核电厂控制调节系统在运行瞬态分析中的数值计算

用数值方法模拟核电厂控制调节系统的运行特性,是核电厂运行瞬态分析的重要组成部份。文章介绍了核电厂功率、旁通排放、蒸汽发生器水位等调节系统的数值计算方法;同时对上述调节系统在核电厂事故过程中的安全作用也进行了讨论。     

海域放射性后果评价方法研究

本文通过对国内外海流数值预报、放射性物质在海域的输运数值模拟和剂量评估等方法的分析研究,建立了用于核电厂海域放射性后果预测与评价的数值模拟方法,确立了核电厂海域放射性后果预测与评价系统的总体研发方案,为该系统的顺利研发奠定了技术基础。该系统的建立可实现对我国不同核电厂址核事故状态下液态放射性物质在近岸海域的辐射后果的精细模拟,同时也能快速模拟核电厂址海域辐射后果,以满足核事故应急响应工作对时效性和准确性的需求,进而可有效提升我国核事故的应急响应能力。     

动态故障树技术及其在复杂核能系统概率安全评估中的应用展望

用动态故障树弥补传统故障树对系统时序失效行为建模能力的不足,改进和完善现有核电厂系统可靠性和概率风险评价方法,已成为核电厂概率安全研究的一种发展趋势.近30年来,动态故障树的建模理论和分析技术已日趋成熟,并初步形成了以蒙特卡洛(MC)数值模拟、马尔科夫链模型以及组合法三类主要分析方法.本文将从动态故障树的分析方法、在核...     

考虑多失效行为的核电厂可修系统可靠性数值仿真

为分析含有顺序、冗余及功能相关等多失效行为的核电厂安全系统的可靠性,提出了基于动态故障树模型的可靠性数值仿真方法。通过对部件多失效行为的随机模拟及动态逻辑门成功准则的判定,实现了对含有多失效行为的核电厂安全系统的可靠性数值模拟。案例分析结果表明,该方法能对多失效行为的复杂系统进行可靠性分析,具有较强的适应性。     

核电厂中流固耦合现象数值模拟研究综述

流固耦合现象在核电厂中广泛存在，该现象引起的结构动力学问题对核电厂结构完整性和安全性有重要影响。目前，国内外对核电厂中流固耦合现象的研究给予越来越多的关注。本文介绍华北电力大学在该方面的一些研究进展，例如，快堆燃料组件抗震分析新的流体附加质量计算方法研究；蒸汽发生器换热管双管漩涡脱落的数值模拟；一个先进堆燃料组件平行板上流动引起的漩涡脱落数值模拟；由地震引起的自由表面对快堆主容器冲击现象的研究；移动粒子法求解液面晃动及晃动引起离散现象的研究等。     

滨海核电厂液态流出物间歇排放数值模拟分析

应用非结构化网格MIKE 21水动力模型及对流扩散模块,针对某滨海核电厂工程海域建立液态流出物排放数学模型,对核电厂运营期间液态流出物中核素在等浓度排放条件下4种不同典型潮时(涨憩、落急、落憩、涨急)起始的间歇排放进行数值模拟,并与连续排放进行比较,给出了不同工况下液态流出物在环境水域中全潮平均相对浓度分布及影响范围、不同半径海域内核素的平均相对浓度以及取水相对浓度特征值。对比分析显示,滨海核电液态流出物在受纳水体中的输移、扩散主要受潮流影响。落急时刻起始的间歇排放方式总体上在环境影响和取水浓度方面均具有显著优势。计算结果可为核电厂液态流出物排放方式的优化及海洋环境影响评价提供了依据。     

某核电厂泵房基坑边坡开挖支护数值模拟分析

本研究对象为某核电厂取水泵房基坑边坡。根据边坡设计的开挖支护方案,采用ANSYS有限元数值模拟软件,对边坡的开挖支护过程进行了仿真数值模拟。模拟结果表明,在边坡采用深搅桩加固、支护桩、预应力锚索等工程措施后,上台边坡和基坑边坡开挖后引起的位移和应力均较小,边坡处于稳定状态。     

温排水数值模拟中参数的灵敏度分析

水面综合散热系数、糙率、涡粘性系数和热扩散系数是温排水数值模拟过程中的重要参数,各参数的正确选择与计算直接影响到温排水数值模拟成果的准确性。以沿海某核电厂为例,分析各参数的取值对1 ℃最大温升面积模拟结果的影响,并对各参数的灵敏度进行分析,以期对后续沿海核电工程的温排水数值模拟工作提供参考。     

滨海核电厂热污染评价中几个问题的探讨

核电厂温排水对生态环境造成的负面影响(即热污染)日益引起社会的关注,本文分析了当前核电厂温排水热污染控制研究的现状及存在的不足,建议从水生态影响评价方法学、改进预测温排水扩散的数值模拟方法和物理模型试验中的不足,以及对近海水温遥感测量方法的适应性调整等方面开展进一步研究,为核电厂热污染的控制和监管提供技术基础。     

核电厂放射性废物重整流态化数值模拟研究

核电厂排放的放射性废物高温重整过程中会以流化态的形式存在,为获取这个过程中的详细参数,设计出更优秀的运行条件,提出了一种新的核电厂放射性废物重整流态化数值模拟方法。该设计数值计算模型建立了气-固流体力学控制方程以及湍流模型;建立了核电厂放射性有机化学废物几何模型、对象几何模型,并划分网格结构,设置边界初始条件。通过数值计算研究不同高径比对颗粒的径向速度、径向固含率、径向气含率的影响。计算结果表明,高径比为1.0时,流化床中气-固颗粒的流化效果最好。     

不同排放深度下温升作用对核电厂液态流出物近区稀释的影响研究

针对国内某典型内陆核电厂,基于一种三维水动力混合区模型及决策支持系统CORMIX(即康奈尔混合区专家系统),对核电厂液态流出物水底、水中淹没式排放及高于水面排放等排放情景共4种排放深度下,温排水温升作用对核电厂排出的液态流出物的近区稀释扩散能力的影响分别进行数值模拟。计算结果表明:温升对核电厂液态流出物近区稀释效果的影响规律主要依赖于流出物的排放深度;水底淹没式排放或水体中下层排放时,温升作用有利于液态流出物的近区稀释,水体中上层排放和高于水面排放时,温升作用对流出物近区稀释扩散能力产生明显的不利影响。     

核电厂管线中的热分层现象

由于阀门渗漏使核电厂安注系统冷水注入到充满热水的连接安注系统与主管道的支管中，而发生的热分层和温度振荡现象的研究对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。运用计算流体力学软件CFX，采用k－ε湍流模型，以研究某核电厂安注系统支管中热分层现象的实验为对象，模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管以后所发生的热分层现象，数值模拟的结果与实验测量结果吻合。在此基础上，通过改变阀门渗漏冷水的流量、支管的结构等参数，进一步研究支管中热分层现象与这些参数的内在关系，从而得出了影响热分层现象的主要原因及热分层现象发生的一些规律。     

核电厂管线中的温度振荡现象研究

在核电厂中,如何更好地了解和预防由于温度振荡而导致的管线热疲劳,对于确保核电厂的安全和可靠运行具有重要意义。本文以核电厂安注系统某支管为研究对象,运用计算流体力学软件,结合二次开发,采用修正的k-ε模型,模拟了阀门渗漏冷水进入含有高温水的支管后所发生的温度振荡现象,并与实验测量进行了对比。数值模拟的结果和实验基本吻合,并全面地反映了整个管线中的温度振荡现象,为更好地监控管线热疲劳提供了参考依据。     

核电厂化学管理系统分析研究

详细说明核电厂化学管理系统的主要功能、主要作用、使用的主要流程,并介绍它在国内外的使用现状。结合开发化学数据管理系统的经验,探讨在核电厂化学管理中开展和应用人工智能技术,以满足核电厂安全、可靠、经济地运行的需求。     

高温高压电化学测量系统在核电厂中的应用研究进展

针对压水堆核电厂一、二回路水化学及腐蚀的监测情况,综述了高温高压电化学测量系统的模拟研究现状,探讨了在线电化学测量的三种研究方案,并以实时电化学腐蚀电位(ECP)的测量为例说明了其在核电厂评价及运行工况优化过程中的作用,指出在线电化学测量技术在核电厂具有很大应用潜力.     

使用FCI-CMFD软件分析岭澳二期核电厂直接安全壳加热事故

采用分析熔融物与冷却剂反应(FCI)的三维多相流数值计算软件MC3D,建立岭澳二期核电厂模型,对严重事故下可能发生的直接安全壳加热(DCH)现象进行了模拟和分析。为准确预测事故现象,本文结合全厂断电事故后期参数与岭澳二期核电厂核岛几何模型,模拟事故过程。计算得出了事故下安全壳内气体温度场、熔滴体积份额场、速度场及压力随时间的变化。结果表明：直接安全壳加热事故会在短时间内引起安全壳内压力和局部温度的迅速上升。     

压水堆核电厂三回路停泵水锤数值模拟

应用停泵水锤的基本理论．建立了压水堆核电厂三回路水泵、泵出口阀、冷凝器和出水虹吸井等边界条件的数学模型．并采用特征线法进行求解结合工程实例计算说明．泵出口阀的关闭程序对水锤压力的影响较大．水泵出口采用两阶段关闭液控蝶阀可以有效减小停泵水锤压力．但其关闭程序应在水锤数值模拟分析的基础上优化确定。     

基于SAMG事故序列的严重事故模拟软件开发

介绍严重事故模拟软件的开发背景,描述模拟软件在显示平台、场景动态建模、数据管理方面的关键技术.给出该模拟软件对秦山第二核电厂严重事故现象模拟的1个应用实例.结果表明,该模拟软件能够快速建立模拟场景,并能有效地对事故模拟进程进行控制.     

AP1000核电厂二回路主管道双端断裂流体喷射力计算分析

AP1000是先进的第三代压水堆核电厂,为确保核电厂在事故工况下的安全性,需对二回路主管道发生双端断裂的工况进行研究。本文采用RELAP5/MOD3.4软件对核电厂二回路突发主管道双端断裂的事故工况进行了数值模拟,计算得到断裂后管道破口处的喷放流量、压强、空泡份额及喷射力等物理参数的变化特性,并将计算结果与ANSI 58.2简化计算方法的结果进行了比较分析。结果表明,RELAP5/MOD3.4计算所得的喷射力小于简化计算方法所得结果。本文分析结果为进行AP1000核电厂的破裂管道甩击防护提供了基础。     

核电厂事故核素扩散有效剂量影响因子模拟研究

介绍了核电厂事故后果评价影响因素模拟分析方法,以某内陆核电厂址为研究对象,应用核电厂事故后果计算程序模拟了不同扩散参数和源项变化情景下核电厂事故短期大气弥散因子和有效剂量对其响应特征。结果表明,水平扩散参数情景下短期大气弥散因子的最大值发生频率相对于垂直扩散参数情景较低,有效剂量最大值发生频率源项情景远高于扩散参数情景,有效剂量对扩散参数的响应程度要比对源项变化的响应程度要高。多种因子对核电厂核素大气扩散特征的综合效应还需进一步研究。