概率安全分析软件的自主化研究与设计

随着核电技术和核电工程的快速发展,组织力量进行适用于Living PSA分析和应用开发要求的PSA计算分析软件的自主开发变得十分必要和迫切。核电站快速风险分析软件NFRisk的研究和开发着眼于研究Living PSA的管理和技术要求,基于这些要求开发PSA模型开发和维护的计算机程序,实现故障树建立和分析、不可用度分析、重要度分析、敏感性分析和时间相关性分析,以及事件树建立和分析等功能,并具备能够对大型PSA故障树进行快速分析和定量化的能力;同时NFRisk软件还将包括数据库分析和管理程序包,与目前商用PSA软件的数据接口程序等,最终构建成一个可进行多种应用开发的NFRisk软件。本文主要介绍NFRisk软件的开发设想、方案设计以及主要功能。     

核电厂安全控制系统TXS虚拟机软件的设计与开发

在深入分析大型压水堆核电厂数字化仪表控制系统组合基础上,为与过程控制系统虚拟机软件并列应用,针对核安全控制系统进行虚拟仿真,研究开发基于Windows平台的数字化仪表控制系统(DCS)虚拟机软件VTXS。VTXS以自动代码分析和翻译转换为基本构建手段,以Visual C++为集成开发环境,采用面向对象模块化程序设计的方法、多线程和多进程通信的技术,以完全软件形式高逼真的再现真实TXS的安全控制功能。     

基于耦合框架的多通道程序网格与接口模块开发

基于耦合框架开发耦合程序,采用框架实现耦合数据传递和流程控制,可以提高耦合程序的开发效率,并降低开发难度。本文根据反应堆多物理耦合框架的使用规范,开发了堆芯多通道程序的网格与接口模块,该模块能够读取堆芯功率场,计算并生成堆芯热工网格与物理场,实现输入、输出与计算模块的封装与调用。采用RSG-GAS堆型建模与验证表明,多通道程序的网格模块能够正确生成各种尺度的网格和物理场,接口模块封装流程函数计算结果与原程序一致,能够正确读取功率场,生成并输出温度场与密度场。通过以上的模块开发,CORTH程序可以基于耦合框架灵活快捷地开发不同网格尺度物理程序的耦合程序。     

基于蜕变测试的热传导程序的验证测试研究

核电设计与分析软件的数值计算程序的验证测试过程,受制于代码中数值算法执行的正确性,但存在Oracle问题,即测试人员很难构造或者得到程序的预期输出来验证程序计算结果是否正确。蜕变测试无需程序预期值来验证结果,已应用于软件测试领域,其蜕变关系是关键。本文应用蜕变测试技术,以堆芯燃料元件热传导程序为例,从数值计算模型中导出蜕变关系,实例初步验证该蜕变关系的有效性,也表明蜕变测试技术可以在核电设计与分析软件验证测试中发挥作用。     

基于PDMS的管道支吊架结构设计软件开发

为提高核电工程设计中工艺系统管道支吊架的设计效率,管部和根部的接口准确性,并减少支吊架与其他专业的干涉碰撞,基于核电三维布置设计平台(PDMS)开发管道支吊架结构设计软件NPHS。NPHS软件采用了嵌入式开发模式,实现与PDMS平台的无缝集成,减少程序代码规模,提高程序执行效率;采用独特的数据库结构和机理,简化零部件库的三维建模和信息存储,提高支吊架数据库的开放性和可维护性,通过零部件的连接关键点的设置,提高支吊架组装建模效率。经实际核电工程验证:NPHS软件执行速度快、性能稳定、数据准确,操作、维护方便,输出结果满足工程设计要求。     

一种广覆盖的实验室安全监控系统设计

为了保障钍基熔盐堆核能系统(Thorium Molten Salt Reactor Nuclear Energy System, TMSR)项目的实验安全运行,需要构建一套实验室安全监控系统,该系统需要解决以下问题:实验室地域覆盖广、环境差异大、信号种类繁多、软件接口复杂。现有的商业监控系统很难满足以上需求,因此开发了一套基于Node-Web技术的实验室安全监控系统。展示了该系统的结构框架,并阐述了基于视频接口进行软件开发的流程。该系统实现了EPICS(ExperimentalPhysicsandIndustrialControlSystem)信号采集系统和海康威视(Hikvsion)视频采集系统的集成,通过Node-Web前端可视化接口的开发,实现了监测界面中EPICS变量和视频流联动的功能。系统具有分布式、网络化、扩展性好、低成本的特点,可适用于建设大型科研机构实验室安全监控系统。     

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统,软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明,NECP软件包精度高,可满足不同反应堆物理计算需求,具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明,NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平,对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。     

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统，软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明，NECP软件包精度高，可满足不同反应堆物理计算需求，具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明，NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平，对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。     

IMS/DIMS系统的研究开发

基于核电厂生命周期的大型核电厂信息管理系统是核电站设计、建造、运行的重要工具和手段.在调查研究国内外核电行业和工程设计行业信息化现状的基础上,提出了研究开发IMS的对策和技术方案,叙述了IMS的原型系统--DIMS的开发进度、开发成果、软件功能和技术特性.目前,DIMS已付诸试用.     

基于LabVIEW语言的PCI总线数据传输系统

介绍了一种基于LabVIEW的针对FPGA的数据开发接口平台。该系统核心硬件由FPGA组成,可提供数据处理、数据IO等多种功能,并通过PC104对外提供PCI接口实现通信。该系统可兼容NI(美国国家仪器公司)CRIO机箱。它不同于传统的用HDL语言对FPGA的开发流程,这样一个系统的所有软件代码,包括FPGA代码都可以由LabVIEW语言实现。借助于图形化的LabVIEW语言,它大大降低了实验人员对于FPGA的开发要求,是一种通用的数据处理和数据接口平台。给出了平台的结构组成,并着重介绍了平台数据传输部分的实现和测试。     

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及“华龙一号”堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上，从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展４个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗（MC）方法的要求。MC方法在“华龙一号”辐射屏蔽优化设计的应用实践表明，基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后，可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用，显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。      

蒸汽发生器优化设计后的运行特性研究

以秦山核电厂相关设备为原型,基于已开发的蒸汽发生器模型及优化计算程序,利用系统分析程序RELAP5验证该模型的准确性,并对优化设计所给出的蒸汽发生器的设计方案的稳态运行特性和负荷提升瞬态运行特性进行了模拟分析。结果显示：已开发的蒸汽发生器数学模型是合理的;在超负荷运行过程中,经优化设计的蒸汽发生器存在循环倍率过低问题;RELAP5可作为核动力设备优化设计方案的验证程序。     

相界面浓度输运方程在一维两流体模型中的应用研究

为解决一维两流体模型核电厂系统分析程序中使用流型图所带来的缺陷,提高系统分析程序计算的准确性,探索在一维两流体模型中应用相界面浓度输运方程（IATE）对两相流动进行预测。采用FORTRAN语言开发耦合了IATE的一维两流体模型求解器（Solver-IATE）,并对其进行验证。基于SolverIATE对小直径绝热圆管内向上泡状流进行了数值模拟,并与采用流型图的计算结果进行了对比。研究结果表明：采用IATE计算的相界面浓度结果比采用流型图的计算结果更接近实验值。因此,在一维两流体模型中使用IATE可以提高其计算相界面浓度的准确性,进而提高一维两流体模型核电厂系统分析程序计算两相间相互作用项的准确性,能更准确预测反应堆的瞬态响应特性。     

热中子散射数据处理程序TSC的研制

为获得核工程应用上准确的热中子散射数据,同时顺应国内近年来对核电软件自主化的迫切需求,利用FORTRAN90计算机语言研制了热中子散射数据处理程序TSC。TSC程序的研制主要基于中子热化理论和变步长积分法,程序的设计采用模块化设计以及数据I/O独立设计以提高其可扩展性和可维护性。采用TSC程序计算了现有的热中子散射评价核数据,并与同类程序THERMR的处理结果进行对比。结果显示,两者计算结果符合很好,从而验证了TSC程序的正确性与可靠性。     

GUI2QAD-3D: A graphical interface program for QAD-CGPIC program

GUI2QAD-3D is graphical user interface developed in Visual Basic (VB) version 6.0 to prepare input for the QAD-CGPIC program. QAD-CGPIC is a FORTRAN code that combines QAD-CGGP (RSICC-CCC-493, USA) and PICTURE [Irving, D.C., Morrison, G.W., 1970. PICTURE—an aid in debugging GEOM input data, ORNL-TM-2892] for neutron and gamma-ray shielding calculations by the point kernel method in a consistent fashion to utilize the capabilities of two independent codes. The FORTRAN code calculates fast neutron and gamma-ray penetration through various shield configurations defined by combinatorial geometry specifications. It has provision to estimate buildup factor either from Geometric Progression (GP) coefficients (ANS-6.4.3, 1990) or from Capos’. Capabilities of the FORTRAN code is extended by modifying it to handle off-centred multiple identical sources. Several standard tests of inputs are carried out to validate the modified code. The FORTRAN code executable is created with a Lahey compiler. The user interface facilitates interactive viewing of the geometry of the system with online context sensitive help. Inputs for several practical problems relating to nuclear fuel reprocessing labs are provided. The software runs on Pentium III computers under windows environment and is transmitted in one CD. The software can be obtained from Radiation Safety Information and Computational Centre (RSICC), ORNL, USA with code package identification number CCC-697.     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究,证明了AP1000核电站在SGTR事故下,不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件,如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明,即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下,AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢,且存在一定的裕量。     

AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的分析研究

使用RELAP程序对AP1000核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了分析研究，证明了AP1000核电站在SGTR事故下，不需要操纵员的干预就能依靠非能动安全系统在破损蒸汽发生器满溢之前终止破口流量。重点研究了不同的事故分析假设条件，如厂外电是否可用以及破损蒸汽发生器的释放阀是否打开后卡在开启位置对事故后果的影响。结果表明，即使在对破损蒸汽发生器满溢最不利的假设条件下，AP1000核电站也能避免破损蒸汽发生器满溢，且存在一定的裕量。     

TACR热传输系统热工水力瞬态分析

钍燃料的利用对于缓解核燃料资源短缺具有重要意义,坎杜型反应堆(Canadian Deuterium Uranium,CANDU)在堆芯布置、中子利用效率及先进燃料循环方面具有较高的灵活性,使得其在CANDU反应堆中引入钍燃料循环更具现实意义。CANDU型反应堆中钍基燃料应用关键基础技术研究是加拿大与我国正在开展的合作课题,其中开发自主的CANDU堆堆芯热工水力设计和安全分析程序是钍基燃料应用必不可少的设计工作之一。本文针对CANDU型反应堆热传输系统结构特点,采用FORTRAN程序设计语言开发了适用于CANDU型反应堆热传输系统的热工水力瞬态分析程序CANTHAC(CANDU Thermal-Hydraulic Analysis Code)。利用CANTHAC对钍基先进CANDU堆(Thorium-based Advanced CANDU Reactor,TACR)进行了瞬态分析,计算工况包括满功率稳态、无保护蒸汽发生器(Steam Generator,SG)二次侧给水温度降低事故及完全失流事故。其中,满功率稳态计算结果与清华大学设计的钍基先进CANDU堆TACR设计值吻合较好,相对误差不超过2%,在可接受范围内;无保护SG二次侧给水温度降低事故及完全失流事故在计算条件下所得的燃料温度及系统压力等关键热工水力参数均在安全限值内,满足安全准则要求。程序为模块化编程,便于移植和改进,具有一定的通用性,为进一步研究工作奠定了基础。     

压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。