基于MATLAB的1 000 MW核电机组反应堆CHF特性分析

以某1 000 MW机组核电站压水堆设计及试验数据为依据,将燃料组件沿轴向分为若干个控制体,利用MATLAB软件对临界热流密度(CHF)特性进行了计算。计算结果表明:正常运行工况下沿冷却剂流动方向,冷却剂温度从下部第一个控制体到最上部控制体,温度变化趋势为先慢后快最后变化平缓,最高温度值出现在堆芯出口处;燃料棒表面温度变化与核功率有一定的相关性,核功率比较大的燃料棒中间区域热流密度也较大;各核功率状态下偏离泡核沸腾比(DNBR)最小值出现在中间稍偏上的控制体处,DNBR值总体上呈两头大中间小的趋势;最高核功率状态下,最小DNBR值最接近1.3,实际热流密度最接近CHF,出现CHF现象的概率增加,运行过程中应防止反应堆超功率运行。     

海洋条件下反应堆热工水力特性研究进展

浮动核电站受海面风浪影响会产生多种运动形式,造成堆芯热工水力特性改变,威胁反应堆运行安全。针对我国浮动核电站的研发设计需求,对海洋条件下反应堆热工水力特性的国内外研究进展进行综述,重点关注了海洋条件下流动换热、汽泡行为、流动不稳定性与临界热流密度等方面的研究进展,并提出了未来研究中需重点关注的内容。     

基于RELAP5的反应堆失控提棒反应性引入分析

失控提棒是核电厂中发生频率较高的事故。为了了解该事故发生时核功率、堆芯核通量、堆芯热流密度的表现形式,以某机组压水堆运行核电站设计数据为基础,利用RELAP5进行了反应堆失控提棒反应性引入计算分析。计算结果表明,在次临界状态、热态零功率或有功率状态下,事故过程中核功率响应,虽然在瞬态中的核功率峰值很大,但时间很短,能量释放和燃料平均温度的增加并不大。控制棒组失控提升连续引入反应性,使核功率迅速增长,但功率的增长将被负的多普勒反应性反馈所限制。在高反应性引入速率时,堆芯核通量上升很快,高核通量信号会导致停堆事件的发生。由于燃料和冷却剂系统液体热容的影响,堆芯热流密度将滞后于核通量的增加。为了避免燃料元件包壳损坏,就应该使反应堆保护系统能够在偏离泡核沸腾比(DNBR)下降到限值之前终止该事故。     

金属丝缠绕光管强化泡核沸腾的实验研究

实验表明,螺旋金属丝緾绕的水平光管能显著强化以氟里昂R-113、R-11和酒精为工质的池沸腾传热,在氟里昂一类的池沸腾传热过程中无“温度过头”,优于GAWA-T管,基于无因次分析,建立一个关联式并把实验数据在25％以内的误差关联起来。     

基于热流密度监测机械系统状况的研究

本文提出采用热流密度进行机械系统状况监测的新方法．研究了通过热流密度来监测机械系统接触工况和发热状况．实验证明，应用热流密度来进行工况监测比采用温度监测更敏感，同时也能反映更多维的工况信息，具有广阔的应用前景．     

基于热流密度的钢坯加热节能控制模型研究

本文基于钢坯加热的热流密度分布关联加热能耗的原理,提出一种重建加热钢坯表面的热流密度分布曲面模型的方法,以期将来能通过它建立热流密度概率密度分布曲面,调整热流密度概率密度分布曲面的权值来达到钢坯加热节能控制的目的。     

基于MCNP的AP1000压水堆栅元反应性模拟

采用蒙特卡洛中子-光子(MCNP)输运程序构建了AP1000压水堆栅元模型,进行典型燃料组件的栅格反应性模拟计算。研究了不同硼酸溶液浓度和水铀比下栅元的有效增值因数Keff值的变化规律,得到了AP1000典型燃料组件的栅元反应性变化规律,以期为核反应堆运行及设计提供数据参考。     

自然循环流动沸腾逆流实验研究

为了研究加热通道中逆流的特征和机理,本文进行了低压高入口过冷度下的自然循环实验。通过采用逐渐增加实验热流密度的方法,在自然循环流动沸腾实验中识别了3种自然循环模式:稳态自然循环、流动不稳定性(无逆流)和逆流。对比实验热流密度和经验关系式计算的临界热流密度预测值,解释了逆流的机理:流动不稳定性诱发了间歇干涸型沸腾临界,间歇干涸导致了逆流的产生。分析了自然循环工况和回路结构对逆流的影响,并结合实验段出口水温波动、壁温分布和间歇干涸的发生建立了流动不稳定性工况下实验段内的流型,单相流体和两相混合物的交替通过加热段出口。本文给出不同热流密度下的自然循环模式,可为自然循环系统的设计和安全分析提供参考。     

低蒸汽含量的二相流流动沸腾研究

以R-113为介质,研究了汽泡流和腾涌流流型时的流动沸腾传热。认为液体主体中汽泡的扰动对壁面处的传热有较大影响,当流型发生转变时,其传热机理发生相应的变化。考虑管内汽泡流中汽含率的影响进而导出流动沸腾传热系数表达式,并对氟里昂流动沸腾传热的特点进行了分析。     

基于临界平面法的混凝土疲劳寿命预测研究

利用疲劳分析的临界平面方法和有限元分析手段,以塑性应变能密度为损伤参量,计算混凝土疲劳试件在疲劳载荷作用下的累积损伤,得到损伤累积规律,结合实验结果建立疲劳损伤累积方程,并得到临界最大累积损伤及其产生的位置.考虑载荷水平的影响,得到规范化的临界塑性应变能密度和应力水平的关系方程.结合疲劳损伤累积方程和损伤与应力水平关系方程,对试件疲劳寿命进行预测,预测结果与实验结果吻合很好.     

基于数字化控制的核电站反应堆功率控制系统

秦山一期工程300 MW反应堆控制棒控制和棒位监测系统（以下简称反应堆功率控制系统）采用基于PLC技术、数字化通信技术以及冗余技术设计,实现了反应堆功率的自动调节和集中控制.本文对反应堆功率控制的仪控系统特点及其数字化改造的硬件设计方法进行了介绍.数字化改造后的秦山一期工程反应堆功率控制系统能为人机交互作业提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,系统的可靠性得以极大改善.     

1000MW压水堆核电机组一回路充排水过程中水位测量仪表偏差分析

应用流体力学中关于管道流动阻力的理论,分析1000MW压水堆核电机组在常温常压下一回路排水过程中水位的变化情况,找出水位偏差大的原因,并提出解决这一问题的措施。     

喷涂多孔表面沸腾传热实验研究

对喷涂多孔表面沸腾传热进行了实验研究,喷涂多孔表面有三种厚度,采用蒸馏水、乙醇和R—113作实验工质,实验在当地大气压下进行．实验结果表明：喷涂多孔表面上产生沸腾的起始过热度低,传热系数比光滑表面高2—5倍．喷涂多孔表面沸腾临界热流也比光表面高,可以在比较宽的热流范围内强化沸腾换热．实验还表明：喷涂多孔表面也具有沸腾滞后现象,但是,滞后过热度较小．喷涂技术不仅具有设备简单、操作方便、费用低等优点,还具有能够适应不同基体表面形状的特殊优点．因此,喷涂表面是热管技术和蒸发器强化沸腾传热的一种有效方法．     

融合多尺度特征的核电施工图纸表格单元格识别

在核电企业数字化转型过程中,人工识别图纸误差较高,易造成企业损失,有必要利用自动化提取表格信息技术代替人工。表格结构识别是表格信息提取的关键技术,但核电施工图纸表格结构复杂且样本少,影响了识别效果。针对这一问题,提出了结合高效注意力机制的多尺度扩展模型EPNet,引入了渐进式尺度扩展模块,增强了有效特征通道权重,实现了少样本的有效特征信息获取。另外,利用局部特征中的文本区域和全局特征中单元关系的视觉信息来获得可靠的单元格边界,提高边缘拟合的精细度。实验结果表明,该模型在识别核电施工图纸中的表格单元格结构方面表现出色,与Mask R-CNN模型相比,精确度提高了1%,F1值提高了3%,具有较高的准确性和鲁棒性。     

某核电站2#机停堆断路器无法合闸原因分析及处理

简述停堆断路器合闸电气回路原理,分析了某核电站2#机组进行反应堆保护系统(RPR)执行机构及保护信号输出功能试验(T3试验)时停堆断路器RPA300JA无法合闸事件的根本原因。结果表明,故障的根本原因是预合闸辅助接点(PF)表面吸附不导电异物引起辅助触点接触不良。建议在今后的检修工作中,对非密封式精密导电元器件进行更有效的防护,注重对该类部件的状态检查,并对该辅助接点进行5个换料周期(5C)定期更换。     

基于喉部出口流场的核电机组凝汽器壳侧蒸汽流场数值研究

对凝汽器喉部流动进行数值模拟并提取数据,将喉部出口流场数据作为入口边界条件,对凝汽器壳侧蒸汽流场进行了更准确的数值模拟和研究。结果表明,入口蒸汽均匀分布情况下,蒸汽在4个管束模块区域均呈现向心式的流动趋势;蒸汽入口不均匀分布情况下,蒸汽在两侧蒸汽通道内和中间蒸汽通道内有下冲流动,形成了对管束模块的包绕流动。因此,对于开展与凝汽器壳侧蒸汽流场分布相关性能的研究,建议基于喉部出口流场对凝汽器壳侧蒸汽流动进行数值模拟。     

环境友好的非等温反应器网络综合研究进展

化学反应器是过程工业中最重要的单元装置 ,由其组成的系统决定了全流程的特性。为了实现清洁化工过程设计 ,以废料最少为优化目标 ,致力于反应器系统的研究 ,探索处理反应器网络综合问题的新策略具有十分重要的理论意义和现实意义。综述分析了环境友好的非等温反应器网络综合的研究进展 ,指出了该领域的进一步发展趋势