B-Li水化学对核电金属材料腐蚀的影响

本文阐述了压水堆核电站一回路B-Li水化学工况控制的发展趋势,及其对腐蚀产物、降低剂量率的作用;概括了B浓度、Li浓度及pH值对镍基合金、不锈钢、锆合金的PWSCC敏感性、裂纹扩展速率、腐蚀产物释放速率等性能的影响;分析了核电站应用富集硼酸的积极作用。一回路水化学控制在较高pH有利于减少核电站金属材料的腐蚀,提高核电站的安全与可靠性。     

核电项目管理成熟度模型初探

借鉴国际上通用的项目管理成熟度模型,对我国核电工程项目管理成熟度模型的建立进行了探讨,并提出了一种基本框架,以期为适应核电项目及其环境特点的核电工程项目管理能力的评价与持续改进,提供一种途径与方法。     

气溶胶模型对安全壳旁路释放类事故源项的影响

本文开发了针对蒸汽发生器(SG)二次侧复杂流道结构的气溶胶沉积模型,并移植在核电厂一体化严重事故分析程序中。并以600 MW压水堆核电厂为研究对象,基于原模型与新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型,对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)源项进行了计算,并对新模型对安全壳旁路释放类的影响进行了分析。结果表明,采用新的二次侧气溶胶沉积模型后将会有更多的气溶胶沉积在SG二次侧,新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型导致安全壳旁路释放类中对环境释放份额减少26.6%~71.1%。     

反冲释放对反应堆活化腐蚀产物源项的影响研究

中子与靶核碰撞时引起的靶核反冲释放,对于反应堆活化腐蚀产物源项分析有非常重要的影响。对于使用水冷方式的反应堆,在辐照区反冲释放可使活化腐蚀产物离开壁面进入到冷却剂中,并随冷却剂迁移到非辐照区,使非辐照区的设备也带有放射性。本文研究了反冲释放在反应堆内的作用方式,建立了反冲释放的计算模型和程序模块,并集成到活化腐蚀产物源项分析程序CATE中,利用改进后的CATE程序,计算分析了堆芯与蒸汽发生器中主要的活化腐蚀产物核素⁵⁸Co与⁶⁰Co在考虑反冲释放前后的数值,明确了反冲释放效应的影响程度。计算结果表明：考虑反冲释放前后堆芯处⁵⁸Co与⁶⁰Co活度的比值有所下降,而在蒸汽发生器中的比值则有所上升;反冲释放的总作用概率与腐蚀产物层厚度相关,会随着反应堆的运行而逐渐降低,反应堆运行初期作用概率的数量级在10^-1,对活化腐蚀产物的迁移有显著影响,100 d后作用概率的数量级下降到10^-3,对活化腐蚀产物源项的影响较小。     

核电企业信息系统组织模型及形式化描述

组织模型是核电企业信息系统（Nuclear Enterprise Information System,NEIS）重要的基础模型,任何NEIs都是建立在相应的组织模型基础上的。科学合理的组织模型是NEIs具有鲁棒性和可扩充性的前提,也是核电异构系统有机集成的基础。本文采用本体图描述核电组织机构的概念化模型,为组织机构提供了一个一致语义框架;详细讨论了模型中相关概念及概念间关系;采用六元组对其进行形式化描述,在此基础上定义了组织模型的XML Schema存储组织模型。     

核电同行评估对企业效率影响的模型分析

基于核电同行评估的实践和分析,建立了核电同行评估的帕累托模型、熵变模型.对所建模型分析认为,核电同行评估实际上是一个帕累托改进的过程,也是一个企业治理熵减的过程,因此,也是企业运行绩效改进、效率提高的过程.     

激光喷丸技术在核电设备上的应用

应力腐蚀或疲劳破坏严重威胁核电设备安全稳定运行,缓解或消除应力腐蚀或疲劳,是确保设备安全稳定运行的有效手段。采用激光喷丸技术,不存在影响设备正常运行的残留物,可以遥控至核岛内辐照区复杂狭小部位作业,而且效果显著,是一项前景广阔值得深入研究的应用技术。     

蒸汽发生器二次侧气溶胶沉积模型改进对安全壳旁通释放类的影响

发生频率较大的安全壳旁通事故对严重事故的放射性后果有较大贡献。在AP1000的概率安全评价(PSA)分析中,采用MAAP4.0.4程序计算安全壳旁通事故的源项。MAAP4.0.4未考虑蒸汽发生器二次侧复杂流道结构对气溶胶的沉积效应,在国外相关实验的基础之上,开发了复杂流道结构下气溶胶的沉积模型,并修改MAAP4.0.4源程序中蒸汽发生器二次侧的气溶胶沉积模型,最后对安全壳旁通释放类的源项进行了重新评价,结果表明:采用改进后二次侧气溶胶沉积模型计算比采用原模型计算气溶胶的质量释放份额有所减少。这也为今后AP1000的概率安全评价分析中计算安全壳旁通事故源项提供一个参考。     

基于灰色马尔科夫组合模型的管道腐蚀速率预测方法

以灰色理论与马尔科夫所组成的组合模型为基础,对管道腐蚀速率的预测进行了研究.在对灰色预测模型进行改进的基础上,得到优化的灰色无偏模型,并利用新的灰色模型对腐蚀速率的趋势项进行了预测;采用马尔科夫模型对预测数据的残差进行预测.为了提高预测的精度,在预测过程中采用了滚动运算方法.结果表明,对灰色模型进行的改进设计是有效的,由改进的灰色理论模型与马尔科夫所组成的组合模型的预测精度较高,同时滚动运算方法也进一步提高了预测的精度.     

基于弥散燃料颗粒开裂的裂变气体释放模型

根据弥散燃料颗粒开裂后裂变气体的3种释放途径,分别建立了裂纹连通释放模型、气泡连通释放模型以及原子扩散释放模型,综合得到了基于弥散燃料颗粒开裂的裂变气体释放模型,并采用该模型对裂变气体释放量进行了计算。结果表明:裂变气体释放量主要由裂纹连通释放途径贡献;燃耗深度越高,裂变气体释放量的增加速率会越大;随着退火温度的增加,裂变气体释放量迅速增加,而退火时间越长,裂变气体释放量的增加速率越低。通过裂变气体释放量模型计算得到的裂纹宽度与实验观察到的裂纹宽度符合较好,对比结果验证了基于弥散燃料颗粒开裂的裂变气体释放模型的合理性。      

氚长期大气释放的剂量评价模型

描述了一改进的氚长期大气释放剂量评价模型,该模型是建立在氚化水(HTO)从空气向植物和动物产品中的HTO和有机氚(OBT)迁移的保守假设上,考虑了氚的两种不同形态。在计算植物产品中氚的浓度时分为叶类和非叶类产品,同时考虑了土壤中氚对不同种类植物氚浓度的贡献率;对动物产品中HTO浓度计算时,考虑了不同水源份额的平均权重以及动物产品的含水量,这些水源包括皮肤吸收、呼吸、饮用和食物。在剂量计算时除了考虑食入途径,还考虑呼吸和皮肤吸收对人的剂量贡献。通过与比活度模型和NEWTRI模型比较,表明该模型能更好地反映氚长期释放后通过食物链对人造成的剂量贡献。     

B-Li水化学对核电站金属材料腐蚀的影响

本文阐述了压水堆核电站一回路B-Li水化学工况控制的发展趋势,及其对腐蚀产物、降低剂量率的作用;概括了B浓度、Li浓度及pH值对镍基合金、不锈钢、锆合金的PWSCC敏感性、裂纹扩展速率、腐蚀产物释放速率等性能的影响;分析了核电站应用富集硼酸的积极作用。一回路水化学控制在较高pH有利于减少核电站金属材料的腐蚀,提高核电站的安全与可靠性。     

基于3Keymaster平台的压水堆核电站系统回路放射性仿真研究

核电站一、二回路放射性水平的分析和仿真,是实现核电站辐射监测系统仿真的重要组成部分。本文对放射性源项进行分析和简化、建立核素释放和输运模型,并基于3Keymaster仿真平台对一、二回路的放射性水平进行仿真。给出在SGTR、燃料棒破损事故条件下的系统回路内的放射性仿真结果,以验证放射性核素释放及输运模型的合理性和适用性。     

基于3 Keymaster平台的压水堆核电站系统回路放射性仿真研究

核电站一、二回路放射性水平的分析和仿真,是实现核电站辐射监测系统仿真的重要组成部分。本文对放射性源项进行分析和简化、建立核素释放和输运模型,并基于3Keymaster仿真平台对一、二回路的放射性水平进行仿真。给出在 SGTR、燃料棒破损事故条件下的系统回路内的放射性仿真结果,以验证放射性核素释放及输运模型的合理性和适用性。     

N36锆合金包壳堆内腐蚀模型研究

本文利用池边检查数据,基于阿累尼乌斯方程建立了N36锆合金包壳堆内腐蚀最佳估算模型。由于缺乏腐蚀转折前数据,N36锆合金包壳腐蚀转折前氧化膜厚度只是时间的函数,腐蚀转折后氧化膜厚度是包壳温度和时间的函数。通过在最佳估算腐蚀模型上添加工程因子,建立了不同加工工艺N36锆合金包壳腐蚀模型。N36锆合金包壳腐蚀包络模型在最小腐蚀转折点的基础上建立。模型验证结果表明,N36锆合金包壳腐蚀模型与验证数据符合较好,能够用于N36锆合金堆内腐蚀行为模拟。     

基于APROS的核电系统建模与控制方法研究

随着核电系统建模日益朝着准确化、精细化方向发展,对三维堆芯与热工水力模型耦合的研究也逐渐增多,这为控制系统的设计提供了更好的模型基础。本研究采用APROS软件对VVER-1000反应堆进行了三维堆芯与热工水力耦合建模,并设计了基于模型预测控制（MPC）的负荷跟踪控制系统和其他控制系统;随后利用稳态和瞬态仿真结果对该模型进行了验证,结果表明该模型仿真效果良好;利用三维堆芯可视化的优点,进一步验证了MPC负荷跟踪控制器的性能和安全性。这一研究不仅为核电系统研究提供了模型基础,也为先进功率控制系统的安全性分析提供了实践经验。     

聚变堆用CuCrZr合金腐蚀模型研究及实验验证

BackgroundCuCrZr alloy is an important structural material for divertor water cooling circuit of fusion reactor. It is the primary contributor to the activated corrosion products of the fusion reactor. Therefore, it is urgent to develop the corrosion model of CuCrZr alloy in the calculation program of radioactive source term of fusion reactor.PurposeThe study aims to clarify the corrosion mechanism and develop the corrosion model in the calculation program of the CuCrZr alloy radioactive source term in fusion reactor.MethodsFirst of all, the corrosion experiments for CuCrZr alloy samples were carried out in the same dynamic and continuous water environment as the International Thermonuclear Experimental Reactor (ITER). Then the corrosion weight loss analysis and microscopic analysis were carried out to find the corrosion mechanism. Finally, the corrosion model of CuCrZr alloy was established and verified by experimental data.ResultsCorrosion experimental results indicate that the corrosion of CuCrZr alloy was caused by the combined action of fluid erosion and water oxidation corrosion. The maximum relative error between the calculated value and the experimental value of the established CuCrZr alloy corrosion model is 12.1%.ConclusionsThe model built in this study can be used as an empirical formula to predict the corrosion behavior of CuCrZr alloy in fusion reactor conditions.     

贝叶斯推断法标定核燃料裂变气体释放模型

针对模型参数不确定性影响裂变气体释放(FGR)机理模型预测精度的问题,构建了一套贝叶斯标定方法。利用FGR实验测量数据标定晶内气体扩散系数等模型参数并推断其后验概率分布,采用Kriging模型和主成分分析法提高贝叶斯推断效率。分析结果表明,标定后模型FGR计算结果的准确性显著提高,总体均方根误差降低约70%;5个模型参数后验分布标准差相比先验分布均有所减小,进而降低了FGR预测值的不确定度。