摘要：主要描述了RRA系统进口死管段问题产生的背景,初步探讨了现象产生的原因,在考虑了阀门本体的特征基础上提出了一种改进方案,初步计算和分析了采用优化方案后对系统和机组运行的影响,可以看出,对机组的运行带来的影响是很小的,改进方案是可以接受的。

摘要：严重的死管段现象会成为危害核电机组安全稳定运行的风险,文章对秦山350Mwe机组一回路关键路径可能发生死管段的区域进行全面排查、筛选,并通过对比目前全球核电站处理死管段的方式,对本机组可能发生的死管段现象提出管理策略,旨在尽量控制风险的发生。同时,我国援建巴基斯坦的C1-C4核电机组与秦山350Mwe机组的设计相似,因此研究本机组死管段筛得出的结论和提出的管理策略对C1-C4机组也有一定的参考效应。

摘要：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。

摘要：为避免死管段与热分层危害,结合有关经验与核岛工艺系统设计特点,对某新型压水堆一回路各连接管逐一进行死管段与热分层危害分析。筛选出危害可能发生的管段后,对其中典型的热段连接余热导出管段应用计算流体力学软件CFX模拟分析,计算达收敛状态后可得出该管段热分层温度分布情况。另外,该管段下游两个隔离阀间封闭管段初始条件设定为充满工质,因受一回路影响而被加热升温,通过该封闭管段工质最终温度结果可判断是否出现死管段现象。最终计算数据显示热段连接余热导出管段总体上满足热分层验收准则,不过下游隔离阀间封闭管段有形成死管段的风险,但通过调整布置等措施可避免死管段危害。结果还显示出浮力循环流与一回路紊流冲击影响的流线特点。