壓水堆核電站熱工水力系統(tǒng)程序的研發(fā)現(xiàn)狀與趨勢

relap5程序由于其非實時計算、無動態(tài)輸入輸出功能以及計算流程難以控制等原因,不適合作為核電站模擬器的熱工水力系統(tǒng)程序。relapsim程序在relap5基礎上經(jīng)過實時計算功能改造、數(shù)據(jù)動態(tài)交互功能改造、計算流程控制功能改造后,能夠完成實時熱工水力計算,數(shù)據(jù)動態(tài)交互以及啟動、停止、凍結(jié)、運行、快照、復位計算流程等功能,滿足了作為核電站模擬器的熱工水力系統(tǒng)程序的要求。本文主要介紹了relap5程序的改造方法和原理以及改造后的relapsim程序測試和結(jié)果。

安全注入系統(tǒng)是壓水堆核電站的重要專設安全設施,作用是在反應堆冷卻劑系統(tǒng)發(fā)生失水事故(loca)時,保持堆芯被水淹沒,防止燃料包殼熔化;或在主蒸汽系統(tǒng)發(fā)生管道破裂事故時,快速注入濃硼溶液,從而使反應堆快速安全停堆,并防止反應堆重返臨界。安全注入系統(tǒng)的調(diào)試主要通過流量驗證的方式,來保證系統(tǒng)運行參數(shù)能夠滿足設計要求。

第三代非能動壓水堆核電站ap1000中首次為乏燃料池設置了噴淋系統(tǒng),在超設計基準事故或恐怖襲擊導致乏燃料池水排空時,為乏燃料提供冷卻。噴淋系統(tǒng)設計中的兩個重要指標是噴淋覆蓋面積和單位面積有效噴淋流量。設計者應基于噴嘴性能試驗結(jié)果,根據(jù)乏燃料池結(jié)構尺寸和乏燃料特性,確定噴淋流量、噴嘴數(shù)量和布置方式等參數(shù),完成系統(tǒng)設計,提供足夠冷卻流量。

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為了增加核電站工程模擬器的仿真范圍和精度,介紹了基于多個兩流體程序耦合的熱工水力系統(tǒng)建模方法,并利用rcv與主系統(tǒng)的耦合模型對其準確性進行了驗證?；诖?建立了比較全面的核電站系統(tǒng)熱工水力模型,并將其在工程模擬器上進行了應用。結(jié)果表明,基于多個兩流體程序耦合的模型擴展,在保證精度的基礎上,增加了模擬器的計算范圍,而且可以解決單一模型中節(jié)點數(shù)量有限、模型龐大導致計算速度較慢、調(diào)試困難等問題,從而為提高工程模擬器的性能提供了一個方便可行的方法。

本文以300mw壓水堆核電站反應堆冷卻劑循環(huán)泵(軸流泵)為例,介紹利用cxf流動計算軟件,分析冷卻液通過葉輪、導葉、壓出室的液體流動狀態(tài)(流態(tài)),研究單通道和全通道時的效率及其通道對效率的影響,并采用實測手段研究對比理論數(shù)據(jù)與實測數(shù)據(jù)之間的差別。

壓水堆核電站反應堆壓力容器材料概述 李承亮,張明乾 (深圳中廣核工程設計有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反應堆壓力容器是核電站重要部件之一,綜述了反應堆壓力容器材料的發(fā)展歷程、性能要求、在役輻照 脆化、制造現(xiàn)狀等,指出a5082ⅲ鋼具有優(yōu)良的焊接性、較高的淬透性和抗中子輻照脆化性,并具有良好的低溫沖擊韌 性和較低的無延性轉(zhuǎn)變溫度等優(yōu)點。分析了該鋼的化學成分、制造工藝與性能之間的關系,對反應堆壓力容器材料 國產(chǎn)化的實現(xiàn)與未來發(fā)展方向的指引有一定的參考作用。 關鍵詞　　壓水堆核電站　反應堆壓力容器　材料　輻照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

核電廠反應堆壓力容器(rpv)是反應堆冷卻劑壓力邊界的重要組成部分,是封閉放射性物質(zhì)的主要屏障之一,其內(nèi)部安裝反應堆堆芯、堆內(nèi)構件以及為控制安全運行所需的測量元件或組件。由于設計要求嚴格,對核電廠建設進度與安全運行具有重要影響,有必要結(jié)合實際制造經(jīng)驗,分析和總結(jié)rpv關鍵工藝環(huán)節(jié),研究改進方案,提升產(chǎn)品質(zhì)量與制造效率。介紹了ap1000,m310等核電機組rpv大面積不銹鋼堆焊、徑向支承塊焊接、j形坡口焊接、ω焊縫密封焊、接管-筒體對接焊等關鍵工序的制造經(jīng)驗,分析了工藝難點,提出了改進方案。

壓水堆核電站反應堆壓力容器材料概述 李承亮,張明乾 (深圳中廣核工程設計有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反應堆壓力容器是核電站重要部件之一,綜述了反應堆壓力容器材料的發(fā)展歷程、性能要求、在役輻照 脆化、制造現(xiàn)狀等,指出a5082ⅲ鋼具有優(yōu)良的焊接性、較高的淬透性和抗中子輻照脆化性,并具有良好的低溫沖擊韌 性和較低的無延性轉(zhuǎn)變溫度等優(yōu)點。分析了該鋼的化學成分、制造工藝與性能之間的關系,對反應堆壓力容器材料 國產(chǎn)化的實現(xiàn)與未來發(fā)展方向的指引有一定的參考作用。 關鍵詞　　壓水堆核電站　反應堆壓力容器　材料　輻照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

壓水堆核電站反應堆壓力容器是在高溫、高壓流體沖刷和腐蝕，以及強烈的中子輻照等惡劣條件下運行的，因此asme規(guī)范第?卷要求，反應堆壓力容器應采用優(yōu)質(zhì)材料、嚴格制造工藝、完善的試驗和檢查技術，且在服役期間必須定期進行檢查。

核動力工程 nuclearpowerengineering 第23卷　第5期 2002　年10月 vol.23.no.5 oct.2002 文章編號：0258－0926(2002)05－0029－04 大亞灣核電站18個月?lián)Q料堆芯 熱工水力設計 劉昌文1，周洲2 （1.中國核動力研究設計院，成都，610041；2.廣東核電合營有限公司，深圳，518124） 摘要：大亞灣核電站從第九循環(huán)開始由年換料向18個月?lián)Q料轉(zhuǎn)換，使得原堆芯熱工水力設計不再適 用。18個月?lián)Q料的熱工水力設計采用法馬通新開發(fā)的臨界熱流密度(chf)關系式——fc關系式，并用全 統(tǒng)計法代替原來的確定論方法確定dnbr設計限值。由于在過渡循環(huán)中afa2g和afa3g燃料組件混 裝，使混合堆芯的最小dnbr小于均勻堆芯的最小d

百萬千瓦級的壓水堆核電站不銹鋼襯里施工是一項新技術,該文介紹了其焊接工藝、參數(shù)、檢驗措施及施工質(zhì)量控制要素等。

介紹cpr1000壓水堆核電站電動輔助給水泵設計過程和總體結(jié)構，經(jīng)過評審和試驗驗證該泵設計合理，性能達到設計目標，處于國內(nèi)領先水平。

2008年10月16日是一個注定要載入中核建中核燃料元件有限公司發(fā)展歷史的日子。這一天,國家核安全局為該公司頒發(fā)了投料批準書,標志著我國最大的年產(chǎn)400噸鈾核電燃料元件生產(chǎn)線正式建成投產(chǎn),使我國壓水堆核電站燃料元件制造能力又躍上了一個新的臺階,并為實現(xiàn)我國壓水堆核電站燃料元件國產(chǎn)化的目標以及積極參與國際

乏燃料吊車位于壓水堆核電站燃料廠房內(nèi),其主要作用是在核電站大修過程中裝卸和轉(zhuǎn)運核燃料。為了確保燃料組件起吊運輸操作的安全可靠,其運行邊界和位移狀態(tài)將被嚴格控制。針對電站現(xiàn)有設備的運行情況進行分析研究,重點闡述了起吊過程限位主要考慮的因素,并應用機電一體化技術,采用不同結(jié)構原理多重保護的設計方法,解決了乏燃料吊車起吊限位的設計問題,同時增強了系統(tǒng)安全性,設計方法已經(jīng)成功應用于防城港核電站的乏燃料吊車。

介紹cpr1000壓水堆核電站電動輔助給水泵設計過程和總體結(jié)構,經(jīng)過評審和試驗驗證該泵設計合理,性能達到設計目標,處于國內(nèi)領先水平。

介紹了壓水堆核電站核島用p280gh無縫鋼管的性能特點、生產(chǎn)工藝方案及其關鍵技術。對p280gh無縫鋼管的化學成分及組織性能檢驗結(jié)果表明,攀鋼集團成都鋼釩有限公司研制的p280gh無縫鋼管的化學成分、力學性能等均滿足法國rcc-m規(guī)范的要求,能夠滿足壓水堆核電站蒸汽系統(tǒng)和核輔助系統(tǒng)對碳錳鋼無縫鋼管的需求,其生產(chǎn)工藝在核電用管生產(chǎn)領域具有推廣應用價值。

敘述了在壓水堆核電站主冷卻劑泵的研制中,對安全一級部件的主泵泵殼進行“光彈”和“電測”實驗應力分析,旨在保證泵殼的結(jié)構設計合理,并確保壓力邊界的完整和安全。實驗分別用幾何相似的模型泵殼,在內(nèi)壓、自重、地震以及接管系統(tǒng)載荷作用下進行。文中給出了詳細的實驗結(jié)果;同時根據(jù)“asme”規(guī)范,對實驗結(jié)果進行了分析和評價。

為響應國家大力推進核電站國產(chǎn)化建設的要求，打破國內(nèi)核電站核二、三級泵之輔助給水汽動泵長期以來依靠進口的局面，杭州汽輪機股份有限公司（htc）、中國核電工程有限公司（cnpe）和上海阿波羅機械制造有限公司（apollo）于2008年3月至2010年6月13日進行了汽動輔助給水泵的聯(lián)合研制，并已通過國家級鑒定。

基于壓水堆核電站,介紹了循環(huán)水泵用齒輪箱減速器的基本特點、國產(chǎn)化難點及國內(nèi)發(fā)展概況。討論了核電用齒輪箱的傳動方案設計,涉及基本參數(shù)的確定、均載機構的設計、主要零件的選材與熱處理等。最后展望核電用齒輪箱的發(fā)展前景。

"大鵬一日同風起,扶搖直上九萬里。"中核建中核燃料元件有限公司400噸鈾核燃料元件生產(chǎn)線的建成不僅提高了我國核電燃料元件供應的保障能力,而且也提高了我國核燃料元件制造的總體水平及國產(chǎn)化水平,有利于與國際水平接軌。

日前，由核動力院自主設計的福清核電1號機組1號蒸汽發(fā)生器在東方電氣（廣州）重型機器有限公司制造完工并順利通過驗收。這是中核集團首臺百萬千瓦級壓水堆核電站蒸汽發(fā)生器。