碳达峰碳中和

  • 我国碳达峰、碳中和进程中核能的地位和作用

    吴放;

    本文综述当前全球基于化石能源的能源结构存在的不可持续、气候变化影响巨大的问题,介绍了全球碳中和路径的基本方面。着重说明了中国实现“碳达峰、碳中和”目标的主要任务、存在的困难及路径选择。重点讨论了核能在中国能源结构转型及实现碳中和过程中的地位和作用,介绍了山东核电通过核能综合利用助力碳中和方面的探索实践。文章最后对我国核能行业未来发展提出若干建议。

    2022年04期 v.42;No.176 737-743页 [查看摘要][在线阅读][下载 633K]
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反应堆工程

  • 基于BP神经网络PID的研究堆堆芯功率控制研究

    肖盾;曾文杰;于涛;李松发;雷鸣;邓云李;蔡文超;赵鹏;潘瑞安;

    为了实现PID控制器参数的在线调节,利用BP神经网络的自适应能力,对PID参数进行实时整定,设计BP神经网络PID控制器。基于研究堆堆芯传递函数模型,结合堆芯控制系统设计原理,建立研究堆堆芯功率BP神经网络PID控制系统,开展堆芯动态仿真研究。结果表明,与传统PID控制器相比,BP神经网络PID控制器具有超调量小、响应快等特点,控制效果更佳,适用于研究堆堆芯功率控制。

    2022年04期 v.42;No.176 744-750页 [查看摘要][在线阅读][下载 796K]
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  • 基于Dragon/Donjon的钠冷快堆反应性反馈参数计算与分析

    张亮;孙胜;孙寿华;杨文华;

    反应性反馈参数是反应堆系统行为与事故安全分析的基础输入参数,与堆芯局部的材料、温度或几何尺寸的变化息息相关,是用于检验堆芯分析程序与方法有效性的关键参数之一。本文针对法国超凤凰钠冷快堆的中子学基准题,基于传统的两步法和Dragon/Donjon程序进行计算,获得一系列的反应性反馈参数,并与利用蒙特卡洛程序Serpent的基准题结果进行对比,分析了中子核反应截面数据库和堆芯计算方法对计算偏差的影响。计算结果表明,Dragon/Donjon程序可用于钠冷快堆反应性反馈参数的计算,各项反应性系数与基准题的偏差可接受。与扩算理论的MCFD算法相比,输运理论的SP3算法对于堆芯径向均匀膨胀、钠密度变化或钠空泡效应、燃料轴向膨胀产生的反应性反馈系数的计算偏差更小。对于不涉及结构材料截面温度效应的反应性系数,基于JEFF3.1.1库和ENDF/B 8.0库的结果差异很小。

    2022年04期 v.42;No.176 751-761页 [查看摘要][在线阅读][下载 1122K]
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  • 百万千瓦环形燃料堆芯方案初步设计

    吕牛;夏兆东;张庚;

    应用CASMO5/SIMULATE5程序包对环形燃料组件元件栅距、235U富集度和可燃毒物进行了研究。在此基础上进行了百万千瓦环形燃料堆芯方案初步设计。分别给出了72盒和81盒换料新组件平衡循环的堆芯设计方案,计算了堆芯主要物理参数。结果表明,81盒换料新组件方案循环长度、卸料燃耗、焓升因子、热点因子、慢化剂温度系数、停堆裕量均满足设计目标和准则。

    2022年04期 v.42;No.176 762-767页 [查看摘要][在线阅读][下载 907K]
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  • 棒束弯曲对子通道内空气-水两相流动的影响研究

    李潘潇;孙皖;周文雄;马在勇;张卢腾;潘良明;

    深刻理解棒束弯曲子通道在相态特性分布和流动特性演化方面的机制对反应堆的安全设计与分析具有重要意义。本研究对四种不同闭合度(0%、50%、80%和100%)的棒弯曲子通道进行建模,基于VOF模型,采用非稳态、隐式分离求解算法对棒束子通道内空气-水两相流动进行模拟计算,计算工况包括入口含气率分别为0.1的泡状流和0.5的帽状流,入口混合相质量流速为1.2 m/s。通过对截面平均空泡份额、局部空泡演化及局部二次流的分析,探究了棒束弯曲对空气-水两相流动的影响;分析结果表明:棒束弯曲对截面平均空泡份额影响较小,但对局部气泡的尺寸及分布影响较大,使得子通道内弯曲壁面及其对角面容易发生裸露,CHF更有可能发生在该处。

    2022年04期 v.42;No.176 768-775页 [查看摘要][在线阅读][下载 1154K]
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  • VVER型反应堆上腔室及热腿三维流动传热特性研究

    陈静;秋穗正;王明军;黄鹏;

    由于内部构件结构和运行条件复杂,VVER型反应堆上腔室和热腿内的三维流动和传热现象具其特殊性。热分层导致热腿同一横截面不同位置热电阻温度值出现差异。为研究VVER-1000型反应堆内部详细的热工水力特性,在合理简化的基础上,采用三维CFD方法建立上腔室和热腿真实结构较精细的模型。通过数值模拟获得整体流场和温度场分布,关注局部详细的流动和传热参数,并分析热腿热分层的影响因素。结果表明:上腔室内冷却剂最大温差减小但并未充分搅混。热腿初始截面处热分层温差最大约13℃,并且出现两股显著的反向旋转流。径向和切向流速的存在使得冷却剂不断搅混,直至热腿下游的温度趋于均匀。堆芯吊篮不同高度的开孔内流体温度和流量对热腿热分层有显著影响。

    2022年04期 v.42;No.176 776-784页 [查看摘要][在线阅读][下载 1836K]
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  • 基于CFD方法对液态铅铋合金回路中腐蚀及腐蚀产物沉积的研究

    闫静贤;赵平辉;李远杰;

    液态铅铋合金(LBE)由于其良好的导热性和化学惰性等优良性质在新型核反应堆以及加速器驱动的次临界系统(ADS)中都有着广泛的应用。但在中高温情况下其对结构材料的严重腐蚀限制了其发展。研究液态铅铋合金腐蚀过程及其机理对液态铅铋合金反应堆的发展有重要意义。目前广泛使用的腐蚀分析模型将三维对流扩散方程简化为一维常微分方程进行解析求解,虽然计算效率高,但是精度较差。本文基于CFD方法,从三维的对流-传质扩散方程出发,使用OpenFOAM开源软件建立非等温液态金属闭合回路的腐蚀模型,对于回路中壁面处腐蚀和沉积的速率进行了模拟计算。结果验证活性氧控技术具有良好的效果,可以显著降低腐蚀和腐蚀产物的沉积速率。另外,对于几个重要参数进行了敏感性分析,结果表明回路的腐蚀和沉积速率同管径和管长呈现负相关关系,而与流速呈现正相关关系。

    2022年04期 v.42;No.176 785-791页 [查看摘要][在线阅读][下载 810K]
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核电厂

  • 棱柱状高温堆堆芯高效热工计算模型开发及验证

    郭娟娟;童朴;孔德泰;何昉;黄善仿;王侃;

    棱柱状高温堆作为四代堆候选堆型之一,固有安全性高,堆芯稳定性好。该堆堆芯热工计算通常采用CFD方法,网格量大,计算效率低,且多孔介质法不适用于棱柱式高温堆堆芯的计算分析。因此,本文提出了“一维流体、三维固体”的简化热工模型,基于Multi-physics Object-Oriented SimulationEnvironment (MOOSE)平台开发了PHEASANT程序。分别计算了棱柱状高温堆MHTGR-350MW基准题的单通道及组件级别算例,并与CFD程序OpenFOAM的计算结果进行了对比验证,温度平均偏差为1%,最大偏差不超过3%,且PHEASANT计算时间减少90%。因此,所提出的简化热工模型准确可信,且计算效率高。

    2022年04期 v.42;No.176 792-800页 [查看摘要][在线阅读][下载 1118K]
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  • 基于有限元的中压导体短路电动应力分析

    张亿;王广金;陈青;郭星;邱新媛;段绪星;

    为了实现中压电气贯穿件的小型化及评估贯穿件在短路工况下的设备状态,本文采用有限元方法建立两组三相式电气贯穿件电磁数值计算模型,基于该模型计算分析了当一组导体发生短路时电气贯穿件的电磁场分布及导体电动应力瞬态变化过程。本文所建立的模型能准确地计算中压电气贯穿件在短路工况下的电动应力瞬态变化过程,可准确地评估设备运行状态。基于上述模型计算探讨了短路电动应力峰值与初相角、短路电流有效值及导体分布圆半径之间的关系,由此得知贯穿件在开展短路试验时,应选择合适的初相角来增加试验严酷性,合理考验设备性能,并且当中压电气贯穿件额定载流量较小时,亦可采取两组三相的排布形式。本研究结果可用于中压电气贯穿件结构优化设计和机械强度校核。

    2022年04期 v.42;No.176 801-807页 [查看摘要][在线阅读][下载 1084K]
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  • 压水堆核电厂设备疲劳监测系统开发及关键技术研究

    李岗;沈睿;刘畅;邓晶晶;沈小要;贺寅彪;梁兵兵;

    2007年美国核管会(NRC)颁布的RG 1.207明确表示,新建核电厂需考虑轻水堆(LWR)一回路水环境对设备疲劳性能的影响,2018年NRC发布了1版的RG 1.207,不仅要求新建核电厂须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,在老电厂申请许可证延续时也须考虑LWR水环境对疲劳性能的影响,并在其技术支持报告NUREG/CR-6909中给出了环境疲劳修正因子(Fen)的评价方法。国家核安全局(NNSA)颁发建造许可证时提出的建造许可(CP)条件也要求在设计阶段考虑环境影响疲劳(EAF)问题。为了满足AP1000依托项目对疲劳监测系统的工程需要,本文在原有电厂承压设备疲劳寿命监测装置和波动管热分层温度测量技术的基础上提出了一种能够满足RG1.207导则的核电厂一回路设备及管道的疲劳监测方案,研制了具有完全自主知识产权的核电厂承压设备和管道集成化疲劳诊断和监测系统FAMOLES,并已应用于AP1000依托项目的三门1号机组及海阳1号和2号机组。

    2022年04期 v.42;No.176 808-815页 [查看摘要][在线阅读][下载 935K]
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  • 压水堆一回路pH控制策略对积垢燃料包壳完整性的影响研究

    蒙舒祺;毛玉龙;胡艺嵩;阮天鸣;胡友森;

    压水堆(PWR,PressurizedWaterReactor)通常采用不同的硼酸和氢氧化锂浓度配比维持一回路pH。一回路各种材料在高温高压水环境下长期服役,其腐蚀产物在燃料包壳表面沉积形成污垢(CRUD,ChalkRiversUnidentifiedDeposits),污垢内部的灯芯沸腾会造成硼酸和氢氧化锂局部浓缩,改变污垢内部冷却剂的热物性,进而影响污垢和燃料包壳交界面处的温度和pH。由于温度和pH对燃料包壳局部腐蚀及裂纹萌生拓展影响显著,因此需要耦合热力学和化学动力学评估一回路pH控制策略对积垢燃料包壳完整性的影响。研究结果表明,采用天然硼和氢氧化锂控制策略的积垢燃料包壳完整性失效风险最高,采用无硼运行控制策略的积垢燃料包壳完整性失效风险最低。

    2022年04期 v.42;No.176 816-821页 [查看摘要][在线阅读][下载 754K]
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  • 空冷和水冷超临界二氧化碳布雷顿循环冷却核能系统的构型优化研究

    薛琪;冯民;吴攀;苟军利;单建强;

    本研究旨在设计紧凑性强且效率高的循环系统,通过结合具有中等堆芯出口温度的核能系统,设计了合适的再压缩超临界二氧化碳布雷顿循环。在考虑回热器的最小温差和循环效率的基础上,对中等堆芯出口温度的核能系统在水冷和空冷条件下的再压缩布雷顿循环进行了优化设计。本文研究了压缩机入口压力和温度、气轮机入口压力、回热器换热能力、涡轮机械效率等参数对再压缩布雷顿循环效率的影响。在水冷条件下,再压缩布雷顿循环的最佳循环效率可达到40.48%。在空冷条件下,再压缩布雷顿循环的最佳循环效率可达到34.36%(压缩机入口温度为55℃)。压缩机入口温度每升高5%,再压缩布雷顿循环的循环效率降低1.2%。

    2022年04期 v.42;No.176 822-830页 [查看摘要][在线阅读][下载 833K]
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  • CAP非能动核电厂ANS58.14分级实践及探讨

    张怀远;

    安全分级方法是重要的核电厂总体设计准则,按照其所确定的构筑物、系统和部件(SSC)安全等级是物项设计、采购、制造、建造和运维的主要依据。基于ANS51.1—1983中的安全分级方法由ANS58.14—2011所替代这一背景,CAP非能动核电厂(以CAP1400为例)开展了ANS58.14分级工作。分级结果表明现有CAP1400设计符合ANS58.14—2011要求。同时本文分析探讨了ANS58.14与ANS51.1、IAEASSG30等安全分级方法的主要差异,为我国核电厂物项安全分级导则及标准制定提供参考和建议。

    2022年04期 v.42;No.176 831-837页 [查看摘要][在线阅读][下载 740K]
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  • CPR1000核电厂汽轮机旁路排放系统控制模式优化研究

    周洺稼;张薇;王凯;朱建敏;胡友森;

    CPR1000核电厂气轮机旁路系统GCT在高功率下使用温度控制模式(T模式)使核电厂能够适应气轮机负荷的快速、大幅变化,从而避免反应堆紧急停堆。通过对压力控制模式(P模式)的优化,使其满足高功率下的控制需求,并利用系统分析程序GINKGO分别对两种模式的控制性能进行了数值模拟与分析。研究结果表明:优化的P模式控制性能优于T模式,并且具备优化排放容量的潜力,有利于提高GCT的控制性能和经济性。

    2022年04期 v.42;No.176 838-843页 [查看摘要][在线阅读][下载 771K]
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  • 基于取水卷载的滨海核电厂海洋生物损失量算法优化研究

    於凡;

    滨海核电厂正常运行抽取海水作为循环冷却水,冷却水的强劲水流夹带体型较小的海洋浮游生物及鱼卵、仔稚鱼等透过过滤设施进入冷凝器冷却系统的现象称为卷载效应。卷载效应所造成的海洋生物损失量目前按照《建设项目对海洋生物资源影响评价技术规程》(SC/T9110)中所提及算法进行评估。本文基于核电厂运行的基本规律,考虑停堆换料的非运行期与被卷载海洋生物的季节分布,提出了取水卷载的海洋生物损失量的优化算法。并通过对具体厂址的试算与原算法对比,确认了该方法能够更加全面、客观地分析基于取水卷载的海洋生物损失量。

    2022年04期 v.42;No.176 844-851页 [查看摘要][在线阅读][下载 756K]
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  • 核电厂重要厂用水系统换热器压差高问题分析与处理

    惠珑伟;马辰;程伟;廖金远;刘岩;廖彤彤;

    本文对国内某核电厂3号机组SEC系统板式换热器换型后出现的冷却侧压差高问题进行了分析研究,通过构建SEC系统设计流量要求及边界条件与换热器流动阻力系数的关系,分析了换热器压差高问题对于SEC系统运行的影响。最终采用增加板片数量和调整板型构成的方法成功解决了该问题,从根本上消除了换型后板式换热器存在的不足,有效保障了SEC系统长期运行的可靠性与安全性,同时也为其他核电项目板式换热器国产化后类似问题的处理提供了宝贵的经验。

    2022年04期 v.42;No.176 852-856页 [查看摘要][在线阅读][下载 683K]
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  • 基于运行事件的核电厂电动主给水泵联启方案改进

    徐颖;王志先;张强;许金泉;

    中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂电动主给水泵系统承担向蒸汽发生器二次侧供水的重要功能,以近年两起主给水泵系统运行事件为研究对象,对备用泵联锁启动失败原因进行了分析并提出了相应改进措施。针对泵出口压力低低跳泵及联启逻辑设计缺陷,增加了跳泵允许条件自保持和复位功能,针对状态偏差复位功能不满足运行失效信号设计要求的情况,对组态实现方案进行了改进并新增了状态偏差报警。改进后的系统跳泵及联启方案经理论分析及模拟机验证后在同类型机组得以推广实施,提升了电动主给水泵系统应对复杂工况的能力,有效避免了同类事件的重发,提高了机组运行的稳定性和安全性,也为同类泵组的逻辑优化改进提供了良好经验反馈。

    2022年04期 v.42;No.176 857-862页 [查看摘要][在线阅读][下载 726K]
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  • 基于多属性效用法的核电厂流出物排放优化中权重因子取值研究

    王晓亮;李小冬;郑伟;郑平辉;白晓平;魏其铭;邱林;

    流出物排放优化工作是我国法规标准规定的核电厂必须开展的工作,作为一项典型的综合性、复杂性的决策问题,多属性效用法在核电站流出物排放优化工作中已经得到了较广泛的应用。在使用多属性效用法开展核电厂流出物排放优化过程中,权重因子的合理取值直接决定了优化结果的合理性和有效性。本文将生态辐射影响作为一个影响要素引入到核电站液态流出物排放优化研究工作中,针对多家单位的相关专家,采用专家打分问卷调查的方式,开展了多属性效用法分析决策过程中多因素权重因子的调查工作,获得了最新的核电站流出物排放中关注要素的重要度变化情况。通过本研究所开展的专家打分问卷调查表明,生态辐射影响是当前无论在法规标准层面还是在社会关注层面均应进行考虑并开展研究的一项要素,当前核电站对公众和环境以及公众心理的影响关注度较前期显著提高。我国已开展的核电站流出物排放优化工作均是针对滨海核电厂开展的,本文对内陆核电厂和滨海核电厂的同步调查表明,两者在不同要素的权重因子存在较大差异,在后续的工作中需要重点关注。本研究所取得的成果可以为后续进一步开展沿海及内陆核电站流出物排放优化设计及科研工作提供技术基础。

    2022年04期 v.42;No.176 863-870页 [查看摘要][在线阅读][下载 703K]
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  • 弹性膜附近单个空化泡溃灭过程实验研究及膜清洗机制探析

    张宇宁;张潇飞;裘勖;

    基于空化膜清洗实验系统,本文采用高速相机对弹性膜附近的空化泡溃灭过程开展了可视化研究,阐明了空化泡与弹性膜间的无量纲数L*(在0.44到0.94范围内变化)与弹性膜厚度对空化泡动力学及膜清洗机制的影响规律。通过对比不同参数下空化泡的泡壁演变规律与弹性膜的形变情况,本文获得如下三点发现:(1)在一定范围内,无量纲数L*可显著影响空化泡的溃灭过程及其引起的弹性膜形变;(2)当无量纲数L*较小时,膜表面可能因空化射流而受损,其破损程度与膜厚度有关;(3)当污染物颗粒较小时,空化泡的动力学行为几乎不受弹性膜表面污染物的影响。

    2022年04期 v.42;No.176 871-880页 [查看摘要][在线阅读][下载 5581K]
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  • 压水堆一回路注锌应用技术方案研究

    付亚茹;梅其良;张嘉康;姜磊;毛兰方;刘健;

    压水堆核电厂中近似85%的电厂注锌的主要目的是为了控制辐射场(最有效和经济),同时缓解一回路水应力腐蚀开裂(PWSCC),此技术已经被认为是成熟的技术。新机组加锌,尤其是热态功能试验期间加锌,风险较小,效果较好。对于老机组加锌,对于注锌的前两个循环有一定风险,但经过国外多年研究证明其风险可控。。对于首次注锌电厂,可分为两个阶段开展一回路加锌技术机组的应用研究:第一个阶段开展注锌前数据测量及收集、一回路注锌对机组影响评价、一回路注锌策略研究和确定;开展注锌相关改造和变更实施、开始注锌和注锌后数据测量收集、注锌效果评价等。国内压水堆核电机组中,三门和海阳1、2号机组在热态功能试验(HFT)期间已经开始注锌,通过样品测量和运行数据收集分析表明,已达到了预期的目的和效果。

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  • 超临界水在平行通道中不对称加热的计算分析

    马栋梁;周涛;黄彦平;

    超临界水在平行的加热通道中流动时,受到管道尺寸等参数的影响,在管道间的流动不可避免的会产生一定的差异。如果这种差异较大时,则会使得在管道间这种流动的差异变得十分明显。通过对超临界水在平行通道中的流动计算研究,得出了在通道间加热功率不对称时,管道间流动的差异变化规律情况。研究结果表明:在出口达到拟临界温度点之后,热阻力效应较为明显;在入口温度较高,入口的流速较低时,较热管道中流动受阻进而管道流量向较冷管道中转移的现象更容易出现;在系统压力较低时,平行管道中的流量重新分配现象更容易发生。通过平行通道间不对称加热的计算研究,有利于深入理解不对称加热对流量重新分配影响的机理特征。

    2022年04期 v.42;No.176 888-895页 [查看摘要][在线阅读][下载 869K]
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  • AP1000蒸汽发生器隐藏盐返回评估方法的开发与应用

    聂雪超;侯涛;姜磊;吴旭东;

    蒸汽发生器(SG)中传热管作为一、二回路的分界面,对于机组长期安全稳定运行起着至关重要的作用。为更好地评估SG长期运行的结构完整性,需要结合大修停堆有针对性地进行SG杂质隐藏盐返回试验,对SG二次侧局部隐藏盐返回状况进行评估。AP1000电站蒸汽发生器在设计上与其他二代核电存在不同,导致SG隐藏盐返回试验评估方法与其他传统电厂存在差异。本文通过结合AP1000 SG设计特点,开发出一套针对AP1000特有SG隐藏盐返出的试验方法和评估流程,并在三门核电1、2号机组大修期间进行运用,为二回路水质优化、SG持续处于最优水化学环境提供保障,对于后续新机组设计、调试、启动及正常运行期间的水化学控制具有一定借鉴作用。

    2022年04期 v.42;No.176 896-904页 [查看摘要][在线阅读][下载 977K]
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核安全

  • AP1000常规岛第一跨厂房内主给水管道破裂事故瞬态泄放特性分析

    魏承君;于倩;杨安霞;隋丹婷;孟琳;黄俊文;

    常规岛厂房第一跨是AP/CAP系列核电机组所特有的结构设计,位于核岛厂房与常规岛厂房之间,布置有执行纵深防御功能的设备冷却水泵、变频装置(variable-frequency drive,VDF)、蓄电池室等核岛相关设备。主给水管道破裂(MFLB)事故中破口处最大泄放水量及最大瞬时泄放量与破口尺寸以及主给水泵(MFWP)停泵时间相关,需要对主给水管道破裂事故进行保守工况的确定,为纵深防御设备的布置提供指导策略。本文根据四种不同的主给水泵停泵逻辑选取了四种典型的破口尺寸,基于完整的二回路热力系统模型,针对四种破口尺寸进行建模分析并得到了不同事故序列以及四种工况下的动态泄放曲线。按照核岛要求的边界条件及足够保守的假设下,当主给水管道破裂后,破口尺寸Ⅱ事故工况下总泄放水量最大,破口尺寸Ⅳ事故工况下破口的瞬时泄放量最大。

    2022年04期 v.42;No.176 905-915页 [查看摘要][在线阅读][下载 1021K]
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  • SBO叠加失去ASG给水事故特性及缓解措施分析

    于承鑫;邓祥鑫;邓玲玲;

    为分析CPR1000堆型的全厂断电叠加失去汽动辅助给水泵事故的热工水力特性,本研究采用Relap5程序对参考机组的反应堆堆芯以及NSSS系统进行建模并计算,结合计算结果对整个事故过程的热工水力特性进行分析。分析结果表明,全厂断电叠加失去汽动辅助给水泵事故工况下一回路的热工水力过程更加复杂,在事故过程中,一回路先后经历了压力容器顶盖排空状态,蒸汽发生器U型管排空状态,冷热管段排空状态,堆芯部分裸露及全部裸露状态,而稳压器内的冷却剂存量却是最后排出的,这将可能导致堆芯熔化及高压喷射的严重事故后果。与此同时,结合现行的核电机组事故规程对事故的干预行动和缓解措施进行对比分析,提出了对堆芯安全更为有利的改进建议。

    2022年04期 v.42;No.176 916-923页 [查看摘要][在线阅读][下载 889K]
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  • 采用自动诊断系统后核电应急决策流程的设计与分析

    徐志辉;

    近期发生的多起核电站运行事件均暴露出运行班组在瞬态/事故等应急情境下存在集体决策机制不完善与不清晰的共性问题,且事后处置往往聚焦解决技术问题,忽视了引发技术问题的集体决策流程的设计问题。本文深入剖析了核电站应急状态下班组成员职责,集体决策的要求、内容、过程和机制,针对华龙一号引入自动诊断系统对运行班组决策带来的新要求,设计了一个具体的集体决策流程。该决策流程综合运行经验及纵深防御理念,有机结合班组成员的独立性和集体性,可以提高运行班组整体决策能力、决策效率和决策质量,最大限度减少或避免决策失误。

    2022年04期 v.42;No.176 924-930页 [查看摘要][在线阅读][下载 701K]
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  • 铅铋堆~(210)Po源项计算程序开发与应用

    王事喜;吴明宇;王凤龙;邵静;张强;

    为解决铅铋堆中~(210)Po的产生及迁移计算问题,基于国际上同类型反应堆该问题的计算方法,开发了可用于铅铋堆~(210)Po的产生及迁移计算的源项程序(LBE-SOURCE)。利用LBE-SOURCE对ATW和CLEAR反应堆冷却剂中~(210)Po的活度、工艺间内~(210)Po的活度、人员吸入量进行了计算,LBE-SOURCE计算结果与ATW和CLEAR的计算偏差在0.03%~3.57%,程序计算结果与相应设计报告符合较好。此外,LBE-SOURCE程序已用于铅铋堆中~(210)Po活度及迁移计算,计算结果与国际上同类型、同功率水平反应堆数值接近,解决了铅铋堆设计中的~(210)Po的活度计算问题。

    2022年04期 v.42;No.176 931-938页 [查看摘要][在线阅读][下载 792K]
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  • 三代非能动核电厂事故后惰化氢气缓解措施有效性分析

    黄雄;魏巍;马国扬;谢明亮;冉晓隆;魏兴;

    应用一体化严重事故分析MAAP5程序,建立三代非能动核电厂的安全壳模型,选取核电厂一回路主管道发生双端断裂叠加PRHR失效、IRWST重力注射失效作为始发事件,对事故进程、氢气源项、事故后惰化氢气缓解措施有效性和事故后惰化注入位置进行研究。结果表明:在整个事故过程中,堆芯锆合金与水反应产氢量累计为266kg,释放速率峰值可达0.55kg/s;事故后惰化CO_2注入氢气缓解措施可有效降低安全壳内氢气燃烧风险,且在1号SG源项隔间,源项隔间注入惰化气体CO_2比安全壳上部注入等量CO_2的效果更明显;在采取事故后惰化缓解安全壳内氢气风险时,我们必须考虑安全壳抽气系统防止安全壳超压威胁安全壳的完整性。

    2022年04期 v.42;No.176 939-945页 [查看摘要][在线阅读][下载 945K]
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  • 核电厂丧失通风系统的PSA分析

    王飞;王志文;张冰;

    通风系统(HVAC)是核电厂重要的支持系统之一,通风系统的丧失对核电厂安全的威胁是不容忽视的。根据国外核电厂的概率安全分析(PSA)的工程经验反馈,丧失通风系统的风险对核电厂堆芯损坏频率(CDF)的贡献高达25%。本文结合国内外调研和工程实践,开发了一套适用于核电厂丧失通风系统的PSA分析方法,并基于某核电厂开展系统性的丧失通风系统风险分析。分析结果表明,丧失通风系统对核电厂堆芯损坏频率的贡献是不容忽视的。通过识别出的通风系统设计的薄弱项,能够为核电厂通风系统设计及优化提供指引,以进一步提升核电机组的安全水平。

    2022年04期 v.42;No.176 946-953页 [查看摘要][在线阅读][下载 736K]
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  • 三代核电安全壳整体泄漏率试验卸压关键技术及应用

    高钰文;魏文斌;

    依据三代核电的原始设计,安全壳整体泄漏率试验卸压过程是直接将安全壳内的试验气体排放到外界环境中,中间未经任何空气的过滤,机组带核运行之后,采取这种卸压方式,会导致安全壳内的放射性物质直接排放到外界环境中,不满足流出物排放相关法规标准的要求。本文就三代核电安全壳整体泄漏率试验卸压流道的改造进行技术分析,提出改造方案,开发卸压控制方案,并在某三代核电机组首次大修进行了成功的实践,克服了三代核电机组安全壳整体泄漏率试验卸压流道的设计缺陷,自主设计的卸压控制方案相较于调试试验大大提高了试验卸压速率。

    2022年04期 v.42;No.176 954-958页 [查看摘要][在线阅读][下载 672K]
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  • 网络攻击下安全级仪控系统人因失误风险分析初探

    郝祖龙;袁睿;郝琦;玉宇;

    为研究网络攻击下人因失误对核电站安全级仪控系统的风险影响,在传统概率安全评价模型基础上引入网络攻击要素,采用情境分析并结合核电厂应急运行规程研究了一种网络攻击下安全级仪控系统人因失误风险分析方法。简要分析了网络攻击可能引发的操纵员失误行为,并给出相应人误风险分析方法及流程。以丧失二回路冷源为例,从人因失误角度定性分析了网络攻击导致的操纵员作业失误风险,建立了相应的人因失误风险故障树模型,并比较了不同人因失误概率下的事故发生概率。初步结果表明,人因在被明显误导的状况下,对应事故概率不可忽略,通过提高操纵员对网络攻击的认知能力可有效降低事故概率水平。

    2022年04期 v.42;No.176 959-967页 [查看摘要][在线阅读][下载 908K]
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核技术

  • 核级碳化硼环状制品热压烧结工艺与性能研究

    郭志家;杨历军;刘天才;范月容;王亚婷;赵守智;柯国土;彭朝晖;

    本文以核级碳化硼粉末为原料,按照烧结环状制品密度(2.15±0.05)g/cm~3(约90%T.D.)为设计基准,开展TOPAZⅡ型空间核动力装置碳化硼环状制品的热压烧结工艺及其组织与性能研究。试验结果表明,采用温度2 150℃、压力20 MPa、保温保压1 h的热压烧结工艺,可制备出满足设计密度要求的碳化硼环状制品,制品~(10)B丰度>85%,平均晶粒尺寸小于15μm,气孔尺寸小于5μm。在室温~620℃温度范围内,随着试验温度的升高,物理和力学性能呈现不同规律的变化,线膨胀系数逐渐增大,热导率逐渐降低,抗弯强度和抗压强度也逐渐降低,上述实测试验数据可作为TOPAZⅡ空间核动力装置在各种运行工况下,碳化硼环状制品是否能保证结构完整性和性能稳定性的参考依据。

    2022年04期 v.42;No.176 968-974页 [查看摘要][在线阅读][下载 1103K]
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  • 基于NB-IoT的核辐射剂量仪设计

    马川;颜拥军;刘霖霏;

    本文提出基于NB-IoT(Narrow Band Internet of Things,窄带物联网)技术的核辐射剂量仪研制方案,该仪器采用STM32F103系列单片机作为主控芯片,辐射剂量探测器选用G-M计数管,集成温湿度采集模块,通过BC20物联网模块将采集数据发送到OneNet云平台,云平台能够实时监控仪器所在位置的辐射剂量值以及温湿度值,同时显示仪器的北斗定位信息。该辐射剂量仪能够实现远程实时监测、定位,具备轻量化,低功耗,低成本,覆盖范围广等特点。

    2022年04期 v.42;No.176 975-982页 [查看摘要][在线阅读][下载 988K]
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