严重事故缓解措施对全厂断电(SBO)事故进程影响分析

应用新版的MELCOR程序,以600 MW机组为对象,进行了SBO严重事故进程研究,在严重事故计算分析中比较了稳压器功能延伸、非能动氢气复合等缓解措施(3个方案)对严重事故进程和现象的影响.对堆芯熔融过程中包壳和燃料栅元的径向和轴向分段失效模式进行了模拟;计算了熔融堆芯和堆坑混凝土的相互作用(MCCI)引起的堆坑径向和轴向熔蚀的情况;对事故中后期可燃气体的产生、分布及非能动氢气复合系统在安全壳中对氢气的复合效应进行了评价和分析.分析结果表明,事故下稳压器延伸功能的及时投入,可使堆芯整体坍塌失效及压力容器熔穿均延后了近5 h,同时也降低了通过蒸汽发生器(SG)U型管向二次侧及环境早期释放放射性的风险.方案3_C表明10台氢气复合器在24 h内有效地复合了667 kg氢气,安全壳大空间最大氢气摩尔浓度为3.12%,安全壳内压力约为0.4 MPa.     

核动力设备优化设计研究

降低核动力装置的重量可提高动力装置的综合性能,这也是评价核动力装置技术水平的一重要指标。蒸汽发生器和稳压器是核动力装置中的重要设备,本文以两个设备重量之和最小为目标,采用改进复合形优化方法对其进行优化设计。结果显示:与母型相比,优化设计方案的总重量减小了20.4%,优化效果显著。同时比较了设备耦合优化与单设备优化的差异,分析了设备重量受运行参数影响的敏感性,为工程设计提供参考。     

Inconel690与06Cr18Ni11Ti异种钢插套角焊缝自动焊接缺陷分析及对策

针对核电站稳压器Inconel690/06Cr18Ni11Ti异种钢插套型式角焊缝自动TIG焊试验中出现的焊缝根部未焊透、表面咬边、焊塌问题,开展缺陷影响分析、成因判定及缺陷防止措施验证研究。结合两种材料的冶金特点、焊缝结构形式、自动焊电弧特性等改进各工艺要素,总结不同缺陷形式的应对措施,最终消除此类缺陷。提出的处理措施及对策对于核电站类似材质及结构型式焊缝的焊接及维修具有指导作用和借鉴意义。     

自适应模糊控制器在船用稳压器压力控制中的应用

针对船舶核动力装置中的稳压器压力调节问题,提出一种自适应模糊控制器,通过学习,在线地调整模糊控制规律及进行参数校正,在实际控制过程中丰富完善自己,符合人在控制决策中的思维特点,通过对某船用稳压器的仿真研究表明,自适应模糊控制器获得了良好的效果,已经具有了优化和智能特性。     

压水堆核电站稳压器压力和水位的解耦控制研究

针对核电站稳压器压力和水位的耦合现象对控制性能带来的影响,本文通过系统辨识得到加热器和上充阀门对稳压器压力、水位的被控特性数学模型,根据实验现象和耦合原理搭建出压力和水位的耦合数学模型,采用对角矩阵法得出解耦器并简化,在MATLAB/simulink仿真平台上验证基于此解耦器的稳压器压力和水位的解耦控制系统,取得了较好的解耦效果,提高了稳压器的控制性能,有助于核电站运行的稳定性和安全性。     

AP1000核电机组稳压器支撑加固的工程实践

AP1000核电机组稳压器通过底部4根垂直支撑进行支撑固定,三门核电l号机组稳压器垂直安装完成后,AP1000设计方美国西屋公司发布了设计变更,对稳压器支撑进行加固.文章主要介绍了三门核电1号机组稳压器垂直支撑设计变更的原因、设计变更现场实施的主要工序、现场施工的主要难点以及应对措施.     

核动力设备耦合优化设计研究

核动力设备重量是评价核动力装置性能的标准之一。蒸汽发生器与稳压器是反应堆一回路中的重要设备,在保证实现其各自功能的前提下,降低这2个设备的重量能提高整个核动力装置的性能。本工作基于秦山核电厂相关设备资料,自主开发了对蒸汽发生器和稳压器进行重量优化设计的计算程序,采用粒子群 模拟退火方法开展多参数优化设计。结果表明,通过参数的重新组合优化,2个设备重量之和减少了18.61%,优化效果显著,相关结果可作为工程设计参考。     

Validation of RELAP5/MOD3.2 model on trip off one main coolant pump for VVER 440/V230

This paper presents the validation of RELAP5/MOD3.2 model of the VVER 440 for Nuclear Power Plant (NPP) in the analysis of the following transient: “Trip off one MCP”.This validation is a process that compares the analytical results obtained by RELAP5/MOD3.2 model of the VVER 440 with measurement transient data received from Kozloduy NPP Unit #4. The baseline input deck for VVER440 was developed at the Institute for Nuclear Research and Nuclear Energy for analyses of operational occurrences, abnormal events, and design basis scenarios. It will provide a significant analytical capability for the Bulgarian technical specialists located at the Kozloduy NPP.The criteria used in selecting transient are: importance to safety, availability and suitability of data followed by suitability for RELAP5 code validation. The comparison between the RELAP5 calculations and the test data indicates a good agreement.This validation was possible through the participation of leading specialists from Kozloduy NPP and with the support of the Argonne National Laboratory, under the International Nuclear Safety Program (INSP) of the United States Department of Energy.     

基于支持向量回归的稳压器水位信号重构研究

稳压器水位是船用压水堆非常重要的监测参数，是操纵员判断堆运行瞬变的重要依据。然而，稳压器却时常出现假水位、超量程水位及水位测量丢失的问题。为此，根据稳压器水位参数与反应堆进出口平均温度、稳压器压力与温度、主回路系统的冷却剂装量、充排水流量等热工水力参数的耦合关系，提出一种基于支持向量回归的稳压器水位信号重构方法。模拟试验分析表明，该方法能快速、准确、有效地重构出正常运行工况下的稳压器水位信号。     

比例喷雾阀的研制

介绍了核一级比例喷雾阀的性能参数、结构及其主要零件的材料。分析了比例喷雾阀冷态循环、流量特性、寿命试验以及地震、热态试验的试验过程及其技术要求。