CPR1000型核电机组换料水箱底板焊缝修复实践

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作者 蒋磊 孙安 +1 位作者 王铮 武锐 《辐射防护通讯》 2024年第5期30-36,共7页

介绍了某CPR1000型核电机组换料水箱的结构,底板缺陷处理方案、处理过程及结果;对缺陷产生原因进行了分析;针对核电机组出现的此类问题,提出了改进建议。

关键词 CPR1000核电机组 换料水箱 底板 焊缝

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安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

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作者 刘宇生 刘希瑞 +2 位作者 杜为安 乔雪冬 谭思超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第6期1000-1006,共7页

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。... 以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱(IRWST)为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明:相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。 展开更多

关键词 安全壳内置换料水箱 自然对流 比例分析 理论模型

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大亚湾核电站换料水箱漏装内部弯管的概率安全评价 被引量：1

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作者 杨志超 郑伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第11期961-965,共5页

分析了换料水箱内部漏装安全注入泵和安全壳喷淋泵的吸水口弯管的风险影响,并采用概率安全评价方法对两个临时解决方案进行了风险评价和方案比较,确定出对电厂安全较有利的方案(方案1)。

关键词 换料水箱 漏装弯管 概率安全评价 堆芯损坏频率

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核电工程PTR换料水箱焊接变形控制探析 被引量：4

4

作者 张勇斌 刘英学 《设备监理》 2019年第9期20-22,共3页

针对某核电厂换料水箱制造过程,从车间预制、现场安装、工艺措施等方面分析了产生变形的原因以及变形的种类,并结合制造过程从下料、装配、焊接等方面阐述了控制焊接变形的措施及焊后矫正焊接变形的方法。结果表明:从下料、装配、焊接... 针对某核电厂换料水箱制造过程,从车间预制、现场安装、工艺措施等方面分析了产生变形的原因以及变形的种类,并结合制造过程从下料、装配、焊接等方面阐述了控制焊接变形的措施及焊后矫正焊接变形的方法。结果表明:从下料、装配、焊接、焊后矫正等方面进行预控对设备整体尺寸和变形控制是可行的,满足规范要求。同时基于制造过程中采取的预防和控制措施,为后续核电现场贮罐施工提供了参考。 展开更多

关键词 换料水箱 焊接变形 焊接顺序 刚性固定

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壳内换料水箱流阻试验及分析

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作者 左涛 《中国高新科技》 2018年第9期67-69,共3页

文章在介绍AP1000壳内换料水箱注入子系统的基础上,阐述了壳内换料水箱流阻试验的目的和方法,通过分析三门1号机组壳内换料水箱流阻试验过程发现的问题、故障排除及处理结果,论证了三通壁厚过大是导致试验失败的主要原因,最后对壳内换... 文章在介绍AP1000壳内换料水箱注入子系统的基础上,阐述了壳内换料水箱流阻试验的目的和方法,通过分析三门1号机组壳内换料水箱流阻试验过程发现的问题、故障排除及处理结果,论证了三通壁厚过大是导致试验失败的主要原因,最后对壳内换料水箱在后续项目的调试提出了改进建议。 展开更多

关键词 壳内换料水箱 流阻试验 IRWST 故障排除

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大型先进压水堆非能动冷却水箱关键热工水力特性研究综述 被引量：1

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作者 陆道纲 张钰浩 +4 位作者 李向宾 周世梁 曹琼 隋丹婷 王汉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第10期1930-1940,共11页

第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系... 第3代大型先进压水堆设置非能动余热排出系统,包括大容积高位水箱及其内置的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)和自动降压系统(ADS)喷洒器,在运行过程中呈现出复杂的气液两相热工水力现象和独特的传热、传质特性。近年来随着非能动安全系统工程需求和相关研究的兴起,国内外开展了一些针对大容积非能动冷却水箱及其内置关键部件热工水力特性的相关研究,本文对上述问题的研究现状进行综述。对于PRHRHX,评价特殊C型管束在单相自然对流、两相沸腾条件下的传热特性,分析经典传热模型及改进经验关联式的适用性;对于ADS1~3级喷洒器高温高压蒸汽喷放冷凝过程,综合分析其喷放冷凝流型、特征参数、冷凝换热系数等关键传热、传质特性。以上研究大幅丰富了第3代大型先进压水堆大容积水箱的设计理论,并进行了实际工程应用。本文在此基础上,对相关研究未来发展方向进行展望。 展开更多

关键词 内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 第1~3级自动降压系统 传热特性 综述

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非能动余热排出热交换器传热过程的数值模拟 被引量：3

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作者 门启明 王学生 +1 位作者 冯葵香 孟祥宇 《华东理工大学学报（自然科学版）》 CAS CSCD 北大核心 2014年第1期26-32,共7页

采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究,得到了安全壳内置换料水箱(IRWST)整个受热过程中的传热和流动特性。比较分析了不同时刻、不同位置水箱内两相流动时温度场和流... 采用计算流体力学软件Fluent对非能动余热排出热交换器(PRHR HX)全尺寸简化模型进行了非稳态数值模拟研究,得到了安全壳内置换料水箱(IRWST)整个受热过程中的传热和流动特性。比较分析了不同时刻、不同位置水箱内两相流动时温度场和流场的变化。根据沸腾相变的两相流模型,对水箱内沸腾两相流的流动进行了数值计算,得到了沸腾两相流流动时的温度场、流场和气相分率等结果。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 数值模拟 自然对流 沸腾 内置换料水箱

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AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究 被引量：8

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作者 张钰浩 陆道纲 +3 位作者 王忠毅 吴广皓 傅孝良 杨燕华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第10期1763-1770,共8页

建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊... 建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 自然对流 池式沸腾 传热经验关系式

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基于CFD方法的非能动余热排出系统数值模拟 被引量：4

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作者 贾斌 靖剑平 +2 位作者 乔雪冬 李远山 张春明 《核安全》 2013年第3期37-41,共5页

本文应用FLUENT软件对AP1000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同C型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加... 本文应用FLUENT软件对AP1000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟,分析了不同C型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明,总体通流面积不变,随着传热管数量增加,热交换器出口温度变小,水箱水温整体提升,热分层现象显著,自然循环趋势明显;质量流量不变,随着冷却剂入口温度的增加,入口流速增加,热交换器出口温度变大,但降温幅度也变大,水箱平均水温升高,热分层范围扩大,自然循环流速加快。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 换料水箱 数值模拟 FLUENT C型传热管

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基于缩比模型的非能动余热排出热交换器二次侧新装导流板效应实验研究 被引量：1

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作者 陆道纲 张钰浩 +3 位作者 王忠毅 曹琼 傅孝良 杨燕华 《动力工程学报》 CAS CSCD 北大核心 2017年第2期167-172,共6页

为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR... 为了减弱内置换料水箱(IRWST)在非能动余热排出热交换器(PRHR HX)余热排出过程中的热分层现象,建立了分离效应缩比实验台架,在PRHR HX二次侧管束区域新装不同数量的导流板,通过实验评价导流板设计方案对IRWST内温度分布、流动特性及PRHR HX传热效果的影响。结果表明:导流板设计方案能够有效改变水箱自然循环特性,提高水箱下部冷流体的利用率,从而降低IRWST内的热分层程度,4导流板、8导流板设计方案分别使IRWST内热分层程度降低了32.3%和37.3%;但导流板造成竖直管束间浮升流体最大流速降低,使得传热系数有所减小,工程应用中需综合考虑各类因素的影响,得到最优化设计方案。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 内置换料水箱 导流板 热分层 传热效果

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基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究 被引量：1

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作者 隋丹婷 张浩宇 +3 位作者 樊芮伶 陆道纲 张钰浩 于倩 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第8期1633-1643,共11页

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热... 本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。 展开更多

关键词 AP1000内置换料水箱 非能动余热排出热交换器 缩比实验 RELAP5 COSINE

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非能动余热排出热交换器流动传热分析与验证 被引量：2

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作者 蒋兴 张伟 +1 位作者 祖洪彪 戈剑 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第1期1-6,共6页

AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温。本文针对PRHR HX性能试验中的自然循环工况,对IRWST升温过程进行PRHR HX自然循环下流动传热分析... AP1000依托项目的热态功能试验中包括了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)性能试验,在试验过程中会伴随着内置换料水箱(IRWST)内水的升温。本文针对PRHR HX性能试验中的自然循环工况,对IRWST升温过程进行PRHR HX自然循环下流动传热分析。通过分析获得了在PRHR HX自然循环试验工况下IRWST内各个监测点流体温度随时间的变化过程,及各个典型瞬态时刻下IRWST内典型流体截面的流场分布和温度场分布情况,同时将分析计算所获得的监测点温度值与现场实测值进行了对比验证,结果吻合较好,为热态调试提供了重要的技术支持。 展开更多

关键词 非能动余热排出热交换器 流动传热 内置换料水箱

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AP1000核电厂IRWST低压安注性能研究 被引量：2

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作者 肖三平 钱辉 +1 位作者 吴昊 陈树山 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期437-440,共4页

本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有... 本文采用AFT Fathom软件分析了AP1000核电厂安全壳内置换料水箱(IRWST)的低压安注性能,分析了AP1000核电厂在压力容器直接注入管线双端断裂工况下事故后期的安全注射能力。分析结果表明,AP1000核电厂低压安注能力足以带出堆芯热量,并有较大的裕量。 展开更多

关键词 安全壳内置换料水箱 压力容器直接注入管线断裂 低压安注

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IRWST硼溶液纯水注入搅混数值仿真方法研究

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作者 王争光 唐琼辉 顾明洲 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第6期1333-1338,共6页

核电厂运行期间,为应对安全壳内置换料水箱(IRWST)内含硼水的蒸发或泄漏导致的水体损失,达到报警水位后需对IRWST进行补水。为满足核电厂安全要求,完成纯水补充操作并搅混一定时间后,池内水体需达到停堆硼浓度要求,防止从IRWST取到的含... 核电厂运行期间,为应对安全壳内置换料水箱(IRWST)内含硼水的蒸发或泄漏导致的水体损失,达到报警水位后需对IRWST进行补水。为满足核电厂安全要求,完成纯水补充操作并搅混一定时间后,池内水体需达到停堆硼浓度要求,防止从IRWST取到的含硼水浓度偏低,注入一回路后出现误稀释风险。本文通过三维数值模拟CFD方法,分析了采用组分输运模型的合理性,研究了纯水在双环IRWST内含硼水溶液的瞬时运输特性,获得了从开始搅混至IRWST池内硼浓度达到均匀所需的时间,为制定运行规程中IRWST搅混运行时间提供了理论依据。 展开更多

关键词 安全壳内置换料水箱 硼溶液 纯水注入搅混

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IRWST非能动排气盖流量性能试验及数值模拟

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作者 张玉 黄祥明 +2 位作者 张星亮 关岭松 宋春景 《工程建设与设计》 2017年第24期65-67,共3页

安全壳内置换料水箱(IRWST)为第三代AP系列核电技术非能动堆芯冷却系统的核级关键设备之一。安装在CA03结构模块的IRWST排气盖的功能效果将直接影响事故工况下的IRWST有效性。IRWST排气盖非能动地在一定压差下达到一定流量是其关键指标... 安全壳内置换料水箱(IRWST)为第三代AP系列核电技术非能动堆芯冷却系统的核级关键设备之一。安装在CA03结构模块的IRWST排气盖的功能效果将直接影响事故工况下的IRWST有效性。IRWST排气盖非能动地在一定压差下达到一定流量是其关键指标。论文将通过排气盖样机试验和流场模拟对比分析排气盖的压差和流量性能。 展开更多

关键词 安全壳内置换料水箱 非能动 排气盖 数值模拟 流量

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