核电厂疲劳监测系统功能及人机界面设计探讨

疲劳监测系统作为对核电厂的关键设备和管道的疲劳计算和监测,具有非常重要的作用,操作人员可通过该系统以及相应的人机界面快速了解核电厂关键设备和管道的疲劳状态。本文将对疲劳监测系统的主要功能和人机界面的设计进行探讨,供后续其他相关的系统设计参考。     

基于掘进性能的TBM施工围岩综合分级方法

传统围岩分级方法侧重于围岩的稳定性,对于TBM施工隧道工程,围岩与TBM均扮演重要角色,有必要建立一套服务于TBM隧道工程的围岩分级新方法。依托引汉济渭引水隧洞工程的现场数据,对场切深指数FPI与地质参数、掘进参数的相关性进行分析,建立TBM隧道的围岩可掘性分级;对影响TBM利用率的主要地质因素进行分析,建立TBM隧道的适应性分级。综合考虑工程的围岩可掘性及TBM适应性,以施工速度为指标,建立基于掘进性能的TBM施工围岩综合分级。分级选取岩石强度、岩体完整性、地下水状态、初始地应力状态、隧道轴线与主要软弱结构面夹角等5方面因素指标,对TBM推力、贯入度、利用率和施工速度进行影响关系综合分析。结果表明,新建立的TBM施工围岩综合分级方法可以进行TBM掘进性能预测与工期、成本分析,有效解决开敞式TBM工程实用围岩分级问题。     

某大跨度可开合空间网架屋盖连续倒塌分析

针对某大跨度可开合空间网架屋盖,分析其在17级台风荷载作用下的抗连续倒塌性能.采用构件拆除法,分别拆除结构敏感性最高的单根、前6根及前10根杆件,按一阶屈曲模态分布考虑初始缺陷的影响,通过结构极限承载力的变化来评估拆除杆件后是否会引发其连续倒塌.结果表明,结构在17级台风作用下开合屋盖结构单根构件失效后仍然拥有较高的冗余度,当拆除屋盖敏感性最高的前十根杆件后,不会引发屋盖的连续倒塌.     

核电厂化学分析仪器的应用现状及选型分析

介绍了核电化学实验室数据准确性的重要意义,分析了仪器选型的过程,重点分析了目前核电化学仪器的应用现状及选型指导,最后给出了结论及建议.     

从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程

在我国核电40多年的发展基础上,通过引进、消化、吸收、实现再创新,是我国先进三代核电发展的战略途径。当前,AP1000依托项目首堆建造和调试完成。三代核电技术的消化吸收工作基本完成并取得重大成果,作为国家重大专项核心的自主品牌CAP1400,其安全性、经济性、先进性在AP1000基础上有新的发展和提高。以核电装备自主化为标志的三代核电产业能力已经形成,能支撑CAP1400与国产化AP1000的经济性和批量化建设目标的实现。从AP1000到CAP1400,我国三代非能动核电经过十年的努力,基本完成了研发设计自主化、关键设备和材料国产化的历程。在此过程中,我国核电产业能力完成了从二代向三代的跨越。     

Tb2TiO5-Dy2TiO5中子吸收材料的显微组织及性能

以Tb₄O₇粉、Dy₂O₃粉和TiO₂粉为原料,采用高能球磨、冷等静压和高温烧结工艺制备了Tb₂TiO₅-30%(质量分数)Dy₂TiO₅中子吸收材料,研究不同球磨时间(0~48 h)下混合粉体的微观结构,不同烧结温度(1 200~1 400℃)与时间(1~96 h)下烧结块体材料的微观结构、热物理性能和耐腐蚀性能。结果表明:混合粉体的晶粒尺寸随球磨时间的延长而减小,球磨12 h后即可获得均匀混合的纳米晶粉体,纳米晶混合粉体在1 300℃烧结96 h获得了具有高致密度正交晶体结构Tb₂TiO₅-Dy₂TiO₅块体材料;该块体材料在500℃的热导率和热膨胀系数分别为2.2 W·m^-1·K^-1和5.8×10^-6 K^-1,在360℃/18.6 MPa去离子水中的腐蚀速率变化很小,平均腐蚀速率为0.18 mg·dm^-2·h^-1,该块体材料具有较高的热导率、较低的热膨胀系数以及较好的耐高温水腐蚀性能,是控制棒用中子吸收材料较优的候选材料。     

基于BEAVRS基准题高保真建模的OpenMC程序和NECP-X程序的对比验证

基于BEAVRS2.0.1基准题进行高保真建模,构建了含有193个燃料组件的压水堆和含有21个燃料组件的压水堆堆芯模型。应用确定论一步法程序NECP-X和概率论蒙特卡罗程序OpenMC分别对两种模型进行建模,计算热态零功率条件下堆芯的有效增殖因子、组件功率的分布以及各个控制棒组的控制棒价值。对比验证计算结果表明：热态零功率状态下有效增殖因子偏差在1.40×10^-3以内,不同控制棒组插入状态下有效增殖因子偏差低于5.9×10^-4,控制棒价值偏差均在4.9×10^-4以内;不同控制棒组情况下堆芯功率分布的平均相对偏差均在0.6%以内。初步验证了两个程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,对程序的应用及完善具有参考意义。     

核电厂放射性废液水泥固化体的制备北大核心CSCD

针对某核电厂复杂成分的中、低放射性废液水泥固化体制备过程中出现的流动度损失快、泌水分层、凝结时间难控制等问题,通过实验研究掺合料、保水增稠材料、投料顺序等因素对放射性废液水泥固化体流动度、保水性能、凝结时间、固化体性能的影响规律。研制出既满足国家标准GB 14569.1—2011又适用于现有工程装置的放射性废液水泥固化体专用添加剂及配方,即专用添加剂配方为粉煤灰∶稠化粉∶外加剂A质量比=1∶1∶0.15,水泥固化体配方为水泥∶专用添加剂∶废液质量比=1∶0.272∶0.585。     

压水堆重反射层堆芯核热耦合高精度计算分析研究

重反射层的应用可提高反应堆中子经济性,其结构和中子吸收特性均与压水堆常规围板/反射层差异较大,因此对核设计程序的计算分析能力提出了新的要求。为分析重反射层建模方案对堆芯中子学计算结果的影响,使用先进中子学程序SCAP N和确定论堆芯高保真模拟程序NECP X对压水堆重反射层问题进行了高保真模拟,分析了5种反射层建模方案下计算结果的差异,并将高精度计算结果与商用核设计程序系统进行了对比。数值结果表明,重反射层水洞内冷却剂温度变化对计算结果影响较小;相较精确建模方案,重反射层铁水打混建模方案造成的反应性计算偏差在±30 pcm以内、组件相对功率分布计算偏差在±2%以内。