程度时，就台发生回流极限(counter-current flow limitation，以下简称CCFL)。     

用于在反应堆停堆过程中向反应堆的蒸汽发生器供应压力水的方法和装置

至少一个注射冷凝器(20)用于在反应堆冷却剂系统的冷却剂温度和压力在反应堆热停堆状态和使得残余热冷却系统(RRA)能够工作的状态之间变化的过程中向蒸汽发生器(1)供给二次给水。注射冷凝器(20)在第一进口处供给从蒸汽发生器(1)的上部抽取的蒸汽，并在第二进口处供给来自储存箱(10)的给水。高温增压给水通过一个注射冷凝器(20)出口而供给蒸汽发生器(1)。蒸汽发生器(1)的供给并不使用附加泵来从储存箱(10)中抽取给水和将给水注入蒸汽发生器(1)的二次部分(3)中。     

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。     

利用现有超超临界技术设计高效反应堆

1引言：创新范围 为了追求可持续和高效的发电，现代火电厂目前利用了超临界蒸汽循环方式，热效率超过40％。新近的发展引入了超超临界系统（USC）。这种系统采用双程再热透平，可获得超过55％的热效率。由于这些透平已经在世界范围内得到开发、验证和应用，并且采用现有的和传统的蒸汽循环技术，因此，最简单的核改进就是把这种透平与反应堆耦合起来，利用这些成熟的热循环条件。     

快堆蒸汽发生器热力参数对泄漏探测系统响应特性的影响

研究建立了水泄漏引起的钠水反应产物在快堆蒸汽发生器和取样支路传输扩散的一维数学模型,分析了蒸汽发生器流量、钠温度和取样支路流量对泄漏探测系统响应特性的影响。模型计算和实验结果表明：蒸汽发生器流量的增加将缩短系统的响应时间,但却降低了蒸汽发生器钠出口处的氢离子浓度,使系统探测水泄漏的灵敏度降低;蒸汽发生器钠温度对系统的响应时间影响不大,钠温升高,OH^-离子的离解速率加快,探测系统的灵敏度提高;增大取样支路流量可改善系统的响应特性。     

500MW重水堆电站一台主泵停运后的瞬态分析

与早期的220MW重水堆相比，印度目前的500MW重水堆呈现了许多新的特性：为了评价这些新特性，如由两条回路、四台主循环泵和四个堆芯通道构成的主热循环系统，以及与主热循环系统相连的稳压器和给水、泄放系统之间的安全相关性，仿真模型的建立和瞬态分析是非常必要的、为了减少500MW重水堆主热循环系统体积膨胀和收缩以及避免瞬态过程中出现较低或者较高的压力，主热循环系统的压力控制系统由一个30m^3的稳压器以及与之相连的给水、泄放系统构成。一台主循环泵停止运行之后，另一条环路上相应侧的主循环泵也停止运行，在瞬态过程中反应堆功率阶跃下降。停止完好环路相应的主循环泵是为了避免造成两条环路流量和压力分布出现不对称。这就需要一个详细的瞬态分析来研究各个系统以及诸如稳压器、给水、泄放系统等辅助设施对于减轻事故后果所作的贡献。在质量守恒方程、动量守恒方程，能量守恒方程和状态方程的基础上，建立了500MW重水堆的所有主要部件和辅助系统的数学模型。所有相关的控制系统也都建立了模型，主热循环系统包括带有核燃料的反应堆堆芯、主循环泵以及由给水、泄放系统和稳压器组成的压力控制系统。除了各种蒸汽循环设备，二次侧系统主要包括蒸汽发生器、蒸汽发生器水位和压力控制部分。所有这些模型综合构成电站瞬态分析的计算程序。目前，已经采用该程序对某些瞬态进行了研究，以验证各种设计参数和控制定值。本论文研究了阶跃降功率和缓慢降功率两种情况下主热循环系统的详细数学模型，以及一台主循环泵瞬态时的参数变化。在反应堆功率缓慢下降的情况下，主冷却剂在蒸汽发生器传热管两端的温差很大，这可能被反应堆调节系统误判（认为是一个非常高的功率），由于高温差（蒸汽发生器传热管两端）信号而导致反应堆停闭。根据瞬态研究分析结果，为了使反应堆功率以较快的速度下降，避免出现高温差信号，建议采取阶跃降功率操作。     

快堆钠-水直流蒸汽发生器七管样机热工水力特性分析

钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆主热传输系统的关键设备之一,其结构及内部的传热现象是十分复杂的。管内外侧的介质及压力不同,管内侧为高温高压的水/蒸汽,存在复杂的两相流动传热传质现象;管外侧为高温液态金属钠,沿换热管高度方向存在较大的钠温变化。本文以钠-水直流蒸汽发生器七管样机为研究对象,对其热工水力特性进行了CFD分析和实验研究,CFD分析结果和实验结果吻合较好,验证了CFD分析所采用的数学模型和数值方法的可靠性。结果表明,钠-水直流蒸汽发生器七管样机的传热面积是足够的,达到了设计指标要求,其界限质量含汽率约为0.42,临界热流密度约为451.98 kW/m²,从而确定了蒸干点的位置。     

核电站蒸汽发生器的更换

老一代核电站的蒸汽发生器相继发生传热管腐蚀破损，传热管泄漏率不断增高，计划外停堆的几率增加，维修费用也随之增加。当传热管的缺陷超过堵管限制时，一般要采用堵管的措施。随着堵管数量的增加，核电站难以维持其额定功率，这样就必须考虑更换蒸汽发生器。更换蒸汽发生器是保证核电站安全与经济效益的最好策略。在欧洲，广泛采取更换蒸汽发生器以增加传热面积提高热功率，热功率提高可以增加发电量，以便尽早收回更换所需费用。     

秦山三期CANDU核电厂主要辅助系统和设备

简要描述了秦山三期ＣＡＮＤＵ核电厂的是 辅助设施系统和电力分配系统。电力系统将电厂的产品电力输送到电网，同时向核是 各种辅机供电以维持电厂运行。主要的电厂辅助设施系统包括把蒸汽中的热能转换成能有关的热国系统和设备，以及这些这系统的正常运行提供服务的辅助系统和设备。     

T型管热混合温度波动特性研究

在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了安注过冷水与冷腿中的饱和蒸汽热混合实验。研究内容主要为过冷水与饱和蒸汽在水平T型管发生热混合之后的水跃和回流现象,基于动量分析的方法,分析了不同流型对热混合后温度分布的影响,提出了两相流动量比关系式用于分析T型管内温度波动特性。