融合PRA和可靠性分析的海洋核动力停堆风险评价

为适应海洋核动力系统故障后动态演化、系统多态、后果多样等特点,提出了一套融合概率风险评价(PRA)方法与可靠性分析的海洋核动力系统停堆风险评价方法。通过区分操纵员可干预故障和不可干预故障,分别构建PRA风险模型和可靠性模型评估非计划停堆频率。典型对象应用结果表明,采用该方法开展海洋核动力系统停堆风险评价能够识别海洋核动力运行剖面中的可靠性薄弱环节,确定系统、设备及人员干预的重要度排序,以此提出针对性改进措施。同时,该方法还可对未来海洋核动力健康管理、智能化运行等技术的发展和应用起到重要的牵引作用,具备良好的工程适用性和发展前景。

示范快堆非能动棒驱动机构可靠性指标验证研究

示范快堆非能动棒驱动机构是非能动停堆机构的组成部分之一,用于在反应堆启动时提升非能动棒。非能动棒驱动机构的可靠性验证采用定数试验的方法。由于相关标准在适应性方面存在部分问题,基于相关概率统计理论,推导得出非能动棒驱动机构可靠性验证的统计试验方案,并且制定适宜的试验剖面。试验统计结果满足验证方案的接收准则,设备可靠性水平高于指标要求的置信度为70.3%。

研究堆建设项目信息化管理系统研发

研究堆建设管理全周期包括设计、建造、采购、安装、调试、试运行等阶段,周期长、专业多、范围广,各种管理接口多,信息繁杂。目前国内研究堆建设项目管理还处于起步阶段,通过各类外部接口和内部信息纸质传递进行沟通,很难从这种庞大的信息量中整理并分析出项目的管理全过程状态和存在的问题。基于研究堆和核电厂建设管理的经验,设计实现了研究堆建设项目信息化管理系统,并利用Yii框架和Bootstrap框架等搭建WAMP服务器,实现系统管理、审计、授权和典型业务数据的原型系统,验证研究堆建设项目信息化管理的可行性,为研究堆建设管理的信息化提供有力支撑。

池式钠冷快堆堆内自然循环余热排出设计研究

基于装量功率比约为1 t/MW的较典型池式钠冷大功率快堆的堆内自然循环设计,采用ERAC程序,对两组4种不同事故余热排出系统(DHRS)输入条件下,反应堆在紧急停堆后堆内的自然循环余热排出特性进行分析。结果表明,从DHRS启用到其对堆芯产生显著冷却效应,需要较长时间,在千秒量级。在该段时间内,堆芯余热的排出依靠反应堆固有的热工流体安全特性。随后,在堆内关键温度上升到限值之前启用DHRS带出池内热量,使堆内关键温度处于下降趋势即可满足安全要求;相比将独立热交换器(DHX)布置在冷池,将其布置在热池时,热池温度及主容器壁温相对要低,这有利于主容器的温度控制,其效果要优于布置于冷池。另外,不同布置会对堆芯盒内、盒间流流量产生影响,但总体上对堆芯的冷却效应影响不大;池式钠冷快堆余热排出设计中,要充分利用固有热工流体安全特性,降低对DHRS的时效性要求。可以考虑将全部的DHX都布置在热池,并缩小设备体积、降低散热功率设计值,或在不降低安全性的前提下选用其他更经济便捷的有效方式等,以此大幅降低余热排出设备投入成本,降低反应堆运行成本,提高经济性。本文研究结果可为我国后续的商用快堆、一体化快堆等池式液态金属堆的堆内自然循环设计提供重要参考。

硝酸浓度对临界安全的影响研究

在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068%。同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39%。研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视。

核电厂数字化人—机界面中信息显示的人因化设计

为了提高核电厂数字化人—机界面中的信息显示设计水平和人员绩效,文章首先介绍了人因化设计的过程。然后从数字化主控室操纵员的认知和操作特性中找到了人因化设计的一般原理,包括:满足认知和操作需求的信息显示设计;满足任务绩效的信息显示设计;满足班组合作与交流的信息显示设计;综合考虑,防止信息过负荷、工作过负荷和情境意识丧失。最后提出依据一般的人因化设计原理建立具体的信息显示设计细则,来指导信息显示的人因化设计,为提升设计水平和质量提供支持。

反射中子对金属快中子脉冲堆特性参数的影响研究

快中子脉冲堆对墙壁反射中子比较敏感,反射中子会改变快中子脉冲堆波形,当反射中子较多时可能会对脉冲堆的运行安全造成不利影响。本文建立了考虑墙壁反射中子效应的点堆动力学方法、蒙特卡罗中子学计算方法和ANSYS热力学计算方法三者耦合的“核-热-力”耦合方法,并对含有墙壁反射中子效应的快中子脉冲堆Godiva-Ⅰ瞬态过程进行分析。结果表明:反射中子使脉冲后沿提高,使冲坪时的反应性变低,使堆芯位移、应力有所提高。

上钠腔设计对大型MOX燃料快堆冷却剂沸腾瞬态的影响研究

钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法,采用微扰理论对1000 MWe钠冷快堆具有上钠腔结构的MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行计算。基于钠空泡反应性的计算结果,利用中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯瞬态分析程序对1000 MWe钠冷快堆进行了无保护失流事故的瞬态分析,分别对具有上钠腔设计的堆芯和无上钠腔结构的堆芯安全性进行了评价。分析结果表明,上钠腔设计大大缓解了钠冷快堆冷却剂沸腾瞬态的事故后果,为钠冷快堆堆芯的安全设计提供了重要参考。

基于FR-Sdaso程序对FFTF LOFWOS Test#13基准例题的热工水力分析

FFTF LOFWOS Test#13是美国FFTF钠冷回路式快堆进行的无保护失流试验,目的是为了证明反应堆的固有安全特性。本文采用中国原子能科学研究院自主开发的FR-Sdaso程序参加了IAEA策划发起的基于该试验的基准例题项目。利用FR-Sdaso程序将一回路主泵转速、二回路流量和空气热交换器出口钠温作为边界条件,建立了FFTF基准例题模拟模型。计算结果与FFTF LOFWOS Test#13试验结果对比分析表明,FR-Sdaso程序能较好地预测无保护失流事故后反应堆功率以及一、二回路温度和流量的瞬态变化,自然循环阶段反应堆衰变功率计算值与试验值的最大相对偏差为−7.1%,一回路3个环路自然循环流量与初始稳态值的最大相对偏差为0.65%。对于第2排和第6排PIOTA组件,由于模拟中未考虑瞬态过程中堆芯功率分布变化和组件之间的传热,出口温度的计算值较试验测量值最大偏高25.5℃,计算结果更保守。FR-Sdaso程序对FFTF LOFWOS Test#13基准例题的分析初步验证了程序堆芯和一、二回路热工水力模型的正确性。

微纳气泡对气溶胶池洗去除特性影响研究

反应堆发生严重事故时,微纳米级放射性气溶胶颗粒随高压气体排入抑压水池,在池洗机理作用下滞留在水池中,从而达到防止放射性外泄的目的。已有研究表明,气溶胶池洗效率曲线呈U型分布,当气溶胶粒径在0.1~1μm范围内时,其池洗效率最低。为了提高该粒径范围内的气溶胶池洗效率,本研究借鉴微纳气泡在环境治理方面能够高效去除环境杂质的优势,开展了微纳气泡水中气溶胶池洗效率实验。通过设置对照实验,研究了微纳气泡水的基本特性与去离子水的不同,并将含气溶胶气体分别注入去离子水和微纳气泡水中,对比分析了两种池洗液体中的气溶胶池洗效率,从而探究了微纳气泡对气溶胶池洗去除特性的影响规律。实验结果表明,微纳气泡能够降低池洗液体与固体表面的接触角,提高池洗液体的负zeta电位,使气溶胶更容易穿透气液界面进入到液相中;同时,常规气泡在微纳气泡水中的尺寸更小,单位时间内脱离喷嘴的常规气泡数量增加,使微纳气泡水中常规气泡具有更大的比表面积,且能够在液相中滞留更长时间。这些变化使得微纳气泡水中0.25~1μm粒径范围内气溶胶颗粒的池洗效率显著提高。本研究可以为气溶胶池洗系统设计优化提供实验基础和理论依据。

基于不同功率的非能动安全壳热量导出系统实验研究

“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统(passive containment heat removal system,PCS)和“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计原理相同,但系统功能和设计准则不尽相同。为了掌握影响系统换热能力和运行的关键因素,本文结合不同项目的特点,从综合性能实验需求和实验结果等方面,研究、分析“华龙一号”非能动安全壳热量导出系统与“玲龙一号”非能动安全壳热量导出系统设计中的典型现象,发现降低冷却水箱水位可以提升系统的换热能力、改变冷管段阻力对系统的换热能力更敏感和冷管段隔离阀关闭方案在开启时可能会有一定的风险,从而提出后续优化研究和设计中需要重点关注的影响因素。文中结论可用于指导相关系统设计工作。

关键本构模型识别与不确定性量化方法研究

典型基于输入的最佳估算加不确定性(BEPU)分析方法需要全面考虑各种来源的不确定性,但作为重要不确定性来源之一的最佳估算程序内部本构模型不确定性却很难得到准确量化。针对传统BEPU方法的不足,采用函数型数据分析加次序敏感性分析方法识别重要模型,贝叶斯校准方法加高斯过程代理模型量化模型参数不确定性,得到了一种准确的关键本构模型识别与不确定性量化方法。使用该方法量化了FLECHT-SEASET实验中重要模型的不确定性,并将量化的不确定性抽样传播至包壳温度。另外对该方法与传统的关键本构模型识别方法进行对比。结果表明,该方法可以准确识别瞬态过程中的关键本构模型,传播计算结果能够很好地包络实验值。

RIA下PCMI行为的堆外验证试验研究

目前国内的反应性引入事故(RIA)研究中尚未开展芯块包壳机械相互作用(PCMI)失效模式的相关试验研究。为探究有效的试验方法并获取相关试验数据以分析包壳失效的作用机理,本文基于自主设计的堆外模拟PCMI试验的压缩膨胀(EDC)试验装置,采用高速摄像技术辅助,获取了双轴加载燃料元件包壳失效过程中的载荷、应变、破口情况等数据。研究结果表明,试验得出的包壳管残余应变比位于-0.1~0.5之间,符合堆内残余应变比范围。研究结果可为将来开展堆内试验储备技术和积累经验,为安全准则的建立及补充提供可参考的基础数据。

核电厂延寿电仪设备鉴定热寿命评定方法研究

在国际主流的核电厂延寿审查中,把保证安全级电仪设备在延寿期内设计基准事故环境条件下能够可靠执行安全功能的能力作为重要的审查内容。设备的鉴定寿命必须覆盖至核电厂延寿期末。本文针对我国核电厂安全级设备既有利用阿伦纽斯定律,又有10℃定律完成初始寿命鉴定的现状,提出利用阿伦纽斯定律进行电仪设备鉴定寿命时限老化分析的具体方法。

基于高斯过程回归模型对一回路泄漏率的预测

工况的剧烈变化可能导致一回路系统中法兰连接部位、泵的密封面等处发生泄漏。针对准确的泄漏物理模型很难建立的实际情况,在对不可测的温度应力参数进行正态随机游走的基础上,以高斯过程回归模型为替代模型对一回路泄露率进行预测,并对替代模型的不确定性进行定量分析。结果表明,高斯过程回归模型能够方便地实现对替代模型的不确定性评估,并且在小样本容量的情况下,能够实现对一回路泄漏率较准确的预测。

适用于数字化主控室的核电厂HRA基础数据架构研究

目前国内开展核电厂人员可靠性分析(HRA)采用的人员失误概率基础数据库年限较为久远,且缺乏对于数字化主控室环境下人员失误模式的考虑。本文基于多个HRA方法及国外典型人员可靠性数据库的设计,结合国内电厂的实际情况,搭建了核电厂HRA基础数据库的框架,对于其中的绩效影响因子(PSF)架构采用数据库概念设计阶段的自顶向下设计方法,结合数字化环境下新增的人员失误模式,给出可供采集的PSF数据项,完成可适用于数字化环境的核电厂HRA基础数据库中PSF架构的搭建,并针对核电厂HRA基础数据架构着手开发相应的数据库软件,为核电厂人员可靠性数据的采集、防人因失误工作的开展提供有效支持。

基于贝叶斯估计的核电厂安全壳内压概率安全评估

核电厂安全壳的内压易损性评估多采用简化的对数正态分布模型,缺乏严格的理论分析。本文基于贝叶斯理论提出一种适用于核电厂安全壳的内压易损性评估方法。该方法首先建立了安全壳在内压作用下的确定需求模型,并通过添加修正项对需求模型进行修正,然后利用贝叶斯估计逐步对修正项进行筛选,从而获得准确的概率需求模型,最终通过建立安全壳极限状态方程给出易损性评估结果。在此基础上,引入内压概率模型实现了安全壳概率安全评估,并与采用传统易损性评估的概率安全评估结果进行了对比。结果表明,安全壳的总失效概率随着混凝土损伤面积比的增大而逐渐减小,采用贝叶斯估计方法获得的安全壳总失效概率均值大于传统易损性评估方法,而变异系数小于传统易损性评估方法。本文方法可为计算核电厂安全壳在内压下的概率安全评估提供更为精准和保守的结果。

华龙一号公众辐射风险评价

福岛核事故后,核电厂公众辐射风险评价受到越来越多的关注。随着我国自主设计的三代核电技术华龙一号“走出去”,阿根廷原子能委员会等国外监管机构明确提出要对核电厂开展三级概率安全评价(PSA)分析,将公众辐射风险评价作为衡量安全的重要指标。本文利用自主开发的三级PSA分析程序PSAL3DPP V1.0,结合源项、人口、气象、地形等数据,对多个厂址事故条件下公众可能受照剂量及风险进行了计算。结果表明,华龙一号严重事故后公众辐射风险均低于10^(-8)/a,满足阿根廷、美国、英国等国际上主流的风险验收准则。本文为华龙一号后续安全审评及海外市场推广提供了技术支撑,同时为我国监管部门制定定量化风险验收准则提供了参考。

基于ABAQUS程序的严重事故用电气连接件仿真分析

为研究压水堆核电厂在发生严重事故工况时,氢气燃烧产生的瞬时高温对1E级电气连接件的热影响,本文利用ABAQUS有限元仿真软件,对某核电厂严重事故时氢气燃烧环境下的1E级电气连接件进行整机热仿真分析,得出了电气连接件温度场云图和电气连接件密封圈处的温度变化曲线。根据仿真结果对密封圈进行高温试验,验证了1E级电气连接件可以耐受严重事故工况氢气燃烧的高温环境,并顺利通过了严重事故氢气燃烧试验,缩短产品研发周期,减少前期投入约200万元,为产品设计选型提供分析指导。对同类电气连接件及其他电气设备,在核电厂严重事故环境中的设计选材具有一定参考价值。

铅冷微堆SMILE典型无保护瞬态热工安全分析

核能系统小型化是核能未来发展的重要方向,其中小型铅冷快堆是技术路线之一。在小型铅冷快堆研发过程中,瞬态工况下热工水力安全特性是重要的研究内容之一,这不仅是对反应堆安全特性的重要验证,也对反应堆系统的后续设计完善具有重要参考价值。兆瓦级铅冷快堆SMILE是国家电投集团科学技术研究院有限公司提出的高安全、紧凑型铅冷快堆方案。为研究SMILE的安全特性,使用系统分析程序ATHLET对其进行典型无保护瞬态热工水力性能分析。结果表明,SMILE在应对典型无保护瞬态事故时具备良好的固有安全特性。