康奈尔混合区专家系统（CORMIX）软件简介

介绍了康奈尔混合区专家系统软件的主要功能、结构、主要特点、输入参数及结果输出及其在国外核电厂温排水数值模拟中的应用情况,提出引进该软件并在国内核电厂液态流出物排放数值模拟中应用的建议。     

滨海核电厂热污染评价中几个问题的探讨

核电厂温排水对生态环境造成的负面影响(即热污染)日益引起社会的关注,本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究的现状及存在的不足,建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验中的不足,以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究,为核电厂热污染的控制和监管提供技术基础。     

滨海核电厂温排水物理影响模拟中几个关注问题及审评见解

基于多个滨海核电厂温排水物理影响的审评实践,分析和总结了温排水物理影响审评中需要重点关注的几个问题,包括模拟和预测模式的选择、计算参数的选取和灵敏度分析、典型潮的推求,以及温排水物理影响预测结果的后评估,并提出了一些审评技术见解.     

关于设置我国滨海核电站温排水混合区监管指标的方法探讨

目前，我国迫切需要开展针对温排水混合区设置的研究，从温排水的生态影响角度入手，提出适合我国国情特点的具有可操作性的温排水混合区设置导则，这将有利于保证我国核电事业与生态环境的和谐发展。国外的温排水混合区（当受纳水体为沿海水体时）监管指标包括：混合区范围与3种温度限值，我国需要开展的工作是以某一拟建或在建核电站为例，由点及面，研究适合我国的混合区监管指标。     

利用数值模式和示踪试验确定某厂址地区大气扩散参数北大核心CSCD

利用WRF数值模式和CALPUFF扩散模式相结合的技术手段分析研究某沿海厂址大气扩散参数,并通过现场示踪试验验证了数值模式模拟结果的可靠性和模拟方法的适用性。结果表明,CALPUFF扩散模式无论从扩散因子数量值还是分布范围上,与现场示踪试验结果均能保持较好的一致性,CALPUFF扩散模拟结果能较好地反映当地大气扩散实际特征。通过与P-G和IAEA扩散参数比对得出,CALPUFF数值模式结果确定的厂址大气扩散参数符合大气扩散特征的一般规律;在考虑厂址实际下垫面和流场特征情况下,CALPUFF数值模式确定的扩散参数整体较P-G扩散参数偏大,其扩散参数值能较真实地反映该地区气载污染物的扩散能力。     

组合阀流动阻力实验研究与数值模拟

组合阀流动阻力是控制棒水压驱动系统设计的关键参数之一。对改进后的新阀进行实验研究,获得了各流道差压、流量、阻力系数和流量系数等关键数据。利用计算流体动力学软件CFX进行数值模拟,分析了雷诺数Re对流动阻力的影响。在此基础上,拟合得到了阻力系数的经验公式,为驱动系统优化设计和理论分析提供了实验基础和理论依据。     

低、负中子增殖系数测量中统计涨落的计算机模拟

采用构造理想函数加上各种类型涨落偏差,利用数值模拟的方法,模拟了统计涨落对零功率堆中子增殖系数(俗称α参数)测量结果的影响。另外,还对闪烁体和记录系统等也采用了数值模拟的方法来估算统计涨落对测量结果的影响。     

核电厂安全壳中预应力的数值模拟

在预应力混凝土安全壳结构计算中,预应力的计算分析以及模拟是十分重要的一部分。本文根据某核电厂安全壳预应力的布置情况,对预应力损失的分析过程进行了说明,并介绍了在安全壳数值模拟中用降温法模拟预应力的具体方法,同时采用修正系数对温降值进行修正,消除了传统一次降温法所产生的预应力损失,使预应力的模拟更为精确。此方法具有较高的通用性,供行业内工程设计人员参考。     

温排水效应对秦山核电厂1号机组的影响及应对措施

随着秦山核电基地全面建成,由于杭州湾海水潮流及电厂取、排水口位置等因素所致,方家山核电厂1号、2号机组产生的温排水对秦山核电厂1号机组(以下称秦一厂机组)的运行造成了较大影响。导致机组在夏季期间被迫频繁调整出力,同时造成部分系统和设备的运行参数偏离正常范围,给电厂造成了较大的运行负担。本文介绍了温排水效应对秦一厂机组运行的影响,对比方家山核电厂两台机组投产前后秦一厂机组海水入口温度的变化,分析了温排水效应与杭州湾海水潮位的相关性及成因,总结了秦一厂应对温排水效应所采取的应对措施,并提出了改进建议。     

全压堆芯补水箱内饱和蒸汽凝结特性分析及数值模拟

基于对全压堆芯非能动注水系统中饱和闪蒸蒸汽在补水箱（CMT）深度过冷厚筒壁和液面层凝结特性分析，引入液相导热系数倍增因子和均温混合液层来反映汽流冲入CMT上部液层对蒸汽直接接触凝结过程的强化作用，进而提出了相应的传热简化模型。借助数值模拟方法，初步预测了不同工况下CMT中各时刻闪蒸蒸汽的凝结率，并与试验结果进行了比较。     

浅议某核电厂排水点的优化

主要从某核电厂温排水影响范围、排水工程总投资(包括用海费用、养殖补偿费用、工程造价等)、排水设施(如排水明渠、盾构或暗渠等)长度以及排水点所在海域的水深等几个方面阐述了该核电厂排水方案排水点的优化过程,并对这几个主要因素进行了简单的分析。     

基于拉格朗日方法的核素近海迁移计算

根据实时气象数据，建立了某核电厂近海域水动力模型；基于拉格朗日方法，建立核电厂近海域核素扩散模型，验证了模型的可靠性，分析了核电厂近海域水动力特征和核素迁移路径。结果表明:核电厂近海域水动力模拟结果较好地刻画了核电厂近海域半日潮的潮汐潮流现象；放射性核素的基本迁移方向是从核电厂开始，沿着海岸向东北方向扩散；受潮流影响，核素在旋转中前进；表层核素贴着沿岸迁移，迁移距离最近，中层核素距离沿岸较远，迁移距离最远，底层核素迁移距离介于表层核素与底层核素之间。      

核电站排放水对周围水生生物影响的研究进展与展望

随着核能的开发与利用,核电站排放水对周围生态系统的影响愈发受到人们的重视,相关研究也逐渐增多。本文概述了秦山、大亚湾、Ignalina和Almaraz等4个核电站的相关研究,总结4 个核电站排放水对周围生态系统的影响。得出核电站排放水对水生生态系统的作用主要受水体稀释能力的影响。当排放水量较小,受纳水体的交互作用较强时,周围水体和生物中的放射性水平会随之降低,升温现象也不明显,反之,当排放水中的核素没有得到充分的稀释扩散时,其放射性水平会明显高于本底调查值,发生明显的蓄积现象,甚至产生辐射影响,排放口附近水温也会明显升高,导致恒温种鱼类和藻类的数量逐渐减少甚至最终消失,而暖水种则占据优势,逐渐成为群落的主体。此外,随着现代计算机技术的快速发展,利用大数据进行模拟计算,选择模式生物实验进行验证,将帮助人们更好地认识排放水对水生生态系统的影响,为核电环境影响评价提供参考,也有利于后续的核电发展。     

核电站主蒸汽隔离阀气流诱发振动与噪声的数值分析

核电站主蒸汽隔离阀技术要求严、安全系数高,是核电装备国产化进程中的重点攻关项目之一。某些核电站在运行过程中其主蒸汽隔离阀出现过气流诱发振动与噪声,最终导致阀门部件磨损的现象。本文通过数值方法对主蒸汽隔离阀内三维湍流流场进行模拟分析,研究找出产生振动与噪声的流场诱因。本工作的数值分析结果与现场的测量结果相符。     

三代核电气、液态流出物计算及在内陆厂址条件下环境影响优化

内陆核电是我国将来核电发展的一个重要选择,与滨海厂址相比内陆厂址的环境条件有着自己的特点。本文介绍了以华龙一号和AP1000为代表的三代核电气、液态流出物的计算流程和典型计算结果,阐述了流出物环境影响的分析过程,对比分析了内陆核电厂址和滨海核电厂址在大气扩散条件和受纳水体条件的差异和法规标准的不同要求,总结了现行法规和国家标准对内陆厂址气、液态流出物的特殊监管要求。在此基础上,基于合理可行尽可能低的原则,从工艺设备、排放策略、排放方案等方面提出了三代核电在内陆厂址条件下减少气、液态流出物排放总量、降低环境影响和适应缺少受纳水体厂址的方法。     

考虑地基岩土参数不确定性的核电厂结构随机地震反应分析

在考虑土-结构相互作用(SSI)效应的情况下,引入随机地震反应分析方法,探讨地基岩土参数的不确定性对核电厂地震响应的影响.基于ANSYS程序,采用常数阻抗法,通过设置边界弹簧和阻尼来考虑地基土的作用,并通过设置弹簧和阻尼参数的不确定性,来模拟岩土动态参数的不确定性.针对某1000MW级压水堆核电站反应堆厂房结构,进行随机地震反应的数值仿真分析,并将随机反应结果与确定论分析结果进行了对比.结果表明,随机分析方法是确定论分析方法的有益补充,二者结合能更合理地反映参数的不确定性对结构地震响应的影响.     

固态燃料熔盐堆自适应功率控制器设计及分析

钍基熔盐堆核能系统(Thorium-based Molten Salt Reactor,TMSR)是中国科学院首批启动实施的战略性先导科技专项,旨在研发第四代反应堆核能系统。固态燃料钍基熔盐实验堆(The Solid Fuel Thorium-based Molten Salt Experimental Reactor,TMSR-SF1)是一个10 MW热功率的氟盐冷却球床堆,目前已经完成方案设计和初步工程设计。功率控制系统是反应堆一个关键控制系统,实现反应堆正常启动、功率运行和正常停堆功能,对保证反应堆安全和稳定运行起着极其重要的作用。根据TMSR-SF1运行控制要求,结合自适应控制理论,基于Lyapunov稳定性理论设计了一种TMSR-SF1模型参考自适应功率控制器。基于TMSR仿真平台,使用MATLAB/Simulink建立了自适应功率控制系统模型,并开展了控制器特性分析。结果表明,自适应功率控制器具备良好的负荷跟随能力,抗干扰能力强、稳定性好、可靠性高,能够满足TMSR-SF1功率控制的要求,确保堆芯的输出功率与功率设定值相匹配。     

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器流量漂移不稳定性研究

建立与氦气对流换热的并联螺旋管蒸汽发生器数值模型,分别采用一维飘移流模型和一维可压缩流动模型描述水侧和氦气侧的流动。在此基础上研究了球床模块式高温气冷堆核电站螺旋管蒸汽发生器内的流量漂移不稳定性。动态计算结果表明,在一定条件下蒸汽发生器内有可能发生流量漂移,不同传热管流量可相差几倍,而出口温度则相差几百度。通过对质量流速-压降曲线的分析,发现热负荷对稳定性起主导作用,热负荷越大越易发生流量漂移,且边界质量流量随热负荷呈线性增长。增大入口节流阻力和过冷度可以在一定程度上避免流量飘移。最后给出了蒸汽发生器流量飘移的稳定边界。     

中性层结下核电厂烟羽弥散数值模型有效性分析

采用CFD方法建立核电厂烟羽大气弥散模型,计算中性大气层结条件下烟羽分布。该模型采用垂直风速廓线表征的速度和温度梯度方式分类大气稳定度,将烟羽弥散模拟计算结果与经典解析理论计算结果进行对比,分析烟羽弥散CFD计算结果的抬升规律、烟羽空间浓度分布和扩散参数,对模型进行有效性分析。所得结果与经典解析结论基本一致。研究表明,该烟羽大气弥散模型可用于核电厂烟羽大气弥散过程的研究。     

基于改进MOGA的供应商选择方法以及在核电设备采购中的应用

由于核电站建设周期长、投入高,且对运营过程的安全性和经济性有很高要求.因此,可用于供应商选择的决策支撑方法较少,供应商评价流程客观性相对不高.针对这一问题,本文提出了一种客观可行的、基于改进多目标遗传算法(MOGA)的供应商选择方法.仿真试验结果表明了该方法在核电设备采购实践中的有效性和实用性.