反应堆工程

  • “华龙一号”功率量程中子注量率变化率高停堆功能优化研究

    周洺稼;张薇;朱建敏;王凯;毛玉龙;胡友森;

    功率量程中子注量率变化率(dφ/dt)高保护功能为控制棒失控下落或弹棒事故提供保护,但在正常运行瞬态中,其停堆裕量也相对较低,存在误触紧急停堆的风险。本研究基于对第三代核电“华龙一号”功率量程中子注量率变化率(dφ/dt)高保护功能逻辑和定值的分析,以及对正常运行瞬态过程中子注量率变化率(dφ/dt)、主泵转速和冷却剂平均温度变化特性的研究,提出了冷却剂平均温度修正通道的优化方案。通过系统程序进行建模和模拟,计算结果验证了优化方案的可行性与有效性。优化方案可用于“华龙一号”的持续改进和后续机组,可避免在调试试验、定期试验以及突发的正常运行瞬态中误触紧急停堆的风险,有利于提升核电厂运行的安全性和经济性。

    2023年06期 v.43;No.184 1203-1207页 [查看摘要][在线阅读][下载 605K]
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  • “华龙一号”压力容器直接安注旁流与传热试验研究

    肖卫明;彭帆;邢军;卢冬华;汪春宇;王晶晶;

    压力容器直接注入(DVI)技术以其独特的性能逐渐被许多新型压水堆采用,但在DVI系统投入使用时会因为安注水旁流现象降低安注流量以及对压力容器壁面产生承压热冲击(PTS)。本试验以“华龙一号”DVI优化技术的安注系统为研究对象,在以1:5缩比的试验本体上,以蒸汽模拟大破口失水事故(LBLOCA)完好环路回流蒸汽,测量再淹没阶段不同DVI管嘴结构对安注水旁流特性以及压力容器壁面局部对流换热系数的影响。旁流试验发现有导流管的DVI管嘴旁流份额均显著降低;由于蒸汽冷凝作用,流向破口冷管段的蒸汽量减少,蒸汽注入比空气注入时旁流量要小得多。传热试验发现,有导流管嘴时DVI安注对压力容器内壁面影响区域较小且主要集中在管嘴正下方区域;无导流管嘴的换热系数基本上随安注流量的增大而增大。

    2023年06期 v.43;No.184 1208-1215页 [查看摘要][在线阅读][下载 883K]
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  • “华龙一号”中子源位置设计研究

    林俊;李先俊;李志军;包鹏飞;何明涛;王鑫;

    反应堆启动中子源布置位置设计在关注堆外源量程探测器计数率大小的同时,也需要关注其对达临界过程中的倒计数率曲线变化特性的影响。本文通过OpenMC程序建立了精确的“华龙一号”首循环堆芯及堆外探测器响应计算模型,并通过防城港3号机组、某CPR1000机组首循环的实测数据对计算模型的精度进行了验证,而后计算了中子源布置在不同组件位置时,冷停堆状态下的探测器计数率的差异以及达临界过程中倒计数率曲线的变化特点。结果表明,当中子源布置在堆芯外围时,探测器的计数率会相对更大,同时达临界过程中的倒计数率曲线呈现出明显的外凸形状,随着中子源的布置逐步靠近堆芯中部,探测器的计数率逐步减小,达临界过程中的倒计数率曲线的形状会逐步由外凸向内凹转变。对于“华龙一号”,在中子源强相对较高的情况下,将中子源布置在C12位置可以使得倒计数率曲线呈现出较好的线性度。本文中的计算模型可应用于各堆型的中子源位置设计,为工程设计中中子源位置的选择提供参考。

    2023年06期 v.43;No.184 1216-1221页 [查看摘要][在线阅读][下载 763K]
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  • 停堆碱性运行对“华龙一号”CIPS风险的影响研究

    曹建华;王华鑫;毛玉龙;金德升;胡艺嵩;蒙舒祺;

    为评估中广核“华龙一号”停堆碱性控制对燃料组件垢致轴向功率偏移风险(CIPS)的影响,本文从理论分析和软件计算两个角度进行了研究。结果表明,压水堆停堆碱性控制会显著减少燃料组件表面污垢的释放,主要表现为抑制镍铁氧化物(Ni_xFe_(3-x)O_4)的分解。该机组停堆碱性控制状态下燃料组件表面的污垢继承率约为85%,最大硼沉积质量为0.099 7 kg,评估结果为CIPS低风险。但相比停堆酸性控制,实施停堆碱性控制后的压水堆在后续燃料循环内发生CIPS的风险更高,具体风险等级还需结合机组的热工水力参数和一回路水化学环境进行评估。

    2023年06期 v.43;No.184 1222-1227页 [查看摘要][在线阅读][下载 754K]
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  • 一回路注锌对“华龙一号”CIPS风险的影响研究

    张薇;田雅婷;毛玉龙;阮天鸣;金德升;蒙舒祺;

    压水堆运行期间堆芯沉积的污垢有可能导致反应堆发生垢致轴向功率偏移,国际上诸多压水堆运行经验表明一回路注锌能够降低垢致轴向功率偏移风险。本文研究了一回路注锌对垢致轴向功率偏移影响的深刻原因,并采用中广核自主开发的污垢分析软件CAMPSIS对“华龙一号”机组开展了注锌前后的垢致轴向功率偏移风险评估。计算结果表明,注锌能够减少污垢总量以及硼析出量,进而降低垢致轴向功率偏移风险。研究成果为压水堆实施一回路注锌提供了理论依据和数据支撑。

    2023年06期 v.43;No.184 1228-1234页 [查看摘要][在线阅读][下载 837K]
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核安全

  • 核电厂NSSS控制功能纵深防御设计及验证

    宫爱成;梁浩鑫;王凯;臧新;王鑫;

    本文介绍了“华龙一号”核电厂核蒸汽供应系统控制功能的组成部分,并重点阐述了其功能设计和功能分配所遵循的纵深防御设计原则,控制功能的优先级分配方式。同时,以一回路水装量控制为例介绍其具体的控制功能设计过程,控制性能的分析优化方法和电厂的调试试验结果。最终表明,“华龙一号”核电厂核蒸汽供应系统控制功能具备纵深防御能力,可以有效提高核电厂的安全性和经济性。

    2023年06期 v.43;No.184 1235-1242页 [查看摘要][在线阅读][下载 758K]
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  • 不可凝气体对中压安注系统的影响分析研究

    闫明晶;许晨德;王茹;

    2008年,NRC发布公开信GL2008-01“Managing Gas Accumulation in Emergency Core Cooling,Decay Heat Removal,and Containment Spray Systems”,要求核电厂执照申请者必须提供电厂对不可凝气体的应对措施,并证明电厂的设计建造等满足公开信的要求。核电厂发生丧失冷却剂事故下,安全注入系统启动,将含硼水注入到反应堆冷却剂系统,防止堆芯裸露,限制燃料包壳温度的峰值。核电厂正常运行期间,安全注入系统处于满水备用状态。如果系统内产生、积聚不可凝气体,可能导致事故后安全注入系统无法立即投使,进而影响核电厂的安全运行。因此,必须对核电厂安全注入系统不可凝气体问题引起足够的重视。目前,关于该领域的研究工作主要涉及不可凝气体在流体系统中集聚可能影响泵性能甚至导致其无法执行安全功能,主要导致的故障包括:泵气缚、泵突然抱死和泵机械性能降级。对于泵后的系统管道含不可凝气体的水锤现象研究较少。因此研究安全注入系统不可凝气体的水锤分析问题,分析潜在不可凝气体对安全注入系统注入功能的影响对核电厂的安全运行具有重要意义。

    2023年06期 v.43;No.184 1243-1249页 [查看摘要][在线阅读][下载 818K]
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  • MATXS格式多群核截面数据加工平台研制与CMGC1.0数据库验证

    杨寿海;曹南凤;刘杰;熊军;祖铁军;徐宁;曹良志;

    中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序的基础上联合开发了MATXS格式多群截面加工平台(CXROS),用于处理ENDF-6格式的评价核截面数据。研制过程通过需求分析、理论算法说明、程序设计和编码、测试与验证等流程的控制保证了研制过程的高可靠性。基于新研制的多群核截面数据加工平台,采用ENDF/B-Ⅶ.1评价核截面数据库,开发了适用于压水堆核电厂和干法贮存容器临界计算的361群中子的MATXS格式多群截面数据库CMGC1.0,并使用DRAGON4程序以及WLUP临界基准题对其进行基准验证。验证结果表明,CMGC1.0数据库的临界基准平均偏差为0.93%,最大偏差为3.68%,可满足压水堆乏燃料组件干法贮存容器临界设计的工程应用需求。本工作可以为核截面加工平台和截面数据库的加工与验证提供借鉴。

    2023年06期 v.43;No.184 1250-1257页 [查看摘要][在线阅读][下载 875K]
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  • 压水堆核电厂裂变产物包壳破口释放机理的研究与验证

    郭润春;吕炜枫;高耀毅;熊军;

    燃料棒包壳间隙内裂变产物通过包壳破口向一回路冷却剂的释放过程为一回路冷却剂源项计算的关键机理,其包壳释放系数为各一回路源项计算软件中的核心参数。基于一阶动力学模型,建立了一套可描述国内典型压水堆核电厂燃料包壳出现极小破口、小破口、中等破口及大破口情况下的裂变产物包壳释放模型并使用国内典型压水堆核电厂15个燃料破损循环的一回路放化取样数据进行验证,结果表明~(133)Xe、~(131)I、~(133)I等关键核素的计算值与核电厂放化数据实测值符合程度较高。建立的包壳释放模型可应用于一回路冷却剂源项计算软件以及燃料包壳破损诊断软件。

    2023年06期 v.43;No.184 1258-1265页 [查看摘要][在线阅读][下载 927K]
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  • 基于ASTEC的压水堆严重事故下碘行为不确定性量化研究

    欧平文;陈勇征;陈鹏;

    在严重事故源项分析中,碘作为最危险的放射性核素之一,在被人体吸入和摄入后会对人体甲状腺造成威胁.碘行为相关模型中存在的不确定性会对严重事故源项评估产生了影响。本文的目的是用严重事故一体化程序ASTEC和不确定性分析工具SUNSET,以事故进程较快的大破口失水事故为代表序列,对典型第三代压水堆严重事故中碘行为进行不确定性量化研究。选择I_2在干燥油漆结构表面的吸附率、安全壳内置换料水箱中的pH、安全壳内置换料水箱中的额外剂量率、冲刷效应的滞留比例以及一回路释放到安全壳的气态碘份额作为不确定性参数,分析不同形式的碘释放到环境中的质量,并给出了3天内的偏相关系数、边界值、百分位数和概率密度函数。结果表明,冲刷效应的滞留比例和一回路释放到安全壳的气态碘份额对结果影响较大,且碘化银与冲刷效应对碘的影响有待进持续研究。

    2023年06期 v.43;No.184 1266-1272页 [查看摘要][在线阅读][下载 803K]
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  • 压水堆核电厂燃料包壳破损判断准则研究

    熊军;吕炜枫;郭润春;高耀毅;

    燃料包壳为压水堆核电厂放射性包容的第一道屏障。因燃料包壳破损的发生不可避免且其对核安全的影响显著,燃料包壳破损诊断是压水堆核电厂必备的技术。分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题,提出了根据一回路冷却剂中放化指标判断压水堆核电厂燃料包壳是否发生破损的系列判断准则,并对可能影响诊断结果的因素进行了探讨。基于国内在役核电厂实际的运行数据对判断准则进行了测试,测试结果表明,提出的燃料包壳破损判断准则可准确地诊断燃料包壳破损的发生,且有更广泛的适用性。

    2023年06期 v.43;No.184 1273-1280页 [查看摘要][在线阅读][下载 741K]
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  • “华龙一号”核电机组硼稀释事故PCI瞬态研究

    吴宇婷;袁昭君;

    基于一维核热耦合程序POPLAR对硼瞬态模块开展了反应性验证,验证结果表明程序对于硼稀释过程的核反馈计算准确性较好。在此基础上采用一维核热耦合方法对硼稀释PCI瞬态过程进行了分析。分析中考虑了堆芯初始状态、R棒棒位及超温ΔT保护信号的影响。计算结果表明,在不考虑保护信号的情况下,初始ΔI越负,R棒提出步越大,堆芯的功率畸变程度及线功率密度峰值愈高;若考虑保护信号,则堆芯初始状态对停堆时刻堆芯功率畸变程度及线功率密度峰值影响较小。

    2023年06期 v.43;No.184 1281-1287页 [查看摘要][在线阅读][下载 1001K]
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核设备

  • 先进压水堆反应堆堆坑通风散热数值模拟与试验研究

    吴汉柱;李石磊;李跃忠;冉小兵;杨景超;周万云;

    先进压水堆反应堆压力容器(RPV)保温层与堆坑混凝土之间设置通风,可带走RPV保温层散失的热量,从而降低堆坑环境温度,保障反应堆设备的安全运行。堆坑通风通道结构复杂,存在多处突扩或突缩,且筒体段流道被保温支承遮挡,因此,堆坑风速存在着不均匀,甚至存在局部死区,可能造成RPV保温层外表面和堆坑混凝土局部热点。因此需开展堆坑风场及温度场研究。本文运用CFX对堆坑通风及散热进行了数值模拟,并对比了热试期间堆坑温度实测数据。结果显示,堆坑风场呈螺旋上升形式,可以有效冷却堆坑物项,堆坑温度场满足设计要求;堆坑空气温度在高度方向梯度分布,RPV保温背风区存在局部热点。

    2023年06期 v.43;No.184 1288-1293页 [查看摘要][在线阅读][下载 774K]
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  • 核电厂蒸汽发生器传热管接近管运行特性研究

    邱桂辉;任红兵;周鹏;赵彦博;邓小云;

    由于传热管结构设计考虑裕量不足,以及制造、运输、安装过程中的不当操作,蒸汽发生器弯管区传热管之间可能存在接近管现象。本文针对存在接近管的蒸汽发生器管束区进行三维流场分析,对接近管的振动运行特性进行分析评价,并对运行期间存在接近现象的传热管间隙变化进行了评估。分析结果表明,管子因湍流激励导致的最大振幅均方根值约为50μm,考虑相邻两个管子的振动,当两根管子之间的间隙大于0.3 mm时,可以认为传热管不会发生因流致振动导致的接触磨损。一对接近管的小半径传热管被执行堵管后,热膨胀将使存在接近管现象的两根传热管之间的间隙将进一步增加。

    2023年06期 v.43;No.184 1294-1299页 [查看摘要][在线阅读][下载 789K]
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  • 浅谈基于RSE-M2010版及2012补遗的第三代核电堆型役前检查设计的几点建议

    唐亮;万志坚;李家康;匡艳军;

    根据RSE-M 2010版+2012补遗附录1.3—适用法规标准清单,与本版本RSE-M规范相匹配的设计建造规范版本为RCC-M2007版+2008补遗+2009补遗。鉴于国内第三代机组均基于RCC-M2007版开展设计和建造,重点针对RSE-M2010版+2012补遗中役前和在役RSE-M分级和检查物项筛选要求进行梳理,分析规范使用与国内核电设计工程实践的局限性和建议解决策略,为后续第三代堆型役前检查正向设计提供参考。

    2023年06期 v.43;No.184 1300-1304页 [查看摘要][在线阅读][下载 745K]
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  • 核电厂设备闸门法兰密封结构对密封性能影响的研究

    赵小红;周宇鹏;陈笋;

    设备闸门贯穿核电厂反应堆安全壳,是安全壳承压边界的重要组成部分。为确保连接处的密封性能,设备闸门封头与预埋贯穿筒节间的连接采用法兰密封连接结构。对于法兰密封连接结构,密封圈和密封槽的匹配性设计尤为重要。采用试验的方法对设计的6套双道密封圈法兰密封结构进行密封性能试验验证,结果表明单沟槽双道O形密封的双道密封圈法兰密封结构密封性能综合评价最高,采用该结构方案可有效确保核电厂设备闸门封头法兰与预埋贯穿筒节法兰间的密封连接结构的密封性和安全性,为核电站的安全、可靠运行提供技术保障。

    2023年06期 v.43;No.184 1305-1311页 [查看摘要][在线阅读][下载 921K]
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  • 核电站阀门密封唇焊泄漏原因分析研究及改进建议

    柳猛;邓江勇;汤恒;何燃;

    针对核电站辅助给水系统(ASG)、主给水流量控制系统(ARE)、主蒸汽系统(VVP)等多个系统的截止阀唇焊结构发生泄漏的问题,通过结构特点、材料特性、焊接性、焊接工艺、性能试验及仿真计算等方面,开展阀门唇焊泄漏的原因分析研究。结果表明,在外部载荷的作用下,唇焊焊缝从根部不连续启裂,沿着不合格的淬硬组织开裂,直至贯穿失效,焊缝中的淬硬组织是阀门唇焊的主要原因。避免阀门唇焊泄漏的改进建议主要有消除淬硬组织、改变淬硬组织、消除和改变淬硬组织结合的方法。

    2023年06期 v.43;No.184 1312-1321页 [查看摘要][在线阅读][下载 851K]
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  • 3D打印堆芯滤网在核电厂热态功能试验中的应用

    黄弋力;侯娟;李学军;陈亮;刘倩;刘彦章;黄爱军;

    针对核电厂反应堆堆芯过滤组件结构形式复杂、制造难度大、材料(304L不锈钢)性能要求高、服役环境条件苛刻等难点,本研究建立了基于选区激光熔化3D打印核用304L不锈钢全流程工艺验证的控形控性方法,开发了核用304L不锈钢高致密材料等值线图,实现了功能优先的堆芯滤网一体化设计及批次、质量稳定制造,产品机械破坏性能、水力冲击性能、异物跌落性能等服役性能完全满足核电的应用环境要求。研究成果在第三代核电堆型热态功能试验实现了示范应用。

    2023年06期 v.43;No.184 1322-1327页 [查看摘要][在线阅读][下载 665K]
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核电厂工艺

  • PTR丧失三列冷却回路后重新投运策略研究

    许洁;王耀东;明迁;

    “华龙一号”机组“丧失三列PTR”为DEC-A工况,事故处理安全路径是通过补水蒸发排出乏池的乏燃料衰变热。机组在完成对PTR冷却列的修复操作后,乏池可能处于沸腾状态,此时需要重新投运PTR冷却列以恢复乏燃料水池正常冷却手段。本文基于当前PTR及其冷源的配置情况,通过对PTR和冷源系统带热能力的匹配分析计算,给出推荐的投运策略,为事故恢复提供指导。

    2023年06期 v.43;No.184 1328-1332页 [查看摘要][在线阅读][下载 402K]
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  • IRWST硼溶液纯水注入搅混数值仿真方法研究

    王争光;唐琼辉;顾明洲;

    核电厂运行期间,为应对安全壳内置换料水箱(IRWST)内含硼水的蒸发或泄漏导致的水体损失,达到报警水位后需对IRWST进行补水。为满足核电厂安全要求,完成纯水补充操作并搅混一定时间后,池内水体需达到停堆硼浓度要求,防止从IRWST取到的含硼水浓度偏低,注入一回路后出现误稀释风险。本文通过三维数值模拟CFD方法,分析了采用组分输运模型的合理性,研究了纯水在双环IRWST内含硼水溶液的瞬时运输特性,获得了从开始搅混至IRWST池内硼浓度达到均匀所需的时间,为制定运行规程中IRWST搅混运行时间提供了理论依据。

    2023年06期 v.43;No.184 1333-1338页 [查看摘要][在线阅读][下载 608K]
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  • 一回路氢平衡计算方法研究

    谢恩飞;刘喜超;王耀东;李盛杰;戴希璋;

    本文给出了蒸汽发生器传热管渗透、容控箱吹扫和稳压器排气引起的一回路溶解氢消耗计算方法,建立了某第三代压水堆的一回路氢平衡方程,并通过CPR1000各机组运行数据确定了690合金蒸汽发生器传热管渗透率数值,提出了一回路氢平衡的计算方法,通过实际热试试验结果验证了该计算方法的准确性。

    2023年06期 v.43;No.184 1339-1344页 [查看摘要][在线阅读][下载 455K]
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  • 核电厂汽轮机热力性能修正曲线校核及功率影响分析

    徐乔;王世勇;严庆云;

    汽轮机热力性能修正曲线是机组性能考核试验的重要输入,曲线的准确性直接影响机组最终功率的合理性评价。本文通过收集某供应商多台核电机组的实际运行数据,并采用汽轮机热平衡法对修正曲线进行校核分析,结果表明:汽轮机功率背压特性曲线、主汽压力修正曲线与实际值偏离较大,功率背压特性曲线对试验结果的影响程度与试验背压值相关,试验背压越接近设计值,修正偏差量越小;主汽压力修正曲线对功率修正量偏差约3 MW,寿期初达到5 MW及以上。本文的分析结果,可为核电机组性能修正曲线的审查和试验考核及其结果评价提供借鉴和参考。

    2023年06期 v.43;No.184 1345-1349页 [查看摘要][在线阅读][下载 413K]
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  • HEPA过滤器箱体内气流均匀性影响因素研究

    刘树培;张峰;刘超;

    HEPA过滤器作为核电厂空气净化用的重要设备,内部气流均匀性将直接影响其使用寿命,进而影响空气净化效率。本文利用数值模拟的方法对HEPA过滤器内部气流流场进行模拟分析,对滤芯部分采用符合Darcy定理的多孔介质模型。在此基础上,通过改变过滤器模型上下壁面的倾斜角度、改变入口截面积,对过滤器的结构型式和入口风速进行敏感性分析。数值模拟结果表明,过滤器上下壁面的倾斜角度对过滤器内部气流均匀性的影响较小。入口风速对内部气流均匀性的影响较大,入口风速越小,过滤器内部均匀性越好。模拟分析结果表明,入口风速控制在10 m/s左右对于兼顾气流均匀性和设备尺寸有较好的效果。

    2023年06期 v.43;No.184 1350-1355页 [查看摘要][在线阅读][下载 493K]
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  • 核电厂高能管道断裂甩击墙体分析方法研究

    彭建;覃曼青;刘浪;石媛媛;吴高峰;

    为建立核电厂高能管道断裂甩击墙体的分析评价方法,本文将甩动管道等效为飞射物,通过理论公式推导出甩动管道的相关参数,结合飞射物冲击混凝土墙体的经验公式,形成了管道甩击墙体的理论分析方法;同时针对管道甩击混凝土墙体进行数值模拟并对理论和数值方法进行实验验证。结果表明,理论和数值方法均能较好地预测高能管道断裂甩击墙体的失效模式,其中理论方法预测结果具有一定的保守性,数值方法预测结果与实验结果符合性较高。理论和数值方法在工程项目建设的不同阶段均具有很好的参考和应用价值。

    2023年06期 v.43;No.184 1356-1364页 [查看摘要][在线阅读][下载 765K]
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  • CAD/CAE集成在核电厂管道支架抗震分析中的应用研究

    马国顺;王树强;覃曼青;吴应喜;张其林;李友明;沈乐;

    针对核电厂管道支架传统的CAD/CAE集成方法中的缺点,利用PMLNET和Base64编码技术解决了CAD模型自动截图及其数据处理问题,并通过建立虚拟焊缝的方法在CAD模型中实现了焊缝的快速建模及焊缝信息的数字化。在此基础上,研究了一套核电厂管道支架的全流程自动化分析方法,利用COM技术开发了管道支架自动分析软件。经过对比验证,软件自动计算结果的精度满足核电工程项目抗震分析的要求。研究成果已成功应用于国内多个“华龙一号”核电项目中,提升了企业在核电领域的竞争力和影响力,取得了显著的经济效益和社会效益。

    2023年06期 v.43;No.184 1365-1371页 [查看摘要][在线阅读][下载 695K]
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核电厂布置与结构

  • 核岛结构温度效应分析方法讨论和建议

    张涛;周艳兵;吕锦权;贾建英;董占发;

    核电厂核岛厂房结构设计需要考虑正常运行以及事故工况下的温度作用。不同于其他类型的荷载,温度作用产生的效应会因为材料弹性模量变化、截面开裂等原因得到释放。温度作用计算方法包括简化公式法、非线性有限元分析法、折减系数法等。本文针对国际主流核电厂设计规范中提到的温度作用计算方法进行了探讨,通过算例对不同方法进行了对比分析,并给出了工程应用建议,内容可供从事核电厂结构分析的科研和设计人员参考。

    2023年06期 v.43;No.184 1372-1378页 [查看摘要][在线阅读][下载 858K]
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  • 考虑振型刚性反应的核岛厂房抗震分析

    吕锦权;童从庆;丁志新;

    核岛厂房通常采用振型分解反应谱法进行抗震分析,由于采用厚墙、厚板组成的钢筋混凝土结构,相比普通的工业与民用建筑结构刚度大,若采用《建筑抗震设计规范》(GB 50011)推荐的CQC或SRSS振型组合方法,往往会低估其地震作用效应。本文结合美国核管会2006年发布的管理导则RG1.92-R2提出的改进地震响应分析中模态组合考虑振型刚性反应分量的方法,从理论上分析了考虑振型刚性反应分量与否的计算结果差异。并通过对计算结果的比较分析,验证了核岛厂房抗震分析中采用该方法的重要性和必要性。

    2023年06期 v.43;No.184 1379-1386页 [查看摘要][在线阅读][下载 685K]
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  • 考虑残余刚性反应的核岛厂房地震楼层反应谱分析

    吕锦权;白明鑫;丁志新;

    核岛厂房通常采用厚墙、厚板的钢筋混凝土结构,相比较柔的民用结构,存在自振频率大于刚性反应频率f_(ZPA)的重要振型。采用模态叠加时程分析法计算地震楼层反应谱时,没必要也不可能包含结构的所有模态,这就不可避免忽略了高阶振型对应的贡献(残余刚性反应)。本文基于结构振型参与系数的性质,结合美国核管会(NRC)2006年发布的导则RG1.92-R2,介绍了核岛厂房地震楼层反应谱分析中考虑残余刚性反应的丢失质量法。并以实例形式分析了残余刚性反应对核岛厂房地震楼层反应谱的影响,验证了在核岛厂房地震楼层反应谱计算中考虑丢失质量产生的残余刚性反应的必要性。

    2023年06期 v.43;No.184 1387-1393页 [查看摘要][在线阅读][下载 661K]
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  • 核电厂RCC-M1级碳钢管道快速断裂分析方法研究

    刘雪林;刘浪;张敏;李兴华;

    根据RCC-M规范B3200篇要求,RCC-M 1级管道需要进行快速断裂分析,但在RCC-M附录ZG篇的具体规定中,只给出容器、不锈钢管道快速断裂的计算方法,缺少碳钢管道的相关规定。因此,本文结合RSE-M、ASME以及R6规范的相关要求,开展规范之间的差异化分析,并以RSE-M规范为基础评价碳钢管道快速断裂;然后以一条具体碳钢管道为例开展快速断裂分析,给出规范差异项(焊接残余应力,考虑Ⅱ、Ⅲ型)影响分析的对比结果。

    2023年06期 v.43;No.184 1394-1399页 [查看摘要][在线阅读][下载 667K]
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  • 反应堆顶盖跌落核岛厂房结构完整性分析

    蓝晓明;贾建英;戴维荧;

    压力容器顶盖跌落为核电厂灾害防护设计中重点关注部分,本文旨在分析此跌落对核岛厂房混凝土构件的影响。首先针对某三代核电厂反应堆厂房建立有限元模型,以重物跌落试验分析方法为基础,采用数值仿真方法分析压力容器顶盖跌落对反应堆水池混凝土构件与顶盖存放间楼板的动力响应以及破坏形态。根据研究结果,反应堆水池底板具备承受顶盖跌落撞击的能力,底板严重破坏,但底下的堆坑混凝土结构完好;而顶盖存放间底板在跌落作用下破坏不明显,可确保下方设备完好,结果表示吊运路径安全可靠,满足灾害防护要求。

    2023年06期 v.43;No.184 1400-1408页 [查看摘要][在线阅读][下载 946K]
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核电厂仪控

  • 核电厂数字化仪控系统设计验证技术研究及应用

    梁慧慧;刘伟;叶王平;

    数字化仪控系统在新建核电厂和现有核电厂的改造中得到了应用,为了确保最终的数字化仪控系统满足要求的可靠性和可用性,需要在系统全生命周期(可划分为系统需求设计阶段、设备开发阶段、安装与调试阶段和运行与维护阶段)中开展全面的测试和验证活动。为降低核电厂数字化仪控系统由于系统设计缺陷导致后续系统设备开发等阶段变更的风险和成本,设计验证工作应由独立于设计人员的验证人员尽早采用适宜的方法开展。本论文主要针对核电厂数字化仪控系统需求设计阶段验证技术开展研究,通过对国内外核电厂设计验证相关法规标准要求的研究,以及核电厂数字化仪控系统运行过程中发生的设计缺陷导致的故障原因分析,明确了核电厂数字化仪控系统设计验证应关注的要点,给出了设计验证的实施方法。最后本文对工程实践中的静态验证和动态验证实施流程进行了说明。

    2023年06期 v.43;No.184 1409-1413页 [查看摘要][在线阅读][下载 558K]
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  • 汽轮机负荷速降工况下核岛最终功率整定值触发逻辑的优化

    张冲;尹刚;刘跃辛;吴官寅;

    在国内核电厂现有的西门子汽轮机控制逻辑中,存在一种特殊工况,该工况下机组未解列,但汽轮机电功率突降,调节系统触发快速降负荷,这种速降负荷的状态未传递给反应堆,反应堆无法触发最终功率整定值,存在反应堆意外停堆的风险。针对以上问题,本文以华龙一号堆机匹配方案为研究对象,分析汽轮机在负荷速降工况下,反应堆最终功率整定值的计算过程,提出一种堆机接口控制逻辑优化方案。经过模型推演,证实优化方案可有效解决现有问题,进一步提升反应堆安全性。

    2023年06期 v.43;No.184 1414-1418页 [查看摘要][在线阅读][下载 490K]
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  • 核电厂无线通信系统电磁干扰分析及电磁兼容设计

    柴保发;陈丹;陈焱;孙辉;翟长春;

    无线通信技术在核电厂的应用不可避免地引入射频电磁干扰问题。本文针对无线通信系统射频干扰问题进行了分析和归纳,并基于核电厂工程实践进行了验证,形成了系统性的无线通信系统电磁兼容设计方法,供设计人员在系统设计和产品选型中参考。

    2023年06期 v.43;No.184 1419-1424页 [查看摘要][在线阅读][下载 667K]
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  • 核电厂基于模拟量超量程判断的故障监测方案及应用

    王少威;任立永;邓天;李公杰;苟晓龙;刘跃辛;

    根据核电厂设计及运行经验反馈,仪表采集模拟量信号故障状态的监测对于核电厂的安全、稳定运行有着重要意义。本文对核电厂模拟量仪表信号采集环节进行研究,基于模拟量超量程判断,提出了一套核电厂模拟量信号故障状态的监测方案。该方案通过对影响超量程判断的各因素进行分析,制定了一套满足核电厂运行参数特征的模拟量超量程参数设计原则及一套超量程参数设置方法,实现了核电长模拟信号故障准确监测。相关的成果在实际核电工程项目进行了应用,可有效避免因模拟量故障监测误触发导致核电机组控制异常的风险,并准确实现模拟量信号故障监测,取得良好效果。

    2023年06期 v.43;No.184 1425-1429页 [查看摘要][在线阅读][下载 475K]
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  • “华龙一号”中间量程信号处理及应用探索

    王婷;李明钢;田亚杰;李晓飞;侯祺;郑文广;

    “华龙一号”作为自主研发的第三代核电站,与国内二代及二代加核电站相比,堆外核仪表系统(RPN)的探测技术存在较大的不同。首堆示范电站上,RPN系统中间量程采用了裂变室中子探测器,在此之前国内核电站的使用裂变室作为堆外核测仪表应用较少,相关经验欠缺。通过深入研究裂变室的工作原理、硬件构成、信号处理方式,充分识别中间量程测量方案中的潜在风险。坎贝尔模式下的自动增益和量程切换仿真验证,裂变室的重叠性检查策略的模拟推演等,都是基于风险识别,提前做的积极应对。相关研究,验证成果能够为后续新堆型的裂变室设计应用、调试以及运维阶段提供重要参考。首次将裂变室用于高中子注量率停堆保护的后备手段,这是全新的实践探索,可为后续堆外核仪表系统的优化和改进提供借鉴。

    2023年06期 v.43;No.184 1430-1437页 [查看摘要][在线阅读][下载 868K]
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  • 核科学与工程期刊简介

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办,中国原子能出版社承办的核领域核心期刊。被多家国际著名检索系统收录,并被列为核领域的中文核心期刊,自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专家和科研人员。期刊连续9版入选北大核心期刊要目总览,2015年申报并成功入选中国科协精品科技期刊工程,2017年《核科学与工程》文章在“第二届中国科协优秀科技论文遴选计划”中被评为优秀论文,为核领域唯一入选此奖项的期刊。

    2023年06期 v.43;No.184 1198页 [查看摘要][在线阅读][下载 508K]
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  • 卷首语

    王鑫;

    <正>“发展清洁能源、造福人类社会”是中国广核集团有限公司(以下简称“中广核”)的初心和使命。自主研发并建设具有完全自主知识产权的第三代压水堆核电技术——“华龙一号”,是国家从战略高度做出的重要部署。“华龙一号”是中国核电自主科技创新、产业链协同创新的重要成果,是我国核电产业迈向全球价值链中高端、培育若干世界级先进产业集群的重要标志。

    2023年06期 v.43;No.184 1199-1200页 [查看摘要][在线阅读][下载 437K]
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  • 核科学与工程 第43卷 2023年 总目次

    <正>~~

    2023年06期 v.43;No.184 1438-1455页 [查看摘要][在线阅读][下载 820K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办的原子能技术类核心期刊,本刊已纳入中文科技期刊要目总览(2020版)、中国科技核心期刊、中国科学引文数据库(CSCD)来源期刊核心库,被多家国内外著名检索系统收录。自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专家和科研人员。

    2023年06期 v.43;No.184 1458页 [查看摘要][在线阅读][下载 471K]
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