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核电厂大范围损伤工况下反应堆冷却剂系统注水策略分析

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核科学与工程 2024年第3期44卷 618-623页

作者：张娟花徐德阳陈鹏安云娜屈波中广核工程有限公司广东深圳518172 中广核研究院有限公司广东深圳518000 山东招远核电有限公司山东烟台265400

福岛核事故后,极端灾害可能引发的核电厂相关设备大范围损伤情景下的事故处理策略成为核安全必须关注的问题之一。本研究针对台山核电厂EPR机组的大范围损伤情景,选取具有代表性的全厂断电工况,开展事故敏感性分析。结合台山核电厂的系... 详细信息

福岛核事故后,极端灾害可能引发的核电厂相关设备大范围损伤情景下的事故处理策略成为核安全必须关注的问题之一。本研究针对台山核电厂EPR机组的大范围损伤情景,选取具有代表性的全厂断电工况,开展事故敏感性分析。结合台山核电厂的系统特征及电厂移动设备的配置,给出该类事故情景下用于堆芯损伤状态控制及缓解的反应堆冷却剂系统注水策略的相关缓解行动要求和关键时间节点,以有效缓解事故进程。在此分析基础上制定了EDMGs反应堆冷却剂系统注水策略。

关键词：大范围损伤 EDMGs 反应堆冷却剂系统注水策略

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核电厂反应堆冷却剂系统抗震阻尼比研究

科技创新与应用 2024年第9期14卷 105-108页

作者：孙金雄西安交通大学航天航空学院西安710000 中广核工程有限公司广东深圳518000

基于2023年国内新建核电厂安全审评中核安全监管部门对抗震物项阻尼比取值提出关注的背景。介绍核电工程中抗震分析阻尼比取值依据,指出标准与工程实践之间存在的差异,以及由此产生的困惑;阐述阻尼比在动态分析中的作用原理;对比核电领... 详细信息

基于2023年国内新建核电厂安全审评中核安全监管部门对抗震物项阻尼比取值提出关注的背景。介绍核电工程中抗震分析阻尼比取值依据,指出标准与工程实践之间存在的差异,以及由此产生的困惑;阐述阻尼比在动态分析中的作用原理;对比核电领域不同标准与导则文件对于机械设备阻尼比的要求,指出当前标准的相关要求对于由多种部件组成的组合设备或系统过于保守;重点对压水堆核电厂反应堆冷却剂系统与设备阻尼比进行研究,给出国内外核电工程实践中该系统与设备的阻尼比取值依据,并针对核电工程实践中组合设备或系统阻尼比取值依据不足的问题提出建议。

关键词：核电厂阻尼抗震反应堆冷却剂系统核安全

基于数据驱动的反应堆冷却剂系统动力响应敏感性研究

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电子技术应用 2024年第S1期 236-242页

作者：袁艳丽冯志鹏叶献辉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家重点实验室

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量，以主设备接管嘴地震载荷为输出变量，建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分... 详细信息

反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆冷却剂系统中主设备位置的土建刚度、主设备支承刚度、支承间隙为输入变量，以主设备接管嘴地震载荷为输出变量，建立反应堆冷却剂系统动力响应敏感性分析模型，利用OPTIMUS集成平台开展了地震条件下反应堆冷却剂系统动力响应对输入变量的敏感性分析研究，通过单因素方差分析（ANOVA）获取输入参数对输出参数的重要度排序，通过相关性分析获得输出变量随输入参数的变化趋势。本文的敏感性分析可以为反应堆冷却剂系统优化设计改进提供定量分析手段与数据支持，相关敏感性分析方法与流程可推广至核动力装置其它系统与设备。

关键词：反应堆冷却剂系统地震响应敏感性分析

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华龙一号反应堆冷却剂系统抗震设计关键技术

原子能科学技术 2022年第S1期56卷 83-91页

作者：熊夫睿沈平川王新军叶献辉张毅雄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

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评... 详细信息

华龙一号是满足三代核电技术指标要求的自主化百万千瓦压水堆核电机组,其抗震能力达到0.3g。为达到该抗震指标,对反应堆冷却剂系统在关键设备结构加强及优化、管道破前漏技术应用、抗震载荷分配精细化计算、抗震设计标准化、抗震裕度评价等方面开展了关键技术研究,建立了一套抗震能力提升的策略,完成了华龙一号反应堆冷却剂系统抗震优化和评估工作。相关技术已在华龙批量生产堆型中得以应用。

关键词：华龙一号反应堆冷却剂系统抗震分析载荷环境

核电厂反应堆冷却剂系统电压暂降耐受力的评估与实验验证

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实验技术与管理 2022年第7期39卷 73-79页

作者：孟庆伟唐炜钟振芳侯军瑞中国石油大学(华东)新能源学院山东青岛266000 中核控制系统工程有限公司北京100010

针对核电厂经受电压暂降而导致反应堆停堆的问题,将电气学科中电能质量概念引入核电厂,进行了电压暂降耐受力评估。从对电压最敏感的反应堆冷却剂系统入手,进行暂态联合建模,将状态参量的运行保护阈值、各设备的运行限值作为系统欠压运... 详细信息

针对核电厂经受电压暂降而导致反应堆停堆的问题,将电气学科中电能质量概念引入核电厂,进行了电压暂降耐受力评估。从对电压最敏感的反应堆冷却剂系统入手,进行暂态联合建模,将状态参量的运行保护阈值、各设备的运行限值作为系统欠压运行时的边界条件,绘制其耐受力曲线,并利用实验证明所提方法的正确性。最后以某AP1000核电厂为例,绘制该反应堆冷却剂系统的电压暂降耐受力曲线。此项评估研究,既提高了学生理论分析能力、实际操作能力,又能使学生掌握一定的工艺知识,推动学生的跨学科培养。

关键词：反应堆冷却剂系统电能质量电压暂降暂态联合建模耐受力评估

卡轴事故工况下核主泵及反应堆冷却剂系统管路的瞬变机制研究

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卡轴事故工况下核主泵及反应堆冷却剂系统管路的瞬变机制研究

作者：瞿泽晖兰州理工大学

学位级别：硕士

安全是核电机组稳定运行的必要前提,因此本文将针对核主泵及其反应堆冷却剂系统在特殊事故工况下的动态响应开展研究。当反应堆冷却剂系统发生卡轴事故时,核主泵转子在极短时间内迅速卡滞,导致事故环路内循环流动的冷却剂流量骤降,进而... 详细信息

安全是核电机组稳定运行的必要前提,因此本文将针对核主泵及其反应堆冷却剂系统在特殊事故工况下的动态响应开展研究。当反应堆冷却剂系统发生卡轴事故时,核主泵转子在极短时间内迅速卡滞,导致事故环路内循环流动的冷却剂流量骤降,进而引起核主泵进口处流体压力和密度的骤变,水锤压力波在系统管路内迅速传播,其引发的水力载荷会对核主泵及系统管路壁面造成剧烈冲击,严重威胁到核电站的运行安全。本文面向“华龙一号”核主泵及其反应堆冷却剂系统的关键技术问题,准确再现了卡轴事故工况下系统内部的实际瞬态流动过程及其参数实时变化规律。首先,针对所选取的“华龙一号”核主泵水力模型,采用试验方法验证计算模型的技术指标。基于等流通截面法,对蒸汽发生器管束区域和压力容器堆芯区域进行简化。基于能量平衡原理,通过控制阻力元件流通半径实现管路过流部件阻力的匹配与系统运行工况的调控,保证各部件的阻力理论数值与非定常计算数值相对误差小于5%,核主泵在系统内正常运行时的流量偏离额定流量值小于2%。以此为前提,建立了三环路反应堆冷却剂系统的简化三维模型。基于用户自定义函数在CFX软件中的二次开发技术,实现卡轴事故过程中流体介质密度的动态响应以及核主泵转速的线性调控,为数值计算提供输入保证。其次,对比系统各环路核主泵的瞬态外特性变化,进一步采用熵产理论针对事故环路核主泵Ⅰ的能量损失特性进行分析。结果表明:卡轴事故过程中,核主泵Ⅰ的流量、扭矩和扬程在短时间内发生骤变,环路Ⅰ在1 s左右开始发生倒流,系统在3 s时再次达到动态平衡。期间核主泵Ⅰ经历了多种工况变化,机组的惯性能和流体的动能转化为了水力功和机组摩擦功,在冲击、旋涡、脱流等不稳定流动区域的内部和边界处存在着较大的速度梯度,这是引发泵内不可逆能量损失的重要原因。此外,采用小波变换方法对事故环路核主泵Ⅰ内部的压力波动特性进行分析。结果表明:卡轴事故发生后,核主泵Ⅰ叶轮工作面入口处形成一片较大的旋涡堵塞流道,冲击造成的高压区域导致局部流体密度骤变,进而引发系统管路的水锤现象。随着叶轮转速的降低,核主泵Ⅰ各流道内部因动静转子间干涉作用引起的高频带小波响应逐渐被破坏,水锤效应所引起的低频带小波响应占据主导。随着流量的持续下降,同一流道内低频带下的小波响应随之减弱并且趋于一致,当系统再次达到动态平衡后,以转子通频为中心的频带成为了主要扰动频率。最后,构建卡轴工况下反应堆冷却剂系统事故安全评估方法,对各环路的管路瞬变机制进行分析。结果表明:卡轴事故发生后,系统管路局部突变的压力以声波形式传递,所诱发的水力载荷突变将作用于各弯头处壁面,最大载荷力峰值位于环路Ⅰ内过渡段第一个弯头处的W1子壁面,为3.152×10N。在事故环路内壁面最为薄弱的蒸汽发生器传热管弯头处,沿压力波传递方向,压力波峰值逐渐降低,压力波的能量在传递过程中被逐渐耗散掉。其中,最大瞬态压力峰值位于传热管re56-3的监测位置out4处,为15.9928 MPa。

关键词：反应堆冷却剂系统核主泵卡轴事故熵产理论小波变换