压水堆核电厂控制系统仿真研究

提出了用于压水堆核电厂控制系统快速和精确仿真的系统数学模型和数值方法,并用研制的仿真程序ＮＣＳ对商用压水堆核电厂控制系统进行了仿真研究,得到了满意的结果。     

压水堆核电厂蒸汽排放控制系统实时仿真研究

建立了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统及其控制对象的实时仿真模型,包括蒸汽发生器及相关管道阀门的数学模型.在此模型基础上,编制了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统动态特性的实时仿真程序,并对该控制系统模型进行了闭环稳态和瞬态等工况的可视化动态实时仿真.仿真结果表明,程序输出与实际系统响应趋势一致,仿真软件能实时输出蒸汽排放控制系...     

压水堆核电厂过冷度显示的仿真

清华大学核电厂模拟培训中心模拟机的参考电厂是美国本屋公司设计的其模型中没有堆芯过冷度显示系统的模拟。根据三哩岛事故的教训，在该装置上增设过冷度显示的模拟是十分必要的。本文叙述了在原模拟机上增设过冷度显示所进行的软件设计、数据传输和显示线路设计。     

压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究

为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度,基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理,建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组,并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布,并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证,验证结果表明：建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估,评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导,从而优化后端的工作人员防护措施,降低辐射风险。     

小型压水堆核电厂蒸汽排放控制系统仿真研究

小型压水堆核电厂通常采用结构紧凑的直流蒸汽发生器,在甩负荷工况下,其蒸汽压力急剧升高。为防止蒸汽压力过高对设备造成损坏,本文在建立小型压水堆一、二回路设备模型以及控制系统的基础上,分别基于压力模式、温度-压力和功率-压力模式设计蒸汽排放控制系统,并在甩负荷工况下开展小型压水堆系统的仿真研究。结果表明,在甩负荷工况下,与压力模式相比,温度-压力和功率-压力模式能够有效减小蒸汽压力的超调量。     

基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件NUSOLSIM的开发

为满足核工程与核技术专业相关课程不限时间和空间的仿真教学需求,采用C/S架构开发了基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件(NUSOLSIM)。针对大型压水堆核电厂堆芯、一回路、二回路等系统设备进行建模,此软件具有实时仿真模拟典型核电厂事故的能力,具备暂停、保存和图形输出功能。最后利用NUSOLSIM软件分析了2个典型的预期运行事件,结果表明本软件具有较好的事故进程分析能力。     

压水堆核电厂一回路首次钝化工艺研究

压水堆核电厂热态功能试验中的一回路首次钝化对核电厂一回路材料腐蚀控制和减少腐蚀产物等方面具有重要作用。本文结合理论研究与工程实际情况,提出了在热态功能试验过程中钝化膜的生成包含电化学反应和化学反应的观点,阐述了双层膜的生长机理,解释了用电化学测试方法分析钝化工艺过程的合理性,推导出钝化温度与钝化膜反应速率的函数关系式,钝化温度升高,反应速率升高,钝化时间缩短;明确了钝化工艺温度的理论限值应不低于260℃。     

压水堆核电厂松动部件监测

一、引言 在核电站中,松动部件可能造成堆内部件损坏或减弱部件材料的性能;也可能引起部分流道堵塞,导致燃料包壳破损。在国外一些核电厂中曾多次发生该类严重事故。 松动部件早期探测可以避免或缓和与安全有关的损坏,并提供主系统部件发生故障的可能时间。此外,早期探测的信息还可用来选择最佳的设备维修时间和区域,以得到最佳的维修效益并减少电站维修人员不必要的辐照。所以,松动部件监测是评价反应堆主系统机械完整性和提高电站利用率的重     

压水堆核电厂事故监测仪表

本文论述了国家核安全法规和导则要求的压水堆事故测量仪表和它们在故事工况下测得有关的物理信息，以此，评价重要的安全功能，保持堆芯完整性，根据对一些试验的评价得出结论，堆芯出口温度的测量只能部分地保证堆芯不发生机械破坏或性能恶化，如果再补充一些参数，使用分析模拟概念支持电厂状态评价，应用可靠的电厂分析仪来综合得到的数据则是很有用处的。     

压水堆核电厂严重事故对策

描述了严重事故的过程和现象，分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团（WOG）严重事故管理技术基础和构成：严重事故管理导则（SAMG）的主控室导则、技术支持中心（TSC）使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑，并对我国开展严重事故对策研究提出建议。     

船用压水堆核动力装置双恒定运行方案静态特性研究

讨论了船用压水堆核动力装置的双恒定运行方案以及实现的技术手段 ,并通过反应堆热工安全准则的计算和蒸汽发生器传热实验 ,从稳态运行过程的角度探讨了船用核动力装置实现双恒定运行方案的可行性。     

压水堆核电站不锈钢主管道铸造

用电弧炉和ＡＯＤ双联冶炼核电站主管道Ｚ３ＣＮ２０－０９Ｍ,并根据Ｓｈａｅｆｆｌｅｒ图计算结果调整Ｚ３ＣＮ２０－０９Ｍ的铁素体含量。在离心铸管工艺中,用加大型筒壁厚,减小挡枝内孔直径,选大的重力加速度ｇ值,增加内孔加工余量等措施铸造出主管道样件,测试结果表明,主管道样件各项性能指标均满足ＲＣＧ－Ｍ的要求。     

压水堆核电厂乏燃料冷却系统设计比较研究

比较了4种典型核电厂乏燃料冷却系统的主要设计特点,通过对系统功能的分析,从方法论角度讨论了系统的设计方法,并提出了乏燃料冷却系统设计改进与优化的基本原则。     

压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术研究

核电站核安全级模拟控制系统虽面临逐步技术淘汰,但在相当一段时间仍将存在,并需要不断维护。本文阐述了压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真系统设计及关键技术,并列举了实际应用案例。压水堆集中控制模拟系统的半实物仿真技术有助于技术人员了解核电厂的控制原理,并掌握模拟控制系统的维修技能,对核电站机组安全稳定运行具有重要意义。     

压水堆核电站生产放射性同位素堆芯设计研究

对压水堆核电站生产放射性同位素进行了堆芯设计研究。采用钴棒替换阻流塞棒方案,对传统的压水堆阻流塞组件进行改进,在改进后的阻流塞组件压紧部件下对称悬挂24根钴棒,在确保反应堆安全的前提下生产放射性同位素。本文对钴芯块、钴棒节和钴靶件组件的设计进行了详细介绍,分析了钴靶件组件的特性及其对堆芯装载方案设计的影响。结果表明：用压水堆生产钴的放射性同位素在堆芯设计上可行,堆芯各项安全参数满足限值要求,生产的放射源可为核电站带来良好的经济收益。     

压水堆核电机组二回路热力系统经济性诊断理论的研究

利用加热单元和单元进水系数的概念,经过详细的理论分析和数学推导,提出了压水堆二回路各级抽汽的热工转换系数,利用该系数得出了压水堆二回路的热力系统经济性诊断的定量数学模型。并通过实例计算验证了本文所提出方法的准确性。