某核电厂安全壳内置换料水箱搅混性能优化分析

针对某核电厂双环池型安全壳内置换料水箱（IRWST）,采用计算流体动力学（CFD）方法对其流场进行模拟,通过均匀性准则数和低速区体积比对其搅混效果进行定量评价。结果表明:通过合理的搅混管线布置,本双环池型IRWST的综合搅混效果优于欧洲压水堆（EPR）核电厂,保证了工程的可用性。进一步针对IRWST的现有结构提出2种优化方案,结果表明:通过缩小内环搅混管线管径和调整部分搅混管线的布置方向,可以有效地提升IRWST的搅混效果。      

核电厂安全壳内置换料水箱过滤系统过滤性能及阻力特性研究

对核电厂安全壳内置换料水箱（IRWST）过滤系统过滤性能及压损特性进行了分析研究。该研究借助试验验证和数值模拟分析方式展开,主要包括下游效应（碎片浓度）试验研究和过滤系统压损分析2部分。结果表明,在事故工况下,地坑滤网下游碎片浓度为368 ppm（1 ppm=1 mg/L）、安全注入系统（RIS）地坑滤网和安全壳喷淋系统（EHR）地坑滤网的压损分别为3.533 kPa和3.631 kPa,上述结果分别满足了过滤系统碎片浓度小于480 ppm和压损小于5.6 kPa的系统功能要求。      

核电厂事故后安全壳内置换料水箱碎片传输性能分析

为避免事故后安全壳内置换料水箱（IRWST）内滤网堵塞,保证IRWST下游泵的安全运行,需对IRWST内碎片传输效果进行精细评估。针对某核电厂双环池型IRWST,采用计算流体动力学（CFD）方法对其流场进行了模拟,通过高速区和高湍动能区体积比定量评价事故后碎片传输效果。结果表明,事故后各工况下IRWST内碎片传输比均未超过滤网的设计值,保证了事故后滤网及相连系统的安全性;只有内环滤网A投运时,滤网的负载最大;影响事故后碎片传输效果的主要因素是流场的高速区。针对IRWST的现有布置空间,提出了增大外环搅混管线管径的优化方案,可以显著降低事故后IRWST内碎片传输比,提升事故后核电厂的安全性。      

安全壳内置换料水箱内自然对流现象试验研究

以第3代核电技术中广泛采用的安全壳内置换料水箱（IRWST）为对象,通过比例分析获得了自然对流现象的相似准则,设计了缩比试验装置,对事故条件下IRWST内的自然对流现象进行了试验研究,分析了IRWST内自然对流的演变规律及初始条件的影响。结果表明：相似格拉晓夫数、相似雷诺数和相似普朗特数是IRWST自然对流现象试验装置设计应遵循的相似准则;加热初期,IRWST内以轴向上升羽流为主,随冷热分层的形成,流体的轴向上升运动被抑制,转变为以IRWST中下部区域的径向横流为主;不同初始条件下IRWST内自然对流的演变规律基本一致,但流场演变过程的快慢、流体速度的大小不同。     

基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究

以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。     

基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件(RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE),将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。     

基于系统分析软件的IRWST中PRHR HX建模方法研究

本文针对AP1000内置换料水箱(IRWST)热工水力特性缩比实验4种典型的沸腾工况,应用两种不同的系统分析软件（RELAP5/SCDAPSIM mod3.4和COSINE）,将三维模型简化为一维模型。基于单通道和多通道两种不同建模方法,研究不同的初始温度、加热功率、水箱水位工况下,水箱内的温度、沸腾时间等参数的变化。结果表明,RELAP5单通道模型与多通道模型计算结果低于实验值,COSINE的单通道模型与多通道模型计算结果高于实验值,两种软件的计算精度相当。RELAP5计算模型的沸腾时间整体上晚于实验时间,COSINE计算模型的沸腾时间整体上早于实验时间,采用多通道模型后,每个工况达到沸腾的时间均短于单通道模型,表明采用多通道建模方法后,模型整体的换热能力提高,缩短了模型整体沸腾所需的时间。在系统安全分析的建模过程中,可根据水箱内温度、整体沸腾时间对安全保守性的影响,确定具体的建模策略。     

基于QFD和FPBS的核辐射环境下电子枪转运装置设计

融合质量功能展开（QFD）和功能-原理-行为-结构（FPBS）2种方法,改进得到了面向工程装置的创新设计流程。在该设计流程的引导下,针对核辐射环境的具体要求,通过材料、结构、控制方式等的设计,基于认知将隐性知识显性化表达,设计出符合工程需求的电子枪转运装置,达到了核辐射环境的基本要求,同时验证了此工程装置创新设计流程的可靠性。      

基于局部离群因子和神经网络模型的设备状态在线监测方法研究

核电厂重大设备状态在线监测是保障核电厂安全和经济运行的重要技术,针对传统阈值监测的固有缺陷,提出一种基于局部离群因子（LOF）和神经网络模型的设备状态在线监测方法。此方法属于多参数动态阈值监测方法,首先分析监测对象的故障模式和故障现象,选择一组可覆盖故障现象的传感器测点;根据设备运行特点采集足够长时间的历史运行数据,筛除异常数据;计算历史运行数据的LOF,以历史运行数据为输入、LOF为输出,建立并训练得到神经网络模型;最后基于神经网络模型和传感器测点实时数据计算设备健康指数,监控当前设备健康状态。将本文的监测方法用于循环水泵泵体健康状态的监测,并采集了一段时间的正常数据和异常数据以验证其监测效果,验证结果表明,本文提出的监测方法可以提前10d进行预警,降低误报率,大幅提升监控效能。       

基于卷积长短期记忆网络和人工鲸鱼算法的核反应堆运行事件诊断方法研究

当核电厂发生异常后应及时诊断原因,以避免对运行人员和周围环境造成严重后果。本文利用卷积神经网络（CNN）和长短期记忆（LSTM）网络可更好地提取数据的局部特征和记忆时间序列信息的特征,研究基于卷积长短期记忆（CLSTM）网络和人工鲸鱼算法的核反应堆运行事件诊断技术。通过核电厂反应堆模拟机仿真实验对本文所述方法进行测试,最终测试准确率为99.91%,证明了本文所述研究方法的有效性。相关研究成果可作为核电厂运行事件的一种诊断方法,有利于提高运行事件诊断的智能化和信息化水平,为核电厂的少人值守甚至无人值守提供技术基础,提高公众对核电厂的认识与信赖。      

HTR-PM螺栓拉伸机无测量杆螺柱预紧力标定试验研究

为了解决高温气冷堆示范工程(HTR-PM)无测量杆螺柱预紧力的控制问题,保证反应堆一回路压力边界的法兰密封,需要对无测量杆螺柱的预紧力进行标定。以HTR-PM中M56无测量杆螺柱为例,采用液压拉伸机对其进行标定试验,找到螺栓拉伸机拉伸预紧力与螺柱残余预紧力的关系曲线;分析了螺栓拉伸机拉伸前后导致螺柱残余预紧力下降的原因,再通过材料力学本构关系,建立了螺栓拉伸机拉紧力与螺柱回弹后残余预紧力的理论关系式。结果表明,试验获得的螺柱联接体系中的残余预紧力及螺母旋紧前的预紧力关系式都与理论分析比较接近;螺栓拉伸机相同出力下,实际设备管嘴法兰螺柱的残余预紧力会比标定值大,但这更有利于法兰面的密封。     

HTR-PM控制棒组件机械可靠性分析

运用机械可靠性理论,利用力学仿真分析高温气冷堆示范工程——球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）控制棒组件的受力情况和薄弱区,识别出其薄弱区位于控制棒组件连接头位置;基于概率断裂力学的可靠度-寿命计算方法,结合辐照对疲劳寿命模型的影响,并考虑所受应力情况,建立可靠度-寿命模型,计算HTR-PM控制棒组件在辐照减弱系数为0.7时的可靠度-寿命。计算结果表明,可靠度水平为0.99时,HTR-PM控制棒组件寿命约为15万次动作循环,辐照对控制棒组件寿命影响较大。本研究可为HTR-PM控制棒组件设备可靠性管理提供参考。      

磁悬浮控制棒驱动线抗震试验研究

为验证设备的稳定性、可靠性以及在极端条件下的安全功能,在地震模拟振动台上,采用一组控制棒驱动线实物作为足尺模型,进行了控制棒驱动线的抗震试验研究。得到了不同的地震输入对控制棒驱动线落棒时间的影响;测量了运行安全地震(SL-1)、极限安全地震(SL-2)水平下,控制棒驱动线的加速度响应值和应变值;验证了不同工况下控制棒驱动线的安全功能。试验数据表明,该驱动线在运行基准地震(OBE)、安全停堆地震(SSE)工况下,均能保持结构的完整性,并能实现运行功能。     

高温气冷堆核电站示范工程新燃料运输辐射风险研究

探索了将概率安全评价（PSA）方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了事故频率分析。分析表明：货包辐射水平升高事故的发生频率为4.21×10^-7（车•单次运输）^-1;临界事故的发生频率低于1×10^-13（车•单次运输）^-1,可不考虑其辐射后果。对事故后果估算的结果表明：货包辐射水平升高事故对应急人员造成的最大外照射剂量为0.55 mSv,对附近公众造成的最大外照射剂量为4.55×10^-3 mSv,其辐射影响是可接受的。总体辐射风险为1.24×10^-10人•Sv/(车•单次运输),其中撞击事故对风险的贡献最大。     

球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制

为满足球床式高温气冷堆（HTR-PM）示范工程对球形燃料元件大批量生产、单球高铀含量和低破损率的要求,必须对10 MW高温气冷堆时期的球形燃料元件生产工艺进行改进和优化。通过对基体石墨粉、穿衣、压制、车削和热处理等关键设备及相关工艺进行重新设计和优化,建立了规模化的球形燃料元件生产工艺。采用该工艺生产的球形燃料元件,冷态性能如压碎强度、热导、磨损和腐蚀等均满足HTR-PM的技术指标,特别是球形燃料元件的平均自由铀含量与HTR-PM球形燃料元件的自由铀含量指标（6.0×10^-5）相差近1个数量级。采用优化后的规模化生产工艺,成功地研制出符合HTR-PM技术要求的球形燃料元件。     

中国实验快堆控制棒驱动线抗震试验研究

本工作依据相关规范,参考当前核电厂控制棒驱动线抗震试验的先进技术,结合中国实验快堆控制棒驱动线的结构特点,对中国实验快堆安全棒驱动线进行了抗震鉴定试验研究.研究结果为其安全评审提供了重要数据.     

HTR-PM蒸汽发生器二次侧吹扫技术研究

基于国内高温气冷堆示范工程(HTR-PM)蒸汽发生器(SG)二次侧的清洁问题,提出压缩空气吹扫技术。通过对SG二次侧螺旋管汽-液两相和单向流特性的分析,得到吹管系数的计算方法。根据HTR-PM机组的设计参数进行实例计算,得出压缩空气吹扫可行性方案。     

HTR-PM反应堆保护系统软件可靠性增长模型的研究

研究数字化反应堆保护系统软件的可靠性对提高保护系统的整体可靠性具有重要的意义。本文在分析、整理HTR-PM保护系统软件开发过程中记录的测试数据基础上,研究并提出了基于错误严重程度的软件可靠性模型。软件测试过程中不同严重程度的错误其检测难度不同,导致检测率随时间的变化趋势不同,本文提出了严重程度比函数的概念以表述这一现象,并对不同严重程度错误的检测数据分别建模,使软件可靠性模型的预测结果更具有工程应用价值。     

ACP1000控制棒驱动线抗震试验研究

为验证国产第三代压水堆ACP1000控制棒驱动线(CRDL)在三代核电要求地震条件下的结构完整性和功能完好性,在多点激励试验装置上,采用一组控制棒驱动线1:1样机作为试验对象,进行CRDL的抗震试验研究。试验中采用多频波法进行CRDL水平和竖直2个方向的地震激励,得到地震对CRDL落棒时间的影响;测量了运行基准地震(OBE)和安全停堆地震(SSE)下CRDL的加速度响应值和应变值,验证了CRDL在OBE下的运行功能和SSE下的安全功能。试验结果表明:ACP1000的CRDL在地震载荷作用下能够保持其结构完整性和功能完好性。     

中国先进研究堆安全棒驱动机构调试

中国先进研究堆安全棒由水力驱动,最初设计制造的驱动机构存在较多问题,验证试验中发生多次卡棒。本工作对安全棒驱动机构的设计和制造工艺进行了一系列改进,并制造了两套驱动机构,对其进行调试。新的安全棒驱动机构调试结果表明,所作改进对提高驱动机构性能是有效的。