核电缆发展分析研究

核电缆对核电厂高效、安全、稳定运行有着重要影响。结合我国核电缆基本情况,从核电缆的发展历程、现有类型出发,对核电缆的材料、标准、安全特性及发展前景进行分析。分析表明,核电缆除了应具有常规电缆具备的电气、机械物理、燃烧阻燃、无卤低烟等性能外,还应满足核环境下的耐腐蚀、耐高温、抗震等标准及安全性能。此外,随着内陆新型核电站及海上核电站的发展,需加强对新型核电缆的研究开发,增强我国在核电缆方面的国际化产品竞争力。

基于欧拉方法的核素近海迁移计算

研究放射性核素在近海的迁移扩散规律,对核电厂事故条件下应急决策及事故缓解有重要作用。基于AP1000机组,选择气候态平均的边界条件,建立了中国近海水动力模型;然后基于六小时预报的气象数据,建立了核电厂近海域水动力模型;最后基于欧拉的方法,建立了核素扩散模型;对模型进行了验证,分析了核泄漏事故后,核素在核电厂近海域的迁移规律。结果表明:核电厂近海域的水动力模型较好地刻画了核电厂附近海域的流场,模拟水位与海床基实测水位差控制在10 cm之内;131 I在核电站近海域的迁移方向与137 Cs基本一致,都是沿着海岸线向东迁移,同时向南扩散;对于核事故应急响应,半衰期较长的核素137 Cs可以不考虑衰变对其放射性活度的影响;半衰期较短的核素131 I,衰变对其放射性活度的影响很大。

核泄漏事故核素近海迁移中各因素影响分析

为了研究核素在近海域迁移中各因素的影响,本文采用理论分析方法,建立了大气核素干、湿沉降分析模型,并建立了悬浮物对放射性核素吸附沉降模型和海洋生物富集模型,给出了各因素的影响程度。结果表明:干沉降通量比地面核素浓度低3~4个数量级,湿沉降通量比干沉降通量大2个数量级。悬浮物对放射性核素的吸附沉降率随沉积通量、分配系数和作用时间的增大而增大;分配系数为10^4 L/kg和生物量为10^-5 kg/L时,生物富集使放射性活度减小了10%左右。短期核素扩散中,源项、对流扩散、干湿沉降和半衰期较短核素衰变影响较大;长期核素扩散中,源项、半衰期较长核素衰变和悬浮物影响较大;生物富集影响一直很小,可以忽略。

超临界水喷放泄压因素的权重计算

超临界水喷放时会发生剧烈变化,严重危害超临界水堆的安全性及稳定性。本文通过自编Small-break程序计算不同影响因素下的超临界流体泄压速率,并利用多因素方差分析方法对小破口泄压因素进行权重计算。计算结果表明:在19~25 MPa范围内的超临界流体初始压力越低,破口处泄压速率越快;在破口发生前期,初始温度越高,破口处泄压速率越慢,但破口发生后期其泄压速率反而越快;破口面积越大,泄压速率越快,但容积越大,泄压速率越慢;泄压因素的权重占比从高到低依次为破口面积、容积、初始压力和初始温度。

小型钠冷堆堆芯物理计算

小型钠冷堆具有应用灵活性高,运行简单,施工周期短,一次性投资少的优点,对其进行堆芯物理计算对小型钠冷堆的安全具有重要意义。利用MCNP程序建立起燃料元件,冷却剂,堆芯构件及反射层的堆芯几何模型,并进行临界有效增殖因子、功率分布、反应性系数和停堆深度的堆芯物理计算,然后对与安全相关的物理参数进行安全性分析。研究表明:堆芯能够达到临界;堆芯功率分布较为平坦;冷却剂空泡系数为负值,满足堆芯设计准则;堆芯有足够的停堆深度,反应堆能安全停堆。

铅铋循环回路小破口事故计算模型研究

铅铋循环回路小破口事故对加速器驱动次临界洁净核能系统(ADS)的安全有重要影响。通过建立一个铅铋循环回路小事故模型,计算分析未破口和小破口以后的铅铋循环回路参数。计算表明:小破口事故相比未破口回路压力下降梯度变大,流量迅速丧失;破口瞬态流量陡降至与进口平衡;破口与管壁压力都会随时间下降直到平衡。

煤电调峰安全性分析

针对石门电厂300MW机组,对调峰过程中各部件的安全可靠性进行分析,评估其使用寿命能否满足运行要求。试验结果表明,在正常运行时,对于不同最大温度变化率及滑压负荷变化率,各部件寿命均满足使用要求;在变负荷调峰阶段,采用低温度变化率以及合理控制升降负荷速率,能够减少机组寿命损耗;在低负荷运行时,采用高压能够提高锅炉水循环稳定性。建议采用大切角的正方形炉膛结构等方式提高水循环可靠性,以及应用合理控制升降负荷速率等方法提高汽包的安全性。

不同尺寸管道中细颗粒的沉积运动规律研究

研究不同尺寸管道中颗粒物的运动沉积情况,对于采用合理管道,以减少管道中的颗粒物具有重要价值。利用流体分析软件模拟不同尺寸管道内水介质中细颗粒物的沉积运动规律,得出管道尺寸对细颗粒物沉积运动的影响。结果表明:流体在管道中流动的过程中,壁面附近的流体流速低于管道内部流体流速,壁面附近的压力高于管道内部;流体在管道运动过程中,逐渐发展完全,压力与流速在后半段趋于稳定。在管道直径一定的情况下,颗粒物沉积率随管道长度增大而增大;在管道长度一定的情况下,颗粒物沉积率随管道直径增大而减小;当管道长度较短且管道直径较大时,颗粒物沉积现象不明显;当管道管径同时变化时,对颗粒物沉积产生综合影响,变化规律非线性。

含颗粒物超临界水传热特性影响参数研究

研究含颗粒物超临界水的传热特性影响参数对超临界水堆的安全稳定运行有重要影响。利用CFX软件模拟含颗粒物超临界水在管道中流动运行,得到颗粒物浓度、质量流量、工作压力、加热功率对其传热特性的影响。结果表明:颗粒物的存在会使超临界水温度升高,壁面传热系数增大;壁面传热系数随质量流量增大而增大;壁面传热系数峰值随工作压力的增大而减小,随加热功率的增大而减小并提前。

核电运行及事故颗粒物运动沉积分析方法研究

颗粒物的运动沉积对核电正常及事故工况的运行特性有重要影响.本文分析了颗粒物对核电安全影响的背景、内涵及重要性;概括了颗粒物和介质的基本特性、受力及受力模型、运动沉积模型;给出了核电在正常运行、设计基准事故及严重事故工况下颗粒物类型的分布.对比了国内外分析颗粒物运动特性的数值模拟方法、程序计算方法及实验分析方法;数值模拟和程序计算方法周期短、成本低;实验分析方法则更加接近真实情况;三者可相互补充、相互验证;数值模拟和程序计算的分析结果与实验方法的实验结果趋势符合较好.得出对核电系统颗粒物运动特性的研究还处于初级阶段,需要了解其运动特性,尽量降低颗粒物的危害.指出了未来核电颗粒物运动沉积的研究方向,为核电运行及事故下颗粒物运动沉积研究提供了理论基础.

基于拉格朗日方法的核素近海迁移计算

根据实时气象数据,建立了某核电厂近海域水动力模型;基于拉格朗日方法,建立核电厂近海域核素扩散模型,验证了模型的可靠性,分析了核电厂近海域水动力特征和核素迁移路径。结果表明:核电厂近海域水动力模拟结果较好地刻画了核电厂近海域半日潮的潮汐潮流现象;放射性核素的基本迁移方向是从核电厂开始,沿着海岸向东北方向扩散;受潮流影响,核素在旋转中前进;表层核素贴着沿岸迁移,迁移距离最近,中层核素距离沿岸较远,迁移距离最远,底层核素迁移距离介于表层核素与底层核素之间。