安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故中，设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度，并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程，确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析，并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究，确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示，安全壳背压越高，换热器两侧温差越小，非能动余热排出系统换热能力越弱，采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间，增大事故下冷却剂释放量，并减小满溢工况下的满溢裕量。      

700MW四角切圆锅炉低氮运行汽温特性及优化控制

针对700 MW锅炉低氮运行主、再热蒸汽温度偏低、再热器壁面易超温以及高负荷下升负荷过程中再热蒸汽温度波动大的问题,分析了其原因,并提出了降低运行氧量,减小AA风摆角偏差,和燃烧器上摆角度基准值,调整升、降负荷APC过程的热工系数的优化控制方法。优化后,锅炉高负荷下主蒸汽温度达到设计值,两侧偏差基本消除,再热器壁面13点超温次数减少;中低负荷下,再热蒸汽温度明显升高,偏差减小;高负荷下升降负荷过程中,再热蒸汽温度波动减小。同时,由于降低了氧量,排烟损失减小,锅炉效率有所提高,NOx排放量也降低。这些有效地提高了锅炉机组的安全、经济和环保性能。     

临界热流密度机理模型发展综述

为厘清临界热流密度（CHF）机理模型的发展脉络,促进CHF实验和理论研究,本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展,分析研判了各模型的基本假设和建模过程,论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向,可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴。      

模块式小型压水堆ATWS典型初因事件研究

未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。     

让软件硬起来--"九五"防洪非工程措施建设成就

一、防洪法规建设取得了突破性进展 1997年8月29日,<中华人民共和国防洪法>(以下简称<防洪法>)经第八届全国人民代表大会常务委员会第二十七次会议通过,江泽民主席签署中华人民共和国主席令(第88号)予以颁布,并于1998年1月1日施行.这是我国社会主义法制体系中防治自然灾害方面的第一部重要法律,是防治洪水的基本法.<防洪法>从全局的高度,规定防洪工作要实行全面规划,统筹兼顾,预防为主,综合治理,局部利益服从全局利益的原则.防洪工程设施建设应当纳入国民经济和社会发展计划,重申了开发利用和保护水资源,应当服从防洪的总体安排,实行兴利与除害相结合的原则,并规定任何单位和个人都有保护防洪工程设施和依法参加防汛抗洪的义务.这些统管防洪全局的指导原则,为制定有关行政法规提供了基本依据.<防洪法>总结了历史和现实的经验教训,借鉴国外先进经验,制定了防洪工作的多项法律制度,用法律形式进一步规范了我国防治洪水、防御和减轻洪涝灾害等各项社会活动,为依法防洪,确保安全,提供了有力的法律武器.<防洪法>的颁布实行,为夺取1998年长江、嫩江、松花江抗洪斗争的全面胜利发挥了重要作用.     

建立健全防洪减灾体系 保障经济社会可持续发展—《全国防洪减灾“十五”计划及2010年规划》简介

1949年新中国成立时我国江河防洪标准很低,全国仅有堤防4.2万km。新中国成立后,开展了大规模的防洪工程建设,江河防洪能力大大提高。已建江河堤防26万多km,保护人口4.2亿多人,保护耕地3600万hm~2;兴修水库8.5万余座,总库容4900亿m~3;开辟重     

适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用

最佳估算加不确定性(BEPU)分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT(loss-of-fluid test)大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。     

基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析

铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积,导致堵流事故的发生。基于计算流体力学（CFD）软件 Ansys Fluent 分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示,堵块面积的增加会增加回流区域面积,使得温度回落更慢,传热恶化显著;堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升,极易导致包壳损坏;多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过,缓解了堵块造成的影响,其危害小于实心堵块;堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显,危害更大。      

基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对“华龙一号”核电机组（HPR1000）应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法（AHP）分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统（PRS）的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。