基于CAS法的核电工程异形水箱分布质量计算模型

对于形状复杂的大型核电工程储液结构,Housner弹簧-质量模型适用性较差,基于有限元法的流-固耦合数值分析模型复杂、计算和存储量大,难以满足工程设计要求。该文基于声学-结构耦合法(CAS)提出了一种兼顾精度和效率的分布质量模型,通过理论推导从CAS计算结果中剥离得到的器壁动水压强脉冲分量,进而提出器壁单元各节点位置的分布式脉冲附加质量计算公式,精确地考虑了储液容器的形状对液体晃动的影响,同时实现了流-固耦合分析的解耦,有效解决了复杂大型核电工程储液结构的动力分析的难题。以矩形刚性水箱为例,将该文模型的结果与Housner分布模型比较,验证了该模型的合理性和可靠性。针对顶部具有复杂形状水箱的AP1000安全壳结构进行地震动分析,将该文模型与精细的流-固耦合模型进行比较,结果显示:两种模型计算结果吻合性好,该文模型前处理简便且在计算时间效率具有明显优势。该文模型可为核电工程考虑结构-地基、流-固耦合的多因素耦合高效分析奠定基础。

核电建设工程提升安全性能的数字设计和关键场景应用分析——以太平岭核电建设工程为例

核能作为重要的非化石能源形式,在我国能源绿色低碳发展和能源结构转型中占据重要地位,发展核电是构建多元化清洁能源体系、保障国家能源安全和应对气候变化的重要举措,有助于实现我国碳达峰、碳中和目标。核电建设工程的数字化,有助于提升核电生产和运营的安全性,促进核电发展。核电厂由核岛、常规岛和电厂辅助设施组成。其中,核岛主要由反应堆厂房、安全厂房A。

美国在役核电厂安全壳钢衬里锈蚀及修复技术研究进展

通过美国混凝土安全壳钢衬里锈蚀的一些典型案例说明了钢衬里的锈蚀特征,论述了钢衬里的锈蚀机理,介绍了国外学者对钢衬里锈蚀后力学性能变化、钢衬里局部锈蚀对安全壳完整性和易损性的影响进行的研究,最后论述了钢衬里锈蚀检测和修复技术。分析表明,安全壳钢衬里锈蚀包括由涂层失效引起的钢衬里内表面锈蚀和安全壳混凝土中的异物吸水导致的外表面锈蚀;钢衬里锈蚀对其强度影响不大,极限拉应变有较大程度的降低;钢衬里锈蚀深度小于原截面厚度的50%时,锈蚀对安全壳的完整性和易损性影响不大;当钢衬里锈蚀深度大于原截面厚度的50%时,锈蚀对安全壳的完整性和易损性将会产生较大影响。

英国BIM技术在核电工程项目上的应用研究

核电工程项目逐渐规定使用BIM技术为项目节省成本和提高效率,与BIM技术目前在传统建筑工程项目有比较成熟的工程应用不同,核电工程项目在工程管理、施工工艺、平台工具、信息安全等方面都在起步阶段,无法直接套用建筑项目的BIM应用经验,甚至都很难套用BIM的相关标准。通过深入研究英国BIM标准和技术理论体系,结合核电工程项目设计和建造的特点,找到适合核电项目的满足当前BIM Level 2要求的应用解决方案。

核电工程调试防人因失误管理实践

核电工程建设包括设计、采购、施工、调试四个阶段,调试在整个工程建设中起着“后墙不倒”的作用。在核电工程建设尤其是调试阶段减少人因失误显得尤为重要。中广核工程有限公司通过引进、消化、吸收、推广世界先进的防人因失误理念和工具,在核电工程调试板块试点并实现全员学习与实践。核电工程调试整体人因绩效水平由培训前的1.5星提高到培训后的4星,调试人因失误事件数也大幅度下降。鉴于在核电工程调试试点取得的成功,中广核工程有限公司在全公司范围内进行了推广,为实现“安全零重伤、质量零缺陷、行为零违规”的目标奠定了基础。

核电厂安全级光缆鉴定内容研究

针对核电厂特殊环境下应用的安全级光缆,开展安全级光缆鉴定内容及参考标准的研究,并建立安全级光缆的鉴定标准体系。根据安全级光缆在核电站应用的环境条件、功能要求,分析光缆与电缆的在结构和功能上的差异性、光缆自身光学特性,确定核电厂安全级光缆的鉴定内容、鉴定要求或规范,并建立核电厂安全级光缆鉴定标准体系。该鉴定标准体系可指导安全级光缆设计、选型、制造及鉴定活动,促进光缆设计、制造和采购的标准化。

核电站冷凝水流量功能验证工具开发及试验研究

核电站泄漏监测系统在预防核电站泄漏方面起着重要作用,因此明确泄漏监测系统冷凝水流量测量机理具有重要意义。为了实现冷凝水流量测量机理研究,开发了一套冷凝水流量模拟验证装置,并将该装置成功应用于核电站冷凝水流量测量功能的试验研究。使用该装置对重力疏排水冷凝水流量测量管线的管道布置、管道疏水情况和冷凝水流量计相关参数设置等方面进行验证。同时,对现有设计、安装和调试环节存在的问题给出改进方案。研究结果表明:管线布置不当会导致管道疏水不畅和重力疏水在流量计处无法建立稳定流量等问题。同样地,冷凝水流量计报警阈值设置不当和小流量参数设置不当也会影响系统流量测量功能。该研究可以为重力疏排水流量测量方面的研究和应用提供参考。

5G通信技术在核电站环境监测领域的应用探讨

核电站环境监测领域包括陆上和海域两部分,监测设备分布十分分散。设备采集数据通过有线和无线传输的方式送到电站对应系统的中央站监控,其无线传输的方式随着社会科技的发展而有明显的技术改变。虽然第五代移动通信技术(5G)建设尚处于初步阶段,但考虑核电站建造的长周期以及我国5G建设的规划,有必要对5G技术在核电站环境监测系统中的应用提出探讨。通过介绍核电站环境监测系统的功能以及5G技术三个典型特征,提出了5G技术在核电站环境监测系统上的可用场景,分析了借助5G技术在实现核电站环境监测系统功能优化、减轻工作人员工作量和辐射暴露风险等方面的可行性。同时,从冗余无线通信手段提高环境监测系统的可用性出发,分析了5G通信与北斗、WiFi通信技术联合组网方案。对核电站在信息安全保护方面的要求和5G技术在信息安全上的防御措施进行了讨论,建立了基于5G通信技术的环境监测系统的逻辑架构和网络架构。该研究为核电站环境监测系统如何应用5G先进通信技术提供了思路框架,也提出了充分实现5G应用场景面临的挑战。

核电设备数字化设计平台关键技术研究与应用

核电设备结构复杂、设计周期长、涉及学科众多,传统的设计方式仍然停留在工具应用层面,设计过程缺乏规范化和协同化管理,设计数据散落在个人电脑上,难以共享和重用,数据孤立存在,缺少关联,价值难以挖掘。针对以上问题,利用互联网信息化技术,借鉴数据生命周期管理理念,结合核电设备设计特点,本文提出了核电设备数字化设计方法,基于该理论体系研发出核电设备设计平台。该平台实现了设计流程与任务规范化管理以及基于流程与数据的协同设计,封装了核电设备研发工具和方法,构建了一体化集成设计环境。目前,该平台已在中广核设计院的核电设备设计相关工作中广泛应用,得到了设计人员和管理人员等用户的认可,有效地推进了设计工作的标准化、自动化及智能化水平,具有很好地实际应用和推广价值。

核电机组Overlay堆焊修复技术的典型应用分析

随着核电机组运行时间的延长,核电材料性能劣化和部件失效的几率随之增加。Overlay堆焊修复技术作为一种可实现无需去除缺陷金属的在线维修方法,已广泛应用于国内外核电设备及管道的纠正性维修和预防性维修。针对Overlay堆焊修复技术,分析技术原理并进行残余应力有限元模拟验证,研究了Overlay堆焊修复应用于核领域的标准规范要求,提出了基于失效模式及工况条件进行堆焊材料和堆焊方法的选择原则,梳理了Overlay堆焊修复技术在CRDMΩ焊缝和接管安全端异种金属焊缝维修中的应用情况,分析了堆焊结构和堆焊工艺的关键技术要求,研究了残余应力和结构完整性分析的相关结论,提出了后续Overlay堆焊修复技术的研究建议。研究表明,Overlay堆焊修复可实现结构补强和薄弱区域残余应力状态及分布的改善,堆焊后结构可满足长寿期服役安全要求。

核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数分析及实验研究

针对某压水型核电厂新研发蒸汽发生器的传热管,采用ASME BPVC-Ⅲ推荐的半经验公式及相应参数取值,计算得到了悬臂传热管在空泡份额为0%(单相水)、10%、20%、50%、80%、90%下的流弹失稳临界流速。同时,设计开展了悬臂传热管阵在各空泡份额下的流致振动实验,测得了传热管流弹失稳临界流速、动水中的振动阻尼比及固有频率等关键参数。实验中测得的振动阻尼比主要包含了两相阻尼与粘滞阻尼,随空泡份额的变化而变化,范围为1.51%~3.98%,考虑测量不确定度后,该值可用于本文所述蒸汽发生器设计,且具有一定的保守性。分析结果表明,规范推荐的公式及参数计算所得传热管流弹失稳临界流速和实验结果趋势相同、规律一致,前者较后者有较大的保守性,安全系数在1.5以上;采用实验测得的阻尼比及固有频率重新计算得到的临界流速安全系数有所下降,但仍高于1.1。通过实验和分析,讨论了文中所述新研发核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数取值及分析方法的合理性与保守性,可用于工程产品的设计及分析。

命名数据网络混合加密方法在核电安全的应用研究

核电厂的网络安全关乎核安全。在核电安全中,为了摆脱传统IP网络的限制,开始使用命名数据网络(NDN)。由于NDN的纯文本语义内容名称和网内缓存的普遍存在,使得其安全保护成为一个关键问题。结合核电企业自身网络架构特点,提出了面向NDN的混合加密安全保护方案,以保证内容提供者的合法性。使用混合加密算法对内容名和数据进行加密;其中的控制器利用其集中控制能力来进行边缘路由器身份验证、加密密钥分发和管理。只允许边缘路由器验证来自合法内容提供商的内容,并预防来自攻击者的网络攻击。理论分析和实验结果表明,该方案对核电安全保护是行之有效的。

核电厂通信系统人因工程设计研究

在核电厂通信系统设计过程中考虑人因工程,可减少通信系统运维与使用过程中的人因失误,从而保障通信服务的可用性与可靠性。通信系统人因工程设计研究以核电厂通信系统的架构为切入点,从系统主设备、配线设备以及终端设备三个层面梳理归纳了工程设计应考虑的人因要素。结合核电厂通信系统的设计特点,细分为九个不同的人因工程设计维度。围绕各维度开展研究分析。基于相关研究提出核电厂通信系统人因工程设计应考虑的具体要求,包括主设备在运维操作空间、工作微气候环境及照明条件方面的人因设计要求;通信配线设备对于运维操作空间、安装高度及照明条件的人因设计要求;通信终端设备关于布置、标志及抗噪方面的人因设计要求。相关人因设计要求已在核电厂工程实践中得到应用。

核电厂薄壁不锈钢管道BOSS头焊缝在线维修技术研究

为解决在运核电厂无法隔离的BOSS头焊缝在线修复问题,设计了在不去除原焊缝缺陷情况下的堆焊修复方案,并采用手工钨极氩弧焊工艺对薄壁不锈钢管道上BOSS头焊缝在排空以及带水带压条件下进行堆焊返修,通过理化性能分析、金相检验以及相控阵超声波检验模拟仿真、试验,评价所开发的修复方案、工艺和堆焊层质量。结果表明:设计的堆焊返修方案可行,可在核电厂20 h的窗口期内完成焊接返修,所开发的焊接工艺,通过控制焊接熔深可避免焊接过程中冷却介质的泄漏并获得组织和力学性能满足要求的焊缝,为电厂薄壁管道在线维修提供了一种新的选项,提升电厂的安全性和经济性。

核电企业数字化转型关键技术与实施策略研究

以数字化转型为导向的新一轮科技革命和产业变革,正在深刻影响着人类社会的生产方式。中国已开始步入数字化时代,越来越多的核电企业走上了数字化转型的道路,传统的核电企业正面临着新挑战、新机遇。本文阐述了新时代背景下核电企业数字化转型的意义,探讨了转型过程中涉及的关键技术,指出了当前核电企业数字化转型过程中存在的主要问题,并提出了数字化转型相关实施策略建议。

核电厂调试人员职业压力对人因失误的影响路径

为了有效降低核电厂调试人员的职业压力和减少由人因失误造成的安全事故,针对我国核电厂建设中调试工作的特点,基于S-O-R人因失误理论逻辑,将核电厂调试人因失误划分为感知过程失误、识别判断过程失误、行动操作过程失误,引入焦虑情绪作为中间变量,构建核电厂调试人员职业压力对人因失误影响机制理论模型,并运用核电厂调试现场采集的问卷数据对模型进行验证与修正。结果表明:焦虑情绪在职业压力对人因失误影响过程中具有中介作用;职业压力对人因失误存在4条影响路径,路径1为职业压力—认知性焦虑—感知过程失误—识别判断过程失误—行动操作过程失误,路径2为职业压力—认知性焦虑—识别判断过程失误—行动操作过程失误,路径3为职业压力—躯体性焦虑—感知过程失误—识别判断过程失误—行动操作过程失误,路径4为职业压力—躯体性焦虑—行动操作过程失误。研究结论对预防和减少核电厂调试人因事件具有借鉴意义。

基于贝叶斯BiLSTM模型的核电阀位传感器故障预警方法

研究大型核电设备的故障预警方法,对于故障的及时排除、降低安全风险、减少非必要成本以及提高发电效率具有深远的意义。传统的核电设备预警,大多是实时监控报警系统,预警效果有待提升,也未充分利用数据价值。文中提出了一种基于贝叶斯BiLSTM的故障预警方法,通过神经网络预测时间节点理论健康值,与实际值比较从而识别异常。首先提取实时数据库中健康的历史运行数据,然后对其进行一系列预处理,最后作为训练数据建立贝叶斯BiLSTM预测模型。采用交叉验证方法留出测试集,使用拟合优度、均方误差以及文中提出的贝叶斯假设检验方法对模型精度进行综合验证。保证模型泛化能力后,对实时数据库中的数据进行实时预测,并采用阈值法对故障蠕变期间的异常信号进行识别。实验结果表明:所建立的贝叶斯BiLSTM预测模型在时延高的情况下,相比于LSTM模型具有更优的预测精度;在案例1中,针对3次时间序列异常点,文中模型相比于现有的实时监控系统至少提前了15 h发现信号异常并进行报警;案例2的预测结果进一步验证了模型的可靠性。

百万千瓦级核电站轴封型主泵研发方案

反应堆冷却剂泵是压水堆核电站一回路系统的关键设备之一,其可靠性直接影响到反应堆的安全运行。文中介绍了我国自主开发的轴封型反应堆冷却剂泵研发项目的必要性和项目总体研发策略,并基于华龙一号项目的设计要求,提出了轴封型主泵的总体技术方案、需要解决的关键技术问题及试验与鉴定项目。

核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法研究

随着我国核电的发展,数字化仪控系统和设备的引入,给核电厂安全性和可靠性带来的风险得到广泛的关注。目前国内外的核电厂数字化仪控系统状态监测仅针对单个设备,具有一定的局限性,忽略了设备间的可靠性关联及设备可靠性趋势对整个系统可靠性的影响。本文提出一种核电厂数字化仪控系统状态监测及可靠性预测方法,以高压安注系统为例,通过监测多个相关设备的状态信息,分析其内在可靠性关联,得到设备当前可靠性趋势对整个系统可靠性状态的影响,建立系统可靠性模型。该模型通过状态信息的更新,实时监测整个系统的可靠性状态,为核电厂系统和设备提供更为全面的预测和可靠性状态监测,为核电厂的系统管理、设备管理及运行维护提供指导。

压水堆核电站活化产物源项计算程序CPAP的开发

活化产物为压水堆核电站中主要辐射源,有必要对其建立分析手段。分析了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的产生途径,建立了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的计算模型,并分别基于矩阵指数法和切比雪夫有理近似法求解所建立的计算模型。开发了具有良好人机界面的计算程序CPAP,并采用典型材料活化例题与国外同类软件进行了对比测试。测试结果表明:CPAP程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的偏差在工程可接受的范围内。CPAP程序具有人机界面友好以及求解器可选的优点,可广泛应用于压水堆核电站的设计、运行和退役阶段。