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。

10kV箱变改造为发电机转子护环感应加热电源的研究与应用

在某核电站汽轮发电机转子首次检修和绕组发生绝缘缺陷时,需要采用感应加热法拆除转子护环进行检查与处理。本文结合电站实际情况及护环拆装需求,经过分析与计算,按照最优的单绕组供电方案将工程建设期退役的10kV箱式变电站改造成拆装发电机转子护环所需的感应加热电源,并在两台百万千瓦级汽轮发电机的首次大修和转子绝缘缺陷处理中实现成功应用,有效保障了核电站发电机大修工期,节约了大修成本。

核电工程异形水箱流固耦合分布式参数模型与效用研究

在流固耦合动力分析领域,传统的Housner模型在工程设计中发挥重要作用。但其理论推导仅适用于规则水箱,采用集中质量总体模型描述液体晃动的整体效应,难以有效模拟异形水箱储液结构的局部精细响应,亟须建立适用于不规则水体晃荡的分布式附加质量模型。基于势流理论推导了一种模态综合法模型,实现了分布质量与储液器壁激振加速度的解耦。该模型能够有效剥离分布式的脉冲质量与对流质量;同时,实体网格的振型分析适用于任意形状水体的动力分析。通过算例的形式将该模型与精细声学-结构耦合(Acoustic-Structural coupling,CAS)模拟法进行了比较,验证了模型的精确性与可靠性。最后,基于本文的模型研究了核电异形的安全水箱在不同水位和减晃格栅分布下的动力响应规律,并检验了其在工程中的适用性。

俄制核电末级叶片围带磨损原因分析及间隙修复

采用试验手段和有限元方法对某核电汽轮机末级叶片围带磨损原因进行了分析,并基于叶片围带在不同间隙下的安全性和经济性分析,确定了叶片安全运行时的围带间隙范围,给出了叶片围带间隙的修复方法和实施工艺流程,为后续末级叶片检修提供了重要的理论依据。

核风险管理系统开发与应用实践

为建立统一的核电厂核风险管理与设备可靠性软件系统,本研究梳理了设备可靠性数据采集与分析、配置风险管理、缓解系统性能指标、维修规则性能监督等不同工作流程之间的数据流关系,建立一整套工作方案。新研发系统可靠性模块,基于设备可靠性计算出系统或系统功能的可靠性,补齐当前设备可靠性与机组风险管理之间的空缺。应用实践表明,核风险管理平台可以提高工作效率,同时提升正确率。

基于SOS-LSTM的核电站隐蔽攻击方法研究

针对实现隐蔽攻击需要获取攻击目标高精度估计模型的问题,提出一种基于共生生物搜索算法优化长短期记忆神经网络(SOS-LSTM)的隐蔽攻击方法。首先,将攻击目标的反馈控制器输出和输入信号作为长短期记忆神经网络的数据集,通过训练得到受攻击区域的估计模型,再利用估计模型设计隐蔽攻击器向受攻击对象施加攻击信号。此外,使用SOS算法优化LSTM的网络参数来提升隐蔽攻击器的性能。对核电站一回路控制系统进行隐蔽攻击的仿真实验结果表明,该攻击方法在对目标控制系统输出信号实现预先设定攻击行为的同时具有较高隐蔽性。

核电厂除盐水箱氧浓度CFD数值分析

压水堆核电厂除盐水箱中的氧含量受到严格的控制,本文采用CFD方法分析核电厂运行中除盐水箱的氧浓度。通过引入并求解用户自定义标量方程,分析了充水和排水工况氧浓度分布,结果表明:充水和排水操作仅对水箱与平衡管接口附近的氧含量分布有影响,对充/排水接管及水箱大部分区域的氧含量分布影响较小。

某核电站分相式主变中性点GIB母线接地方式的应用与改进研究

某核电站规划建设有8台机组,8台机组主变高压侧及中性点出线均采用GIB方式连接。目前,对于中性点直接接地方案大多核电站采用的架空裸导线连接至架空管母后再直接接地,而对于分相式主变中性点应用GIB母线直接接地的核电机组仍较少。本文首先对该核电站在运6台机组的主变中性点差异进行了总结介绍,并结合电站主变中性点GIB母线多年来的运行经验,对其过热缺陷的分析处理情况进行了介绍,缺陷的及时处理避免了非计划停机。缺陷处理完成后,相关机组可靠运行至今,未再发生过类似缺陷,因此,缺陷的分析处理或改造经验可供后续机组的设计人员及运维人员借鉴参考。

基于智慧消防技术的核电厂安全管理优化与应用探索

本文结合核电厂消防建设经验,讨论智慧消防技术在核电厂中的应用与发展,提出系统性的解决方案,并展望未来发展趋势。

基于SIRS模型的核电事故致因传播机制研究

文章用自然语言处理技术对152起核电厂执照运行事件报告(Licensed Operation Event Report,LOER)进行风险致因分析,得出风险致因复杂网络的相关数据,借助改进SIR传染病模型,结合核电运行事件风险传播的特征,构建了适用于核电领域的改进传播模型。文章对核电运行事件致因传播过程进行动态仿真,对比了不同因素对传播风险的影响差异,对当前的核电安全管理工作进行优化。

基于SEM-AHP方法的核电厂定量人为因素评价研究

文章基于人为因素分析与分类系统,分析了115起核电厂执照运行事件报告(Licensed Operation Event Report,LOER),并对影响核电厂事件发生的人为因素进行分类,采用结构方程模型方法得出各影响因素的路径系数,两两比较得到层次分析模型的判断矩阵,进而确定各因素的权重。同时对核电厂人为因素的重要性做排序分析,找到核电厂运行过程中的安全管理薄弱环节,从而促进核电厂系统平稳运行。

基于物理去除方法的反应堆及一回路系统腐蚀产物过滤系统设计

随着核反应堆服役年限的增加,反应堆一回路系统的设备、管道、阀门内表面存在一定的剥落,形成腐蚀产物悬浮于冷却剂中,最终变为活化腐蚀产物。随着活化腐蚀产物的不断增加会造成冷却剂中总固水平增加和反应堆厂房内空间剂量水平升高,也会对设备的运行造成一定的影响。为解决这一问题,本文采用在一回路系统上增设并联支路,支路中设置腐蚀产物过滤系统,采用物理去除的方法不断对冷却剂过滤去除其内的腐蚀产物,进而降低冷却剂中的总固水平。对于腐蚀产物过滤系统的过滤器,采用碟片式结果,采用有限元方法进行了过滤器单层固液两相分离仿真。经工程应用验证表明,本文设计的腐蚀产物过滤系统可有效降低冷却剂中的总固水平,表明对去污冷却剂中的腐蚀产物效果明显。

核电站起重机不锈钢起升机构的设计要点

当核电站起重机的吊具需要进入水池内进行操作时,其吊具和起升机构应采用不锈钢材料。介绍了核电站起重机不锈钢丝绳、吊具、起升机构的具体计算方法、材料选择、检验要求和设计细节,分析了采用不锈钢材料对钢丝绳、吊具和起升机构设计的影响,供核电站起重机设计、制造及相关使用人员参考。

华龙一号核电机组的供热方案探讨

文章分析了核电机组供热特点。针对华龙一号汽轮机组进行了两种不同供热方案的设计,对比分析了两种供热方案下汽轮机机组的出力,不同负荷下供热量和供热压力的影响等,从而针对不同需求推荐相应的供热方案。

M310机组RCP440-TB50型主泵振动分析

以某电站M310机组RCP440-TB50型反应堆冷却剂泵为研究对象,基于VC6000振动监测系统,对调试期间反应堆冷却剂泵出现的电机机架振动偏大、轴振动异常等振动相关问题进行分析研究,解决了相关振动缺陷,提高了设备运行安全性。

冲击脉冲法在核电厂滚动轴承状态监测中的应用

轴承故障是旋转机械的一种重要故障,对滚动轴承的状态监测和故障诊断一直是机械故障诊断技术的研究重点。本文重点介绍了滚动轴承冲击脉冲产生的机理及故障信号特点,分析了冲击脉冲SPM-HD技术和传统振动包络技术的差异。结合核电厂实际的滚动轴承故障,对比分析了冲击脉冲SPM-HD技术和振动监测技术的结果,显示了冲击脉冲技术在滚动轴承状态监测方面的独特优势,可应用于滚动轴承缺陷的识别和故障诊断。

核电DCS网络安全标准研究

随着工业自动化产品网络化和信息化程度的提高,其面临的网络安全风险也日益增加。核电DCS作为核电厂中枢神经,其一旦受到网络攻击,将直接影响核电企业生产和经济利益,甚至威胁国家安全。本论文通过对网络安全强制要求法规和条例、通用网络安全要求、核电领域网络安全要求等方面的研究,明确了对核电DCS网络安全依据标准和网络安全的目标。

核电厂安全级仪控系统设备鉴定方法研究

为了验证核电厂安全级仪控系统设备在正常、异常、假设的设计基准事件环境条件下能够按规定的准确度和性能要求起作用,而不会出现可能由假定的工作条件而导致的任何共因故障,本研究开展了设备鉴定活动。设备鉴定的方法包括型式试验法、运行经验法、分析法或者这些方法的组合,其中型式试验法是最普遍采用的方法。型式试验法是通过模拟实际的运行条件及环境条件,以证明设备在此种条件下能完成预期的功能和性能。基于此方法的研究形成的核电厂安全级数字化仪控系统设备鉴定的型式试验方法,为当前国内核安全级数字化仪控系统设计、制造提供了参考,该方法在某核电厂核安全级仪控系统RPS设备鉴定过程中得到了良好实践。

三代压水堆核主泵关键部件制造及工艺研究进展

核主泵作为反应堆冷却剂系统中唯一高速旋转的设备,其正常运行对于整个核电站的安全至关重要.长期以来,核主泵制造的安全性与可靠性一直是中国核电技术发展的“卡脖子”难题.近年来,得益于国家对核电技术基础研究的大力投入,以及依托重大课题项目的推进,中国三代压水堆核主泵国产化进程在各个方面都取得了重大成果.文中从核主泵制造及工艺的角度,深入剖析叶轮、泵壳、定子、转子、屏蔽套、密封、轴承等关键部件的发展历程,并针对各部件的材料选择、加工、装配工艺、检测方法及技术体系等进行详细分析,总结了中国核主泵的制造进度及难点.最后,结合当前核主泵制造的现状,提出中国核主泵制造发展的相关建议,这对中国核电事业的国产化进程具有重要意义.

滨海核电厂液态流出物间歇排放数值模拟分析

应用非结构化网格MIKE 21水动力模型及对流扩散模块,针对某滨海核电厂工程海域建立液态流出物排放数学模型,对核电厂运营期间液态流出物中核素在等浓度排放条件下4种不同典型潮时(涨憩、落急、落憩、涨急)起始的间歇排放进行数值模拟,并与连续排放进行比较,给出了不同工况下液态流出物在环境水域中全潮平均相对浓度分布及影响范围、不同半径海域内核素的平均相对浓度以及取水相对浓度特征值。对比分析显示,滨海核电液态流出物在受纳水体中的输移、扩散主要受潮流影响。落急时刻起始的间歇排放方式总体上在环境影响和取水浓度方面均具有显著优势。计算结果可为核电厂液态流出物排放方式的优化及海洋环境影响评价提供了依据。