- 武晓航;王思远;
某在役运行VVER核电厂高压安注系统(JND)在进行小流量再循环试验时发现再循环流量出现异常波动,导致试验不合格。经过分析认为再循环管线节流孔板发生空化是导致流量波动的主要原因。本文通过相关理论和软件,主要介绍了对再循环节流孔板进行改进设计计算的过程,包括孔板流量、压差、级数、孔径和厚度等参数的计算,重点讨论了如何控制多级孔板的压降以避免孔板发生空化。该项改进已在核电厂中得到实施,实施后再循环流量波动问题得到了明显改善。
2022年03期 v.42;No.175 533-538页 [查看摘要][在线阅读][下载 766K] [下载次数:124 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ] - 邢继;徐国飞;王晓江;
“华龙一号”作为我国具有自主知识产权的三代核电机组,首堆采用了单堆布置,核岛厂房配置及总体布置进行了大量创新。本文首先提出了核岛布置设计原则及要求,然后结合“华龙一号”特点,详细论述了“华龙一号”首堆核岛布置设计思路及成果。核岛布置设计主要包括核岛主厂房配置及总体布置、主系统布置、专设安全系统及严重事故应对措施布置及主要辅助系统布置设计。通过“华龙一号”首堆布置设计,使“华龙一号”达到创新、安全、便利以及经济的目的,为“华龙一号”后续机型及我国其他核电机组研发积累了宝贵经验,奠定了技术基础,具有良好的社会效益和经济效益。
2022年03期 v.42;No.175 539-548页 [查看摘要][在线阅读][下载 1170K] [下载次数:419 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ] - 斯俊平;赵文斌;孙胜;黄岗;张亮;张文龙;许怡幸;刘洋;
为了验证新型燃料组件在设计上的合理性以及制造上的可靠性,需在高温高压水试验回路中针对燃料组件开展稳态辐照考验。本文结合燃料组件辐照考验参数需求,以再生式换热器作为稳态考验高温高压水试验回路的换热系统,从再生段结构、换热面积裕量以及多台换热器连接方式等方面,开展了针对稳态考验回路换热系统的热工优化设计研究。研究表明,在再生段结构及换热面积恒定下,无论采用何流量和温度作为设计基准来设计换热器结构,该结构换热器对低参数状态下的换热能力改进均无显著作用。在再生段内设置一次水旁流短接管对提升换热器在低参数下的换热功率有明显效果,在210℃一次水入口温度时,再生段换热面积缩减30%可以有效提升25.6%的换热功率。基于设计工况下保留的换热面积裕量,一次水运行温度较设计温度降低将会增强换热面积裕量对换热功率的补偿作用,而一次水运行流量较设计流量下降将会削弱换热面积裕量对换热功率的补偿作用。基于宽范围功率需求,燃料组件稳态考验回路中换热系统宜设计成串并联可切换模式,在一次水入口温度为250℃及330℃时,总流量为40%的两台换热器在串联时的最大换热功率较单台分别提升了81%和77%。
2022年03期 v.42;No.175 549-559页 [查看摘要][在线阅读][下载 1107K] [下载次数:78 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ] - 孙茜;于爱民;赵思桥;李骜;
目前核电厂设备分级主要考虑核安全,缺少经济性为目标的设备分级体系。随着三代核电技术的不断发展,国内外对于核电厂经济性要求越来越高。可用率作为电厂最重要的经济性指标之一,直观地体现了电厂运行的经济利益。本文创建了一套基于可用率的分级体系,根据单一设备失效对电厂可用率的影响程度而对电厂设备进行分级,通过对不同可用率级别的设备提出不同的技术管理要求进而达到提升机组可用率的目的。本方法从对核电厂可用率重要设备识别、可用率等级划分、不同可用率等级设计管理要求三方面进行了阐述。最后,根据设备的可用率级别不同,从设计、制造、运维、质保等各个方面采取相关措施提高设备可用性,从而达到提升电厂可用率以及经济性的效果。
2022年03期 v.42;No.175 560-569页 [查看摘要][在线阅读][下载 773K] [下载次数:85 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 刘霞光;王振中;吴宇翔;邰江;徐春富;贾小攀;刘玉林;谢利平;罗峥嵘;席钰金;
AP1000核电厂引入了模块化的设计和施工方法,理论上可以显著缩短建设工期,这在我国核电建造领域是一次全新的尝试。受到首堆工程因素影响,AP1000的实际工期远远超过了理论工期。对于关键路径上的反应堆厂房内部结构,如果采用结构模块,在排除风险因素情况下优化的最短工期为19个月;如果采用普通钢筋混凝土结构(RC),通过施工效率法计算的工期为12.85至17.68个月(含筋率不同),通过专家法评估工期为18.1个月,均比结构模块工期短。经过分析,发现这是由于AP1000结构模块错层较多的特点和模块化施工的技术难点(楼板模块与墙体模块连接难度较大、结构模块防变形控制难度大)造成的。未来如果要实现核电建设工期的最优化,需要合理选择模块化技术,对模块化设计方案做出改进,同时尽可能简化系统和降低工程量。
2022年03期 v.42;No.175 570-578页 [查看摘要][在线阅读][下载 939K] [下载次数:100 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ] - 王志武;张翔;马蜀;马磊;吴建文;
核电厂DCS板卡银迁移是集成电路装置可靠性失效的重要原因之一,针对当前DCS板卡银迁移故障频发、抑制方法空缺的情况,本文充分分析了银迁移产生的机理、DCS板卡银迁移的原因分析及定位,从软件、硬件层面,提出了银迁移的抑制方法及缓解措施,并利用寿命方程,通过HAST(高加速温度和湿度压力测试)试验加以验证。结果表明,提出的涂覆三防漆可有效抑制银迁移进程、可编程逻辑控制模块(FPGA)软件升级可有效控制银迁移的故障后果,对板卡的响应及功能不会产生影响,满足寿命要求,为核电厂的安全稳定运行提供了保障,具有实际应用价值。
2022年03期 v.42;No.175 579-583页 [查看摘要][在线阅读][下载 739K] [下载次数:44 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ] - 卢洋;梅亮;吴震华;王晓磊;唐琪;
在调研国内外压水堆核电厂电子化规程(CBP)的基础上,针对M310机组的模拟主控室特性,开发了一套适用于M310机组的电子化事故规程系统。本文阐述了CBP系统开发的一般方法,并结合事故规程案例,介绍了电子化事故规程系统在M310机组的应用。通过VACP多资源任务分析模型评价,开发的电子化系统比纸质规程总分值降低11.0%。研究表明该系统可以有效降低操纵员注意力资源消耗,提升运行团队人员绩效。
2022年03期 v.42;No.175 584-589页 [查看摘要][在线阅读][下载 725K] [下载次数:53 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:1 ] - 张国旭;陈露;张延云;马帅;张泽宇;
风险指引型核安全监管通过综合纵深防御、运行经验、事故分析和风险评价等考虑,使监管方的监管关注度与所监管物项风险重要度相匹配,从而在保证核安全前提下实现程度适当的监管。本文结合华东站监督检查发现问题,利用MSPI(缓解系统性能指标)和SDP(重要性判定程序)工具进行应用研究,并着重从基础原理、实例计算分析、监管应用考虑等方面分析了工具间的联系与差异。相关工作可以为风险指引型监管工具的应用与推广提供参考。
2022年03期 v.42;No.175 590-597页 [查看摘要][在线阅读][下载 774K] [下载次数:43 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ] - 张宇宁;孙卓;
空化对材料表面的破坏现象广泛存在于核工程、流体机械等领域,严重影响系统的安全稳定运行,而边界附近空化泡溃灭形成的射流冲击是空化破坏的主要机理之一。本文从理论和实验研究两方面对已有的空化泡-边界相互作用研究展开综述。首先,整理并优化了由Kelvin冲量和镜像法组成的理论体系,梳理出了边界附近空化泡所受Kelvin冲量的通用计算流程。以水平壁面、自由液面、角形壁面和球形颗粒四种典型边界情况为例,详细介绍了空化泡所受Kelvin冲量的分析过程和计算结果。此外,展示了空化泡与上述典型壁面相互作用的高速摄影实验研究进展。最后,对Kelvin冲量理论与高速摄影实验研究更深入的结合给出了建议,并给出了适用条件。
2022年03期 v.42;No.175 598-615页 [查看摘要][在线阅读][下载 1831K] [下载次数:482 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:9 ] |[阅读次数:0 ]
- 张佳佳;刘坤秀;丁超;钱鸿涛;杨志义;
火灾是核电厂面临的重要风险之一。国内核安全许可申请中必须开展内部火灾概率安全分析(PSA)工作,其中人员可靠性分析(HRA)是其中关键的技术要素和技术难点。美国核管会(NRC)专门发布了导则NUREG—1921来指导核电厂开展火灾HRA工作,但国内对NUREG—1921研究尚不深入,工程项目一般沿用内部事件HRA方法和思路。本文研究了NUREG—1921的火灾HRA方法,将我国核电厂火灾响应机制及火灾人员响应特点反映到火灾HRA考虑的绩效形成因子(PSF)中,并与国内常用的标准化人员可靠性分析(SPAR-H)PSF因子进行了对比,优化改进形成了便于工程应用的筛选HRA决策树和主控室内范围(Scoping)HRA决策树。以我国某压水堆核电厂电气厂房电气盘柜间区域发生火灾的HRA为例,采用筛选HRA方法、ScopingHRA方法和SPAR-H方法三种方法进行了对比分析。本研究为国内核电工程项目开展火灾HRA提供了参考。
2022年03期 v.42;No.175 616-624页 [查看摘要][在线阅读][下载 786K] [下载次数:155 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 孙海涛;凌礼恭;方可伟;高晨;吕云鹤;孙造占;
为研究分析压水堆核电站冷却剂环境下国产反应堆压力容器低合金钢材料的服役疲劳寿命,在实际反应堆压力容器产品锻件上取样并加工成测试试样,采用高温高压循环水试验回路开展模拟反应堆一回路冷却剂环境的材料疲劳试验,获得了疲劳试验数据和应变速率对低合金钢环境疲劳寿命的影响规律,分析了试验数据与ASME规范平均/设计疲劳曲线的关系,评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适用性。
2022年03期 v.42;No.175 625-630页 [查看摘要][在线阅读][下载 1130K] [下载次数:98 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 朱光昱;张宁娜;王昆鹏;石兴伟;左嘉旭;刘福东;
本文基于LIVE(Late In-Vessel Phase Experiments)三维压水堆熔融池模拟实验,采用COMSOL Multiphysics软件建立了适用于熔融池的仿真计算模型。通过非等温流动模块耦合流体传热和湍流流动过程,使用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比例20%NaNO3-80%KNO3熔盐,湍流模型设置为低雷诺数k-ε模型。仿真结果表明,稳态下熔融池内存在较强的沿冷却壁面向下的自然对流,同时还伴随着大量的涡流,在涡流搅拌作用下温度场形成了明显的热分层结构。仿真得到的熔融池中部和顶部区域温度分布以及冷却壁面上的结壳厚度与实验值十分接近,说明COMSOL软件适用于熔融池仿真工作。
2022年03期 v.42;No.175 631-636页 [查看摘要][在线阅读][下载 1111K] [下载次数:61 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 韩治;吴晓燕;初永越;钱晓明;
本文研究了配置风险管理的基本框架体系、基本概念,重点研究了配置风险管理中风险阈值的设定方法与策略。本文通过调查研究美国核电厂开展配置风险管理的法规要求和实践应用情况,研究配置风险管理风险阈值制定的方法,包括风险区域的划分、定性风险阈值的考虑因素,特别研究了定量风险阈值的主要方法、风险度量指标、定量风险阈值的设定策略。本文进一步探讨了核电厂在设定配置风险管理风险阈值的主要考虑因素,并给出了配置风险管理风险阈值设定的具体建议。
2022年03期 v.42;No.175 637-644页 [查看摘要][在线阅读][下载 805K] [下载次数:171 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:2 ] - 孟凡鹏;门新红;隋阳;丁睿;崔贺;
“华龙一号”是由我国自主研发、具有完全知识产权的第三代核电机组。安全壳喷淋系统(CSS)是其重要的安全保护系统之一,因此须对它的可靠性进行评估。但是,传统的可靠性评估方法在处理系统事件的多态性和事件间的不确定逻辑关系方面存在不足。为了解决这一问题,本文首先应用失效模式与影响分析(FMEA)方法,分析CSS部件的失效模式、失效原因和失效影响;随后应用故障树分析(FTA)方法,分析上述事件间的确定性逻辑关系,构建了CSS故障树;最后应用贝叶斯网络(BN)方法,基于CSS故障树,修正了条件概率表来表达系统事件的多态性和事件间的不确定逻辑关系,建立“华龙一号”CSS可靠性评估模型。应用所建立的模型对福清核电“华龙一号”CSS进行了可靠性评估,结果表明,“华龙一号”CSS失效概率为1.787×10~(-5);同时,分析了“华龙一号”CSS的关键事件,明确了改进其可靠性的方向。
2022年03期 v.42;No.175 645-653页 [查看摘要][在线阅读][下载 1107K] [下载次数:329 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ] - 郭晓娴;叶尚尚;谷继品;张健鑫;翟晓;
钠冷快堆主泵具有长寿命和高可靠性的要求,但由于研发和试验成本、试验周期以及试验条件等各方面因素的限制而无法进行大量试验。因此,针对目前钠泵上部轴承完成582次启停试验未失效的情况,使用了两种极小样本可靠性评估方法综合概率评估法、虚拟增广样本+Bootstrap方法,对上部轴承磨损寿命进行了可靠性评估。计算结果表明,综合概率分布评估法得到的部件综合概率密度函数更接近于真实的概率密度函数,虚拟增广样本方法的评估结果精度较高。分析结果为钠泵部件在极小样本情况下的可靠性评估提供了理论依据,在节省试验费用、减少试验次数、缩短研发周期等方面具有显著的工程意义,解决了只有一个试验数据时产品可靠性评定的难题。
2022年03期 v.42;No.175 654-660页 [查看摘要][在线阅读][下载 910K] [下载次数:167 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:1 ] - 杨志义;张宁娜;王岳巍;丁超;宋明强;种毅敏;赵丹妮;
福岛核事故对核能和核安全造成了深远影响,此后主要核电国家和组织均开展了经验反馈和法规制修订工作,自2011年7月美国发布“21世纪提高反应堆安全的建议”至2019年9月颁布MBDBE法规(10CFR§50.155),美国核管会(NRC)和核工业界在8年期间开展了一系列的研究,发布了相关命令(Order),编写了监管导则(RG)和对应的核能研究所(NEI)技术文件以满足相关法规和监管导则的要求。本文在调研了福岛核事故后美国的响应行动和具体过程的基础上,对MBDBE法规的技术内容进行了解读,对配套的导则和NEI技术文件进行了较为详细的归纳和总结。在上述工作的基础上,总结了对国内相关工作有借鉴意义的若干关键问题,并对国内相关工作提出建议。
2022年03期 v.42;No.175 661-669页 [查看摘要][在线阅读][下载 831K] [下载次数:177 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:2 ]