核电厂蒸汽管道疏水器选型计算关键参数研究

为快速获得核电厂蒸汽管道的疏水量。通过启动阶段和正常运行阶段蒸汽管道疏水量的计算,分析并绘制了各种常用规格的蒸汽管道正常运行时产生的散热量图,通过散热量图可在疏水器选型时快速获得核电厂蒸汽管道疏水量。为延长疏水器使用寿命和降低成本,对比分析了不同疏水器安全系数(k)对疏水器性能的影响,推荐适合核电厂蒸汽管道的k,以提高蒸汽利用效率和经济效益,并延长疏水器使用寿命,降低疏水器成本。     

核电厂蒸汽发生器水位控制特性计算研究

考虑核电厂蒸汽发生器结构特点和水位控制工作原理，建立了蒸汽发生器水位控制特性计算的数学模型。对蒸汽发生器的水位控制调节特性进行了对比计算与分析，计算结果与理论分析相符。     

基于1000 MW级压水堆核电厂压力容器外蒸汽爆炸的模拟研究

以1000 MW级压水堆核电厂为分析对象,建立三维几何模型,采用三维多相计算流体力学程序MC3D对包括粗混合和蒸汽爆炸过程在内的压力容器外熔融燃料与冷却水相互作用过程进行研究。主要研究蒸汽爆炸过程中堆腔内不同位置的压力、冲量变化趋势及破口位置和破口大小对蒸汽爆炸产生冲量大小的影响。分析结果表明,蒸汽爆炸过程产生巨大压力波,将对堆腔结构的完整性造成极大威胁;压力容器下封头圆心和破口位置的连线与压力容器对称轴的夹角为45°、破口直径为0.7 m时,蒸汽爆炸所带来风险的最大。     

核电厂蒸汽发生器支撑的力学计算与评价

某核电厂蒸汽发生器(SG)横向支撑采用标准化设计,支撑的形式比较复杂,有板壳型支撑件、线型支撑件,同时还使用了螺栓连接件和焊接接头等,导致其力学计算和评价比较复杂。借助有限元分析软件对D级工况条件下该核电厂SG上部横向支撑和下部横向支撑做了力学计算,并利用ASME第Ⅲ卷NF篇和附录F对各种形式的部件进行了评价。提出了在对SG支撑进行力学计算和评价中需要重点关注的问题。     

核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数分析及实验研究

针对某压水型核电厂新研发蒸汽发生器的传热管,采用ASMEBPVC-Ⅲ推荐的半经验公式及相应参数取值,计算得到了悬臂传热管在空泡份额为0%（单相水）、10%、20%、50%、80%、90%下的流弹失稳临界流速。同时,设计开展了悬臂传热管阵在各空泡份额下的流致振动实验,测得了传热管流弹失稳临界流速、动水中的振动阻尼比及固有频率等关键参数。实验中测得的振动阻尼比主要包含了两相阻尼与粘滞阻尼,随空泡份额的变化而变化,范围为1.51%～3.98%,考虑测量不确定度后,该值可用于本文所述蒸汽发生器设计,且具有一定的保守性。分析结果表明,规范推荐的公式及参数计算所得传热管流弹失稳临界流速和实验结果趋势相同、规律一致,前者较后者有较大的保守性,安全系数在1.5以上;采用实验测得的阻尼比及固有频率重新计算得到的临界流速安全系数有所下降,但仍高于1.1。通过实验和分析,讨论了文中所述新研发核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数取值及分析方法的合理性与保守性,可用于工程产品的设计及分析。     

核电厂卧式蒸汽发生器热工性能的计算和分析

文章基于卧式蒸汽发生器的工作原理及内部结构特点,建立了卧式蒸汽发生器数学物理模型,开发了针对卧式蒸汽发生器的热工水力程序。基于在役核电站卧式蒸汽发生器的设计参数,对程序进行了校核。该程序可以用来研究卧式蒸汽发生器内主要热工参数的分布情况,为卧式蒸汽发生器设计、安全分析提供指导;也可以根据在役核电站的历史运行数据对蒸汽发生器现阶段热性能进行分析评定,对蒸汽发生器一段时间内的热性能进行预测,为蒸汽发生器的运行、检修以及更换提供依据。     

软件对核电厂安全的重要性

软件对核电厂安全的重要性ＳｏｆｆｗａｒｅＩｍｐｏｒｔａｎｔｔｏＳａｆｅｔｙｉｎＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＰｌａｎｔｓ本书是技术报告丛书Ｎｏ．３６７，１９９４年由国际原子能机构出版。该书是软件工程的最新出版物，特别为核电软件设计者与管理者提供了最新资料。...     

三维电场计算软件RELAX3D的前处理软件开发

针对电场计算软件RELAX3D的解场需要，用Fortran90如Visual Basic编写了前处理程序，实现了从中心区结构图到数据信息的自动生成。     

反应堆中子学屏蔽计算软件Hydra-SN3D的改进

Hydra-SN3D是中国核动力研究设计院和西安交大联合研制的辐射屏蔽输运分析计算软件,采用S N数值方法求解稳态粒子输运方程,并在多种差分格式基础上使用KBA并行算法实现三维笛卡儿坐标系下结构化网格的MPI并行扫描计算。在软件的应用反馈及优化过程中,一方面对已有的前处理部分进行了更新,重新设计输入文件格式并采用混合编程等手段改进,提升软件的容错性;另一方面对Hydra-SN3D的菱形权重差分外推模型进行编程语言等价变换,优化软件结构来改进计算效率,并在整体MPI进程并行的基础上提出并实现新的多级并行算法。现阶段集成测试和数值实验结果确保了改进的正确性,在结构化网格条件下提升了整体计算效率一个数量级。     

核电厂核岛压力容器气压试验的方法研究

法系核电厂核岛压力容器根据在役检查规范和大纲的要求需要实施定期水压试验,但部分容器由于系统设计的原因不能用液体实施水压试验,只能执行气压试验。本文对比分析了国内外规范对于气压试验的实施要求,并结合核岛安装阶段的气压试验过程,选定了核岛压力容器气压试验的试验压力、试验介质、验收标准等;同时结合容器水压试验的风险分析和辐射防护要求,制定气压试验的防护措施。根据以上试验参数与风险防护措施,在某核电厂核岛成功实施了压力容器气压试验,为后续的在役阶段核岛压力容器气压试验提供重要参考。     

冷却剂欠热度对蒸汽爆炸的影响研究

为了研究蒸汽爆炸的爆炸机理,设计建造了低温熔融金属入水碎化的可视化实验装置,采用高速摄像仪拍摄记录熔融金属液柱入水爆炸或碎化的过程。实验研究了冷却水温度对蒸汽爆炸的影响,实验结果表明：冷却水温度对蒸汽爆炸起抑制作用。为了验证该结论,进行了碎化实验。结果表明：冷却水温度对碎裂后颗粒直径范围影响明显,熔融金属液柱在温度高的冷却水中遇到的阻力小,碎裂的颗粒体表比越大,换热能力越弱。后者实验结果与前者相符。     

基于GMFAC的核电厂蒸汽发生器水位优化控制

针对蒸汽发生器水位"虚假水位"等问题,在无模型自适应控制(MFAC)理论的基础上提出高"泛模型"无模型自适应控制(GMFAC)方法,并设计用于蒸汽发生器水位优化控制的控制器。为解决无模型自适应控制参数优化问题,采用了一种基于动物行为的群体智能优化算法——人工鱼群算法(AFSA)。为了避免陷入局部最优,提高收敛速度,同时采用一种改进的AFSA算法(PSO-AFSA),参考粒子群(PSO)算法的自身认知与群体认知行为,定义鱼群的生活行为,以提高算法的精度,达到快速获得全局最优的目标。仿真结果表明:人工鱼群算法优化后的GMFAC具有更加优良的性能指标和抗扰能力。     

基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析

本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础,使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率（E＞1.0MeV）的计算,并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影响计算精度的因素进行了敏感性分析。结果表明,上述参数对基准模型快中子注量率的影响分别为4.12%、5.5%～7.6%、18%和6.7%左右。     

基于BDMP的核电厂蒸汽发生器水位控制系统可靠性评价

数字化仪表与控制系统(DICS)已广泛应用于核电厂安全/非安全相关的系统中。作为中枢神经系统,DICS的可靠性对核电厂运行过程的操作和维护至关重要。基于蒸汽发生器水位控制系统（SGWLCS）的结构和控制逻辑,采用布尔逻辑驱动的马尔科夫过程（BDMP)方法对系统进行了评价,分别得到可修复系统与不可修复系统随仿真步长增加的累积分布概率（CDP）。通过KB3搭建了BDMP模型,通过蒙特卡罗仿真软件YAMS对搭建的系统进行生产力分析,定量化分析出系统随仿真步长增加的CDP的变化趋势,以此计算系统的失效概率。通过对系统各组件的敏感性分析可直观得到各组件对系统的重要度影响。     

PWR核电厂乏燃料贮存临界计算重要核素的选取

信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可包络停堆后0~20a内影响乏燃料贮存系统反应性的所有核素中的99%。通过核素敏感性因子分析证明依据中子吸收份额排序选取重要核素的方法是合理的,与基准算例的结果对比证明所筛选出的核素能足够代表影响系统反应性的所有重要核素。     

运用MC3D程序计算分析堆坑内堆芯熔融物与冷却剂反应

简要介绍了国际上用于计算分析反应堆堆芯熔融物与冷却剂反应（FCI）的主要程序及其差异。随后,介绍了法国FCI计算分析程序MC3D的特点、验证和使用情况,以及运用MC3D程序计算分析反应堆压力容器外FCI的过程和结果,并总结了在MC3D程序使用过程中遇到的问题和解决办法。     

日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故的启示

简要介绍了日本美滨核电厂3号机组蒸汽泄漏事故和事故原因分析，以及中国核电厂二回路的运行现状和对二回路流动加速腐蚀的研究现状，提出了中国应从中吸取的教训并提出了建议措施。     

长燃料循环对核电厂蒸汽发生器缝隙化学的影响及对策

国内核电厂将燃料循环周期从12个月延长到18个月,提升了机组的能力因子和经济效益,但是迁移、沉积在蒸汽发生器内的腐蚀产物及在缝隙内可溶性杂质累积浓度也随之增加,这对蒸汽发生器的安全运行带来了负面影响。本文根据蒸汽发生器缝隙隐藏与返出原理,研究了核电厂实施长燃料循环对缝隙化学和传热管的影响,揭示当燃料循环延长到18个月后,缝隙内主要杂质Na⁺、Cl^-和SO₄^2-浓度累积值增加2倍,导致传热管风险因子增加2倍以上,因此传热管腐蚀风险明显地上升了。这些研究结果结合缝隙内可溶性杂质累积控制和传热管风险评估方法,提出采用低功率浸泡、添加分散剂、优化二回路化学控制,水力清洗,化学清洗等对策,目的是最大程度降低因实施长燃料循环对蒸汽发生器所造成的负面影响,供实施长燃料循环的核电厂运行时参考。     

基于概率模型检测器的核电厂蒸汽发生器水位控制系统可靠性分析

蒸汽发生器水位控制系统是核电厂数字化仪控系统最重要的子系统之一,其平稳运行对于核电厂运行安全至关重要。该控制系统包含的部件较多,部件一般可短时间修复,且处理器、电源具有热备,电动主给水泵具有冷备。因此,其可靠性模型要考虑多个设备的修复,热/冷备,备用互投等复杂的相关性或时序。对其进行可靠性分析需要使用详细的动态模型,以及支持大型模型构建的可靠性建模工具。针对上述需求,采用概率模型检测器PRISM对蒸汽发生器水位控制系统进行可靠性定量分析。建立了核电厂蒸汽发生器水位控制系统的马尔可夫模型,并计算了系统的不可用率,分析了对系统不可用率贡献高的故障部件。提出并对比了两种系统可靠性设计方案。     

核电厂传热管破裂后防止蒸汽发生器满溢的研究

蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture, SGTR)事故发生后,反应堆一次侧含有放射性的冷却剂通过传热管破口释放到二次侧,同时,破损的蒸汽发生器(SG)的水位升高,最终满溢,含有放射性的冷却剂将释放到外部环境中。在CPR1000核电厂目前的设计中,发生SGTR事故后,破损的SG都会发生满溢。本文基于目前核电厂的设计,从工艺和控制角度入手,采取相应的改进措施和方法,通过降低高压安注(HHSI)最高注入压头的同时,增加SG高水位停运辅助给水的改进,可以避免SGTR事故后破损蒸汽发生器满溢,使事故过程中没有放射性液体排放到环境中,大大减轻了事故后果。SGTR