一回路流量变化时CEFR停堆保护特性的研究

来源 :核科学与工程 | 被引量 : 0次 | 上传用户:ligang_nc2
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为了对目前CEFR反应堆设计中的安全裕度进行研究,通过simulink建立钠冷快堆CEFR的热工模型.采用反应堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护的方法,对其一回路发生流量变化时反应堆的状态进行仿真分析,并确保在整个事故过程中反应堆状态符合钠冷快堆事故验收准则的要求.仿真结果表明,当一回路流量发生变化时,反应堆在整个过程中只会触发功率流量比和堆芯出口钠温保护信号.并且,反应堆触发P/F保护信号要比触发堆芯出口钠温保护参数时要更早进入次临界.
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通过XRD、OM、EDS、SEM和万能试验机等方法,研究了不同冷变形量对TC4合金微观组织及力学性能的影响以及相同再结晶处理对不同冷变形量合金再结晶程度的影响.结果表明,冷轧制使得TC4合金产生加工硬化,相较固溶试样,35%和48%冷变形量试样的抗拉强度分别提高451 MPa和228 MPa.再结晶工艺相同时,随着变形量的增大,合金的抗拉强度逐渐降低.
核电厂一回路压力边界延伸止回阀的密封性直接关系一回路的泄漏率和完整性,需要定期执行密封性检查,以确保反应堆的安全运行.国内普遍采用ASME相关流量标准作为密封性定期试验的验收准则,但在实际试验工况下无法精确测量通过止回阀的泄漏量,因此需要对流量准则进行转换.同时,由于止回阀尺寸及相关管线布置各不相同,需要设计对应匹配的密封性验收准则.本文以国内先进压水堆的安全注入系统一回路压力边界延伸止回阀为例,基于止回阀密封性试验原理,结合工程经验,从准则转换出发,通过严密分析,提出一套具有普遍适用性的止回阀密封性验收
采用OM、SEM和力学性能测试等方法,研究了不同温度和时间的等温退火处理对50μm厚的Inconel 625合金箔材组织和性能的影响.结果表明,在650℃和700℃等温退火过程中,箔材发生再结晶,晶粒尺寸显著减小,同时在晶界处析出大量的富Ti和Nb的碳化物.由于再结晶导致的细晶强化和碳化物诱发的析出强化的共同作用,箔材的强度和塑性显著提升,特别是在650℃等温退火48 h后,抗拉强度达到了1513 MPa,相比于未退火前增加了近90%,伸长率也增加了105%.但是试验箔材经700℃等温退火48 h后,再结
针对传统变压器损耗大的问题,设计一种单相三绕组自耦节能变压器,提出从“H-H”环氧胶工艺、全斜接缝新型工艺、PET带热摩擦融化绑扎工艺、磁分路技术、屏蔽-连续式结构、纸包自粘性换位导线、环氧树脂浇注工艺等多个方面对变压器进行设计优化.通过性能检测试验验证,单相三绕组自耦节能变压器相对于常规变压器空载损耗和有载损耗分别较传统变压器降低了 40%和19%,表明结构设计和新工艺、新材料应用的有效性,可实现变压器综合性能的有效提升.
在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混合爆炸,需要首先除去氢气,将一回路的溶解氢含量降低到规范值以下才能开展氧化运行工作.在压水堆核电机组停堆氧化过程中,一回路溶解氢的有效控制能够决定化学控制过程是否会成为大修下行的关键路径.福清核电目前已经历了 15次机组停堆氧化,积累了一些经验和教训.本文结合福清核电已商运的1~4号M310机组历次停堆氧化过程一回路溶解氢控制的实践,从反应堆冷却剂系统溶解氢化学控制的要求及基本原理出
采用OM、SEM、DSC和硬度计等方法研究了在1080℃下不同固溶时间及冷却方式对新型镍基高温合金中γ\'相和硬度值的影响.结果表明,在空冷和水冷条件下,试验合金中的γ\'相尺寸均随着固溶时间的延长而减小;同一固溶时间下,相较于水冷试样,空冷试样中的γ\'相尺寸更大,硬度值也更高.这是因为在水冷条件下,冷速较高,过冷度大,降低了基体中原子的扩散速率,减缓了γ\'相的长大,使其最终尺寸较小.因此,固溶时间应小于16 h,冷却方式宜选择空冷,此时该合金中的γ\'相分布均匀,尺寸大于20 n
采用SEM分析、导电率测试、室温拉伸性能测试等方法,研究了双级固溶工艺对7050铝合金组织演变,以及对双级时效后析出相特征与力学性能的影响.结果表明,与单级固溶处理相比,双级固溶可使难溶的Al2 CuMg相完全固溶,显著增加晶内时效析出相的数量,晶界析出相断续分布.双级固溶处理显著提高了7050铝合金的拉伸强度和导电率,同时保持较好的伸长率,抗拉强度达到611.9 MPa,屈服强度达到587.5 MPa,导电率为42.43%IACS,而伸长率为13.5%.
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本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性.研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力.
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