高温气冷堆热态功能试验中一回路加热动态特性研究

高温气冷堆反应堆压力容器堆内构件由石墨和碳化硼烧结陶瓷材料组成,热态功能试验过程中需对一回路堆内构件进行加热除湿。针对高温气冷堆一回路热试系统特点,采用COMSOL Multiphysics 5.4计算软件构建了压力容器、蒸汽发生器和主氦风机三维数值模型,并通过示范工程加热试验值验证了模型的可靠性,并获得了一回路加热过程中温度场动态特性。为了解决高温气冷堆示范工程一回路首次加热效率低的问题,提出了将辅助蒸汽通入到蒸汽发生器,并动态调整辅助蒸汽运行参数来加热一回路氦气的方法,结果表明:相较于主氦风机单独加热方式,外加辅助蒸汽热源可节省加热时间约31.3 h,同时可将堆芯最终平衡温度由250℃提高至265℃;在满足运行准则的前提下,更有利于碳砖和石墨堆内构件的除湿。该研究结果为高温气冷堆一回路热试提供了有力支持。

核电厂安全壳贯穿件焊缝自动超声检测系统开发

通过分析国内某核电厂贯穿件焊缝现场检查条件,阐述国内外现有管道检测装置的不适应性,本文提出了一种管道贯穿件对接全焊透环焊缝自动超声检测的技术方案,解决了该焊缝手动检查不可达的问题,实现了贯穿件管道狭窄空间内检测装置的快速安装和定位,操作简单、高效。采用开发的检测系统应用于某核电厂贯穿件焊缝在役检查,结果表明检测系统满足现场检查要求,验证了技术开发的有效性。

无人机载LaBr_(3)(Ce)探测器对点源的最小可探测活度研究

随着核能与核技术应用的不断发展,对无人机载航空测量设备提出了新的要求。LaBr_(3)(Ce)探测器以其优良的能量分辨率(<3%@661.2 keV)以及较高的探测效率受到了特别的关注。本文通过开展对LaBr_(3)(Ce)探测器的性能测试及无人机载飞行实验,对2″×φ2″英寸LaBr_(3)(Ce)探测器在不同条件下对点源的探测能力进行了研究。测试内容主要包括对LaBr_(3)(Ce)探测器的本底测试、探测效率测试、角响应测试等。飞行实验包括在不同辐射本底下的不同高度、不同速度、不同偏航距的飞行测试。确定了2″×φ2″英寸LaBr_(3)(Ce)探测器在K为557.01 Bq/kg、U为17.64 Bq/kg、Th为29.41 Bq/kg的辐射背景场下,不同飞行条件时探测器对~(137)Cs点源的最小可探测活度。

实现“双碳”目标的意义与挑战

本文系统地论述了习近平总书记提出的实现“双碳”目标的重大意义。“双碳”目标的提出既是为了响应联合国政府间组织“拯救地球大气环境”的倡议,也是我国高质量发展的内在需要。通过实现“双碳”目标,既可使国家实现以新能源为主体的电力系统转型和能源自给,又可改变国人生态文明观念,从任意消费自然,变为尊重自然、顺应自然和保护自然。但是实现“双碳”目标绝非易事,要实行“双轮驱动”“一个合作”战略,即能源供给侧和消费侧的技术革命、体制和机制的创新和国际合作。本文总结了我国在能源供给侧和消费侧的主要技术升级的同时,也提出了尚需攻克的若干难题,特别提到体制与机制创新的不易。最后本文指出,在实现“双碳”目标的过程中,我们每个人既是“变革”的主力军,又是“变革”旧观念、旧习惯的对象,无一不在其中。

核级电磁阀在稳压器安全阀中的应用分析研究

电磁阀在国内核电站应用越加广泛,在稳压器安全阀中的作用越加突出,属于核安全关键设备,须保证核反应堆系统的可靠运行。为充分发挥核级电磁阀的作用和优点,针对性地开展电磁阀的设计,合理配置选用电磁阀,本研究从目前国内核电厂稳压器安全阀用电磁阀的应用现状、应用原理进行分析,阐述了各种核级电磁阀的配置方案、结构功能及性能特点,比较分析了单列电磁阀、双联电磁阀、双稳态电磁阀的应用场景和工作原理,针对各种核反应堆的设计理念,给出了核级电磁阀不同的应用建议。

非能动核电厂SBO事故风险重要序列耦合定量化

风险指引的安全裕度特性分析(RISMC)方法旨在运用耦合概率论安全分析和确定论安全分析的方法对事故序列的动态进程、事故发生概率和堆芯损伤频率进行评估。文章运用RISMC方法针对非能动核电厂全厂断电(SBO)事故中风险最显著的序列进行耦合定量化,通过筛选重要序列,确定重要不确定性参数、重要系统,热工模拟事故场景,计算条件失效概率和最终耦合分析得到更具现实意义的堆芯损伤频率(CDF)。在解除了重要系统的成功准则(自动卸压系统的阀门有效数),并且综合考虑了随机参数不确定性(外电恢复时间)和认知参数的不确定性(堆芯补水箱阀门阻力)之后,SBO事故风险重要序列的CDF存在一定程度的下降,这说明原始PSA分析存在一定的保守性,并且由精细的计算分析结论对处理SBO事故得出建设性意见。文章所述计算分析不仅有效地实践了一种新的耦合定量化安全分析方法,重新量化了SBO事故的风险重要序列,而且对优化SBO事故运行规程有一定的指导意义。

基于FMEA分析和可靠性建模计算的核电厂楔形闸阀预防性解体维修策略优化研究

以核电厂某核岛系统楔形闸阀为例,结合其使用环境、结构特点和运维检修数据分析,基于FMEA分析、风险管控评估和可靠性建模计算,对其预防性解体维修周期进行了优化评估。研究结果表明:该楔形闸阀具备解体周期延长条件,阀门解体周期延长对缩减核电厂不必要的维修资源投入、降低维修辐射剂量,以及缩短大修关键路径有直接贡献。

核电厂安全壳过滤排放系统文丘里洗涤器气溶胶净化性能分析

本文通过CFD数值模拟与实验相结合的方法,探讨了气相流速、系统压力对安全壳过滤排放系统文丘里洗涤器气溶胶净化效率的影响,并对系统运行提出指导性建议。研究表明,在0~20 m/s入口气相流速于0.1~0.6 MPa系统压力范围内,气相流速与系统压力的增大均可提高文丘里洗涤器引射能力,引射量的增大对气溶胶净化效率的提高具有促进作用。研究表明流速在16 m/s(即排放量3 519 m^(3)/h)之后净化效率达到最大值,建议系统排放风量应保持在3 502 m^(3)/h以上。

不溶性腐蚀产物在棒束通道内沉积的数值模拟

在压水堆运行期间,高压过冷态的冷却剂对燃料棒、堆内构件等部件进行冲刷,以及受管道流体加速腐蚀等效应的影响,堆内会产生不溶性的腐蚀产物,其在堆芯通道内的迁移、沉积会对压水堆的安全性和经济性产生显著影响。本研究提出了压水堆堆芯燃料棒束通道内颗粒沉积的数值模拟方法,基于单相流体标准k-ε模型和颗粒离散相模型,构建了粒状腐蚀产物流动沉积数学物理模型,结合颗粒流动-沉积特性实验的实验结果,验证了该模型的可行性和有效性,开展了不溶性粒状腐蚀产物在5×5带格架棒束通道中流动沉积研究,获得了粒状腐蚀产物在棒束通道内的沉积特性:流体中颗粒浓度在经过格架后明显减少;进口截面处的颗粒浓度在固体壁面较高,出口截面处的颗粒浓度则分布得更均匀;入口处棒束表面及壁面的颗粒沉积呈现为大面积附着沉积,格架表面、其余棒束表面和壁面的颗粒沉积呈现为点状附着沉积。

四进口切向离心喷嘴的设计方法和模拟验证研究

稳压器喷雾头对一回路压力控制有着重要作用。本文基于稳压器喷雾头小压差、大流量的工作特点,以最大流量理论设计了一个四进口切向离心喷嘴,并进行了喷头结构尺寸校核计算和雾化质量的经验、半经验公式预测,采用VOF-to-DPM模型对喷嘴的雾化过程进行了模拟,得到了四进口切向离心喷嘴的雾化特性,并与预测值进行比较分析。研究结果表明:校核计算结果与设计计算值吻合较好,质量流量相对误差2.56%;切向离心喷嘴的雾化特性与典型离心喷嘴吻合度较高;数值模拟结果和公式预测值之间的误差较小,雾化锥角的相对误差为10.85%、平均速度为5.76%、液膜厚度为0.189%、流量系数为6.67%、破碎长度为6.08%。液滴粒径分布与罗辛-拉姆勒分布吻合度较好。

小型压水堆功率控制系统堆芯换热系数不确定性量化研究

为研究堆芯换热系数不确定性对堆芯功率控制系统的影响,以小型压水堆为例,构建堆芯状态空间模型,结合PID控制器,建立堆芯功率控制系统,利用拉丁超立方方法进行参数抽样,开展不同功率水平下堆芯反应性阶跃扰动和堆芯冷却剂进口温度阶跃扰动的仿真,最后采用区间估计Bootstrap方法进行不确定性量化分析。结果表明:40%FP下堆芯换热系数的不确定性对堆芯功率控制系统的影响比100%FP下的更显著,在PID控制器的作用下,堆芯相对功率和冷却剂平均温度的不确定度均在0.1176%以内,堆芯换热系数不确定性对堆芯功率控制系统的影响是可接受的。

核电蒸汽系统数字孪生模型自动化同步技术

核电数字孪生模型与实际机组的同步运行,是核电安全运行的重要保证。以核电蒸汽系统的数字孪生模型为研究对象,通过5层全连接神经网络实现蒸汽系统代理模型的构建,然后采用智能优化算法对代理模型进行参数优化以实现数字孪生模型与实际机组的自动同步,最后提出了智能优化算法的改进方案并进行了应用验证。结果表明代理模型能够达到数字孪生模型精度的99.99%,调用速度提高了5倍,智能优化算法的寻优结果优于人工调试结果,同时改进方案能够有效提升寻优精度,自动化同步效果显著。

脉冲涡流检测中核电运行机组电磁干扰研究

脉冲涡流主要应用于壁厚的腐蚀检测工作,因其可在带保温的情况下进行检测工作而受到无损检测行业的关注。由于脉冲涡流对于在役运行的核电机组的检测,更容易受到电磁环境的干扰,研究从脉冲涡流检测信号的频谱分析入手,论证了核电在役机组低频电磁场干扰对检测信号的强干扰作用。研究在役机组空间电磁干扰的频谱识别,并通过实验验证了其对脉冲涡流时域检测信号的影响。根据研究结果,提出用检测信号与空间参考信号作差,来消除空间电磁干扰的差分检测模式,可较好地抑制在役机组的电磁干扰问题。在核电机组运行状态下,通过现场实验验证了探头差分模式下脉冲涡流在役检测效果。

COSINE两流体八方程子通道程序湍流交混与空泡漂移模型有效性验证

COSINE是我国自主研发的核电厂堆芯与系统安全分析的一体化软件包,其中子通道程序cosSubc-2F采用两流体,三相场(连续液相、液滴相和气相)的建模方法,除了连续液相和液滴相共用一个能量守恒方程外,其余各相均包含质量、动量和能量三个守恒方程,共计八个独立的守恒方程。在子通道程序中,燃料组件被划分为一定数目的平行子通道,这些通道并不是封闭的,它们之间由于压力梯度等因素的影响发生着流体的质量、动量和能量交换。作为通道间相互作用的关键模型,湍流交混与空泡漂移模型对于子通道程序模拟结果的准确性十分重要。文章详细介绍了子通道程序cosSubc-2F中的湍流交混与空泡漂移模型机理,选取一系列实验进行测试,程序中湍流交混与空泡漂移模型有效性得到了充分验证,并通过结果的对比分析,为模型的开发优化提出建议。

冷却塔对气载放射性核素扩散影响的计算流体力学数值模拟

核电厂的冷却塔在正常运行时,会将部分带有一定温度的水蒸气排放到出口,并与周围的空气相混合,一部分水蒸气遇空气冷凝形成可见雾羽。本研究利用计算流体力学方法对某核电站厂址6台核电厂机组及其配套冷却塔进行模拟,研究不同风向条件下6台冷却塔及其排放的雾羽对核电厂排放放射性扩散的影响。结果表明:冷却塔排列方向与风向一致时,冷却塔对环境流场的影响距离较大,主要影响下风向1500 m范围内。当冷却塔位于机组下风向时,冷却塔排放增大1000 m范围内烟囱污染物扩散因子。随环境风速增大,冷却塔排放对烟囱污染物扩散影响减小。

核电厂精处理系统有机氯污染的特征及处理

精处理系统用于去除核电厂二回路水中的杂质,普遍采用前置氢型阳床+混床的流程,当前置阳床失效后,需要用工业盐酸进行再生。根据田湾核电厂二号机组发生的精处理系统强酸性阳树脂被工业盐酸中含氯有机物(简称有机氯)污染,导致核电厂蒸汽发生器水质偏离的情况,分析了有机氯污染的排查方法及有机氯污染时的水质特征,提出了有机氯定性检测方法和有机氯污染后的处理措施。

游泳池式轻水反应堆池壁池底及关键构件老化评估

核反应堆老化问题是决定反应堆安全运行的重要因素之一。中国原子能科学研究院游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)是一座典型的延寿运行的研究堆,也是中国目前运行时间最长的反应堆,开展老化研究对评估其继续延寿运行具有重要意义。本文主要以游泳池式轻水反应堆池底池壁(L03铝材)作为研究对象,对某些点缺陷的腐蚀情况进行分析,结果表明,49-2堆一次水水质条件引起铝合金的化学腐蚀较小,通过水下摄像机的检查,发现点缺陷无扩大和其他性质的变化,同时对池底地脚螺栓的检测,发现螺栓腐蚀程度轻微,X射线探伤表明内部无结构损伤情况,可侧面判定反应堆池壁池底的腐蚀情况较为良好,不会产生破口失水事故的发生。该结果对许可证延续申请具有重要参考价值。

核电厂火灾事故规程接口设计方法研究

针对核电厂缺少火灾事故规程(FAIOp)与其相关运行技术文件接口的系统性设计方法,使得核电厂运行阶段安全防火分区设计理念在与FAIOp相关的运行技术文件中贯彻得不彻底的问题,提出核电厂火灾事故规程接口设计方法。将该方法应用于某电厂指定区域的火灾,可顺利调用相关运行技术文件,从而保证该区域在发生被FAIOp覆盖的火灾需执行FAIOp时电厂的安全运行。本文的研究方法可推广至采用安全防火分区设计的任何堆型的核电厂。

基于VAE的核电运行状态监测方法

由于核反应堆发电的特殊性,核电厂对于生产安全的敏感度远胜于普通电厂。作为日常运维的重要环节,核电机组运行状态监测,对于核电厂的安全稳定运行具有重要意义。当前核电机组状态监测主要采用预设固定阈值报警结合人工监盘的方式,这种方式无法发现低于报警阈值的异常状态,同时存在一定程度的漏报风险。核电运行数据作为高维海量时序数据,具有正常样本和异常样本分布不均衡以及数据缺乏标签的问题,这限制了有监督深度学习方法的使用。提出了一种基于变分自编码器(variational autoencoders,VAE)构建的无监督深度学习模型对真实运行数据进行异常检测,通过正常运行数据学习正常模式下数据在隐空间的分布,并基于异常数据无法被良好重构的原理,通过重构误差的大小来判别当前状态是否异常。实验以核电机组化学和容积控制系统(removal-chemical and volume control system,RCV)中的上充泵为例,使用真实运行数据结合插入异常的方式对模型进行了验证,并与经典机器学习方法进行了对比。实验结果表明基于变分自编码器的模型能够有效检测到核电真实数据中的异常数据片段及离群点,检测精确率和召回率均高于90%,检测性能相对孤立森林和支持向量机等经典机器学习算法具有优势,具备一定的实用价值和研究意义。

ZrO_(2)和UO_(2)芯块表面CeB_(6)涂层的制备和表征

CeB_(6)涂层作为适用先进反应堆燃料型号的自主化整体型可燃毒物材料,具有展平堆芯中子注量分布,实现长周期反应性控制和慢化剂负温度系数控制的功能,可集成在可燃毒物燃料元件中应用于压水堆反应堆堆芯。本研究采用磁控溅射方法在ZrO_(2)和UO_(2)圆柱芯块表面涂覆了CeB_(6)涂层。用X射线衍射仪(XRD)、扫描电镜(SEM)对涂层物相、结构和成分进行了表征,采用热循环及划痕法对涂层与基体的结合性能进行了考核。结果表明,ZrO_(2)和UO_(2)芯块表面制备的涂层为CeB_(6)且膜层较为纯净;CeB_(6)膜层与ZrO_(2)、UO_(2)基体结合性能良好,膜层生长致密均匀;ZrO_(2)基底上CeB_(6)膜层破坏的临界载荷为8.25 N;UO_(2)芯块基底上CeB_(6)膜层破坏的临界载荷为17.6 N。