蒸汽发生器二次侧下部流场与排污试验

位于核电厂蒸汽发生器（SG）管板内的下部排污结构能吸出管板二次侧表面的泥渣并将其排出。为了能合理设计该排污结构并提升排污效率,本文基于非能动大型先进压水堆（CAP1400）的SG设计原型结构,按照1∶4比例设计了排污试验体,以模拟SG下部的管板、传热管等部件。通过对下部流场进行计算流体动力学（CFD）计算并与排污试验的结果进行对比,进一步掌握近管板表面区域的流体流动特征。本试验通过研究SG近管板区域流体流动特征及泥渣分布规律、测量试验体各部件压降、对比SG单边和双边排污结构的设计,为减少淤泥集结、改进设计提供依据。研究发现,单/双边排污结构排污性能基本相同,单边排污结构即可将试验体内泥渣颗粒有效排出。     

反应堆冷却剂系统动力分析关键参数的敏感性分析

反应堆冷却剂系统(RCS)在极端事故工况下的动力响应计算是评估核电厂安全的重要技术手段。定量考察系统结构的关键参数对系统动力响应的敏感性,是可靠评价系统响应的重要方面。本文通过全局敏感性和相关性分析,对一种堆型蒸汽发生器(SG)支承刚度对地震条件下主系统载荷分配的敏感性进行了研究。研究表明,支承刚度对SG局部范围内主系统载荷分配影响度较高,对距离较远的反应堆压力容器影响度较低。此外,还建立了描述关键参数到载荷分配的输入输出关系,并通过神经网络对输入输出关系进行了回归建模。该神经网络模型能够快速准确地对发生支承结构设计变更后的主系统地震载荷分配进行评估。     

基于多孔介质模型的快堆蒸汽发生器热工水力特性数值研究

蒸汽发生器（SG）作为钠冷快堆一次侧钠与二次侧水的热交换器，其可靠程度直接影响反应堆能否安全运行，因此对SG的一次侧热工水力特性的研究具有重要意义。本研究采用多孔介质模型，对快堆蒸汽发生器一次侧流场进行分析。通过对支撑板模型的计算，获得多孔介质控制方程的阻力源项。一次侧向二次侧的释热量通过系统程序Relap5计算，确定多孔介质控制方程的能量源项。通过用户自定义程序将动量源项与能量源项编译至FLUENT求解器中。通过FLUENT求解器求解控制方程，获得SG一次侧流场、压力场、温度场等信息。并通过对比模拟结果与设计值，验证了计算的准确性。      

卧式蒸汽发生器排污穴室水力冲洗设备的研发和应用

为清理田湾核电站1、2号机组蒸汽发生器（SG）二次侧排污穴室内积聚的腐蚀产物、降低其对壳体母材和焊缝造成腐蚀的风险，研制了排污穴室水力冲洗设备并且在机组大修期间进行了应用。通过水力冲洗工作，清理了SG排污穴室内积聚十余年时间的沉积物、检查确认排污穴室内壁和焊缝无异常，提高了蒸汽发生器运行的安全性、可靠性。      

基于GPU的快速调强算法研究

研究了使用图形处理器（GPU）对调强放射治疗计划系统（IMRT）中分子动力学优化方法的加速方法及效果。利用统一计算设备构架（CUDA）平台,分别对4个临床肿瘤调强病例的笔束剂量响应矩阵的乘积运算进行GPU并行优化加速。比较和分析GPU并行加速笔束剂量响应矩阵的乘积运算的结果。结果表明,GPU平台上的计算结果与CPU平台的计算结果存在一定的差异,其最大相对误差为5.822×10^-7,这一差异在临床上是可以接受的,GPU并行运算可以使计算速度提升9-12倍。     

学习以绩效为基础的质量保证理念

IAEA50C／SG－Q（96）核电站及其他核设施质量保证安全规定〔以下称50C／SG－Q（96）〕与50－C－QA（88）核电站质量保证安全规定【以下称50－C－QA（88）」的比较，结构上有了较大调整。50－C－QA（88）原为13章，50－C／SG－Q（96）改为4章，除引言外，按质量活动的管理、执行（实施）和评价3个方面，将其余内容划分为3章，以10项基本要求，覆盖了50－C－QA（88）13章中的12项基本要求，并对部分要求的内容作了补充深化。如50－C／SG－Q（96）中的管理者自我评价及独立评价所包含的内容，无论在评价的层次上还是方式方法上已…     

IAEA 50-C/SG-Q(96)简介和HAF0400(91)系列现状分析

通过IAEA50－C／SG－Q（96）与50－C／SG－QA（88）的对比，介绍了最新版本的IAEA50－C／SG－Q（96）的结构、内容、变动情况及特点，并从对核电事业发展所起的作用和存在的问题两方面说明HAF0400（91）系列的现状和修订的必要性．     

西安脉冲堆满功率运行工况内部事件二级概率安全分析

为评价西安脉冲堆（XAPR）裂变产物释放风险，提出了XAPR二级概率安全分析（PSA）技术要点，分析了事故进程及包容壳响应，基于满功率运行工况内部事件开展了二级PSA。结果表明，在所有释放类（RC）中，代表成功路径的包容壳完好释放类（RC01）贡献值占97.52%；在所有非正常释放类中，包容壳密封失效释放类（RC02）贡献份额为75.81%；RC01发生频率最高，约为4.80×10-6（堆·年）-1，核素释放量最小，为109~1013?Bq数量级；包容壳失效旁路释放类（RC06）核素释放量最大，约为1014?Bq数量级，释放频率达1.38×10-8（堆·年）-1。因此，建议在事故时应重点关闭废气特排系统和堆厅排风系统。      

小型压水堆稳压器多变量自抗扰解耦控制研究

小型压水堆稳压器具有非线性、时变和强耦合等特点,很难建立准确的数学模型,传统控制方法难以取得满意的控制效果。因此提出了一种基于自抗扰技术（ADRC）的稳压器多变量解耦控制方法。首先搭建稳压器三区非平衡模型,基于微小摄动理论对模型进行线性化处理,得到压力和水位耦合传递函数方程。然后,基于传递函数设计稳压器ADRC解耦控制器,使用差分进化算法对控制器参数进行多目标优化。最后,以小型堆稳压器为研究对象,利用MATLAB仿真平台将ADRC解耦控制与传统比例-积分-微分（PID）控制进行对比分析。结果表明,所设计的控制器能够有效解决稳压器压力和水位之间的耦合问题,较传统PID控制器具备更好的抗干扰性和鲁棒性,为ADRC方法在稳压器的工程应用提供了理论基础。      

WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究

为分析国内某水冷却水慢化动力堆（WWER）机组在首次热试升功率期间出现堆内仪表系统（ICIS）上、下层软件指示的偏离泡核沸腾比（DNBR）不一致的原因,通过研究WWER机组热工水力设计和事故分析程序采用的临界热流密度（CHF）关系式,并采用WWER机组事故分析程序DINAMIKA-97模拟50%、75%和90%功率平台工况,计算其DNBR并与热工水力测量试验的测量值进行比较,判断差异产生原因为ICIS上、下层软件采用了不同的CHF关系式;对100%功率平台的DNBR进行预测,与后续下层软件热工水力测量试验测量值符合得良好,进一步证实了以上判断。因此,建议对ICIS上、下层软件采用的CHF关系式进行修改,统一采用保守的CHF关系式,以取得保守的DNBR。      

蒸汽发生器换热管流量分配及其对核主泵入口流场的影响

为研究蒸汽发生器（SG）换热管流量分配及其对反应堆冷却剂泵（RCP）入口流场的影响，进行了蒸汽发生器的缩尺模型冷态实验，并以实验获得的数据为SG下封头的入流条件，对SG下封头进行数值建模，并采用计算流体力学（CFD）方法对其进行了三维流场计算。结果表明:SG换热管存在较严重的流量分配不均，SG入口管会对其所正对部分的换热管的流量分配产生较大影响，使该部分流量增大，即形成高速区，而高速区周围会形成相对的低速区甚至回流区；在小流量时，换热管的沿程损失将对换热管的流量分配起主导作用；SG换热管内的不均匀流量分配会使SG出口管处的轴向速度更加紊乱，即在核主泵入口产生更加严重的入流畸变。      

基于UDF的二维管束流弹失稳模拟研究

针对现有流弹失稳模拟研究中的流固耦合模型存在计算精度较低、计算成本巨大的问题,建立了一种可以预测管束临界流速的二维单向流固耦合模型,该模型基于商用ANSYS Fluent软件,通过SST k-ω湍流模型进行流场计算,再由自编译的用户自定义函数（UDF）提取管子所受的流体力,并利用4阶Runge-Kutta法求解结构动力学方程实现单向流固耦合计算。利用该模型对节径比为1.5的转角三角形排布管束进行了流固耦合计算,得到了中心管的临界流速、振幅时程曲线及振幅频谱图,并通过水洞实验进行了验证。结果表明,本模型以较低的计算成本准确地预测了临界流速,同时也获取了管子真实的振动特征,模拟计算的中心管振幅时程曲线及振幅频谱均与实验相近。此外,模拟计算获取的阻力和升力系数数据表明,随着流速增大,阻力和升力系数时程曲线经历了从紊乱到规律的变化,换算流速达到2.44时,阻力和升力系数主频包含管子在静水中固有频率的成分。      

海洋条件下U型管蒸汽发生器传热管倒流特性研究

对海洋条件下U型管蒸汽发生器（SG）传热管倒流特性进行研究,以RELAP5程序为基础,建立了典型海洋条件的动态仿真模型并验证了模型的正确性。针对反应堆启堆阶段,研究了不同的摇摆条件对低流量强迫循环工况下SG内 U型管内流动的影响。结果表明:强迫循环开始后持续的时间越长再引入海洋条件后越不易发生倒流;绕与SG管束弯管轴线平行的轴线摇摆更容易发生倒流。      

一体化压水堆蒸汽发生器的热工水力瞬态特性分析

一体化压水堆的设计是将蒸汽发生器及稳压器等一回路所有部件都放入压力容器内，以提高安全性，采用可以精确模拟直汉蒸汽发生器二次侧水的饱和点，蒸干点位置等重要参数随时间变化的可移动边界并分法，选用适合各中换热工况的一整套换热关系式，建立了可以模拟一体化压水堆直流蒸汽发生器的稳态及瞬态热工不特性的物理及数学模型，并编制了计算程序，经对Ｂａｂｃｏｃｋ和Ｗｉｌｃｏｘ公司１９管直流蒸汽发生器实验装置进行了计算有     

Predicting growth rate of wall thinning for severely degraded SG tubes using a statistical methodology

Based on the requirements of TSTF-449 or NEI 97-06, operational assessment (OA) should be performed to guarantee the steam generator (SG) tube integrity. OA is a forward looking evaluation of the SG tube conditions. One of main evaluations for the OA is to estimate the growth rate of tube degradation prior to the next SG tube inspection. Therefore, the majority of this paper is to predict the growth rate of wall thinning for the SG tubes by way of a statistical methodology. The wall thinning of degraded SG tubes predicted by the present model agrees well with the plant measured one. The relative errors between the predictions and measurements are less than 10%. In addition, the present model would over-predict the wall thinning in most cases, revealing that this methodology could provide a useful and conservative tool for the PWR plant staff to execute the OA for SG tubes.     

Analysis of blowdown experiment of scale steam generator model

A subcooled blowdown experiment in a scale steam generator (SG) model is analyzed by the use of a fluid-structure computer code (MULTIFLEX). The experimental model simulates the secondary side of a SG with a preheater. The MULTIFLEX code that solves simultaneously a coupled set of one-dimensional hydraulic conservation equations and structural dynamic equations is used to analyze the experiment, taking into account the fluid structure interaction between the secondary coolant and the SG structure, the baffle and tube support plates and the divider plate. The computed values of pressure and wall displacement histories agree well with the experimental data. The success of the analysis supports the use of the one-dimensional MULTIFLEX code to analyses of thermal hydraulic transients in the SG secondary side and the validity of the method for modeling the complicated system of the fluid-structure interactions.     

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。     

Study on control characteristics for HTTR hydrogen production system with mock-up test facility: System controllability test for fluctuation of chemical reaction

The Japan Atomic Energy Research Institute has a demonstration test plan of a hydrogen production system by steam reforming of methane coupling with the High-Temperature Engineering Test Reactor (HTTR). Prior to the coupling of a hydrogen production plant with the HTTR, simulation tests with a mock-up test facility of the HTTR hydrogen production system (HTTR-H2) is underway. The test facility is a 1/30-scale of the HTTR-H2 and simulates key components downstream from an intermediate heat exchanger of the HTTR. The main objective of the simulation tests is the establishment and demonstration of control technology, focusing on the mitigation of a thermal disturbance to the reactor by a steam generator (SG) and on the controllability of the pressure difference between the helium and process gases at the reaction tube in a steam reformer (SR). It was confirmed that the fluctuation of the outlet helium gas temperature at the SG and the pressure difference in the SR can be controlled within the allowable range for the HTTR-H2 in the case of the system controllability test for the fluctuation of chemical reaction. In addition, a dynamic simulation code for the HTTR-H2 was verified with the obtained test data.     

Modeling of eddy current probe response for steam generator tubes

Sample calculations were performed with a three-dimensional (3D) finite-element model to describe the response of an eddy current (EC) probe to defects in steam generator (SG) tubing. Such calculations could be very helpful in understanding and interpreting EC probe response to complex tube/defect geometries associated with the inservice inspection (ISI) of SG tubes. The governing field equations are in terms of coupled magnetic vector and electric scalar potentials in conducting media and of total or reduced scalar potentials in nonconducting regions. To establish the validity of the model, comparisons of the theoretical and experimental responses of an absolute bobbin probe are given for two types of calibration standard defects. Simulation results are also presented on the effect of ligament size in axial cracks on bobbin probe response.     

Analysis of blowdown experiment of 110 scale steam generator model

A subcooled blowdown experiment in a $\text{1}\text{10}$ scale steam generator (SG) model is analyzed by the use of a fluid-structure computer code (MULTIFLEX). The experimental model simulates the secondary side of a SG with a preheater. The MULTIFLEX code that solves simultaneously a coupled set of one-dimensional hydraulic conservation equations and structural dynamic equations is used to analyze the experiment, taking into account the fluid structure interaction between the secondary coolant and the SG structure, the baffle and tube support plates and the divider plate. The computed values of pressure and wall displacement histories agree well with the experimental data. The success of the analysis supports the use of the one-dimensional MULTIFLEX code to analyses of thermal hydraulic transients in the SG secondary side and the validity of the method for modeling the complicated system of the fluid-structure interactions.