大亚湾核电站反应堆厂房楼层反应谱分析评估

大亚湾核电站核岛厂房的抗震分析遵循技术输出国-法国M310型机组的土建技术规范RCC-G,采用简化的阻抗函数法计算地基岩土的作用.根据大亚湾厂址的地基岩土特点,拟采用更为精确的三维连续半空间边界子结构法来考虑地基岩土的作用,并与原设计进行对比.另外,在原设计中采用多组时程作为地震输入,取各组计算结果的平均值作为设计值的基础(称为"平均"法).在研究中基于相同的时程,拟分别采用"平均"法和更为常用的"包络"法,处理多组时程的响应.基于上述两方面,通过反应堆厂房的地震响应计算,得到核电站系统设备重要的设计基础数据-楼层反应谱(FRS),并将计算的楼层反应谱同设计谱进行比较,从而对设计方法及其结果进行评估,为电站的抗震设计裕量评估和安全管理提供可资参考的结论.     

核电厂房三维有限元模型考虑土-结构相互作用的简化方法

为将集总的半无限地基动刚度等效离散给三维厂房结构的筏板基础,借鉴简化的集中质量厂房模型考虑土-结构相互作用(SSI)分析方法,通过力矩等效,推导三维厂房结构考虑SSI的弹簧-阻尼器等效离散模型,并通过模态分析和动力时程分析验证了此等效离散方法的正确性和合理性。这种第一步求解集总的地基动刚度,然后基于通用的有限元软件在三维厂房筏板基础施加弹簧-阻尼器的方法,相对于其他人工边界法更简便易行,便于工程应用。     

基于地基土等效线性的三维厂址反应分析

随着核电厂选址条件的日趋复杂化,土-结构相互作用（SSI）成为核电厂抗震分析需要考虑的重要因素之一。目前经典的自由场厂址反应分析采用的是一维层状地基土的分析,比如SHAKE91、EERA和SASSI等,很难考虑土层的非均质层状因素。因此随着核电安全的监管要求越来越高,抗震的精细化分析成为趋势。本文采用有限元程序ABAQUS编写的UMAT材料子程序,实现了基于地基土材料的等效线性,开展均质层状土的三维自由场厂址反应分析。其计算分析结果与SHAKE91计算结果进行对比表明,在均质层状土条件下吻合较好。因此,本研究为求解复杂非均质地基条件的SSI分析提供了良好的工程适用性。      

不连续因子在三维堆芯瞬态数值模拟中的应用

为保证三维堆芯瞬态计算过程中的静、瞬态精度与实时性的要求,采用高阶节块展开法对全堆芯细网划分进行静态数值计算,得到非均匀中子通量和界面中子流;采用体积通量权重法进行细网到粗网的均匀化过程,得到均匀化群参数、界面不连续因子与边界反照率;在瞬态计算过程中,根据棒位变化与热工水力参数反馈实时修正均匀化参数与不连续因子;最后利用基于不连续因子校正的粗网有限差分法,实现了三维堆芯静态、瞬态计算,并编制计算程序,进行了典型LMW算例的数值模拟验证。仿真实验证实此方法在空间与时间两个维度上,均达到与高阶节块展开法等同的精度,且计算效率高于将节块展开法直接应用于瞬态计算的数值模拟程序,满足开发核电站全范围模拟机三维堆芯模型的需要。     

熔盐堆稳态物理-热工耦合计算研究

采用基于任意三角形网格解析基函数展开法的三维扩散堆芯物理计算和采用并联多通道模型的堆芯热工水力计算,开发了石墨慢化的通道式熔盐堆的物理-热工耦合计算程序。针对美国熔盐堆实验（MSRE）,用橡树岭国家实验室技术报告中的结果验证了程序的正确性,并计算分析了在稳态情况下MSRE堆芯中的三维功率分布、流量分配以及熔盐和石墨的温度分布。     

基于谐波展开法的压水堆堆芯功率分布在线监测

采用谐波展开法进行堆芯三维功率分布的在线监测,将堆芯三维功率分布用中子扩散方程的谐波进行展开,并利用堆内探测器读数信息进行展开系数的求解;采用非线性半解析节块法结合Krylov子空间法进行全堆芯谐波的求解,其计算时间约为采用细网差分法结合Krylov子空间法求解的1/100。基于谐波展开法理论开发堆芯三维堆芯功率分布在线监测系统NECP-ONION,采用国内典型压水堆电厂实测数据对该系统进行验证。结果表明,组件平均功率的在线监测系统重构值与电厂测量值之间均方根误差小于2%,基于谐波展开法开发的在线监测系统具有很高的计算精度。     

RCS－Ⅰ反应堆堆芯模拟程序

本文介绍堆芯三维物理—热工水力耦台计算程序ＲＣＳ－Ｉ（ＲｅａｃｔｏｒＣｏｒｅＳｉｍｕｌａｔｏｒ）．其中子学模型采用先进的粗网格节块格林函数法，热工水力计算模型采用于通道分析方法．通过考虑多种反馈，该程序比较真实地描述堆芯的燃耗过程，具有临界、燃耗、中毒、跟踪和倒料等多种功能，可用于动力堆和研究堆的设计．     

考虑角点不连续因子的精细功率重构及验证

在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构,探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证,与SIMULATE-3的计算结果对比表明:考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度,能够满足工程计算的要求。     

65 ^17F质子皮结构研究

本工作利用自洽的Hartree-Fock计算及考虑了Skyrme相互作用的无规相位近似（RPA）计算，研究了质子滴线核^17F的四极相互作用。为了恰当的考虑连续效应，在Green函数坐标空间计算了同时包含了同位旋标量和同位旋矢量相关性的RPA响应函数。     

六角形格林函数节块法

本文基于保角变换思想将格林函数节块法应用于六角形几何,该模型采用保角变换将六角形节块变换为矩形节块,对变换后的矩形节块扩散方程横向积分并应用第二类边界条件的格林函数法进行求解。基于此模型编制了堆芯三维多群稳态程序NACK。利用NACK程序计算了不带反射层二维VVER-1000、三维两群VVER-440和带不连续因子的二维基准题。计算结果表明,有效增殖因数k_eff的误差均小于50 pcm,组件功率分布最大相对误差小于2%,验证了程序的正确性。     

Reliability data update method for emergency diesel generator of Daya Bay Nuclear Power Plant

In the field of Living Probabilistic Safety Assessment (LPSA) the reliability data updating is an important factor. In risk analysis equipment failure data is needed to estimate the frequencies of events contributing to risk posed by a facility. Five years data of emergency diesel generator (EDG) of Daya Bay Nuclear Power Plant (NPP) has been studied in this paper. The data updating process has been done by using two methods, i.e., the classical method and Bayesian method. The aim of using these methods is to calculate the operational failure rate (λ) and demand failure probability (p). The results show that the operational failure rate is 1.7E?3 per hour and the demand failure probability is 2.4E?2 demand per day for Daya Bay NPP. By comparing the results obtain from classical and Bayesian methods with EDF (Electric De France) it is concluded that the design and construction of Daya Bay NPP is very different than EDF therefore the reliability parameters used in Daya Bay NPP is based on the classical method.     

健康效应模型在核电站事故后果分析中的应用

健康效应模型是核电站事故后果分析中使用的重要模型之一。健康效应模型的有效性，直接影响到后果评价的可信性，从而影响到为缓解事故后果、保护公众健康而采取的应急措施的有效性。本研究在ＮＵＲＥＧ／ＣＲ４２１４模型的基础上，建立了适合于我国核电站事故后果分析的健康效应模型参数，并将该模型应用于广东大亚湾核电站的事故后果分析中，研究中选择香港居民为对象，计算和分析了大亚湾核电站的严重事故对香港居民带来的健康风险的增加。计算结果表明，该电站对香港地区带来的健康风险很低。     

大亚湾核电厂辐射防护最优化工作管理经验

结合大亚湾核电厂当前的运行经验,从责任和组织、理念推广、技术应用、全过程管理等方面介绍了辐射防护最优化的运作体系和经验。大亚湾核电厂对ALARA运作体系的持续改进和完善,使得6台机组降低的集体剂量超过145人·mSv(2013年1月至2015年9月可直接量化统计值),并呈现出下降趋势。     

压水堆核电厂换料堆芯装载优化专家系统SEDRIO/INCORE研制

依赖于专家知识建立了大亚湾核电站和秦山第二核电厂换料堆芯装载知识库,在此基础上进行换料堆芯装载方案启发式优化搜索。应用已用于工程设计的二维细网堆芯燃料管理程序系统(INCORE)进行装载方案评价,采用循环长度和堆芯功率峰因子综合指标计算装载方案的价值并评价其优劣程度。用该系统分别对大亚湾核电站二号堆第四循环和秦山第二核电厂第四循环堆芯优化方案搜索计算。结果表明,无论从堆芯径向功率峰因子还是从循环长度指标来看,专家系统SEDRIO/INCORE搜索得到的装载方案都明显优于参考方案。     

阀门组件老化敏感点预警值的确定及老化缓解对策

对大亚湾核电站死管段相关的核一级电动阀阀门组件的机械老化机理进行了讨论,并针对阀门组件的失效模式,对老化敏感点进行了识别,选出最重要的老化敏感点进行分析讨论,确定其预警值,最后提出并归纳了一些适合大亚湾核电站实际情况的老化缓解对策。     

压水堆核岛系统16N源项计算分析

反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上,提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法,保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。     

蒸汽发生器一维均相流模型及其换热性能

以大亚湾核电站蒸汽发生器为原型,在合理假设基础上,分别以一回路流体、二回路流体及U形管内、外壁为研究对象,建立了蒸汽发生器一维均相流模型。采用Jacobi迭代法编制了基于MATLAB的仿真程序,对蒸汽发生器不同工况下的稳态换热性能进行计算,得出各流程关键参数的变化规律,计算结果与大亚湾核电站实际运行数据相吻合。计算结果揭示了蒸汽发生器的内在传热规律,可为蒸汽发生器优化设计提供一定的理论依据。     

大亚湾核电厂全厂"断电"事故裂变产物行为计算

使用 MELCOR 程序模拟大亚湾核电厂假想全厂断电事故早期进程,计算出安全壳内源项的最大存量,同KORIGEN 程序结合推导出安全壳内主要裂变产物的活性,为核电厂PSA 分析提供保守性数据.     

核电站维修的三维数字化动态管理

详细介绍了数字电厂技术在大亚湾核电站反应堆厂房内设备的转运和空间布置动态管理中应用的全过程,论述了大亚湾三维数字化动态管理的建立及其在核电站维修项目中应用的方法和主要步骤。本项目利用外部数据库对电厂维修的模型状态进行保存,避免了对原有三维竣工模型的破坏和变动;紧密结合核电厂维修工作的主要进度步骤,对核电厂维修工作的空间布置和进度计划进行了全过程的仿真和优化,在核电厂维修工作中,较好地解决了在有限空间内进行维修空间计划安排和布置的仿真和优化问题。并在大亚湾核电厂2号机组更换反应堆顶盖中成功地进行了应用,缩短关键路径工期16小时,总工期缩短92．5小时。