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CPR1000核电机组核功率变化率保护通道研究

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核动力工程 2014年第6期35卷 88-91页

作者：胡友森周胜席炎炎张浩云中科华核电技术研究院有限公司广东深圳518026 宁德核电有限公司福建宁德352100

介绍CPR1000核电机组核功率变化率(dΦ/dt)修正通道的设置原理以及修正参数的设置方法。并结合实际电厂的相关数据,利用最佳估算瞬态程序CATIA2进行了详细的论证分析。通过分析计算及电厂甩负荷至厂用电试验数据的对比,说明了本文通道... 详细信息

介绍CPR1000核电机组核功率变化率(dΦ/dt)修正通道的设置原理以及修正参数的设置方法。并结合实际电厂的相关数据,利用最佳估算瞬态程序CATIA2进行了详细的论证分析。通过分析计算及电厂甩负荷至厂用电试验数据的对比,说明了本文通道修正参数设置的合理性,为后续CPR1000核电机组的参数论证打下基础。

关键词：甩负荷 dΦ/dt 修正通道修正参数

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水平管外PTFE涂层滴状冷凝换热实验研究

水平管外PTFE涂层滴状冷凝换热实验研究

作者：胡友森哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

本文在水平布置条件下，对喷涂不同厚度的PTFE涂层的波槽管和圆管进行了滴状冷凝实验研究;以滴膜共存的模型为依据对部分实验工况点作了理论计算;并且从粗糙度的角度分析了冷凝表面状况对冷凝换热影响。实验结果表明，喷涂质量良好的PTF... 详细信息

本文在水平布置条件下，对喷涂不同厚度的PTFE涂层的波槽管和圆管进行了滴状冷凝实验研究;以滴膜共存的模型为依据对部分实验工况点作了理论计算;并且从粗糙度的角度分析了冷凝表面状况对冷凝换热影响。实验结果表明，喷涂质量良好的PTFE涂层实验管均在表面形成良好的滴状冷凝，在略高于大气压的条件下，25μm涂层的圆管管外凝结换热系数为普通光管的6.60～7.99倍;25μm涂层的波槽管管外凝结换热系数是普通波槽管的3.61～4.72倍。8μm涂层波槽管是所有换热管中换热效果最佳的，它的总传热系数高于普通波槽管5.4％～20.6％，高于普通光管35.1％～75.4％。在100小时左右的耐久性实验中，8μm涂层波槽管换热能力相当稳定。按照滴膜共存模型，对冷凝压力为74.67kPa(P2)，管内冷却水流速为1.29m／s工况时的25μm涂层圆管和25μm涂层波槽管管外凝结换热系数进行了理论计算。经过对液膜厚度的修正，计算结果与实际值的偏差均在±20％范围之内。文中还对滴状冷凝的机理做了初步探讨，通过实验观察与分析，指出粗糙的冷凝壁面会使滴状冷凝换热系数降低。

关键词：波槽管滴状冷凝 PTFE 冷凝换热

热工-化学-物理耦合的压水堆CIPS风险分析方法及应用

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核科学与工程 2022年第5期42卷 983-988页

作者：周洲胡友森蒙舒祺中广核研究院有限公司广东深圳518000

压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)一回路金属材料的腐蚀产物随着冷却剂流经堆芯,在燃料包壳表面沉积后形成污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposits,CRUD)。硼酸作为控制反应性的添加剂,可能在过冷沸腾(Subcooled Nucleate Boiling,SNB)区域的污垢内析出,造成燃料组件轴向局部区域功率发生变化,增大反应堆发生垢致轴向功率偏移(Crud Induced Power Shift,CIPS)的风险。目前广泛采用硼析出量作为CIPS风险的判断依据,此方法可初步估计CIPS风险等级,但无法精确计算出燃料组件轴向功率偏移(Axial Offset,AO)程度。本文基于CRUD沉积和硼析出过程中的热工-化学机理,开发了模拟硼析出的分析模型,并结合物理计算程序对某压水堆的AO进行了计算。研究结果表明,热工-化学-物理耦合的分析方法能够识别出CIPS风险最大的燃料组件,并提供CRUD对该组件AO影响的量化计算结果,提升了预测压水堆CIPS风险的准确性。

关键词：压水堆污垢过冷沸腾硼析出垢致轴向功率偏移

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注锌对压水堆锆合金表面污垢的影响研究

核技术 2022年第9期45卷 94-100页

作者：胡艺嵩毛玉龙胡友森阮天鸣蒙舒祺中广核研究院有限公司深圳518000

腐蚀产物在压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)锆合金表面沉积后会形成污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD),降低燃料包壳换热能力,并对一回路放射性水平产生影响。注锌作为一种水化学调节方式,在国内外各核电站中正得到... 详细信息

腐蚀产物在压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)锆合金表面沉积后会形成污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD),降低燃料包壳换热能力,并对一回路放射性水平产生影响。注锌作为一种水化学调节方式,在国内外各核电站中正得到越来越广泛地应用。CRUD主要成分为镍铁络合物,锌作为比镍铁更活泼的金属,可能通过置换反应改变CRUD成分、或在较高热流密度的环境下析出并与镍铁形成新的金属络合物。利用人造污垢实验设备,在与PWR服役工况相近的环境下开展了注锌对人造污垢影响实验,并采用扫描电子显微镜(Scanning Electric Microscope,SEM)和X射线光电子能谱仪(X-ray Photoelectric Spectroscopy,XPS)对注锌前后CRUD的形貌、成分和氧化颗粒尺寸进行了分析。结果表明:锌主要在加热段的CRUD中析出;注锌后CRUD的镍铁比从0.58升高至0.65,氧化颗粒物孔隙率从30.15%降低至10.08%;相对于未注锌工况,CRUD开裂现象更为明显,微观形貌从疏松多孔状转变为较致密状态。本文研究成果为在运机组评估注锌对燃料性能的影响提供了参考依据。

关键词：注锌压水堆锆合金污垢

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燃料污垢对压水堆二类事故分析的影响研究

核科学与工程 2023年第1期43卷 1-6页

作者：胡友森冯英杰中广核研究院有限公司广东深圳518000

压水堆二类设计基准工况(DBC-2)的现有事故分析方法中暂未直接考虑燃料污垢的影响,为明确燃料棒表面污垢对DBC-2事故瞬态的影响,本研究针对DBC-2事故基于燃料污垢的作用机理进行了工况识别和关键设计输入分析,并开展了污垢作用下的热工... 详细信息

压水堆二类设计基准工况(DBC-2)的现有事故分析方法中暂未直接考虑燃料污垢的影响,为明确燃料棒表面污垢对DBC-2事故瞬态的影响,本研究针对DBC-2事故基于燃料污垢的作用机理进行了工况识别和关键设计输入分析,并开展了污垢作用下的热工水力响应分析和安全评价。研究结果表明,基于目前的保守分析方法,在DNB分析方面,燃料污垢对二类事故分析的影响可被原分析所包络;在燃料温度分析方面,由于燃料污垢会影响芯块的传热能力,因此事故瞬态中的燃料芯块峰值温度上升。本研究结果为进一步完善DBC-2事故分析方法提供了理论和数据支撑。

关键词：压水堆燃料污垢二类设计基准工况事故分析

堆芯功率变化对燃料包壳表面污垢沉积行为的影响研究

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核技术 2022年第8期45卷 99-104页

作者：廖家鹏叶杰金德升商超皓胡友森中广核研究院有限公司深圳518000

压水堆一回路腐蚀产物流经堆芯时,在燃料包壳表面过冷泡核沸腾的作用下在燃料包壳表面沉积产生堆芯燃料污垢,燃料污垢的沉积行为受一回路腐蚀产物浓度和堆芯沸腾率的影响。本研究从反应堆堆芯功率变化对一回路腐蚀产物浓度和堆芯沸腾率... 详细信息

压水堆一回路腐蚀产物流经堆芯时,在燃料包壳表面过冷泡核沸腾的作用下在燃料包壳表面沉积产生堆芯燃料污垢,燃料污垢的沉积行为受一回路腐蚀产物浓度和堆芯沸腾率的影响。本研究从反应堆堆芯功率变化对一回路腐蚀产物浓度和堆芯沸腾率的影响角度出发,采用自主污垢行为分析软件CAMPSIS进行评估计算,揭示堆芯功率变化对燃料包壳表面污垢沉积质量和最大污垢厚度的影响规律。结果表明:在75%~100%满功率(Full Power,FP)范围内,反应堆运行至相同日历天,受堆芯沸腾率和腐蚀产物浓度综合作用的影响,堆芯功率越低,循环末期堆芯污垢质量越小,但堆芯最大污垢厚度越大。当堆芯功率降低至50%FP时,堆芯最大沸腾率接近零,循环末期的堆芯污垢质量和堆芯最大污垢厚度均最小。

关键词：压水堆核电站燃料包壳堆芯功率燃料污垢

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蒸汽发生器水位不确定性分析研究

核科学与工程 2020年第3期40卷 353-358页

作者：朱建敏胡友森张薇肖红中广核研究院有限公司广东深圳518000 生态环境部核与辐射安全中心北京100082

核电机组正常运行、事故分析及安全审评过程中需要重点关注蒸汽发生器水位的变化,蒸汽发生器水位不确定性分析是表征水位监测质量的重要手段。本文结合CPR1000核电机组蒸汽发生器水位测量原理,建立了系统完整的蒸汽发生器水位不确定性... 详细信息

核电机组正常运行、事故分析及安全审评过程中需要重点关注蒸汽发生器水位的变化,蒸汽发生器水位不确定性分析是表征水位监测质量的重要手段。本文结合CPR1000核电机组蒸汽发生器水位测量原理,建立了系统完整的蒸汽发生器水位不确定性分析模型,并验证了CPR1000核电机组安全分析考虑的蒸汽发生器水位不确定性的合理性和保守性。

关键词：蒸汽发生器水位不确定性

注锌对燃料包壳表面污垢沉积及硼析出的影响研究

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核技术 2023年第3期46卷 95-101页

作者：廖家鹏毛玉龙阮天鸣胡友森金德升厉井钢陈忠村中广核研究院有限公司深圳518000

反应堆一回路腐蚀产物在燃料包壳表面过冷泡核沸腾的作用下沉积于包壳表面,形成燃料污垢。一回路注锌被认为是抑制燃料包壳表面污垢沉积的重要途径之一。本文通过开展国产锆合金燃料包壳在不同锌浓度下的污垢沉积试验,研究在模拟核电站... 详细信息

反应堆一回路腐蚀产物在燃料包壳表面过冷泡核沸腾的作用下沉积于包壳表面,形成燃料污垢。一回路注锌被认为是抑制燃料包壳表面污垢沉积的重要途径之一。本文通过开展国产锆合金燃料包壳在不同锌浓度下的污垢沉积试验,研究在模拟核电站高温高压水环境中注锌对污垢沉积行为的影响,得到污垢沉积的锌浓度敏感性结果。冷却剂中的锌浓度越高,燃料包壳表面的烟囱状结构越不明显,污垢表面越平整,污垢沉积厚度越小,污垢内部镍铁比降低,硼析出量越少。当锌浓度增加至100μg·L^(-1),污垢内部有少量含锌物相析出。结果表明:当锌浓度在0~100μg·L^(-1)范围内时,一回路注锌能够显著抑制燃料包壳表面的污垢沉积。

关键词：压水堆燃料包壳污垢沉积硼析出注锌

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压水堆燃料表面污垢密度计算模型及验证

核科学与工程 2022年第2期42卷 274-279页

作者：蒙舒祺胡友森李昌莹胡艺嵩阮天鸣中广核研究院有限公司广东深圳518000

压水堆(PWR)一回路材料释放的腐蚀产物会在燃料表面沉积形成污垢,增大垢致轴向功率偏移(CIPS)和垢致局部腐蚀(CILC)的潜在风险。密度是决定污垢特性的重要参数,实际测量燃料表面污垢的密度不仅成本高,而且必须考虑放射性风险,因此国内... 详细信息

压水堆(PWR)一回路材料释放的腐蚀产物会在燃料表面沉积形成污垢,增大垢致轴向功率偏移(CIPS)和垢致局部腐蚀(CILC)的潜在风险。密度是决定污垢特性的重要参数,实际测量燃料表面污垢的密度不仅成本高,而且必须考虑放射性风险,因此国内外均缺乏相关的数据。本文基于PWR运行经验和关键试验结果开发了一种燃料表面污垢密度计算模型,并与人造污垢实验数据对比,初步验证了模型的合理性,为深入研究PWR一回路燃料污垢行为提供了理论依据和数据支撑。

关键词：压水堆燃料污垢密度模型验证