ITER纵场磁体过渡馈线结构力学分析

运用数值方法计算了不同等离子体运行时刻纵场磁体过渡馈线(CFT)超导母线上的电磁载荷,并确定了磁感应强度最大的时刻,采用增量有限元法对过渡馈线进行非线性力学分析,得到不同工况下结构上的应力分布及变形情况。分析结果表明,带有万向节的过渡馈线结构具有足够的强度来承受运行过程中的各种载荷,从而证明了结构设计的合理性。     

ITER校正场磁体馈线结构分析

基于ANSYS对ITER校正场磁体馈线的结构进行了分析。根据馈线结构特点,对有限元模型进行了简化。通过电磁分析,获取了超导母线的电磁力,研究了电磁力与超导母线支撑间距的关系,并根据结果提出了推荐的支撑间距。在进行馈线模型结构分析时,电磁力按支反力的形式施加,并施加不同的载荷工况,获取了不同工况下馈线的应力及变形数据。分析结果显示馈线结构设计是合适的,满足设计应力准则要求。     

HT-7超导托卡马克装置纵场线圈供电电源微机远程控制系统的实现

HT-7超导托卡马克装置纵场电流由一台他励式直流发电机供电,纵场线圈在装置运行时处在超导态,提供稳态场。最大工作电流为5 000 A,电流稳定度需要达到0.5%。介绍了HT-7装置上纵场电源供电系统结构及存在电流稳定度低等主要问题。考虑到在不需要大经费进行电源改造同时又能兼顾满足装置实验要求,提出了如何对现有系统进行改造的方案,并实现了微机远程控制电源系统。升级后系统在实验运行中操作方便,稳定可靠,电流稳定度可达0.1%。     

BEPCⅡ超导插入四极磁体冷却流程的数值分析

按北京正负电子对撞机重大改造工程（BEPCⅡ）计划,为压缩束团尺寸、提高探测器的分辨率以及粒子识别能力,在南对撞区分别安装1对强聚焦超导插入四极磁体（SCQ）和1台超导螺线管探测器磁体（SSM）。本文针对1对超导插入四极磁体的冷却,采用数值模拟的方法给出了SCQ磁体分别采用超临界氦流和过冷氦流两种冷却方式下冷却流程的热力参数,通过对模拟结果的分析,给出了适合该超导插入四极磁体的冷却方式和正常运行的热力参数。还给出了该低温系统关键设备之一的过冷器的设计方法以及设计参数。      

PKU-SCAF 1.3GHz超导腔超流氦冷却循环设计及运行温度优化

超导腔的BCS表面电阻是温度的指数函数,降低超导腔工作温度可以减少超导腔的射频功率损失,但同时制冷设备的效率也会急剧降低.本文以北京大学超导加速器实验装置(PKU-SCAF)1.3 GHz的9壳型超导加速腔为例,对1.3 GHz超导腔采用的压力为3.13 kPa的饱和态超流氦冷却循环方案及运行温度进行了分析研究.从提高超流氦冷却系统的制冷系数、降低超导腔的动态损耗出发,通过对5种超流氦冷却循环方案以及超流氦冷却循环的效率和超导腔低温系统的能耗进行数值模拟和分析,得出了适合PKU-SCAF主超导腔的最佳工作温度为1.95K.     

ITER软X射线相机冷却实验监控系统

作为ITER重要的物理诊断之一,软X射线相机在装置烘烤时将面临高达250℃的环境温度。因此,冷却上限温度仅为75℃的相机探测器至关重要。为了验证冷却效果,所进行的冷却实验采用基于EPICS的监控系统管理实验过程及结果,实现了数据采集、存储、检索以及设备控制等功能,本设计创新之处在于高效的将所有采集控制算法通过EPICS集中实现。本文对监控系统的功能需求、监控参数、硬件及软件设计和测试结果进行了详细描述。结果表明,监控系统运行稳定,不仅为软X射线相机冷却实验提供可靠支撑,也为EPICS在监控系统中的推广提供借鉴。     

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造

针对大亚湾核电站堆芯冷却监测系统(CCMS)面临部件老化、备件无法采购导致系统工作不稳定及故障报警闪发的现状,提出对CCMS进行整体升级改造。描述新CCMS采用国产化安全级仪控平台Firmsys的设计方案,以及对新CCMS的功能及接口等关键技术进行研究与分析;介绍在安装调试阶段遇到的技术问题及其解决方法。对改造后系统进行功能验证,以实现CCMS的自主化设计和改造。     

环形通道内再淹没过程先驱冷却传热特性研究

骤冷前沿推进是失水事故后再淹没过程中堆芯冷却速率的重要标志,先驱冷却传热对骤冷前沿的推进起到关键作用,对先驱冷却传热特性的研究十分必要。本文通过数值求解二维非稳态导热方程获得先驱冷却传热系数,并基于环形通道内底部再淹没实验数据,分析先驱冷却传热系数受初始壁温、入口温度和入口质量流速等参数的影响规律。研究结果表明,初始壁温对先驱冷却传热系数的影响不显著,先驱冷却传热系数随入口质量流速的增加而明显增加,随与骤冷前沿距离的增加而减小,基于实验数据得到本参数范围内先驱冷却传热关系式。     

非能动余热排出系统长期冷却特性实验研究

为了获取ACP100非能动余热排出系统(PRS)长期运行特性,在切除全部堆芯功率这一极限工况下,开展长期冷却特性实验研究。研究发现:在反应堆本体、堆芯及蒸汽发生器储热释放影响下,PRS维持着0.52~0.26 t/h的自然循环流量,系统压力由1.0 MPa持续下降至0.51 MPa,温度堆芯出口温度由178.1℃持续下降至105.0℃;这表明堆芯及系统余热能够安全地排出,ACP100 PRS中的自然循环只会持续地衰减,不会发生停滞后再启动现象。     

电磁法分离铷同位素用接收器的研制

高丰度⁸⁵Rb和⁸⁷Rb是原子钟的核心工作物质,而电磁分离方法是获得高丰度铷同位素唯一可行的方法。接收器是电磁分离器的核心部件之一,分离不同的同位素,接收器的设计参数不同。为保证铷同位素的丰度达到使用要求,通过对接收器口袋参数的计算,确定了铷同位素接收器口袋的尺寸与位置,对口袋的材料与冷却温度进行理论计算,完成了口袋的优化,确定了口袋的冷却温度低于25 ℃,改善了接收器溅射和蒸发对同位素丰度影响的问题。目前,接收器已安装在同位素电磁分离器上,开展了铷同位素的分离实验,确定了理想的分离参数,接收到的铷同位素的丰度取得了突破。     

T型管热混合温度波动特性研究

在反应堆发生失水事故(LOCA)时,一回路系统压力降低,产生大量蒸汽,堆芯应急冷却系统(ECCS)启动后,安注水注入冷腿后在T型管处与蒸汽发生热混合,温度会出现明显波动,同时伴随有一定的回流。本文以T型管中冷热流体混合为研究对象,开展了安注过冷水与冷腿中的饱和蒸汽热混合实验。研究内容主要为过冷水与饱和蒸汽在水平T型管发生热混合之后的水跃和回流现象,基于动量分析的方法,分析了不同流型对热混合后温度分布的影响,提出了两相流动量比关系式用于分析T型管内温度波动特性。     

HLS-Ⅱ恒温冷却水控制系统的设计与实现

HLS-Ⅱ恒温冷却水控制系统用于控制冷却水的温度变化,减少外部环境对设备的影响,以提高光源运行的稳定性。该系统是基于EPICS设计的分布式控制系统,采用串口以太网转换器MOXA6450将数字指示调节器UT55A-20接入到控制局域网中,温度控制在UT55A-20中实现,IOC运行在VMWare虚拟机上。系统自2015年以来运行稳定可靠,冷却水温度控制精度达到了±0.5 ℃的设计指标,为HLS-Ⅱ的稳定供光提供了必要的技术支持。     

Study on the long-term passive cooling extension of AP1000 reactor

The AP1000 with high safety is a generation III pressurized water reactor(PWR),its significant feature is passive safety system.However,its passive cooling can only maintain for 72 h and requires additional support from inside or outside the plant.To solve this problem,this study utilized the WGOTHIC software to calculate and analyze the water inventory in the passive containment cooling water tank under different conditions.The results show that when the cooling water inventory is 6553.78 m3,the AP1000 nuclear power plants can achieve long-term,completely passive cooling without any inside or outside the plant.The same outcomes occur when 65-mm-thick containment wall increases the design pressure rating to 0.6 MPa at the cooling water inventory of 5673 m3.Also,the AP1000 shield building was accordingly improved.An ANSYS analysis of the structural stability of the shield building with a 6000 m3 cooling water inventory confirmed that the new design can meet the requirements of the seismic design and the safe residual heat removal requirements of a large-scale PWR.     

AP1000非能动安全壳冷却水WGOTHIC分析

本文应用WGOTHIC程序对AP1000核岛整体分工况建模,系统分析了多种情况下冷却水装量对安全性的影响。结果表明：非能动安全壳冷却系统失效1 000 s后,安全壳超压;冷却水冷却72 h后得不到冷却水的补充,0.9 d后安全壳超压;冷却水冷却19.6 d后,安全壳虽超压,但小于安全壳屈服极限压力;冷却水冷却30 d后,空气冷却已足够带走堆芯衰变热,而不需人为干预。结果为应急计划制定和设计改进提供了依据。     

HTR-10燃耗自动测量系统

对燃料球进行高效准确的燃耗测量是球床式高温气冷堆实现高利用因子运行的关键环节.10MW高温气冷堆燃耗测量目前未能实现自动运行.结合燃料装卸系统设计原理及燃料循环过程运行特点,对HTR-10原手动燃耗测量提出改进,实现了自动燃耗测量.现场运行结果表明,该方法逻辑准确、可靠性高,能够有效避免人为因素造成的误操作.     

核电发电机组内冷水处理方法

文章阐述了发电机内冷水问题及处理现状,对江苏核电有限公司使用的发电机内冷水处理方法进行了介绍,并分析了该方法的优、缺点.运行结果表明,该系统性能良好,适合发电机组内冷水处理的广泛应用.     

关于核电厂冷却方式的探讨

美国环保局即将发布的冷却水标准,可能冲击核电厂现有冷却系统的运行模式,这引起了我们对核电厂冷却方式的关注和探讨。简要介绍了国际上电厂主要冷却方式,以及各国电厂冷却系统的应用情况,分析了冷却系统带来的环境和社会影响,并探讨了对未来核电厂冷却系统提出更高要求的意义,最后提出了一些发展和完善我国核电厂冷却系统及标准的建议。     

电子直线加速器的温度瞬态问题

文章运用逐步逼近法求出了电子直线加速器在升温过程中温度变化的较精确的解析解,并对一种U型水冷系统的加速器作了详细分析,从瞬态变化的角度讨论了这种水冷系统的性能,研讨了电子束能量变化及时间常数。结果与实验吻合。     

基于优化算法的华龙一号设备冷却水系统配置研究

针对电厂设备冷却水等冷链系统的设计余量大、冬季供水温度低等问题,提供了一套创新设计方法,该方法可用于在总体设计阶段确定系统配置和运行方案。首先基于系统热平衡的基本原理,建立热工评估模型;基于满足安全和运行条件下尽可能提高经济性的指导思想,建立经济性评估模型;然后基于优化设计的基本原理,开发多目标优化算法及分析程序;最后应用上述程序处理系统设计中的多目标优化问题,最终实现系统方案评估。给出了华龙一号设备冷却水系统优化评估结果,使电厂经济性明显提高;突破传统过于依赖设计经验、定量分析不充分的单线设计流程;在多专业、多变量设计方案调整及参数优化时,采用软件决策辅助人工决策,缩短设计耗时、提高准确度。