快堆蒸汽发生器热力参数对泄漏探测系统响应特性的影响

研究建立了水泄漏引起的钠水反应产物在快堆蒸汽发生器和取样支路传输扩散的一维数学模型,分析了蒸汽发生器流量、钠温度和取样支路流量对泄漏探测系统响应特性的影响。模型计算和实验结果表明：蒸汽发生器流量的增加将缩短系统的响应时间,但却降低了蒸汽发生器钠出口处的氢离子浓度,使系统探测水泄漏的灵敏度降低;蒸汽发生器钠温度对系统的响应时间影响不大,钠温升高,OH^-离子的离解速率加快,探测系统的灵敏度提高;增大取样支路流量可改善系统的响应特性。     

冗余系统共因失效的载荷-性能分析与概率估算

从可靠性数学的角度,以环境载荷与零件性能的特征及其相互关系为背景,探讨了k/n(F)冗余系统共因失效的原因与机理,并致力于冗余系统共因失效概率预测的精确方法。分析表明,对于各零件处于同一载荷环境的系统,环境载荷的随机性是导致系统共因失效的最基本的原因。     

自适应蒙特卡罗方法计算海水淡化堆非能动系统物理过程失效概率

物理过程失效的研究对于非能动系统十分重要。目前,已被广泛应用的重要抽样蒙特卡罗方法需要依赖改进的一次二阶矩法寻找设计点。本文应用自适应蒙特卡罗方法,利用自适应方法确定重要密度函数,避免了改进的一次二阶矩法的不足,提高了抽样效率,而且在相同的模拟条件下,可较好地改善相对误差。以245 MW海水淡化堆非能动系统为研究对象,用自适应蒙特卡罗方法和目前已有的其他方法研究非能动系统的物理失效概率,最后对各方法在非能动系统上的适用性进行比较分析。     

基于系统程序的压水堆核电厂热力系统建模

利用核电站最佳估算热工水力系统程序RELAP5,以大亚湾核电站的核岛和常规岛为模型,对压水堆核电站一、二回路整体的热工水力系统进行建模分析.研究了传统核电站安全分析建立的基本系统模型和常规岛二回路主要的系统模型,主要针对汽轮机回路的建模进行研究分析.稳态数值计算结果与核电站满功率运行数据基本一致.     

超临界核电厂汽轮机和热力系统的研究

超临界核电机组的汽轮机为超临界、冲动式,其所有转子叶片材料均采用成熟的火力发电厂超临界机组叶片材料,并采用外来的清洁蒸汽作为密封蒸汽。机组的热力系统增加了启停系统,在启动和停止阶段为超临界核反应堆提供所需的冷却剂流量,适应机组滑压启动要求。本文对超临界核电机组的汽轮机设计和热力系统的总体方案进行了详细介绍。     

响应曲面法优化Fenton法氧化降解废闪烁液的条件

采用响应曲面法优化Fenton法氧化降解闪烁液的的实验条件。以FeSO_4浓度、H_2O_2浓度、pH、时间和温度为考虑因素,以闪烁废液样品的总体化学需氧量(COD)去除率为响应,进行5因子中心组合实验设计。结果表明,预测模型的回归性好,拟合程度较高,方程的决定系数R2为0.938 1,校正的决定系数R_(Adj)~2为0.880 1。预测最大的COD去除率为87.19%,对应的最优实验条件为:FeSO_4浓度为0.99mmol/L,H_2O_2浓度为57.50mmol/L,pH值为2.48,时间68.53min和温度76.59℃。该实验条件下COD去除率实验平均值为85.81%(n=3),实验结果与预测的COD去除率相对误差为1.58%,说明响应曲面法适应于优化Fenton法氧化降解闪烁液的试验条件。     

核电厂构筑物和设备高置信度低失效概率抗震能力值的计算方法

计算核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低失效概率抗震能力值(HCLPF)是地震概率安全评价(SPSA)、地震裕度评价(SMA)的一个重要步骤.介绍在工程上常用的3种计算SSC HCLPF值的方法:概率易损性方法、保守的确定性失效裕度(CDFM)方法以及通过试验数据获取HCLPF值的方法,并对比研究近年来在计算HCLPF值方法上的新进展,最后给出了计算HCLPF值的一些建议.     

反应堆系统地震载荷下动力响应计算的不确定性分析

反应堆结构在地震载荷下的动力分析是反应堆系统安全设计的重要环节。反应堆系统的关键参数由于计算误差、制造工艺和安装过程中的随机和其他不可控误差影响,通常存在一定的不确定性。本文开展了反应堆系统中结构参数不确定性对地震载荷下系统动力响应的影响研究。应用最大熵原理,建立描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度分布函数。应用马尔科夫链蒙特卡洛采样（MCMC）技术,对系统关键参数进行采样,建立不同参数下地震响应的输入输出数据池,基于数据池考察反应堆系统不同位置和部件的动力响应分布。研究表明,上、下堆芯板附近的动力响应的不确定性存在不同分布。本文所述研究对评价反应堆系统地震分析模型的鲁棒性和动力响应结果的可靠性提供了定量分析手段。      

超临界水热力系统的稳定性的简化模型分析

针对超临界水热力系统建立了简化模型,采用微扰动线性化及Laplace变换,对热力系统的非线性守恒方程进行线性化处理,建立了传递函数;用无量纲的次拟临界数和过拟临界数建立了稳定边界图;考察了一些重要参数对系统稳定性的影响.研究结果表明,系统在拟临界点附近存在不稳定区域;增大系统入口阻力或流体入口速度均有利于系统稳定,而增加加热段长度和重力加速度均不利于系统稳定.     

压水堆核电机组二回路热力系统热经济性的矩阵分析方法

针对现有压水堆核电机组二回路热经济性分析方法,结合等效热降算法、矩阵算法与常规热平衡算法,经过理论分析和数学推导,构建了核电机组二回路汽水分布方程,导出了适合压水堆核电机组二回路热力系统热经济性定量分析的矩阵分析方程.该方程的结构与压水堆核电机组二回路的热力系统一一对应,构造容易,各项含义明确.实例计算证明,本文所提理论模型准确、可靠.     

基于自适应重要抽样法非能动系统功能故障概率评估

针对非能动系统功能故障概率评估,提出一种新的自适应重要抽样方法。这种方法先对失效域进行预抽样,然后拟合出失效域中样本分布的密度函数,以之作为重要抽样密度函数。以1000 MW非能动先进压水堆(AP1000)非能动余热排出系统为研究对象,考虑模型和输入参数的不确定性,将响应面法和自适应重要抽样法相结合,对其进行功能故障概率评估。结果表明:与传统的概率评估方法相比,自适应重要抽样法具有较高的计算效率,同时又能保证很高的计算精度。     

应用抽样统计方法计算DNBR限值

应用根据Wilks公式发展的抽样统计方法及VIPRE-W程序计算DNBR和出口含汽率的参数不确定性,再结合模型与DNB关系式不确定性,得到DNBR的设计限值为1.220。与RTDP方法得到的DNBR限值进行比较,得出此方法能得到更多的DNBR裕度。     

基于响应表面法的汽轮机叶片随机响应特性分析

为了满足二回路汽轮机叶片可靠性设计的要求,在概率有限元的基础上引入响应表面法,考虑汽轮机叶片材料参数和载荷参数的随机性,计算得到叶片的随机响应的统计特性及累计概率分布函数,并对叶片的可靠性进行分析。采用概率敏感性分析方法,分析随机响应变量相对于随机输入变量的概率灵敏度。最后,通过对叶片结构响应与随机输入变量散点图的分析,给出关于如何提高叶片可靠度的建议。计算结果表明,该方法计算速度快,计算量小,精度高。     

基于统计抽样的敏感性系数计算方法

分析核系统的不确定性和敏感性,对于减小核设计的设计余量、提高核系统的经济性具有重要意义。基于统计抽样的不确定度分析方法,由于算法简单、可考虑高阶效应且对响应量没有特殊要求等,越来越受到重视。但之前认为基于统计抽样法很难进行敏感性系数分析,其原因主要是响应量的变化是由多变量同时变化引起,很难把单独一个变量的变化导致的响应量的变化确定出来。本文首先推导了利用统计抽样法进行敏感性系数分析的理论公式,然后利用裸堆双群近似的临界公式和复杂的压水堆单栅元问题进行了验证,验证了统计抽样法的可行性。针对实际问题协方差矩阵求逆困难的问题,本文提出了两种替代解决方法,即采用简化协方差矩阵或统一微扰量的方法,利用²³⁵U裂变截面对上述方法进行了验证分析,证明了方法的可行性和正确性;同时分析了不同敏感性系数对不确定度计算的影响。     

基于最优化线抽样法的XAPR自然循环功能失效研究与分析

针对多维不确定性参数、小失效概率的功能可靠性分析,提出了一种优化线抽样的可靠性分析方法。该方法采用遗传算法求解约束条件的优化模型来寻求最优化重要方向,进而得到失效概率的高效估计。以西安脉冲堆（XAPR）自然循环冷却堆芯能力的可靠性评价为例,考虑模型与输入参数的不确定性,对中破口失水事故下的自然循环功能失效概率进行了量化分析。结果表明：与其他概率评估方法相比,本文方法具有很高的计算效率,同时又能保证很好的计算精度;对隐式非线性的功能可靠性分析是有效可行的,具有很强的适应性。     

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。     

Improvement of Monte Carlo Lattice Burnup Calculation Performance with the Correlated Sampling Method

For next generation reactor designs, which are attempting wide variations of assembly configurations, the flexibility Monte Carlo method holds is attractive, but still costly for repetitive design study works. This paper presents an advanced correlated sampling (ACS) method which was developed to speed up Monte Carlo lattice burnup calculations. The ACS method is the combination of the correlated sampling method and a pseudo-scattering technique. All burnup steps are considered as consecutive perturbed problems using the same neutron collision history, which is pre-calculated based on a selected unperturbed problem. Since neutron weights can be adjusted on every collision point, rather than along paths between them, the perturbed calculation is very fast and the neutron collision history is light enough to be stored in memory or physical storage, which is an indispensable feature for consecutive perturbed calculations. The presented theory shows that the ACS method has good potential to work for a wide range of neutron absorption variations, the dominant perturbation in the lattice burnup. In an example calculation on a BWR lattice, the ACS calculation results of 600,000 neutrons/step agree well with the independent Monte Carlo runs of 20,000,000 neutrons/step within 0.1%dk/k in terms of k_? throughout 95 steps (~50GWd/t). Average calculation time of neutron tracking with the former method is 3.4 s/step with 600,000 neutron histories on a single processor of an Alpha21164-600 MHz, and the speed-up factor against the Monte Carlo calculation turns out to be about 100.     

基于动态参数法的反应堆周期计算稳定性优化研究

本文对反应堆启动数据进行了统计分析,得出反应堆启动过程的不同阶段测量信号涨落特性不同,提出了一套基于动态参数法的反应堆周期算法。结果表明,该方法有效地改善了反应堆周期计算的稳定性,具有一定的工程应用价值。     

用Monte Carlo方法计算HTR-10余热排出系统物理过程的失效概率

介绍了计算物理过程失效概率的蒙特卡罗方法(Monte Carlo).应用重要抽样蒙特卡罗方法计算了10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统物理过程的失效概率,并进行了误差分析.与响应面方法的计算结果进行比较后发现,两种方法得到的计算结果数量级相同,进一步验证了以下结论:由于采用了非能动设计,HTR-10的余热排出系统的失效概率至少降低了3个数量级.