非能动补水对AP1000乏燃料池局部硼稀释的影响分析

AP1000非能动电厂在事故后采用非能动补水的方式为乏燃料池提供冷却,同时临界安全分析要求乏池硼浓度高于最低允许硼浓度,以保证足够的次临界裕度。基于AP1000乏燃料池设计,采用CFD流体分析软件,使用多孔介质模型和组分输运模型模拟非硼化水源补水对燃料贮存区域的非均匀硼稀释影响。分析结果表明,燃料贮存区的局部硼浓度受到非硼化水源的稀释作用有所降低。在有效控制补水的前提下,局部硼浓度最低降至约2 140 ppm,高于允许的最低硼浓度值,不影响乏燃料临界安全。

基于交互作用积分的异种金属焊接区域裂纹扩展模拟方法

核电厂中存在大量的异种金属焊接区域,该区域内裂纹扩展的合理评价与核电厂安全运行密切相关。由于焊接区域材料具有显著的非均匀特点,传统的J积分理论在该区域不再具有守恒性,同时大量的运行经验反馈表明,在焊接区域裂纹扩展呈现出明显的偏折现象,传统基于Ⅰ型裂纹扩展的分析方法不再适用。为解决上述问题,本文建立了基于交互作用积分理论的异种金属焊接区域裂纹扩展模拟方法。通过交互作用积分的引入,能够准确计算焊接区域复合型裂纹的应力强度因子,采用最大周向应力等裂纹扩展准则后,能够快速实现裂纹扩展路径的预测。通过将本文方法与实验结果和解析解进行对比分析,验证了当前方法的精度和有效性。该方法的建立对焊接区域裂纹扩展模拟及核电设备安全分析评价具有重要意义。

轻水堆核电站奥氏体不锈钢铸件的热老化及其老化管理

在轻水堆核电站中,奥氏体不锈钢铸件(CASS)在运行温度下长期工作将面临热老化问题。本文对热老化的机理进行了描述,并针对核电站的热老化问题,给出了老化管理工作的主要步骤,即部件敏感性甄别、老化状态评估和ISI大纲更新;结合CASS热老化的老化管理实践,对我国核电站的热老化管理工作提出了建议。

压水堆一回路模拟腐蚀氧化物的溶解去污试验

本文介绍了对两种压水反应堆一回路模拟腐蚀氧化物 (铁镍铬氧化物和铁镍氧化物 )的溶解去污试验结果。选择的去污剂为 0 .3%草酸、0 .1%柠檬酸和 0 .1%高锰酸钾。结果表明 ,实验温度为 95℃、去污时间在 6～ 4 8h范围内 ,0 .3%草酸对铁镍铬氧化物和铁镍氧化物的溶解率分别为 2 4 .1%～ 6 5 .3%和 4 .9%～ 6 4.4 % ;0 .1%柠檬酸对二者的溶解率分别为 2 .2 %～ 4 .4 %和 0 .37%～ 1.5 5 % ;0 .1%高锰酸钾对二者几乎没有溶解作用。采用在草酸或柠檬酸去污前使用高锰酸钾去污剂的二步去污法 。

10MW高温气冷堆磁轴承转子结构与固有频率的关系研究

基于MSC.Marc软件,分析了10MW高温气冷堆能量转换系统中转子结构与 固有频率的关系,研究了转子系统的动力特性,为磁轴承控制系统的设计奠定了基础, 同时也为大型磁轴承的研究积累经验。

多用途一体化轻水堆初步设计方案和安全分析

为满足未来区域性核能供电、核供热、大规模制氢、海水淡化等需求,迫切需要一种结构简单、固有安全性高、经济性高的多用途反应堆。基于此,一种多用途的一体化轻水堆设计概念被提出,包括不同设备的初步设计方案和参数;根据其特点,利用最佳估算程序RELAP5对其中一个设计方案进行了稳压器汽腔破口事故和主泵断电引起的丧失流量事故的确定论安全分析。结果表明,在保守假设条件下,其固有特性和安全系统仍能保证堆芯始终处于被淹没状态,非能动余热排出系统可有效导出停堆后的长期衰变热,从而为进一步研究一体化轻水堆的设计和运行安全特性打下了基础。

轻水堆物理组件计算程序

对于堆物理工程设计中常用的碰撞几率程序CPXY和两维S_N计算程序DOT3.5,以及最近研制的穿透几率程序TPXY,本文简述了其理论模型,并着重就它们的计算精度,计算时间和网格的划分,进行了系统的数值研究。所计算分析的组件基准问题和例题,复盖了目前PWR和BWR堆芯组件的几何结构和核不均匀性。研究结果表明,穿透几率程序TPXY是当前工程上实用的计算效率最高的组件计算程序。

混合遗传算法在压水堆换料优化中的应用

针对遗传算法和禁忌搜索算法的优点与缺陷,提出了遗传算法与禁忌搜索算法相结合的混合优化算法.该混合优化算法结合了遗传算法在全局搜索上的优点和禁忌搜索算法在局部搜索方面的优点,与标准遗传算法相比,在搜索能力和收敛速度上都有较大提高.为验证其优越性,使用国际原子能机构IAEA公布的Kalinin 5核电厂WWER 1000型堆芯第二循环换料基准题以及秦山第六循环堆芯换料问题进行了优化计算比较与校验.结果表明,遗传算法和禁忌搜索相结合的混合优化算法比单独使用遗传算法能够获得更好的堆芯布置方案,获得了更大的适应值,循环寿期增加了20 d,并且收敛速度也有所提高.

AP1000核电站常规岛主要热力管道材料选择

针对AP1000压水堆核电站的特点,对AP1000常规岛主要热力管道可考虑选用的各种材料的化学成分及力学性能进行综合对比分析,给出各热力管道对应的推荐选用材料:主蒸汽、旁路蒸汽管道和主给水管道选用WB36CN1材料,凝结水管道选用20+Cr材料,过热抽汽管道选用20号钢,湿度较大的抽汽管道选用AP335P11材料。

高温气冷堆氦气透平循环热工特性的初步研究

模块式高温气冷堆氦气透平直接循环发电方案是建立在带有回热器、预冷器、间冷器的闭式布雷登循环的理论基础上的 ,是集安全性、经济性为一体的先进方案 ,有着良好的发展前景。本文对高温堆氦气透平循环的热力过程进行了分析 ,揭示了各参数之间的关系。然后 ,对高温堆氦气透平循环进行了优化计算 ,得到了一个优化设计方案。另外 ,还对高温堆氦气透平循环的功率控制特性进行了简要分析。本文的研究结果显示高温堆氦气透平循环效率可达 4 7 9% ,将来随着材料科学和相关技术的发展循环效率有望进一步提高。

压水堆核电厂关键金属部件的老化和寿命评估

介绍压水堆核电厂的关键金属部件及其重要度分级,对关键金属部件在压水堆运行环境下典型的老化机理及相关的寿命评估技术进行详细论述。主要的老化机理有反应堆压力容器的辐照脆化、铸造不锈钢的热老化、蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂和金属疲劳。介绍国外压水堆核电厂关键金属部件老化和寿命评估的基础研究及新进展,并结合我国国情提出了核电厂老化和寿命评估研究的建议：应重视材料在压水堆运行环境下的老化机理研究,同时应开展大尺寸试验,发展寿命评估技术。

超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟

对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳表面温度均未超过限值(650℃),跨临界瞬态下水的物性突变不会对堆芯燃料棒包壳传热造成不良影响。

超临界水冷堆述评

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点(374℃,22.1 MPa)的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆,它的热效率显著提高,可达45%。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变,可直接与能量转换设备相联,从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。

超临界水冷堆典型非失水事故模拟

基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型。对3种典型的非失水事故(失去给水加热、汽轮机失去负载且旁排未开启、给水泵卡轴)进行了模拟和敏感性分析,得到了堆功率、质量流量、最高包壳温度和最高燃料中心温度随时间变化的计算结果。结果表明,上述事故中系统压力、最高燃料包壳温度和最高燃料中心温度均可满足事故安全准则。

秦山第二核电厂一回路主系统水压试验实践经验

本厂两台机组各进行一次调试期间的初始水压试验和大修期间的重复水压试验,一回路主系统的全部承压部件在初始水压试验时承受22.8 MPa的水压,在重复水压试验时承受20.6 MPa。本文在总结1、2号机组四次水压试验实践的基础上,介绍了RCC-M和RSEM规范对水压试验的要求、试验的实施过程与主要结果等,总结了初始水压试验与重复水压试验的不同点以及试验的风险、注意事项与实践经验,对同类型压水堆有很好的借鉴作用。

铀矿资源形势

铀既是一种能源资源,也是一种重要的国防战略资源。随着核电技术逐步完善以及核电事业在全球范围内的快速发展,我们在关注核电发展的同时,更需要关注世界铀资源的发展状况,及时了解各国铀资源勘探、开采、生产情况,对了解世界未来的核能发展具有重要意义。

中国核电消防标准建设模式与途径研究

首先介绍了国内外核电消防标准的现状以及建设途径,结合我国核电发展的技术路线以及现行消防标准存在的问题,提出了建设中国特色的核电消防标准的必要性和可行性。其次,根据我国的具体情况,提出了中国特色核电消防标准建设的基本模式——"引进加改进"。最后,针对多样化的核电堆型、人机工程学因素、降低污染、避免牵连事故和火灾的人因难题,提出了相应的建设措施。

国外超临界轻水反应堆研究

超临界水冷却反应堆(SCLWR-H)系统是一种高温高压的水冷反应堆,它可以在高于水的热力学临界点(374℃,22.1MPa)的工况下运行。超临界的水冷却剂可以使系统的热效率比目前的轻水反应堆高出大约1/3,同时由于冷却剂在反应堆内不改变相态并且直接与能量转换设备相连,这可以显著简化装置的配置。

高温堆的热利用——热化学循环制氢的研究

利用高温堆提供的 90 0℃的高温热源 ,用碘 硫 (IS)循环热化学水解的方法可得到没有二氧化碳释放的能源系统。介绍了IS循环的概念。

环形窄缝通道内干涸后摩擦倍增因子的试验研究

在间隙为1.1和1.6 mm的环形窄缝通道内,通过内外管双面通电加热流体,进行环形窄缝通道内的干涸后弥散流区压强的试验研究,通过试验得出环形窄缝通道内干涸后弥散流区全汽相摩擦倍增因子的计算式,该式能够较好地预测环形窄缝通道内干涸后弥散流区的两相摩擦压降。