基于概率断裂力学的承压热冲击条件下含周向裂纹圆筒体的结构完整性研究

为探索适合我国核电站反应堆压力容器(RPV)在承压热冲击(PTS)条件下基于概率断裂力学(PFM)的结构完整性评定方法,本文以含周向内表面裂纹圆筒体为对象,研究其在PTS条件下的响应和结构完整性评定方法。首先基于有限元计算,确定了在PTS条件下沿壁厚的热应力场分布,并在此基础上计算了裂纹尖端应力强度因子;继而将裂纹深度、材料断裂韧性、材料屈服强度等视为随机变量,用R6失效评定图和线弹性断裂力学等方法进行了PTS条件下裂纹启裂评定,基于Monte Carlo方法开发了示范性评定软件,分析了各随机变量对其失效概率的敏感性。     

AP1000反应堆压力容器承压热冲击下结构完整性分析

反应堆压力容器结构完整性是核电厂运行及延寿时需重点关注的问题之一。特别是承压热冲击(PTS)工况下反应堆压力容器结构完整性的验证工作对电厂能否安全运行有重要意义。为验证AP1000反应堆压力容器的结构完整性,本文简要阐述了AP1000反应堆压力容器进行确定性结构完整性分析的必要性,并对压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性进行了评价。分析评价采用概率断裂力学软件FAVOR中的FAVLoad模块进行,并应用IAEA-TECDOC-1627中的基准考题对该模块进行了验证,最后对AP1000反应堆压力容器进行了确定性结构完整性评价。评价结果表明,AP1000反应堆压力容器寿期末实际RTPTS值低于假想PTS瞬态对应的限值。反应堆压力容器在典型PTS瞬态下的结构完整性可以保证,同时也说明采用FAVLoad模块进行反应堆压力容器确定性结构完整性评价的方法可行。     

反应堆压力容器承压热冲击中的PSA方法研究

在瞬态过程中,当处于承压状态下的反应堆压力容器(RPV)的内表面被快速冷却时,即为承压热冲击(PTS)。由此,反应堆压力容器可能出现贯穿裂纹而失效。为分析PTS事件导致RPV出现裂纹的频率,需要进行概率安全评价(PSA)。通过PSA模型确定可能引起PTS的事件序列,并结合这些序列的热工水力分析结果,为PTS概率断裂力学分析提供支持。     

严重事故IVR下反应堆压力容器耦合传热数值模拟分析

堆芯熔化严重事故下保证反应堆压力容器（RPV）完整性非常重要,高温蠕变失效是堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器的主要失效模式。在进行严重事故堆芯熔化物堆内包容（IVR）下RPV结构完整性分析中,RPV内外壁和沿高度方向的温度分布以及剩余壁厚是结构分析的重要输入。本文采用CFD分析方法对RPV堆内熔融物、RPV壁以及外部气液两相流动换热进行热-固-流耦合分析,获得耦合情况下的温度场、流场、各相份额分布以及RPV的剩余壁厚,为RPV在严重事故IVR下的结构完整性分析提供依据。     

核电站的放射性物质会泄漏吗?

为了保证核电站的安全,核电站在放射性物质和环境之间设了三道屏障,只要其中有一道屏障是完整的,就不会发生放射性物质外泄的事故。第一道屏障为燃料芯块和包壳。核裂变所产生的放射性物质98%以上滞留在二氧化铀陶瓷芯块中不会释放出来。燃料芯块密封在锆合金包壳内,防止燃料裂变产物和放射性物质进入一回路水中。第二道屏障为压力容器和一回路压力边界。由核燃料构成的堆芯封闭在壁厚20厘米的钢制压力容器内,压力容器和整个一回路都是由耐高温、高压的材料制成,放射性物质不会泄漏到反应堆厂房中。第三道屏障为安全壳。反应堆厂房是一个高大的预应力钢筋混凝土构筑物,壁厚近1米,内表面加有6毫米厚的钢衬里,防止放射性进入环境。     

反应堆冷却系统主管道疲劳暨最小壁厚分析方法研究

采用有限元法替代温度场差分方程计算温度瞬态在主管道壁厚方向上的温度分布,将温度计算结果与标准规范的计算公式相结合,从而求解各瞬态交变应力幅,以最终完成先进压水反应堆冷却剂主管道疲劳评定;通过疲劳求解的计算方法研究,提出最小壁厚的优化算法的迭代求解流程,可以依此通过编程最终实现疲劳评价和最小壁厚求解。     

基于MSET和SPRT的核动力装置异常状态监测技术研究

对核电厂反应堆冷却剂系统在线监测与预警技术进行研究。在分析反应堆冷却剂系统组成特点及故障特点的基础上,采用多变量状态估计(MSET)和序贯概率比(SPRT)技术,对系统的变量进行估计预测和异常判断。一旦发现异常,即可触发故障诊断单元或给出预警。验证表明,通过MSET和SPRT技术结合的方法,可以较好地完成对变工况下的反应堆冷却剂系统异常监测任务。     

基于粒子群的反应堆控制系统优化

反应堆控制系统(RRC)设计是反应堆设计技术的重要领域之一。本文针对反应堆控制系统参数优化问题,阐明了现有的工程优化方法以及其不足之处,提出了粒子群优化的新方法,并对新方法在工程使用中遇到的技术细节进行了研究,最后以稳压器压力控制系统优化为例进行了验证与对比工作。     

基于ANSYS的压力容器可靠性分析

运用通用有限元分析软件(ANSYS)的概率设计功能,以压力容器壁厚、压力载荷及弹性模量为随机输入变量,模拟实际结构设计参数的随机性.选用蒙特卡罗法进行压力容器应力的可靠性分析,获得了该有限元分析模型的应力概率分布特征,得到了压力载荷、壁厚等设计参数对应力分布的敏感程度.     

基于机器学习的小型核反应堆系统状态预测方法

为支持小型可移动高温熔盐堆(TFHR)自动控制系统的开发,提出了一种基于机器学习的反应堆状态预测模型,以根据仪控系统的监测数据评估反应堆当前状态并预测其未来发展。该模型由一个反应堆物理子模型和热工子模型构成,由TFHR一回路的RELAP模型生成训练数据,通过支持向量回归(SVR)训练得到,并采用粒子滤波(PF)方法估计其中的未知模型参数。通过TFHR反应性引入事故的测试算例表明,本文提出的预测模型在预测反应堆状态、估计模型参数(如反应性引入率)等方面具有良好的性能。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.