基于EEDM方程的ABWR核电机组热经济性矩阵分析方法

能效分布矩阵方程(EEDM方程)是火电机组热力系统热经济性分析方法的一种。将先进型沸水堆(ABWR)核电机组热力系统作为研究对象,沿用EEDM方程的分析思路,经过严格的理论分析和数学推导,构建了适合ABWR核电机组的能效分布矩阵方程,并通过实例对该方法进行了验证。

ABWR核电机组热经济性分析的扩展型EEDM方程

以先进型沸水堆(ABWR)核电机组热力系统为研究对象,在常规火电机组热力系统热经济性分析的能效分布矩阵方程(EEDM)的基础上,结合ABWR核电机组热力系统的特点,经过理论分析和数学推导,构建了适合ABWR核电机组热经济性分析的扩展型EEDM方程,并通过实例对方程的正确性进行了验证。

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中。轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开。本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议。

新一代简化沸水堆核电站发展概况及其特点

具有非能动安全特点的小型简化沸水堆核电站（ＳＢＷＲ）是新一代核电站中能较快进入商业应用的一种重要堆型，近十多年来在国际上得到了广泛深入的研究。本文全面介绍了ＳＢＷＲ在世界各国发展的状况，包括美国ＧＥ公司，日本Ｈｉｔａｃｈｉ公司，日本Ｔｏｓｈｉｂａ公司，德国Ｓｉｍｅｎｓ公司提出的四种主要的ＳＢＷＲ设计，对其特点进行了分析和总结。

先进型沸水堆核电机组热经济性矩阵分析方法

根据先进型沸水堆(advance boiling water reactor,ABWR)核电机组热力系统的结构特点,基于热力系统等效热降分析方法和矩阵方法,确定其主、辅系统的划分原则以及辅助汽水成分划分原则,对先进型沸水堆各种汽水成分进行归并处理,构建表达规则的先进型沸水堆核电机组汽水分布方程填写规则,推导出适合先进型沸水堆核电机组热力系统热经济性分析的通用矩阵方法,并给出该类型核电机组辅助汽水成分对热经济性影响的表达方式。该矩阵全面反映了先进型沸水堆核电机组热力系统主系统和各种辅助系统对机组热经济性的影响状况,每个子矩阵物理意义明确、规律性强,可使先进型沸水堆核电机组热力系统的整体计算和局部分析变得清晰、简单,适合于计算机程序化,并通过实例对该方法进行了验证。

高温颗粒下落时水面沸腾的瞬变阻力特性模型和实验验证

建造了高温炉下落小球实验装置,并进行了高温小球落入水中的实验。考虑粒子受力的分布及蒸发对粒子周围力的影响,从阻力的基本机理上分析了蒸发状态下颗粒的运动阻力,给出了蒸发曳力的理论分析模型。该模型已用于分析核电站严重事故时发生高温融熔金属同水相互作用的蒸汽爆炸现象的事故分析程序中。结果与实验极其相符。

数字化仪控系统EUR-URD需求分析对比探讨

核电厂发达国家用户代表联合各相关机构建立了先进轻水堆(ALWR)核电厂需求文件,其中,具有重要意义和代表性的是美国核电用户需求文件(URD)和欧洲核电用户需求文件(EUR)。尽管这些用户需求文件不能代替核安全当局核电厂的审批原则和有关程序,但由于这些用户需求文件既考虑了有关国家核安全当局对核电厂的审批原则和技术要求,又在更高层次上考虑了业主的要求,因此,实际上只要满足这些用户需求文件,基本可以获得执照许可证。基于此,通过对两个核电厂用户文件进行研究分析,梳理出其中三代核电仪控系统设计需求差异点,为三代数字化仪控系统设计提供重要参考。

AC-600厂房布置

本文对 AC-600核电站反应堆厂房和核辅助厂房布置作了简要说明和讨论。