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。     

基于统计软件R的安全壳泄漏率试验数据有效性分析

安全壳泄漏率计算过程中,最重要的环节是以不同时刻测量数据对时间进行线性回归分析。对回归的显著性检验以及方差分析是评价试验结果有效性的重要手段。本文基于统计软件R对某电厂调试阶段安全壳泄漏率试验的数据进行分析,通过对线性回归模型的独立性、正态性和异方差性检验以及极端样本点的剔除等方式,探讨泄漏率计算前的回归诊断对计算结果可靠性的影响。通过回归诊断的实例分析发现,在安全壳泄漏率计算的数据样本中,可能存在自相关、非正态和异方差性等问题影响回归结果,进而影响泄漏率的最终结果。因此,在计算泄漏率结果时,须通过回归诊断方法评价数据的有效性,对不能通过检验的样本应通过适当方法对最终结果进行修正。      

流速对含不凝气体的蒸汽冷凝的影响

蒸汽在安全壳内壁面上的冷凝是事故发生后安全壳内的气体向壳壁传热的主要方式,是影响钢制非能动安全壳压力响应的重要因素。针对事故后核电厂安全壳内的事故工况条件,在较宽的参数范围内开展了蒸汽冷凝传热过程的试验研究。试验压力为0.11~0.5 MPa(d),主流空气质量分数为29%~78%、壁面过冷度为26~60℃,混合气体平均流速0.4~1.9 m/s。试验结果表明:在0.9 m/s以下的低流速范围内,试验数据与经验关系式的计算结果符合较好;流速高于0.9 m/s时,流速成为影响含有不凝性气体的蒸汽凝结传热的主要因素之一;主流空气质量分数较低时,流速对含有不凝性气体蒸汽冷凝的传热系数的影响更加显著;对于伴有蒸汽冷凝的对流换热过程,由自然对流向混合对流转变的判据与单相对流换热过程不同。     

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。     

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。     

MELCOR2.2氢气点燃浓度限值敏感性分析

严重事故工况下,堆芯燃料包壳和其他金属构件的蒸汽氧化以及熔融堆芯-混凝土相互作用是最重要的氢气释放源项。为避免安全壳内氢气爆燃和爆炸现象,有必要对氢气点火浓度的敏感性进行研究。研究使用最新版MELCOR2.2程序对大功率非能动压水堆安全壳进行系统建模,对安全壳内氢气点燃浓度限值进行了敏感性分析。分析结果表明:1)氢气可燃浓度限值设置越高,单次燃烧产生的压力峰值越明显,超过设定的可燃浓度限值,可能引起氢气爆燃和爆炸;2)氢气点燃一定程度上受其他不凝气体浓度影响,其中一氧化碳会加速氢气点燃,而二氧化碳和蒸汽的摩尔浓度增加则会稀释可燃气体。因此,氢气点燃受氢气点燃浓度限值影响较大,但安全壳内其他不凝气体组分的影响也不可忽略,应该及时做好安全壳内可燃气体的复合和稀释,有效消除可燃气体的潜在威胁。     

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。     

核电厂安全壳内13N输运和浓度分布特性模拟

安全壳内~(13)N气体浓度的精确测量是核电厂一回路压力边界泄漏监测的关键问题,利用计算流体力学软件FLUENT,初步研究了一回路中子活化产物~(13)N泄漏后在安全壳内的输运过程,获得安全壳内不同区域的浓度大小。计算结果表明:在~(13)N气体泄漏700 s后,各代表区域浓度以700～750 s时间段平均浓度值为基准在1.70%范围内保持稳定,不同区域~(13)N气体具体浓度有助于~(13)N辐射监测仪器获取准确度更高的一回路泄漏量。     

论核电站单层安全壳和双层安全壳的作用

本文简要介绍了压水堆核电站单层安全壳和双层安全壳及其有关系统的结构和功能,并论述了各种不同安全壳结构的差异和它们对周围环境的影响。对不同安全壳在各种不同运行工况下对周围环境的影响作了分析。对周围环境有影响的“源项”、安全壳的泄漏率及气体的释放方式也作了分析。重点分析了在失水事故(LOCA)时,不同安全壳对周围环境的影响。最后,对如何决定安全壳类型提出了初步看法。     

安全壳泄漏率在线监测系统原理及数据分析

介绍了秦山第二核电厂安全壳泄漏率在线监测系统（EPP系统）的应用。当安全壳泄漏率达到运行限值时,系统自动报警,及时通知机组操纵员采取必要的行动。使用过程中发现,EPP系统会偶尔出现＂安全壳泄漏率异常＂的非真实报警,该虚假报警对机组的正常运行会造成影响。分析了虚假报警的原因并指出,EPP系统的监测数据具有一定的延迟性,安全壳的压空注入流量的准确性对EPP系统的监测数据有很大影响。     

反应堆辐射屏蔽多目标优化方法研究

为解决基于蒙特卡罗方法的传统屏蔽优化方法效率低、可应用性差的缺点,本文基于精英策略的非支配排序遗传算法（NSGA-Ⅱ）和小批量随机梯度下降法（MBGD）对反应堆屏蔽优化方法进行了研究,同时改进了遗传算法自适应变异率算子以增强遗传算法的全局寻优能力,提出了反应堆屏蔽多目标优化方法。构建反应堆二次屏蔽多目标优化模型,将蒙特卡罗方法与神经网络预测方法输出的屏蔽后归一化中子透射率进行对比,验证了MBGD的准确性。通过神经网络与NSGA-Ⅱ的耦合对屏蔽参数进行约束寻优,能够快速找到屏蔽设计模型的Pareto前沿,可实际应用于反应堆辐射屏蔽多目标优化工程设计。      

基于非支配排序遗传算法的核动力堆中子-γ混合射线屏蔽智能优化

以萨瓦纳船用核动力堆为原型,等比构建了中子-γ混合辐射场多目标优化模型,使用非支配排序遗传算法（NSGA-Ⅱ）与神经网络相结合的屏蔽智能优化方法,将屏蔽层总重量和屏蔽后的剂量率作为优化目标,进行多目标寻优,得到了pareto最优解;选取其中1组最优解分别利用蒙特卡罗方法计算和神经网络预测进行可行性对比验证,在神经网络预测误差允许的范围内,得到的剂量率均满足寻优时设置的约束限值。研究结果表明,该屏蔽智能优化方法对反应堆中子 γ混合射线的屏蔽参数优化是可行的,相比于传统的纯蒙特卡罗方法而言,能在计算准确的前提下极大减少计算时间。     

一种用于船用反应堆屏蔽结构优化的方法

本文研究了一种基于神经网络和遗传算法的船用反应堆屏蔽优化方法,并开发了可视化操作界面。给出船用反应堆四层屏蔽结构模型,将蒙特卡罗方法计算的归一化中子透射率与训练后的神经网络预测值进行对比,验证了神经网络方法预测的准确性。通过将神经网络预测结果作为遗传算法适应度函数的参数进行约束寻优,能够快速找到船用反应堆模型最佳的屏蔽结构参数,大幅度提高了反应堆屏蔽结构优化计算效率。     

基于非支配排序遗传算法的辐射屏蔽多目标优化方法研究

为提高反应堆辐射屏蔽结构设计效率与设计性能,减少传统辐射屏蔽设计方法的主观经验影响。本文基于非支配排序遗传算法对反应堆屏蔽结构开展多目标优化方法研究,并开发了反应堆辐射屏蔽多目标优化计算分析程序;利用典型反应堆辐射屏蔽结构模型对此优化方法和计算程序开展了初步验证。结果表明,非支配遗传算法可正确有效地用于辐射屏蔽结构的设计,优化效果显著。      

船用堆辐射屏蔽优化设计平台开发与验证

船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集“几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化”功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证,优化方案与初始方案相比,在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果,证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能,可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。      

基于径向基代理模型与小生境遗传算法的铅铋反应堆堆芯智能优化

为解决铅铋反应堆多因素耦合影响下的复杂非线性多维优化问题,构建了基于径向基（RBF）代理模型预测、正交拉丁超立方抽样（OLHS）和小生境遗传算法（NGA）寻优的堆芯智能优化方法,开发了包含抽样、蒙卡程序耦合处理、堆芯参数预测寻优等功能的铅铋反应堆设计优化平台,并以堆芯最小燃料装载量为优化目标进行方案寻优验证。研究结果表明:RBF代理模型可准确快速地预测铅铋反应堆堆芯特性参数,与蒙卡程序计算值比较,其预测的堆芯有效增殖因子（k_eff）相对误差在±0.1%以内;该智能优化方法应用于铅铋反应堆堆芯优化是可行的,能找到多因素共同变化约束下的最优目标方案,且极大缩减了设计方案的搜索计算时间。本研究建立的堆芯智能优化方法可为铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的优化设计提供思路。      

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型,以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型,对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集,以顶事件发生概率作为系统故障概率,在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明,故障树和状态空间方法存在一定局限性,随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响,可以动态地反映系统可靠性,并且避免了状态空间爆炸问题。因此,本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。      

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及“华龙一号”堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上,从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展４个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗（MC）方法的要求。MC方法在“华龙一号”辐射屏蔽优化设计的应用实践表明,基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后,可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用,显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。      

核电站反应堆辐射屏蔽程序系统

核电站反应截辐射屏蔽程序系统包括源项程序、离散座标输运程度、蒙特卡罗和反照蒙特卡罗程序、点核积分程序、最佳化程度、温场程序、大气散射和结构壁屏蔽效应分析程序、数据库以及加工程序和耦合程序，本程序系统程序类型比较齐全，程序和参数配大，在核电站反应堆以及其它类型反应堆和核设施辐射屏蔽设计和安全分析中得到了广泛应用。     

BP神经网络算法预测多组分材料中子屏蔽效果方法研究

针对多组分中子屏蔽材料优化设计中蒙特卡罗模拟计算时间长而对算法效率的制约,讨论了利用BP神经网络算法快速预测材料中子屏蔽效果的方法。以复合材料300种随机质量组分和其对应的蒙特卡罗计算的剂量值组成训练样本,建立了典型的3层BP神经网络模型,其剂量预测值与样本值的绝对偏差在±2以内。对训练样本之外的验证样本,绝对偏差扩大到-6.4～5.2之间。偏差分布统计显示70%以上样本的相对偏差绝对值在2%以内,定性判断该神经网络模型的计算精度和泛化能力满足优化算法使用。使用交叉验证法对网络进行二次训练,可提高训练样本的计算精度,但扩大了验证样本的计算偏差,表明神经网络建立中还需要考虑样本的拟合程度和泛化能力的平衡。