反应堆污垢行为分析

  • 中广核自主污垢行为分析软件CAMPSIS1.0研发与验证

    彭思涛;蒙舒祺;张一骏;付鹏涛;洪亮;阮天鸣;周青;张晓茜;赵园;厉井钢;

    压水堆污垢行为涉及材料、化学、热工、中子学等多个学科,包含了较为复杂的物理过程,可能引发污垢导致功率偏移(CIPS)、污垢导致局部腐蚀(CILC)等潜在运行风险,也会影响一回路冷却剂及金属表面的放射性剂量。自2018年开始,历时3年中广核开发了自主污垢行为分析软件CAMPSIS1.0,它包含腐蚀释放、水化学、核素活化、污垢沉积等污垢行为模拟所需的核心模型,同时具备了CIPS、CILC风险分析和一回路腐蚀产物活化源项分析的能力。通过实验数据、电厂正常运行和停堆期间的测量数据对软件进行了系统验证。结果表明,CAMPSIS1.0初步具备了在工程上进行污垢行为分析的能力。

    2022年06期 v.42;No.178 1235-1241页 [查看摘要][在线阅读][下载 771K]
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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(Pressurized Water Reactor,PWR)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(Chalk Rivers Unidentified Deposits,CRUD),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06期 v.42;No.178 1242-1247页 [查看摘要][在线阅读][下载 713K]
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  • 一回路腐蚀产物在灵活性燃料管理模式下的沉积行为及源项水平分析

    邱斌;毛玉龙;冯英杰;胡艺嵩;蒙舒祺;

    压水堆一回路腐蚀产物的沉积和迁移,不仅会降低燃料包壳传热效率,增加源项水平,还可能导致轴向功率异常偏移等现象,影响反应堆安全稳定运行。为适应电网需求变化和提高经济性,越来越多的反应堆采用更加先进且灵活的燃料管理策略。为研究不同换料策略下一回路腐蚀产物的沉积行为及源项水平,本文针对某百万千瓦级压水堆分别采用18个月换料、16/20个月交替换料和24个月换料模式开展了分析,并从控制一回路腐蚀产物沉积和放射性的角度给出了最优的燃料管理策略。研究结果表明,24个月换料模式的堆芯污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD)总量最少、冷却剂源项水平最低,16/20个月交替换料模式的CRUD总量最多、冷却剂源项水平最高。综合考虑腐蚀控制和辐射防护,24个月换料模式具有一定的优越性。

    2022年06期 v.42;No.178 1248-1252页 [查看摘要][在线阅读][下载 830K]
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  • 污垢对压水堆PCI二类事故工况的热工响应影响研究

    陈天铭;胡友森;蒙舒祺;胡艺嵩;熊昆;

    目前的压水堆Ⅱ类事故工况PCI(Pellet Cladding Interaction)研究中暂未考虑表面污垢对燃料棒破损风险的影响,为明确燃料棒表面污垢对PCI分析的热工作用机理及影响程度,本研究基于SMART、COPERNIC、CANTAL和THEMIS等分析程序,从热工分析出发得到了压水堆Ⅱ类事故工况下燃料棒破损风险与污垢厚度的关系。研究结果表明,污垢内部的灯芯沸腾会显著降低冷却剂和燃料包壳之间的传热系数,考虑污垢效应后燃料棒破损风险增加。本研究结果为进一步完善压水堆Ⅱ类事故工况PCI研究方法论提供了理论和数据支撑。

    2022年06期 v.42;No.178 1253-1259页 [查看摘要][在线阅读][下载 923K]
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  • 不同燃料包壳在高温高压水中的表面腐蚀产物沉积行为研究

    严亚伦;胡艺嵩;冯英杰;

    压水堆一回路材料腐蚀产物在燃料包壳表面沉积会形成燃料污垢。燃料污垢可能引起垢致轴向功率偏移(CrudInducedPowerShift,CIPS)和包壳垢致局部腐蚀(CrudInducedLocalized Corrosion,CILC)。腐蚀产物的沉积与燃料包壳表面特性相关,例如表面粗糙度等。Cr涂层锆合金是一种典型的事故容错燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)包壳。Cr涂层可能改变锆合金包壳表面的特性,进而改变腐蚀产物在燃料包壳表面的沉积行为。本论文通过试验研究了锆合金包壳和Cr涂层锆合金包壳在高温高压水中的表面腐蚀产物沉积行为。试验后采用扫面电子显微镜(Scanning Electric Microscope,SEM)对污垢的表面和截面的形貌和成分进行分析。结果表明,Cr涂层锆合金包壳表面污垢成分含有Cr元素;Cr涂层锆合金包壳表面污垢无明显烟囱状结构,锆合金包壳表面烟囱状结构明显,且烟囱面密度约为127个/mm2;Cr涂层锆合金包壳表面污垢平均厚度比锆合金包壳表面的污垢厚度减小约6μm。

    2022年06期 v.42;No.178 1260-1267页 [查看摘要][在线阅读][下载 1317K]
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反应堆工程

  • 基于统一耦合框架的系统程序封装开发与验证

    汤俊杰;罗晓;李仲春;张喜林;沈丹红;陈红丽;

    反应堆系统的状态与堆芯物理、流体、结构、控制和外部条件紧密联系。为了能够充分考虑反应堆多尺度多物理耦合特性,需要建立起系统级耦合分析软件,用于评估反应堆系统在稳态、瞬态和事故工况下的行为特性。统一耦合接口理念ICoCo(Interface for Code Coupling)具有规范化和可复用的优势,基于ICoCo对系统程序Relap5mod3.2进行了程序封装,并采用supervisor流程控制方案进行调度,开展回归测试,验证了封装前后计算结果一致。并在此基础上开发接管、控制体、泵和阀门等重要部件相关数据的输入输出ICoCo接口,一方面开展两个Relap5程序的并发耦合工作,验证耦合接口正确性;另一方面通过将控制模块外移,在supervisor中实现对Relap5的控制,从而允许未来更先进的控制及其优化算法应用到反应堆控制安全系统的设计、分析与优化中。

    2022年06期 v.42;No.178 1268-1276页 [查看摘要][在线阅读][下载 774K]
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  • 一回路一台泵停运-单环路余热排出工况下CEFR钠池三维瞬态热工特性数值模拟

    赵海琦;陆道纲;殷晶;梁江涛;杨军;郭忠孝;张钰浩;

    一回路一台泵停运-单环路余热排出是池式钠冷快堆的设计基准事故之一,有必要对该工况下钠池内的热工特性进行分析。由于钠池整体尺寸大,难以开展实验研究,通常采用数值模拟的方法进行研究。因此,本研究基于计算流体动力学(CFD)方法,开展了该工况下CEFR钠池三维瞬态数值模拟,得到在一回路泵惰转、返流和非对称余热排出作用下钠池内三维瞬态流动、温度分布以及堆芯出口温度、中间热交换器(IHX)进出口温度等关键参数。计算结果表明,故障环路中泵、IHX存在返流现象。在900 s内,堆芯出口温度降至394.9℃。正常环路IHX出口温度在400 s左右达到最大值360.5℃,随后逐渐降低。故障环路IHX出口温度先下降后上升,900 s时接近364.3℃。具有余热排出的环路具有事故缓解能力,钠池整体温度没有明显升高。研究结果能够为一回路一台泵停运-单环路余热排出事故下池式钠冷快堆安全分析提供参考。

    2022年06期 v.42;No.178 1277-1284页 [查看摘要][在线阅读][下载 1599K]
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  • VVER机组堆芯中子源项计算程序的开发和验证

    张亚平;张萌;杨兴旺;王东辉;钟志民;

    堆芯中子源项计算是反应堆压力容器中子注量理论计算最关键步骤之一。采用Fortran语言,开发了堆芯中子源项计算程序SCON,并基于Balakovo-3VVER-1000基准算例所提供数据,结合中子输运理论计算DOORS软件系统,对SCON开展了验证。结果表明,计算得到的各探测片反应率与基准算例中所提供的实测结果符合良好,证明SCON程序可为六边形燃料组件机组中子输运理论计算提供准确的中子源项,同时也证明本文采用的中子注量率计算软件系统是适用于VVER机组的。

    2022年06期 v.42;No.178 1285-1290页 [查看摘要][在线阅读][下载 1007K]
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  • CPR1000型核电机组控制棒组件落棒时间的验收准则初步优化

    张恒凯;柳继坤;赵云涛;刘吉光;刘洋;

    根据CPR1000型核电机组中控制棒在落棒过程中的动作特点、受力分析以及在9台机组中的试验结果,分析发现了在机组调试启动和正常运行期间,一回路液态冷却剂压力变化对控制棒落棒时间无影响,但落棒时间随冷却剂温度升高而减小,且试验结果与理论分析结果相符,同时根据冷却剂温度对落棒时间的影响规律,优化了不同工况下控制棒落棒时间的验收准则。不仅可作为同类型机组在调试启动阶段和正常运行期间控制棒落棒时间验收准则的参考,而且可作为控制棒落棒过程理论受力模型分析时的参考。

    2022年06期 v.42;No.178 1291-1295页 [查看摘要][在线阅读][下载 753K]
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  • 基于CFD的钠冷快堆子通道绕丝搅浑系数选取

    张珺;隋丹婷;彭晶;陆道纲;

    钠冷快堆能够提高铀资源的利用率,减少核废料的产生,是非常有前景的第四代核能系统堆型之一。同时,钠冷快堆也因其使用金属绕丝对燃料棒进行固定,具有更复杂的堆内构造,探究钠冷快堆堆芯内因绕丝而引起的搅浑效应对钠冷快堆的堆芯设计及安全分析具有重要意义。本文针对钠冷快堆的堆芯设计,采用CFD软件建立带绕丝的7根燃料棒束模型,针对大流量工况(工况1)、中流量工况(工况2)进行工况计算,根据流场的雷诺应力获得绕丝的湍流搅浑系数。并基于自主研发的子通道计算程序SAC-SUB建立相同的几何模型,将湍流搅浑系数输入子通道计算程序中,获得内通道、边通道、角通道温度分布,并将两种软件的计算结果进行了对比。对比结果表明,对于不同的通道而言,两种计算软件内通道的温度偏差最小(2.5℃),角通道的温度偏差最大(13.2℃)。对于不同的流量而言,中流量工况(工况2)温度偏差更小,最小温差只有0.8℃。该工作为后续快堆子通道分析搅浑系数的选取提供了技术基础。

    2022年06期 v.42;No.178 1296-1304页 [查看摘要][在线阅读][下载 1261K]
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核电厂

  • 核电厂多机组反应堆厂房间距分析研究

    王栋;

    目前国内对核电厂核岛厂房间距的分析研究比较少,该研究对核电厂总平面布置具有非常重要的影响,不仅可以节约厂区用地还可以缩短室外管线及廊道的长度,尤其对基岩面有限的厂址,具有非常重要的经济意义。本文以某核电工程为例,采用理论联系实际的方法,对核电厂核岛厂房间距进行分析研究,得出核岛厂房间距的合理取值及注意事项,为优化核电厂总平面布置提供一定的参考。

    2022年06期 v.42;No.178 1305-1311页 [查看摘要][在线阅读][下载 1349K]
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  • 基于失效物理的核电厂旋转滤网驱动齿轮可靠性研究

    高建勇;青晨;

    基于失效物理可靠性理论,利用瞬态动力学方法仿真旋转滤网驱动齿轮三种运行工况下受力情况,识别齿轮应力薄弱位置为齿根位置,三种工况下齿根等效应力基本相同,基于应力-强度干涉理论的可靠度疲劳寿命计算方法,计算驱动齿轮的可靠寿命,运用Miner线性损伤累积理论建立可靠运行工况与周期计算的约束方程,为设备预防性更换周期制定提供输入。结果表明可靠度为0.95时,齿轮2个换料周期更换合理安全,可延长至4个换料周期,齿轮的疲劳损伤与转速正相关,应严格监控齿轮中高速运行时间。

    2022年06期 v.42;No.178 1312-1316页 [查看摘要][在线阅读][下载 823K]
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  • 核电厂电阻温度计响应时间测量方法比对研究

    宋延勇;苏明旭;王子安;

    电阻温度计响应时间是其关键技术指标之一。现有浸入式方法通常在实验室条件做离线测量,难以反映电阻温度计在实际安装工况条件下的动态响应特性。作者研制了一种基于回路电流阶跃响应(LCSR)的原位法响应时间测试装置,并就响应时间测量原理、方法和结果与浸入法进行了比对研究。在流速为(0.2~0.6)m/s的试验条件下,比较了二者在不同介质流速下测量结果偏差,并分析了流速对电阻温度计响应时间的影响。结果表明响应时间随流速增加而减小,两种方法测量结果呈现相似的变化趋势和分散性,且偏差均优于±10%,满足核电厂安全重要仪表通道性能监督试验标准(NB/T 20069—2012)的要求。LCSR法通过采用内部电流阶跃方式有效解决了浸入法须模拟安装条件下介质高速流动的困难,经实验室条件下的比对其与浸入法具有较好测量一致性,可进一步延伸至现场应用,适用于不同安装工况核电厂电阻温度计响应时间原位测量。

    2022年06期 v.42;No.178 1317-1324页 [查看摘要][在线阅读][下载 856K]
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  • “华龙一号”主蒸汽隔离阀阀体尺寸超差处理方案的研究

    卫东;张灵宇;陈一伟;张跃;王岩;李海涛;李雅珍;

    针对某核电站主蒸汽隔离阀阀体尺寸不满足技术规格书要求的不符合项,提出“阀体与管道内表面无错边组对焊接,外表面平滑过渡焊接”的处理方案。首先,分析对阀门整体结构和功能的影响、开展阀体端部超差区域力学分析;其次,主蒸汽管线上饱和蒸汽管道即超级管道与阀门相连,对于阀门端部与超级管道的焊接,依据阀门内外径不同进行超级管道和阀门端部坡口的加工,外表面过渡焊接的焊缝斜率≤1:4,制定特殊的焊接工艺,确定整套无损检验方案,包括焊前对阀门端部和超级管道的坡口、焊接过程中、最终完成后进行的无损检验;另外,在正式产品进行焊接的同时,同步进行焊接见证件的制作,并对见证件焊缝开展理化检验,以验证此焊缝的各方面性能满足技术规范和标准的要求。

    2022年06期 v.42;No.178 1325-1330页 [查看摘要][在线阅读][下载 902K]
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  • 圆管通道内过热蒸汽流动换热特性实验研究

    李莹;陈鑫;王金宇;黄彦平;袁德文;毕景良;徐建军;

    单相蒸汽流动换热模型是失水事故分析程序中的关键模型之一。本文开展了失水事故再淹没阶段圆管通道过热蒸汽流动换热实验研究,雷诺数范围为2.78×103~1.84×105。实验测量获得壁面温度、蒸汽质量流量、进出口温度等参数,分析了雷诺数对过热蒸汽换热的影响。实验结果表明:在同一轴向位置处,流体局部传热系数和Nusselt数随雷诺数的增大而增大,并基于实验数据建立了相应的传热特性实验关联式。

    2022年06期 v.42;No.178 1331-1336页 [查看摘要][在线阅读][下载 941K]
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  • 新型蒸汽发生器建模与仿真分析

    叶竹;成翔;刘威;蔡志云;任云;孙琦;

    根据一种新型蒸汽发生器的结构特点和运行特性,应用仿真程序建立了图形化的蒸汽发生器的模型。针对其在不同负荷工况下的运行参数进行仿真计算,研究分析其热工水力特性,并与专用计算软件进行对比验证,计算数据符合理论分析。结果表明仿真软件能够准确地对双面换热新型蒸汽发生器进行计算分析。为该设备及相关系统的设计和运行提供参考。

    2022年06期 v.42;No.178 1337-1344页 [查看摘要][在线阅读][下载 1004K]
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  • 基于带约束自适应GPC的压水堆蒸汽发生器液位控制研究

    叶章林;张雨飞;

    在压水堆核电站中,蒸汽发生器的液位能否稳定地控制在设定范围内,直接关系到核电站能否安全经济地运行。针对蒸汽发生器液位控制中出现的“虚假液位”、时变以及输入约束等复杂问题,设计了带约束的自适应广义预测控制算法。在此算法中,构建了两输入单输出的数学模型来描述蒸汽流量和给水流量对蒸汽发生器液位的影响,引入了变遗忘因子的最小递推二乘法,对蒸汽发生器的液位对象模型参数进行在线辨识校正;引入逐维重心反向学习的变异策略提高了标准粒子群算法的收敛精度,然后将改进后的粒子群算法用于计算约束范围内给水流量增量的最优值。仿真结果表明,对于蒸汽发生器液位中的复杂控制问题,改进后的广义预测控制器比三冲量PID控制器的控制效果更好。

    2022年06期 v.42;No.178 1345-1353页 [查看摘要][在线阅读][下载 1044K]
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  • 基于BDMP的某核电厂化容系统上充回路可靠性分析

    张雪松;夏林路;张磊;周世梁;刘洋;

    核电厂化学与容积控制系统(CVCS)关键组成设备有上充泵、上充阀门组以及热交换器,是保证核电机组安全运行的关键,其运行可靠性对于核安全有重要意义。传统静态故障树不能很好地描述这些动态行为的失效模式,对于此类问题,分析假设过于保守。针对故障树分析的局限性,本研究采用布尔逻辑驱动的马尔可夫过程构建了上充回路的动态可靠性模型,采用KB3进行BDMP建模,分别采用YAMS和PRISM进行不同部分对总不可用率的影响的定量分析。结果表明:系统的总不可用率约为0.033,上充泵失效对系统贡献占比最大约为99.99%,对其采取有针对性的运维措施,以提高核电厂安全水平。

    2022年06期 v.42;No.178 1354-1361页 [查看摘要][在线阅读][下载 781K]
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  • 核电厂一回路净化床树脂优化选型和使用跟踪评价

    沈亚芳;卢叶艇;

    核电厂一回路一些系统或某些工况下存在的氧化性环境,是导致一回路净化床树脂失效的主要原因之一。本文针对核电站一回路净化床树脂使用时间偏短,树脂抗氧化性能不够理想的情况,从机理上分析梳理了树脂在使用中劣化的原理,采用试验对比了一些树脂的关键性能参数,并结合现场系统实际应用,优选出树脂交换容量更大,交联度更大,抗氧化性能更好,更适合核电厂一回路使用的树脂。

    2022年06期 v.42;No.178 1362-1366页 [查看摘要][在线阅读][下载 722K]
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  • 核电站高温取样冷却器蛇管弯管工艺研究

    张发云;王岩;邓冬;

    分析了高温取样冷却器蛇管的验收要求,通过合理设计弯曲和消应力热处理工艺,有效控制蛇管弯曲和消应力产生的回弹现象,评定件的各项检验试验指标合格,获得满足尺寸精度要求的蛇管,消应力热处理能有效消除冷弯变成产生的残余应力,对材料性能及组织基本无影响。

    2022年06期 v.42;No.178 1367-1371页 [查看摘要][在线阅读][下载 768K]
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  • 核级减压阀国产化研发关键技术

    石红;张正春;吕艳新;张发云;陈一伟;

    目前我国AP1000堆型用主控室通风系统的核级减压阀均为进口,为打破国外技术垄断,形成自有知识产权,开展了针对CAP1400堆型该阀门的国产化研发工作。提出了该阀门的研发技术要求,介绍了该阀门的结构特点,并从结构设计、材料选择、密封性能、加工工艺、无损检验以及鉴定试验等多方面阐明研发技术要点及关注重点。鉴定试验结果表明该阀门的结构设计完全满足技术性能要求,国产化研发得以实现,为后续阀门的设计研发工作提供了良好借鉴。

    2022年06期 v.42;No.178 1372-1376页 [查看摘要][在线阅读][下载 798K]
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核安全

  • 基于THTF稳态传热试验的LOCUST 1.2确认

    袁红胜;徐财红;琚忠云;王婷;曹志伟;

    LOCUST是由中国广核集团有限公司(CGN)开发的热工水力系统分析软件。为支持LOCUST在压水堆LOCA等事故分析中的应用,进行了基于美国橡树岭国家试验室开展的THTF稳态喷放传热试验的确认。模拟和分析的稳态膜沸腾试验工况为3.07.9 B、3.07.9 N、3.07.9 W、3.07.9 H,涵盖了高、低质量流速和高、低压的试验条件。首先给出了试验的简短介绍,然后描述了该试验的LOCUST计算模型,最后通过计算结果与试验数据的比较,得出评估结论。评估结果表明LOCUST预测的CHF位置和棒表面温度总体合理,软件可用于模拟压水堆喷放阶段传热。观察到壁温的差异可能是由高估的夹带或壁传热引起的,进一步确认具体原因需通过测量更多参数(如夹带)的试验进行评估。

    2022年06期 v.42;No.178 1377-1382页 [查看摘要][在线阅读][下载 974K]
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  • 核电厂外部水淹PSA分析

    王飞;徐志新;段枫;

    在福岛核事故后,国内对超设计基准的灾害尤为关注,核电厂应具备足够的裕量应对超设计基准灾害。而外部水淹是重要的外部灾害之一。目前关于超设计基准外部水淹的风险评价仍在研究中,国内外尚无成熟统一的风险评价方法。本文基于国内外调研和工程实践,开发了一套适用于核电厂外部水淹概率安全分析(PSA)的方法,并基于某核电厂开展外部水淹PSA的风险分析,以识别核电厂外部水淹防护设计的薄弱项,优化核电厂外部水淹的防护设计。

    2022年06期 v.42;No.178 1383-1391页 [查看摘要][在线阅读][下载 745K]
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  • 核电厂规程人因失误陷阱识别方法及准则研究

    李红波;沈曙光;

    为建立核电厂规程人因失误陷阱的识别方法及准则,以指导核电厂开展规程人因失误陷阱查找工作,提升核电厂规程质量,本文梳理了核电厂规程框架,研究了规程开发基本原则,结合核电厂规程人因失误陷阱数据制定了识别方法及准则,并用此方法和准则对部分核电厂规程进行了检验。研究结果表明,建立的识别方法及准则能够较好地指导规程人因失误陷阱识别工作,依据准则提出的修改建议能够较好地提升规程清晰度。因此,本文建立的核电厂规程人因失误陷阱识别方法及准则能够用于核电厂规程人因失误陷阱查找工作。

    2022年06期 v.42;No.178 1392-1397页 [查看摘要][在线阅读][下载 657K]
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  • 核电站硼表工控机异常重启调查及消除措施研究

    杨维;程保华;陆振国;

    针对核电厂机组投运后硼表系统工控机异常重启事件,通过搭建特定的硼表工控机最小系统复现故障的方式分析出了工控机重启原因,提出升级硼表软件和改造偏差报警实现方式两种消除工控机异常重启的方案,并对两种方案的优劣进行总结分析。该方案已在两核电项目机组上实施,经运行验证有效,可为后续装备了同类型硼表工控机的核电项目提供借鉴。

    2022年06期 v.42;No.178 1398-1403页 [查看摘要][在线阅读][下载 831K]
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  • 基于二级PSA的应急设施可居留性评价研究

    肖玲梅;黄才龙;张佳佳;王超;郭丁情;张冰;

    当前应急设施可居留性评价越来越多地使用二级PSA释放类源项,但是释放类源项如何选取,法规标准并无明确的规定,业界的实践也尚未统一。本文调研了先进三代堆应急设施可居留性的源项选取方法,提出了基于二级PSA释放类选取应急设施可居留性评价中严重事故源项的方法和流程。以某先进压水堆核电厂应急指挥中心为研究对象,利用本文提出的方法给出了4种不同的源项选取方案,计算了应急指挥中心工作人员的有效剂量。通过绩效评估方法,推荐了2种优选的二级PSA释放类选取方案,为应急设施可居留性评价中严重事故源项选取提供指导。

    2022年06期 v.42;No.178 1404-1409页 [查看摘要][在线阅读][下载 770K]
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  • 正常余热排出系统注射功能对非能动核电厂风险的影响评价

    杨亚军;樊普;杜芸;吴燕华;曹臻;詹文辉;卓钰铖;

    正常余热排出系统(RNS)是非能动核电厂少数的能动系统之一,在丧失冷却剂事故(LOCA)下RNS注射可为非能动系统提供纵深防御功能。本文基于热工水力分析计算了各个事故情景下RNS注射的允许时间窗口,并结合应急运行规程和人员可靠性分析对RNS注射进行建模以评估对电厂风险的影响。分析表明,在假想的中、小破口LOCA下,操作员具有较充裕的时间实现RNS注射的纵深防御功能,若不考虑RNS注射则电厂风险增加较明显。在极端的情景下,如LOCA叠加安全系统失效,RNS注射的时间窗口较短,即使不考虑RNS注射,对电厂风险的影响可忽略。RNS注射对电厂风险影响重要,建议重视规程中相关操作的培训以提高电厂的安全性。

    2022年06期 v.42;No.178 1410-1416页 [查看摘要][在线阅读][下载 745K]
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  • 基于超声导波的核电设备缺陷监测技术研究

    刘畅;邓晶晶;王浩;秦炎锋;胡超杰;贺寅彪;

    核电厂承压边界的健康状态直接影响机组运行的安全性和经济性。如在定期在役检查中发现了承压容器或管道的一定容许缺陷,对这些缺陷进行检测、跟踪和评估具有非常重要的意义。本文开展超声导波技术对承压边界中缺陷的定位算法研究及装置开发,进而完成了某核电厂的常规岛某管道焊缝容许缺陷检测的应用。研究表明该方法能够较为准确地对已有缺陷进行定位,现阶段作为在役检查的辅助手段,对在役承压容器的使用寿命及其继续运行的安全评估有非常重要的指导意义。

    2022年06期 v.42;No.178 1417-1424页 [查看摘要][在线阅读][下载 1250K]
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  • 稳压器喷淋阀碟簧断裂机理分析

    胡文盛;张潇宇;王仪美;吴起;郭超凡;谢祖妙;

    稳压器喷淋阀是核电厂用于反应堆冷却剂系统压力控制和维持一回路均匀水化学的关键设备。针对某核电厂稳压器喷淋阀的碟簧断裂案例,通过宏观形貌分析、尺寸测量、残余应力测试、化学成分分析、硬度测试、显微组织对比分析、第二相分析和断口微观形貌分析,发现碟簧断裂主要原因是热处理工艺不当,晶界处析出大量δ相导致材料韧性降低,并在外载荷作用下发生了沿晶脆性开裂。进而明确了碟簧的固溶热处理要求,即:在最低温度为925~1 010℃之间进行固溶热处理并通过空冷或更快速方式冷却,随后进行结构硬化处理,包括在(720±10)℃保持8 h,然后在炉内降温到(620±10)℃,并在这个温度保持10 h,随后空气冷却。

    2022年06期 v.42;No.178 1425-1431页 [查看摘要][在线阅读][下载 1734K]
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  • 压水堆腐蚀产物行为影响因素及模型综述

    吉利;卢川;段振刚;沈媛;张萌;周羽;矫彩山;侯洪国;高杨;

    压水堆一回路腐蚀产物沉积对反应堆的安全、稳定运行有重要影响。迄今为止,针对腐蚀产物行为已开展了广泛研究。本文概述了腐蚀产物行为的主要影响因素,包括水化学条件、热通量、冷却剂流速等。合适的水化学条件,如pH控制在7.4附近、溶解H浓度在25~50 cm3/kg H2O之间,会降低腐蚀产物生成量。热通量、冷却剂流速对腐蚀产物沉积也有不可忽视的影响。另外,对具有代表性的腐蚀产物行为预测模型及燃料元件表面腐蚀产物沉积影响模型进行了介绍,并对今后腐蚀产物行为的进一步研究提出了建议。

    2022年06期 v.42;No.178 1432-1440页 [查看摘要][在线阅读][下载 849K]
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  • 对CPR1000机组在临界启机阶段安全壳密封性的判断

    金鑫;谢岱良;王志敏;申少华;

    CPR1000机组正常运行时,通过安全壳泄漏率在线监测系统对其安全壳密封性进行实时监测,并以安全壳内外压差在+60 hPa(6 kPa)下的泄漏率估算值来进行考核。该系统存在固有的计算模型缺陷,即在启机积累拟合数据的初始阶段,法定泄漏率值存在一个计算“真空期”。基于某核电厂1、2号机组在线监测系统的运行实践及对历史数据的统计分析,对系统初始阶段判断安全壳密封性的思路进行了探讨,并由此提出了一套判断方案。该方案在一定程度上弥补了上述计算“真空期”的缺陷。

    2022年06期 v.42;No.178 1441-1448页 [查看摘要][在线阅读][下载 844K]
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  • 某核电厂1、2号机组运行事件先兆分析

    刘时贤;王喆;侯秦脉;褚倩倩;刘锐;

    本文采用先兆分析方法对某核电厂1、2号机组运行事件进行定性分析和定量分析,确定出对核安全影响较大且具有重要反馈价值的潜在先兆事件和一般先兆事件;并对潜在先兆事件和一般先兆事件进行统计、归类和趋势分析,结果表明某核电厂1、2号机组潜在先兆事件或一般先兆事件的原因全部是设备本身的缺陷或故障,因此提高设备性能是减少潜在先兆事件或一般先兆事件的最主要措施,尤其是提高棒的控制系统和输变电系统所包含设备的性能。本文为提高某核电厂的核安全管理水平提供有效支持。

    2022年06期 v.42;No.178 1449-1454页 [查看摘要][在线阅读][下载 695K]
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  • 核电厂安全壳内操作平台火灾概率安全分析研究

    史强;石兴伟;贾斌;张泽宇;王逊;

    安全壳内操作平台是核电厂火灾风险评价的重要内容之一。本文对典型核电厂的安全壳内操作平台进行火灾风险分析,使用事件树方法演绎分析火灾情境并确定火灾情境的危害,通过对核电厂安全壳内火灾操作平台火灾序列演绎分析,建立安全壳操作平台火灾概率安全分析模型,进行定量化评估。研究分析3个火灾情境对核电厂始发事件和系统设备的影响。风险定量化结果表明:安全壳内操作平台火灾导致的堆芯损坏频率为3.11×10~(-8)/(堆·年)。

    2022年06期 v.42;No.178 1455-1459页 [查看摘要][在线阅读][下载 681K]
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