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核动力装置一回路自然循环能力最优化设计

哈尔滨商业大学学报（自然科学版） 2020年第6期36卷 715-721页

作者：郝承明曲自信赖建永喻巧张皓罗涵禹赵京孙燕梁铁波汪宇严思伟中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术国家级重点实验室成都610213

采用粒子群优化算法,在保持一回路系统中各设备总体布置方式不变前提下,以一回路运行压力、堆芯冷却剂进出口温度以及蒸汽发生器压力为设计参数向量,对参考核动力系统的一回路自然循环能力进行了最优化设计.结果表明,当采用堆芯冷却剂... 详细信息

采用粒子群优化算法,在保持一回路系统中各设备总体布置方式不变前提下,以一回路运行压力、堆芯冷却剂进出口温度以及蒸汽发生器压力为设计参数向量,对参考核动力系统的一回路自然循环能力进行了最优化设计.结果表明,当采用堆芯冷却剂平均温度不变运行方案条件下,在计算参数范围内,适当增加一回路运行压力、降低堆芯冷却剂进口温度、增加蒸汽发生器压力,可使一回路自然循环能力增加约22.6%.

关键词：压水反应堆一回路系统自然循环粒子群算法敏感性分析优化设计

蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统蒸汽管道凝水影响分析

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科技视界 2016年第13期 143-143,162页

作者：张玉龙赖建永任云曹思民刘文静中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

田湾核电站扩建工程5、6号机组新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施,蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的管道与主蒸汽管道相连,在应急余热排出冷却器入口处设置了一个U型水封,水封前的蒸汽管道敷设保温... 详细信息

田湾核电站扩建工程5、6号机组新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施,蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的管道与主蒸汽管道相连,在应急余热排出冷却器入口处设置了一个U型水封,水封前的蒸汽管道敷设保温层,水封及下游部分管道不敷设保温层。机组运行期间,蒸汽在水封处冷凝,以避免蒸汽进入冷却器,从而减少蒸汽的热量损失。但考虑到保温层的散热,长期运行期间会有少量的蒸汽冷凝成水,如果这部分水回流到主蒸汽管道中,则会增大汽轮机入口的蒸汽湿度。本文计算分析了PRS系统蒸汽管道产生的凝结水,并评价了其对蒸汽发生器含湿量的影响。

关键词：田湾核电站扩建工程5 6号机组二次侧非能动冷却系统(PRS) 蒸汽发生器含湿量

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华龙一号余排吸入口死管段热工水力分析

科技视界 2021年第21期 16-19页

作者：余小权赖建永张玉龙任云刘航中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

为了消除死管段现象,华龙一号核电机组在反应堆厂房整体布置优化设计的基础上对余热排出系统入口管道的设计提出了改进措施。改进措施包括增加余排入口管道的长度以降低死管段内部介质温度和实施完全独立两列的设计。文章介绍了死管段... 详细信息

为了消除死管段现象,华龙一号核电机组在反应堆厂房整体布置优化设计的基础上对余热排出系统入口管道的设计提出了改进措施。改进措施包括增加余排入口管道的长度以降低死管段内部介质温度和实施完全独立两列的设计。文章介绍了死管段现象及有关堆型的改进情况,考虑到理论计算的不确定性,利用FloEFD计算流体力学软件对余排入口死管段开展热工水力分析,得到死管段内冷却剂的最高温度,验证华龙一号核电机组余排吸入口管不存在死管段现象。

关键词：华龙一号余热排出系统死管段热工水力

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PRS系统蒸汽管道隔离阀泄漏率计算分析

科技视界 2017年第2期 25-25页

作者：曹思民张玉龙赖建永任云黄伟李海颖中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

田湾核电厂5&6号机组作为M310改进机型,新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施。蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,凝水管道与辅助给水系统管道相连。在开展布置工作时发现,... 详细信息

田湾核电厂5&6号机组作为M310改进机型,新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施。蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,凝水管道与辅助给水系统管道相连。在开展布置工作时发现,发现蒸汽管线非常长,若PRS系统蒸汽管线与主蒸汽管线之间的隔离阀常开,会对PRS系统的正常运行造成影响,因此考虑将PRS系统蒸汽隔离阀的状态由常开变换为常关。将PRS系统蒸汽隔离阀更改为常关后,需要考虑蒸汽隔离阀的质量泄漏率以此对后续的隔离阀后定期排水做出要求。

关键词：田湾核电厂5、6号机组二次侧非能动冷却系统(PRS) 蒸汽隔离阀泄漏率

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PRS系统蒸汽管道隔离阀冷凝计算分析

科技视界 2017年第2期 14-14页

作者：曹思民张玉龙赖建永任云黄伟李海颖中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)用以应对全厂断电叠加辅助给水系统失效的工况。PRS系统利用高处的冷凝水箱将蒸汽发生器的余热带出,最终通过冷凝水箱中水的蒸发将热量带入大气中。在机组正常运行期间,PRS系统蒸汽管线隔离阀前为... 详细信息

蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)用以应对全厂断电叠加辅助给水系统失效的工况。PRS系统利用高处的冷凝水箱将蒸汽发生器的余热带出,最终通过冷凝水箱中水的蒸发将热量带入大气中。在机组正常运行期间,PRS系统蒸汽管线隔离阀前为高温高压水蒸气,阀后为低温低压的空气。若将PRS蒸汽管线隔离法机组运行期间,蒸汽在蒸汽管道隔离阀阀瓣处冷凝成水,如果这部分水回流到主蒸汽管道中,则会增大汽轮机入口的蒸汽湿度。本文计算分析了PRS系统蒸汽管道产生的凝结水,并评价了其对蒸汽发生器含湿量的影响。

关键词：田湾核电厂5、6号机组二次侧非能动冷却系统(PRS) 蒸汽隔离阀冷凝

RELAP5应用于PRS系统蒸汽管道隔离阀常关对自然循环建立时间的影响分析

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科技视界 2017年第2期 21-21,23页

作者：曹思民张玉龙赖建永任云黄伟李海颖中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041

田湾核电厂5&6号机组作为M310改进机型,新增了蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统(PRS)作为严重事故预防与缓解措施。蒸汽发生器二次侧非能动冷却系统的蒸汽管道与主蒸汽管道相连,凝水管道与辅助给水系统管道相连。在开展布置工作时发现,发现蒸汽管线非常长,若PRS系统蒸汽管线与主蒸汽管线之间的隔离阀常开,会对PRS系统的正常运行造成影响,因此考虑将PRS系统蒸汽隔离阀的状态由常开变换为常关。本文使用RELAP5热工水力计算程序对PRS系统蒸汽隔离阀常关状态下PRS系统压力平衡时间开展工作,并分析了蒸汽隔离阀常关对自然循环的影响。

关键词：田湾核电厂5、6号机组二次侧非能动冷却系统(PRS) Relap5

基于模型定义技术的动力系统全三维设计信息管理研究

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科技视界 2023年第13期 69-75页

作者：孙冠宇夏军宝赖建永刘诗文赵千里中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610213

模型定义技术凭借其单一数据源定义、全流程三维传递等优点,大大缩短项目周期,降低项目成本,已经成为国际上航空领域成熟应用的三维数字化设计技术。对现有船用领域动力系统全三维设计中存在的建模技术落后、数字化程度偏低等问题进行梳... 详细信息

模型定义技术凭借其单一数据源定义、全流程三维传递等优点,大大缩短项目周期,降低项目成本,已经成为国际上航空领域成熟应用的三维数字化设计技术。对现有船用领域动力系统全三维设计中存在的建模技术落后、数字化程度偏低等问题进行梳理,聚焦模型信息难以表达和提取、视图表达不清晰、出图流程复杂等主要问题。根据模型定义技术单一数据源的设计理念,采用CREO平台,通过建立设计信息提取方法和获取流程,达到了模型设计信息快速提取的目的,为设计信息的一键输出奠定基础;通过建立视图管理机制,达到了对模型注释信息控制的目的,解决了视图表达不清晰、信息表达干涉重叠的问题;通过建立零修改二维出图设计流程,达到了三维模型直接出二维图的目的,解决了出图流程复杂、工作量大的问题。通过设计信息提取、全三维标注、多视图管理、零修改二维出图等技术开展动力系统全三维设计信息管理研究,解决了影响三维数字化设计进展的主要问题,提升了船用领域动力系统三维数字化设计程度。

关键词：模型定义技术全三维设计信息管理动力系统数字化设计

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焊接见证件冲击试验不合格原因分析及处理

电焊机 2019年第5期49卷 27-31页

作者：黄宗仁黄炳炎李桓王明利赖建永中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都600213 天津大学天津300350

蒸汽发生器将反应堆所产生的热量传递给二回路给水,用于产生饱和蒸汽送往汽轮机,同时作为一回路压力边界的组成部分,承担着核电机组的安全功能。介绍了蒸汽发生器一次侧接管安全端产品焊接见证件的制作工艺、冲击试验方法和试验结果,分... 详细信息

蒸汽发生器将反应堆所产生的热量传递给二回路给水,用于产生饱和蒸汽送往汽轮机,同时作为一回路压力边界的组成部分,承担着核电机组的安全功能。介绍了蒸汽发生器一次侧接管安全端产品焊接见证件的制作工艺、冲击试验方法和试验结果,分析并确定了冲击试验不合格的原因。采用切除安全端并重新焊接的处理方法,结果合格,保证了蒸汽发生器产品质量满足要求。

关键词：安全端焊接见证件冲击试验分析处理

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核电厂安全注入系统可靠性评估研究

科技视界 2021年第15期 110-114页

作者：王保平赖建永尹莎莎张玉龙余小权中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点实验室四川成都610041

在事故工况下能够及时导出堆芯产生的热量是保证核电站安全的关键。当发生失水事故时,专设安全设施里的安全注入系统,安全壳喷淋系统能够完成应急堆芯冷却功能,保证反应堆迅速安全停堆,因此研究安全注入系统对解决核安全问题具有实际意... 详细信息

在事故工况下能够及时导出堆芯产生的热量是保证核电站安全的关键。当发生失水事故时,专设安全设施里的安全注入系统,安全壳喷淋系统能够完成应急堆芯冷却功能,保证反应堆迅速安全停堆,因此研究安全注入系统对解决核安全问题具有实际意义。而这些系统的可靠性对于反应堆是否能够安全停堆有着重要影响。由于一个系统内包含的设备种类比较多,短期内无法判断设备的磨损程度,因此,通过数值模拟的方法可以直观地表征设备和系统的可靠度,从而对系统的安全性有量化的判断,进一步地保障了堆芯运行的安全性。

关键词：安全注射系统可靠性数值模拟失水事故失效概率