基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法

准确的中子能谱信息对于核装置的设计和运行具有十分重要的意义,现有解谱方法通常将先验信息作为迭代初值使用,限制了解谱过程多重先验信息的使用。本文针对中子能谱测量中的解谱问题,建立了基于压缩感知理论的中子能谱解谱方法,并应用于几种典型中子能谱的多球谱仪测量和辐照监督管处中子能谱的活化片测量中的中子能谱解谱问题,结果表明:所建立的解谱方法可实现一次解谱中多重先验信息的使用,可有效实现典型中子能谱和反应堆辐照监督管处中子能谱的解谱,解谱结果与标准解吻合良好。另外,由于多重先验信息的使用,使得解谱过程对方程数量的依赖降低,去除^(238)U和^(237)Np等裂变探测器时辐照监督管处中子能谱依然可得到较高精度的求解,为辐照监督项目去除裂变探测器奠定了理论基础。

核电厂过渡循环定期试验的再评价分析

对于已经完成了长燃料循环论证的核电厂,需要在长燃料循环过渡循环期间继续收集运维数据,并进行设备周期延长再评价分析工作,来保证长燃料循环论证结果的有效性和充分性。文章介绍了定期试验再评价分析的具体要求及评价方法,以液位测量仪表为例,采用了定性和AFAL分析法相结合的方式对设备进行再评价分析。分析结果表明,该组仪表总体性能表现稳定、良好,试验周期延长是可行的,为18个月长燃料循环周期延长论证的合理性提供数据支持。

AP1000非能动余热排出热交换器缩比C型管束二次侧传热模型实验研究

建立了非能动余热排出热交换器(PRHR HX)及内置换料水箱(IRWST)分离效应缩比实验系统,研究了PRHR HX排出堆芯余热过程中,单相自然对流阶段及两相池式沸腾阶段下的传热特性,并采用实验数据评价了传统经验关系式在预测PRHR HX缩比模型特殊C型传热管束时的适用性。实验结果表明,在PRHR HX余热排出过程中,IRWST内出现明显热分层现象。对于PRHR HX竖直管束自然对流、池式沸腾传热,传统经验关系式预测值均较为保守;对于下部水平管束,自然对流阶段推荐Churchill自然对流传热公式,池式沸腾阶段推荐Rohsenow经典池式沸腾传热公式;上部水平管束由于受到流体浮升、气泡扰动等因素的附加影响,在自然对流阶段及池式沸腾阶段的传热效果均优于下部水平管束。

压水堆核电厂非能动余热排出系统对比研究

绝大部分先进压水堆都采用非能动方式导出余热,以提高反应堆的固有安全性。根据非能动余热排出系统的布置方式,一般可分为一次侧余排(S-PRS)和二次侧余排(T-PRS)。本文以AP1000核电厂全厂断电事故为例,分析这两种非能动余排在事故下的响应,为系统设计提供相应的参考。

蒸汽发生器传热管泵致脉动分析

主泵是核电厂主回路的核心设备之一,它产生的压力脉动会导致回路设备部件的振动,是设备发生疲劳失效的主要原因之一。对于AP1000核电厂,主泵和蒸汽发生器特殊的布置方式增加了泵致脉动对蒸汽发生器的影响。针对AP1000蒸汽发生器传热管泵致脉动分析建立了简化模型,计算结果可用于蒸汽发生器传热管的疲劳分析评定。

电动闸阀温度场有限元仿真分析研究

高温介质条件下电动闸阀的电动装置,承受来自流体的热传导作用,同时受到电机回转自身产生的热作用,容易出现超温而导致电动装置故障。文章通过有限元仿真模拟分析,计算出了在所需运行工况下电动闸阀电动装置将达到的运行环境温度,验证了其电动装置在温度参数选型的合理性,确保了电动闸阀在所需工况下能正常运行。

蒸汽系统管道破裂事故多样性保护验证研究

多样性保护系统的设计是为防止数字化控制系统发生软件共模故障,为反应堆提供另一套独立的保护系统。多样性保护系统保护信号和保护定值的设计是多样性保护系统的核心内容。文章以田湾5、6号机组蒸汽系统管道破裂事故作为多样性保护定值的验证对象,从堆芯后果和安全壳压力两个方面进行了评价,分析结果表明在发生蒸汽系统管道破裂事故叠加保护系统软件共模故障时,由多样性保护系统动作能够保证反应堆的安全。

基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究

以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。

基于CFD的燃料组件上管座阻力特性数值模拟研究

基于计算流体力学(CFD)对燃料组件上管座内冷却剂的流动进行数值研究,形成了上管座阻力特性数值模拟方法,结合整体水力学实验中上管座阻力系数实验结果,验证了计算方法的合理性。基于CFD对燃料组件上管座的阻力特性进行了分析和评价,说明了阻流塞是实验测量结果与参考数据存在差异的主要原因,并给出了上管座阻力系数的取值建议。

TRANTH软件基于稳压器安全阀组流量试验的确认与评估

热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性,其中,考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证,故结合方家山核电厂1号机组稳压器安全阀流量试验数据和软件模拟结果,验证稳压器模型。结果表明,模拟计算结果与现场试验数据符合度高,模型精度满足工程设计要求。