- 魏婷;匡波;侯东;
针对超临界水冷包层中第一壁的运行工况,利用数值计算软件ANSYS中CFX和Workbench两个模块对第一壁结构中的固体域和流体域进行数值分析研究。对比矩形管道和圆形管道内传热及热应力分布发现,矩形管道四个角域强化了壁面流体和主流流体的动量和热量的交换,使传热性能优于圆形管道,而四个角域的存在也造成了该处的应力集中,使结构材料的最大应力明显高于圆形管道。进一步研究冷却剂流向和冷却管道几何结构参数对第一壁结构温度场和应力场的影响发现,在ITER运行工况下,冷却剂流向影响很小,增大冷却管道直径和减小冷却管道最小壁厚均能改善第一壁结构材料中的最高温度,而这两个几何结构参数对第一壁应力的影响较为复杂。
2016年01期 v.36;No.137 1-9页 [查看摘要][在线阅读][下载 2069K] [下载次数：79 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：210 ] - 周静;汪细河;乔培鹏;
~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。
2016年01期 v.36;No.137 10-15页 [查看摘要][在线阅读][下载 328K] [下载次数：111 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：301 ] - 张瑜;王释伟;徐琳琳;郑正;
次临界下的反应性测量技术有着自身的特点,次临界下控制棒的动作、堆芯的次临界度以及外中子源的存在都会对堆芯中子通量的分布产生影响,因此通常情况下堆芯的次临界度只能"监视",无法准确测量。在堆芯模拟软件发展的基础上,国外科研人员提出了次临界下点堆模型的空间修正方法,将这种方法用于动态棒价值测量(DRWM),并在此基础上进一步发展了次临界控制棒价值测量(SRWM),这些技术有的已经被国内核电站使用,但是国内对空间修正的原理及方法鲜有介绍。本文针对这种需求,总结概括了国外商用堆次临界反应性测量的基本原理与方法,并结合反应性测量仪表技术,给出了次临界反应性仪的数据处理流程,这对于推进国内商用堆次临界反应性测量的研究和实际应用具有较为重要的意义。
2016年01期 v.36;No.137 16-26页 [查看摘要][在线阅读][下载 1723K] [下载次数：174 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：245 ] - 周春林;张江云;郑大吉;王文龙;邹德光;李子彦;陈启兵;
反应堆供电系统失效可导致堆芯熔毁等严重事故后果。本工作应用RiskSpectrum软件,对高通量工程试验堆(简称HFETR)供电系统开展概率安全评价(PSA)工作。通过整合部分法考虑共因故障,建立了以全场断电(SBO)为顶事件的系统故障树模型,并定量给出HFETR发生SBO概率为7.49×10~(-8),证明HFETR现役供电系统安全可靠。同时,以供电系统模型及运行可靠性数据为基础,进行了割集、重要度、敏感度等分析,较全面地分析了现役供电系统的风险水平,为HFETR供电系统变更、升级和改造提供了重要参考。
2016年01期 v.36;No.137 27-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 813K] [下载次数：76 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：254 ] - 任丽霞;王晋;胡文军;
失去厂外电源是在中国实验快堆(CEFR)运行寿期内可能多次发生的预计运行事件。本文基于自主研发的系统瞬态分析程序FASYS分析了CEFR失去厂外电源后单台主泵停运的事件,并将事件过程中的关键参数与试验结果进行了对比。通过试验和模拟分析,得到了中国实验快堆失去厂外电源后单台主泵停运的一回路瞬态特性。
2016年01期 v.36;No.137 35-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 308K] [下载次数：113 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：242 ] - 李世锐;任丽霞;胡文军;乔鹏瑞;
CONTAIN-LMR是针对以液态钠为冷却剂的反应堆而开发的安全壳事故一体化分析程序。我国目前的CONTAIN-LMR程序版本为2000年左右从法国引进,还未进行过面向工程设计的系统性地程序开发和验证。本文主要针对CONTAIN-LMR程序中模拟池式钠火事故的分析模型进行详细分析,并采用国际上的池式钠火实验进行验证,实验验证结果表明CONTAIN-LMR程序可以较准确地模拟池式钠火事故造成的钠工艺间内的温度、压力升高及放射性钠气溶胶行为。本文的研究结果初步表明CONTAIN-LMR程序可用于钠冷快堆的钠火事故分析。
2016年01期 v.36;No.137 42-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 436K] [下载次数：109 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：267 ] - 崔成鑫;陈炼;胡啸;
压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率,冷却水过冷度,安全壳压力等关键参数进行了敏感性分析。除此之外本文还对分析模型进行简化,并对比了两个模型的计算结果,证明了简化的合理性。
2016年01期 v.36;No.137 48-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 993K] [下载次数：62 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：457 ] - 魏淑虹;郑华;
本文探讨了评价压水堆全压双层安全壳直接旁路泄漏的设计思路,特别是如何识别潜在旁路泄漏途径和如何确定旁路泄漏率,提出环廊初始维持较大负压使事故后不出现"正压"阶段从而不需评价"正压"期间旁路泄漏,和环廊初始维持较小负压且需评价事故后"正压"阶段持续时间两种主要设计思路,可指导研发先进压水堆核电厂时选择系统设计方案。
2016年01期 v.36;No.137 56-61页 [查看摘要][在线阅读][下载 368K] [下载次数：66 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：240 ]
- 吴宜灿;宋婧;胡丽琴;龙鹏程;何桃;程梦云;郑华庆;郝丽娟;俞盛朋;孙光耀;吴斌;杨琪;陈朝斌;党同强;方菱;裴曦;王芳;汪进;蒋洁琼;汪建业;赵柱民;陈义学;郭智荣;咸春宇;李庆;FDS团队;
蒙特卡罗方法对于复杂核系统的模拟具有明显优势,然而在实际工程应用中存在巨大的挑战,如复杂结构与材料分布精准建模难度大、计算收敛速度慢、海量数据难以及时有效分析等。超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC设计为支持以辐射输运为核心,包含燃耗、辐射源项/剂量/生物危害、材料活化与嬗变等的综合中子学计算,支持热工水力学、结构力学、化学、生物学等多物理耦合模拟。SuperMC目前已发展了精准建模、高效计算、四维可视化等关键技术,通过2 000余个国际基准模型及实验的验证与确认,在反应堆工程等方面获得广泛应用,本文对其发展概况进行介绍。
2016年01期 v.36;No.137 62-71页 [查看摘要][在线阅读][下载 1562K] [下载次数：785 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：75 ] |[阅读次数：658 ] - 吴斌;俞盛朋;程梦云;宋婧;龙鹏程;胡丽琴;吴宜灿;
复杂反应堆存在精细几何结构,传统手工方式建模难以保证计算模型的精度。本文发展了基于辅助面的复杂结构智能分解技术和样条面处理方法,能够将复杂精细模型自动精准地转换为蒙特卡罗计算模型。本文对基于SuperMC建立的精细的国际热核聚变实验堆(ITER)C-Lite模型和手工建立的Benchmark模型典型部件的体积进行对比,结果显示该方法使得ITER的建模精度提升了近10倍。
2016年01期 v.36;No.137 72-76页 [查看摘要][在线阅读][下载 749K] [下载次数：128 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：431 ] - 吴宜灿;刘超;宋钢;王永峰;李桃生;汪建业;蒋洁琼;赵柱民;宋勇;胡丽琴;黄群英;李亚洲;王文;王志刚;王刚;季翔;王亮;王为田;于前锋;黄国强;程雄卫;王飞鹏;张思纬;李雅男;韩运成;宋婧;龙鹏程;FDS团队;
强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10~(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10~(14)~10~(15)n/s量级,重点突破强流离子源和高载热氚靶技术。HNEG中子源可开展中子学方法程序与核数据、辐射屏蔽与防护、材料活化与辐照损伤机理和部件中子学性能等核能与核安全研究,同时也可在核医学与放射治疗、中子照相等领域拓展核技术应用研究。本文简要介绍HINEG总体设计方案与关键技术研究进展。
2016年01期 v.36;No.137 77-83页 [查看摘要][在线阅读][下载 944K] [下载次数：479 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：33 ] |[阅读次数：540 ] - 俞盛朋;吴斌;宋婧;龙鹏程;胡丽琴;吴宜灿;
安全高效的新型核能系统(聚变堆和先进裂变堆等)的几何结构、材料种类与中子源特性与传统核反应堆有很大不同,其时空分布复杂,传统基于规则体组合近似的蒙特卡罗粒子输运手工建模方式存在难度大、精度低、工作量大、且易出错的问题。针对该问题,SuperMC发展了基于体面混合与四级栅元层次树的中子输运非规则建模方法。本文介绍了SuperMC在系列ITER中子学标准模型创建中的应用,对比结果表明SuperMC将ITER中子学建模效率提升了千倍以上。
2016年01期 v.36;No.137 84-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 526K] [下载次数：136 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：9 ] |[阅读次数：413 ]
- 李肇华;宋磊;李琳;颜珍;
该论文的目的是对当前的各类核电厂防火屏障有效性分析方法进行对比研究,为工程实践提供参考。文中对用于评估核电厂防火屏障耐火能力的等效火灾持续时间评估法(包括等效面积法、等效温度法)以及计算机模拟法分别进行了阐述,并利用这些方法对核电厂中两种比较典型的防火隔间(液压机组间和电气设备间)的防火屏障耐火能力进行了评估,通过比较各种方法的分析结果,对这些方法的优缺点及其在工程应用中的适用范围进行了评估,指出了在评估防火屏障有效性时应结合具体的情况,选取合适的方法开展评估,在实际工程应用中建议优先采用等效面积法对耐火极限进行估算,与此同时,还应尽可能地应用计算机模拟法,进行更现实的估算或进一步了解特定隔间的火灾特性,后续还应从法规、标准、规范以及方法等方面进一步完善数值评估法,推动数值评估法在国内核电厂防火设计中的使用。
2016年01期 v.36;No.137 88-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 659K] [下载次数：57 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：202 ] - 王中立;
安全壳内高能管道发生破口之后,高速喷射的流体会冲击附近的设备和结构,产生不同类型的碎片。这些碎片会随地坑内的流体迁移到再循环滤网表面上,甚至会穿过滤网进入一回路管道和设备中,堵塞长期冷却循环通道,影响事故后堆芯热量的导出。本文研究了破口喷射参数和不同材料破坏压力对应的碎片影响区域(Zone of Influence)半径计算方法。根据不同的破口类型和破口上游流体参数,计算破口处的喷射压力和质量流量。分析高速喷射流形成的几何形状和压力分布,计算沿喷射流方向不同距离的喷射压力和径向压力,最后根据材料的破坏压力折算成碎片影响区域半径ZOI,可作为电站碎片分析的分析参考。
2016年01期 v.36;No.137 97-102页 [查看摘要][在线阅读][下载 332K] [下载次数：27 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：227 ] - 孙大威;梅其良;付亚茹;韩建春;张姗姗;
本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作人员有效剂量、非居住区边界及规划限制区外边界公众剂量,剂量结果分别满足HAD 002/01-2010及GB6249-2011限值要求。同时,通过对关键参数的敏感性分析,进一步确定了对剂量起主导作用的核素组,并且研究了个体年龄及运动状态对其所接受剂量后果的影响。
2016年01期 v.36;No.137 103-108页 [查看摘要][在线阅读][下载 736K] [下载次数：70 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：257 ] - 王玉卿;王梦溪;杜金雁;
核电厂地震概率安全分析(PSA)中,构筑物和设备的地震易损度是在给定地面运动强度条件下的条件失效概率。地震易损度的不确定性分布较为复杂,在地震PSA定量化过程中难于处理。本文针对地震易损度的数学模型进行研究,采用数值方法求解地震易损度的均值和方差。在均值和方差相等的条件下,以几种常见的不确定性分布类型近似地震易损度的不确定性分布。通过比较可以看出,Beta分布可以较为准确地描述地震易损度的不确定性分布。
2016年01期 v.36;No.137 109-115页 [查看摘要][在线阅读][下载 681K] [下载次数：92 ] |[网刊下载次数：97 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：247 ] - 金越;刘晓晶;程旭;陈薇;
通过压力容器外部冷却(ERVC)以实现堆内熔融物滞留(IVR)作为反应堆严重事故缓解管理的一项重要举措一直以来广泛受到关注和研究。本文使用严重事故分析程序MELCOR,从瞬态角度对大型先进压水堆进行了IVR-ERVC相关研究。过程中重点关注了堆芯熔毁和重新定位,熔池形成、生长及其传热过程,并且对压力容器外部流动传热进行了分析。MELCOR计算所得下封头热流密度分布的瞬态结果与临界热流密度(CHF)比较和分析表明,1700 MWe大功率压水堆发生严重事故后在IVRERVC条件下能够保证压力容器的完整性,即,IVR-ERVC能够有效带出下封头熔融物的衰变热量,缓解严重事故后果。
2016年01期 v.36;No.137 116-124页 [查看摘要][在线阅读][下载 2031K] [下载次数：222 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：381 ] - 王珏;梁国兴;
针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。
2016年01期 v.36;No.137 125-133页 [查看摘要][在线阅读][下载 942K] [下载次数：81 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：410 ] - 薛阳;冯建彪;林静;
针对核电站蒸汽发生器所存在的非线性,时变性,大时滞等特点,本文提出了基于模糊控制的蒸汽发生器水位的串级自抗扰控制方案。该方案采用双闭环控制,内环采用带前馈的一阶线性自抗扰控制调节阀,并分别前馈补偿蒸汽扰动和给水扰动,外环采用二阶模糊自抗扰,设计了新型的幂次控制率。仿真结果表明,该控制方案对蒸汽发生器水位具有良好的控制效果,与串级ADRC-PID控制系统相比,不仅具有优良的鲁棒性和抗干扰能力,而且具有可行性。
2016年01期 v.36;No.137 134-140页 [查看摘要][在线阅读][下载 364K] [下载次数：197 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：238 ]