一回路压力边界泄漏率试验数据有效性分析

某研究性反应堆一回路压力边界气体泄漏率试验受容积小和设备冷却水等因素干扰,试验数据存在极端样本点,在不改变试验方法的基础上,通过使用回归模型的显著性检验和方差分析等方法确保试验结果的有效性。试验方法借鉴压水堆安全壳泄漏率试验方法,本文选用ANSI/ANS-56.8、RCC-G-1988、ПНАЭГ-10-021-90这3种常用的安全壳泄漏率计算方法进行计算分析,结果表明3种方法计算结果基本相同。通过对线性回归模型中残差的独立性、正态性以及等方差性进行分析,探讨回归诊断对计算结果的影响;同时对于回归诊断发现方差不齐、自相关和极端样本点等问题,结合残差加权最小二乘法和去除极端样本点对最终结果进行修正,提高了结果的可靠性。本文分析方法已应用到核安全审评中。      

安全壳泄漏率测量仪表体积权重分配方法研究

安全壳整体泄漏率是安全壳打压试验中一个重要的验收指标,安全壳内温度、湿度探头所代表的体积分布方案及体积权重的准确度对安全壳的整体泄漏率测量结果有直接影响。通过对安全壳打压试验期间安全壳内气体温度和湿度分布进行分析,利用最优路径思想,提出一种安全壳打压试验泄漏率测量仪表的体积权重分配计算方案。结合核电站安全壳打压试验实测数据,对该研究成果与法国电力公司计算结果进行了比较,最终给出该体积权重计算方法的可行性结论。     

安全壳整体泄漏率计算方法的比较分析

对国际上常用的3种安全壳整体试验泄漏率计算方法进行了系统介绍。分别应用上述3种方法对田湾核电厂安全壳整体试验数据进行计算分析,同时对各计算方法的差异以及对结果的影响进行了探讨。结果表明,试验工况下应用3种计算方法所得到的泄漏率计算结果基本相同。     

基于时间序列分析方法对安全壳泄漏率测量阶段的气体弛豫过程研究

安全壳试验期间安全壳内气体在泄漏率测量平台经历了温度、蒸汽分压等参数波动并再次进入平稳的弛豫过程,本文针对判断新稳态建立的标准、气体弛豫时间、影响弛豫过程的因素等内容进行分析,以期通过计算检验统计量进行平稳性检验的方法给出判断平稳的标准,并对弛豫过程中各项参数的时间序列进行序列分解,对各参数的弛豫过程分别进行分析。研究结果表明,安全壳内气体因安全壳加压造成的蒸汽分压不均匀是影响弛豫时间的主要因素。因此,进一步提出控制蒸汽分压不平衡势,以缩短泄漏率结果的弛豫时间。      

气体泄漏幂函数模型在双层安全壳环廊密封性试验中的应用

双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证，需在机组装料前完成测试。气体泄漏幂函数模型在计算民用建筑泄漏时比二次函数模型有更大的压力适用范围和更高的精度。本文以气体泄漏幂函数模型为基础，推导了环廊泄漏率的计算模型，以及带环廊负压修正的幂函数拟合方案，并采用某双层安全壳环廊密封性试验实测数据对该计算模型进行验证。结果表明，本文计算模型比带环廊负压修正的二次函数拟合方案和国外某公司使用的线性拟合方案有更高的精度，与双层安全壳实际泄漏情况更加吻合。     

反应堆安全壳密封结构泄漏机理与预测模型的研究

针对反应堆安全壳贯穿件静密封结构的泄漏率理论预测方法进行研究。基于多孔介质渗流理论描述静密封结构的界面微观泄漏机理,用Hertz接触理论将应力与微观细致结构变化关联,最终实现不依赖于任何实验数据的泄漏率计算。采用新模型对DN20截止阀进行泄漏率预测,并将理论预测结果与实验测量结果进行比较,证明二者能够较好地吻合,从而验证新方法的有效性。     

压降法测量核电厂安全壳泄漏率的影响因素研究

为进一步探究核电厂安全壳内环境条件影响泄漏率测量的基本规律，自主研发了压降法安全壳泄漏率数据分析程序，并通过在大尺度安全壳模拟体上开展的泄漏率实验对测量结果进行验证。结合相应的实验数据研究了准稳态与非稳态环境条件下安全壳内温度和相对湿度变化对泄漏率测量值的影响。结果表明，在升温条件下，各温度传感器因所处热环境的差异而形成的不同升温速率会明显影响泄漏率的测量，测量值相比升温前的相对偏差可超过20%。此外，在壳内局部温湿度变化的非稳态环境下，压力与温度传感器的固有延迟效应还会导致泄漏率的测量出现异常。而当壳内温湿度维持恒定或各传感器的温湿度变化速率近似一致时，泄漏率测量值较稳定，可确定其为实际的泄漏率。该研究结论可为进一步认识安全壳泄漏率测量机理和方法优化提供参考。     

核电站安全壳密封性试验系统搭建

安全壳是压水堆核电机组的第三道安全屏障,其主要作用是防止放射性物质向外界环境扩散。定期检查机组安全壳在反应堆失水事故(LOCA)压力下的泄漏率,是核电机组安全运行的重要保障。论文基于泄漏率算法模型,搭建安全壳密封性试验系统,具体包括试验设备硬件选型、采集软件编程、试验数据处理方法。通过工程实践,实现了高精度试验数据采集和安全壳泄漏率分析计算。论文成果兼具创新及实用性,可广泛运用于核电站安全壳密封性试验。     

某项目钢制安全壳强度试验实践与经验

安全壳强度试验是对安全壳结构的强度和完整性的重要验证。某两个核电厂作为国内首次进行的钢制安全壳结构强度试验,为后续设计和试验积累了丰富的经验和数据。文章根据两个项目的试验数据以及过程中遇到的问题,对安全壳变形和应变结果、安全壳最终变形复核的必要性和安全壳冬季试验等试验中遇到的问题等进行了分析。分析表明试验结果与理论分析整体上有较好的一致性,在局部施工变形较大区域应根据最终成形进行复核计算,并给出了试验中需要关注的其他问题。通过分析给出了建议,为后续的设计和试验提供指导。     

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验充压和降压速率优化的分析和研究

福清核电厂1、2号机组安全壳整体泄漏率试验在换料大修期间进行并作为大修关键路径的主线工作,而安全壳整体泄漏率试验的充压和降压速率是影响主线工作的重要因素。为提高机组的可利用率和经济性,基于法规和标准的要求,结合同类型机组的经验反馈对安全壳整体泄漏率试验进行优化,分析和研究试验中充压和降压速率提升的可行性。     

基于统计软件R的安全壳泄漏率试验数据有效性分析

The most important part in the calculation of the containment leakage is to perform the linear regression on time for a series of data measured at different times. The significance test of the regression and residual analysis are the substantial means to evaluate the test results. This paper analyzes the data of the containment test during the commissioning and startup phase of a power plant based on the statistical software R, and explores the regression diagnosis before the leakage calculation by examining the independence, normality and heteroscedasticity of the regression model and the elimination of extreme sample points impact on the reliability of the result. Through the regression diagnosis on the examples, it was found that in the samples which leakage rate is calculated, there may be problems that affect the regression results and then the affect the final results, such as autocorrelation, non-normality and heteroscedasticity. Therefore, the validity of the data shall be evaluated by the regression diagnostic methods, while calculating the leakage rate, and the final results shall be corrected by appropriate methods for samples that fail the test.     

双层安全壳环廊泄漏率分析方法研究

双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证,需要准确测量以验证其与设计的符合性。本文以压差和流量之间的二次函数理论为基础推导了环廊负压和时间的函数关系,并利用此函数计算了环廊密封性试验期间内外压力平衡过程中各时间点的泄漏率,同时对环廊负压参考端的压力特性进行了分析,提出了带环廊负压修正的拟合方案。某核电厂实测数据验证结果表明,使用带环廊负压修正的二次函数拟合方案进行环廊泄漏率分析时精度较高。       

秦山核电厂安全壳系统B、C类密封性试验

叙述了秦山核电厂安全壳系统B、C类密封性能试验概况,主要包括试验范围、泄漏率分配、试验结果和总体评价等。     

基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法研究

为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法，以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段，本研究采用理论分析的方法，建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计（CAD）的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比，验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明，两种方法的计算误差在1%以内。因此，本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性，对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法，新的方法计算速度更快，人因错误率更低，有利于敏感性分析，可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。      

Air–steam leakage through cracks in concrete walls

In the context of a severe accident in a PWR nuclear plant, the evaluation of the leakage through the containment wall remains a key point of the safety analysis. Here we calculate the leakage of an air steam mixture through a traversing crack taking into account condensation. A 40 h test has been performed on a representative concrete slab with measurements of crack openings and flow rates. The CAST3M code enables us to simulate this test by making thermo-mechanical calculations and calculation of the leakage flow rate. Thermo-mechanical calculations provide data needed by the leakage calculations which are not measurable in the experiment. These are the internal crack profiles (variation of the opening with the curvilinear coordinate of the crack inside the concrete slab). Thermo-mechanical calculations are difficult to perform because boundary conditions of the test are complicated. Leakage calculations are performed with various hypotheses for the internal cracks profiles. A coefficient is applied on the friction factor to take into account additional complexity of the crack geometry.     

On-power containment integrity monitoring in CANDU multi-unit stations

Based on a general review of current on-power test methods and experience in CANDU multi-unit containments, it is concluded that such tests make a significant contribution to plant safety. In particular continuous monitoring at low pressure differentials merits further development and more widespread application.Current on-power tests include individual component testing, quarterly reduced pressure tests (typically at −15 kPa (g)), and continuous pressure trend monitoring at normal operational pressure of −3 kPa(g). A continuous monitoring concept is outlined which consists of a periodically updated mass balance. Instrument error uncertainty for this technique was estimated to be on the order of a 1 cm hole. However systematic fluctuations (often attributable to physical causes) dominate the error analysis in on-power tests. With precautions on sampling interval, a moving regression may be used to generate a leakage rate time series such that the fluctuations can be bounded or eliminated.Experience to-date has indicated that most containment boundary impairments are detectable by component tests or continuous monitoring. On-power tests methods are capable of addressing a significant portion of the containment failure mode spectrum. Station risk assessment and regulatory testing requirements are identified as means by which these methods can be credited in demonstrating containment integrity.     

压水堆释放源项快速估算程序开发

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。