压水堆核电站热工水力系统程序的研发现状与趋势

relap5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因,不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序。relapsim程序在relap5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了relap5程序的改造方法和原理以及改造后的relapsim程序测试和结果。

安全注入系统是压水堆核电站的重要专设安全设施,作用是在反应堆冷却剂系统发生失水事故(loca)时,保持堆芯被水淹没,防止燃料包壳熔化;或在主蒸汽系统发生管道破裂事故时,快速注入浓硼溶液,从而使反应堆快速安全停堆,并防止反应堆重返临界。安全注入系统的调试主要通过流量验证的方式,来保证系统运行参数能够满足设计要求。

第三代非能动压水堆核电站ap1000中首次为乏燃料池设置了喷淋系统,在超设计基准事故或恐怖袭击导致乏燃料池水排空时,为乏燃料提供冷却。喷淋系统设计中的两个重要指标是喷淋覆盖面积和单位面积有效喷淋流量。设计者应基于喷嘴性能试验结果,根据乏燃料池结构尺寸和乏燃料特性,确定喷淋流量、喷嘴数量和布置方式等参数,完成系统设计,提供足够冷却流量。

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为了增加核电站工程模拟器的仿真范围和精度,介绍了基于多个两流体程序耦合的热工水力系统建模方法,并利用rcv与主系统的耦合模型对其准确性进行了验证。基于此,建立了比较全面的核电站系统热工水力模型,并将其在工程模拟器上进行了应用。结果表明,基于多个两流体程序耦合的模型扩展,在保证精度的基础上,增加了模拟器的计算范围,而且可以解决单一模型中节点数量有限、模型庞大导致计算速度较慢、调试困难等问题,从而为提高工程模拟器的性能提供了一个方便可行的方法。

本文以300mw压水堆核电站反应堆冷却剂循环泵(轴流泵)为例,介绍利用cxf流动计算软件,分析冷却液通过叶轮、导叶、压出室的液体流动状态(流态),研究单通道和全通道时的效率及其通道对效率的影响,并采用实测手段研究对比理论数据与实测数据之间的差别。

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照 脆化、制造现状等,指出a5082ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧 性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料 国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词　　压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

核电厂反应堆压力容器(rpv)是反应堆冷却剂压力边界的重要组成部分,是封闭放射性物质的主要屏障之一,其内部安装反应堆堆芯、堆内构件以及为控制安全运行所需的测量元件或组件。由于设计要求严格,对核电厂建设进度与安全运行具有重要影响,有必要结合实际制造经验,分析和总结rpv关键工艺环节,研究改进方案,提升产品质量与制造效率。介绍了ap1000,m310等核电机组rpv大面积不锈钢堆焊、径向支承块焊接、j形坡口焊接、ω焊缝密封焊、接管-筒体对接焊等关键工序的制造经验,分析了工艺难点,提出了改进方案。

压水堆核电站反应堆压力容器材料概述 李承亮,张明乾 (深圳中广核工程设计有限公司上海分公司,上海200030) 摘要　　反应堆压力容器是核电站重要部件之一,综述了反应堆压力容器材料的发展历程、性能要求、在役辐照 脆化、制造现状等,指出a5082ⅲ钢具有优良的焊接性、较高的淬透性和抗中子辐照脆化性,并具有良好的低温冲击韧 性和较低的无延性转变温度等优点。分析了该钢的化学成分、制造工艺与性能之间的关系,对反应堆压力容器材料 国产化的实现与未来发展方向的指引有一定的参考作用。 关键词　　压水堆核电站　反应堆压力容器　材料　辐照脆化 overviewofreactorpressurevesselsteelinpwrnuclearpowerplants lichengliang,zhangmingqian (shangha

压水堆核电站反应堆压力容器是在高温、高压流体冲刷和腐蚀，以及强烈的中子辐照等恶劣条件下运行的，因此asme规范第ⅺ卷要求，反应堆压力容器应采用优质材料、严格制造工艺、完善的试验和检查技术，且在服役期间必须定期进行检查。

核动力工程 nuclearpowerengineering 第23卷　第5期 2002　年10月 vol.23.no.5 oct.2002 文章编号：0258－0926(2002)05－0029－04 大亚湾核电站18个月换料堆芯 热工水力设计 刘昌文1，周洲2 （1.中国核动力研究设计院，成都，610041；2.广东核电合营有限公司，深圳，518124） 摘要：大亚湾核电站从第九循环开始由年换料向18个月换料转换，使得原堆芯热工水力设计不再适 用。18个月换料的热工水力设计采用法马通新开发的临界热流密度(chf)关系式——fc关系式，并用全 统计法代替原来的确定论方法确定dnbr设计限值。由于在过渡循环中afa2g和afa3g燃料组件混 装，使混合堆芯的最小dnbr小于均匀堆芯的最小d

百万千瓦级的压水堆核电站不锈钢衬里施工是一项新技术,该文介绍了其焊接工艺、参数、检验措施及施工质量控制要素等。

介绍cpr1000压水堆核电站电动辅助给水泵设计过程和总体结构，经过评审和试验验证该泵设计合理，性能达到设计目标，处于国内领先水平。

2008年10月16日是一个注定要载入中核建中核燃料元件有限公司发展历史的日子。这一天,国家核安全局为该公司颁发了投料批准书,标志着我国最大的年产400吨铀核电燃料元件生产线正式建成投产,使我国压水堆核电站燃料元件制造能力又跃上了一个新的台阶,并为实现我国压水堆核电站燃料元件国产化的目标以及积极参与国际

乏燃料吊车位于压水堆核电站燃料厂房内,其主要作用是在核电站大修过程中装卸和转运核燃料。为了确保燃料组件起吊运输操作的安全可靠,其运行边界和位移状态将被严格控制。针对电站现有设备的运行情况进行分析研究,重点阐述了起吊过程限位主要考虑的因素,并应用机电一体化技术,采用不同结构原理多重保护的设计方法,解决了乏燃料吊车起吊限位的设计问题,同时增强了系统安全性,设计方法已经成功应用于防城港核电站的乏燃料吊车。

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介绍了压水堆核电站核岛用p280gh无缝钢管的性能特点、生产工艺方案及其关键技术。对p280gh无缝钢管的化学成分及组织性能检验结果表明,攀钢集团成都钢钒有限公司研制的p280gh无缝钢管的化学成分、力学性能等均满足法国rcc-m规范的要求,能够满足压水堆核电站蒸汽系统和核辅助系统对碳锰钢无缝钢管的需求,其生产工艺在核电用管生产领域具有推广应用价值。

叙述了在压水堆核电站主冷却剂泵的研制中,对安全一级部件的主泵泵壳进行“光弹”和“电测”实验应力分析,旨在保证泵壳的结构设计合理,并确保压力边界的完整和安全。实验分别用几何相似的模型泵壳,在内压、自重、地震以及接管系统载荷作用下进行。文中给出了详细的实验结果;同时根据“asme”规范,对实验结果进行了分析和评价。

为响应国家大力推进核电站国产化建设的要求，打破国内核电站核二、三级泵之辅助给水汽动泵长期以来依靠进口的局面，杭州汽轮机股份有限公司（htc）、中国核电工程有限公司（cnpe）和上海阿波罗机械制造有限公司（apollo）于2008年3月至2010年6月13日进行了汽动辅助给水泵的联合研制，并已通过国家级鉴定。

基于压水堆核电站,介绍了循环水泵用齿轮箱减速器的基本特点、国产化难点及国内发展概况。讨论了核电用齿轮箱的传动方案设计,涉及基本参数的确定、均载机构的设计、主要零件的选材与热处理等。最后展望核电用齿轮箱的发展前景。

"大鹏一日同风起,扶摇直上九万里。"中核建中核燃料元件有限公司400吨铀核燃料元件生产线的建成不仅提高了我国核电燃料元件供应的保障能力,而且也提高了我国核燃料元件制造的总体水平及国产化水平,有利于与国际水平接轨。

日前，由核动力院自主设计的福清核电1号机组1号蒸汽发生器在东方电气（广州）重型机器有限公司制造完工并顺利通过验收。这是中核集团首台百万千瓦级压水堆核电站蒸汽发生器。