核电站不同型式高温法兰及密封计算分析研究

针对某基于ASME标准设计的核电站反应堆压力容器双道金属密封高温法兰的设计需求,给出两种不同结构型式的高温法兰(FF和RF型法兰)的密封预紧载荷和法兰受力校核的计算方法,并对两种不同结构型式法兰的密封螺栓预紧力、螺栓截面、法兰受力等计算结果进行分析比较;另外考虑了高温和低温法兰设计的区别、有无外载荷以及不同密封形式的影响,分别进行了考虑高温、外载荷存在和双道金属线密封的法兰螺栓计算的优化,其设计理念、计算方法可供核电站用其他高温法兰借鉴。

一种高温密封检测试验系统设计

基于某核电站反应堆压力容器高温法兰用的金属C形密封环,给出一种高温密封检测的试验系统,用于进行金属C形密封环的高温循环和高温持久密封泄漏率的检测试验,温度适用范围为60~650℃;通过该高温密封试验台架,可检测出在经过多次高温循环和长时高温工况后金属C形密封环的泄漏率,其设计理念可供其他高温用金属静密封环的密封泄漏率检测的借鉴。

Wide Range Neutron Monitoring(WRNM)System in Boiling Water Reactors(A Short Communication&Memorandum)

The WRNM(wide range neutron monitoring)is a newly developed neutron monitoring channel which was initially conceived as a means to meet Regulatory Guide 1.97 requirements for post-accident neutron monitoring.The scope was expanded to include the startup monitoring function with the aim of replacing both the source and IRMs(intermediate range monitors)in BWRs(boiling water reactors).The WRNMs,consisting of a newly designed fixed incore regenerative sensor and new electronics,which include both counting and MSV(mean square voltage)channels,have been tested in several reactors and its capabilities have been confirmed.The channel will cover the neutron flux range from 103 nv to 1.5×103 nv;it has greater than 1 decade overlap between the counting and MSV channels.Because of the regenerative fissile coating the sensor,even though fixed incore,has a life of approximately 6.0 full power years in a 51 kW/L BWR and similar situation has been proposed for newly designed small modular reactor such as BWRX-300 of General Electric Hitachi reactor.

高温气冷堆示范工程反应堆保护系统调试工具研发与应用

[目的]为克服反应堆保护系统调试技术存在的不足,以提高反应堆保护系统调试效率和质量。[方法]设计了一套专用于高温气冷堆示范工程反应堆保护系统的自动化调试工具。该工具采用了先进的技术,能够自动化地完成反应堆保护系统的调试,可以大大提高调试效率和质量。[结果]阐述了高温气冷堆示范工程反应堆保护系统调试工具的研发与应用,介绍了调试工具的研发过程、难点及内容,以及信号输出、信号采集、数据处理、信息显示等自动调试功能的设计思路、实现方式及成果,经过高温气冷堆示范工程反应堆保护系统功能和性能验证方面的实际调试与应用。在调试过程中,该工具能够快速准确地发现和解决问题,证明了该工具的有效性和可用性。[结论]自动化调试工具可以提高反应堆保护系统调试的效率和质量,提高了反应堆保护系统的可靠性和安全性。同时,还需要继续研究和改进自动化调试工具,以适应反应堆保护系统不同的调试需求。

基于改进LSTM的核电厂传感器故障诊断研究

核电厂中广泛存在的传感器为其运行提供了重要支持。传感器的任何故障都可能威胁到核电厂的安全。为提升核电厂运行可靠性,提出结合残差双向长短期记忆(ResBiLSTM)神经网络和稀疏注意力机制的传感器故障诊断方法。以核电厂目标传感器和与之紧密相关的敏感参数集时序信号作为输入,构建ResBiLSTM模块进行故障特征提取。将残差模块的输出送给稀疏注意力模块,进一步关注历史序列时刻中的重要部分。筛选保留目标特征,滤除冗杂特征,以实现精准提取有效故障特征。在输出端,利用Softmax分类器输出故障分类结果。对核电厂反应堆出口温度现场数据进行故障注入以及诊断试验,故障识别准确率均达到98%以上。试验结果表明,所构建模型可以实现对原始时域信号的多尺度特征提取和故障诊断。通过与深度卷积神经网络(CNN)、深度稀疏自编码器(SAE)和支持向量机(SVM)等算法进行对比,所提模型的故障识别性能更优。

多模块高温气冷堆核岛厂房隔震结构振动台试验

为研究多模块高温气冷堆核岛厂房基底隔震结构的抗震性能,设计缩尺比为1/20的核岛厂房振动台试验模型,分别进行抗震、摩擦摆支座隔震、橡胶支座隔震三种工况下的振动台试验,对比分析不同工况下核岛厂房隔震结构的动力响应规律,包括结构动力特性、加速度和位移响应、楼层反应谱等。试验结果表明:采用隔震措施后,结构自振周期明显延长,隔震效果显著;三向地震动输入时,隔震上部结构的加速度放大系数在四层以上会突然增大,这是由于结构中部T形墙高度仅至四五层之间,结构在此处被削弱;结构整体刚度较大,抗震结构和隔震后上部结构的相对位移均较小,基本处于平动;隔震措施能明显减小核岛厂房结构在其自振频率处的水平向加速度反应谱峰值,而在隔震频率处隔震模型加速度反应谱值有所增加;在三向地震动输入下,隔震模型的竖向楼层加速度谱较抗震结构的竖向加速度谱有明显放大。

高温气冷堆氢电联产核电厂的协调控制研究

利用核能的氢电联产近年来越来越受到关注。模块式高温气冷反应堆(MHTGR)是一种具有固有安全性优势的小型模块化反应堆。其核蒸汽供应系统可以提供约570℃的高温蒸汽。提出了氢电联产核电厂的协调控制方案。采用了六个高温气冷堆核蒸汽供应模块与甲烷蒸汽重整相结合的方案,根据质量和能量守恒建立系统模型,并通过Simulink平台上的仿真案例验证系统的控制策略。在满功率运行时,氢电联产核电厂产氢率为6.99 t/h,发电量为529.7 MW。通过稳态验证和引入扰动时的暂态仿真,证明了核电厂在不同功率水平和暂态状态下的运行稳定性。所提控制方案为进一步研究包含核电厂、制氢系统和间歇性可再生能源的混合能源系统的发展奠定了基础。

泳池式低温供热堆数字化保护系统设计研究

保护系统是核电厂最重要的系统之一,在设计基准事故发生期间和发生之后用来完成反应堆紧急停堆、堆芯冷却和余热导出功能,对确保核电厂的安全起着至关重要的作用。随着计算机技术的快速发展,当前新建或者改造中的核电厂保护系统多采用数字化技术。本文基于核安全法规、核安全导则及标准中的相关设计准则,并结合泳池式低温供热堆特点及核电厂保护系统数字化产品现状,研究并提出了适用于泳池式低温供热堆的保护系统设计方案。该方案具有可靠性高,系统架构简单,经济性高等特点。

核电高压给水加热器启动过程建模与仿真

为了研究金属材料的热惯性和温度变化速率对高压给水加热器启动过程的动态特性及能耗特性的影响,本文建立了基于两相非平衡模型的核电站高压给水加热器仿真模型。针对高压给水加热器的启动过程开展仿真研究,以抽汽阀门开度和给水焓值为入口扰动边界条件,分析了最大温度变化速率和正常温度变化速率下的启动过程动态特性。研究发现:高压给水加热器仿真模型完成启动后,壳侧压强、水位和给水出口温度等主要参数与设计值误差在1%以内;为了满足温度变化速率的限制,抽汽阀门开度变化率最快不能超过75.34%/h,正常变工况运行不得超过37.24%/h,对高压给水加热器的启动过程有重要指导意义。该仿真模型可以为高压给水加热器启动过程的调试和运行优化提供参考。

压水堆堆芯中子通量监测系统对比研究

压水堆堆芯中子通量监测系统主要用于实现对反应堆堆芯的中子通量密度、冷却剂温度及液位的实时在线监测,对核电站的安全稳定运行起着至关重要的作用。通过介绍目前国内压水堆核电站主要堆型中堆芯中子通量监测系统的应用情况,对比分析了该系统在结构组成、功能性能等方面的差异,为其优化设计提供借鉴。

高温气冷堆技术研究及展望

概述现有核反应堆的类型,并对气冷堆进行介绍,对高温气冷堆的组成及其历史发展进行重点阐述。目前,高温气冷堆多以氦气为冷却剂,具有独特的技术优势。随着煤炭、石油等传统化石燃料的消耗,世界各国已重新将针对核能的研究与开发提上日程。核能领域目前仍存在一些问题亟待优化,但随着相关技术的发展,核能依然会成为一类重要的能源。

核电设备氢爆可用性验证试验装置的设计

针对核电安全设备有关的氢爆可用性验证一直存在无法真实模拟的难点,分析了影响核电设备氢爆可用性验证试验的因素。针对这些影响因素进行验证试验。在获得试验数据后,针对这些影响因素制定了相应的解决措施,并设计了核电设备氢爆可用性验证试验装置。该装置可模拟核反应堆失效时设备所处的极端环境。通过氢气燃爆同时实现核电厂严重事故环境条件下温度与压力曲线的包络,比用解耦的方式分别对温度、压力进行模拟更贴近实际工况,可准确控制氢气燃爆产生的温度与压力,从而解决氢爆后温度迅速跌降的问题。该设计可实现温度曲线的包络,确保试验舱内氢气燃爆后温度均匀。

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。

核电厂烟羽应急计划区划分方法研究

结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初步应用。初步研究结果表明,HTR-PM在厂址边界处满足烟羽应急计划区的划分准则,相对于目前的大型轻水堆,可以明显减小其烟羽应急计划区。

基于PSASP的核反应堆数学模型及其动态响应特性

根据核反应物理原理推导出了核反应堆数学模型,包括中子动力学模型、燃料和冷却剂温度模型2个部分。在PSASP环境下对核反应堆进行了建模和仿真计算。仿真结果表明,由于温度效应和中毒效应的存在,核反应堆对反应性阶跃扰动和冷线温度阶跃扰动有一定的自稳定性,该特性满足核反应堆在设计时的目标。今后可将上述模型与核电站其他部分模型在PSASP内整体封装,以便进行电力系统动态分析。

地震动速度脉冲对高温气冷堆核电厂地震反应的影响

为探讨近断层地震动的速度脉冲对结构抗震能力的影响特征,以某高温气冷堆核电厂结构为研究对象,利用有限元软件建立线性三维模型,选择4组具有速度脉冲特性的近断层地震动加速度记录及人工模拟的具有相同加速度反应谱而无速度脉冲的地震动时程分别作为地震动输入,对模型进行动力时程分析,对比在有、无速度脉冲地震动作用下模型的地震反应。研究发现,虽然反应过程中结构仍处于弹性阶段但是地震动的速度脉冲对结构的位移反应具有一定的不利影响,这一点与已有的基本认识不同。因此对于需要安装对位移反应较为敏感设备的高温气冷堆核电厂房,应充分关注地震动速度脉冲对结构反应的影响。

核电蒸汽发生器堵管技术研究进展及其在高温气冷堆的应用前景

高可靠性的蒸汽发生器堵管技术是核电站安全运行的重要保障,与压水堆相比,以高温气冷堆为代表的第四代核电技术由于蒸汽发生器内传热管服役温度显著提高,对现有的蒸汽发生器堵管技术提出了新的挑战。对此,本文首先基于国内外文献报道,总结了现有压水堆蒸汽发生器堵管技术的工作原理与技术特点;其次,总结了国内外蒸汽发生器自动化堵管系统的开发与应用现状;之后,就高温气冷堆蒸汽发生器的服役工况与场地条件,提出了现有堵管技术在高温气冷堆应用方面面临的挑战及改进方向;最后,针对堵管技术的发展现状与高温气冷堆的技术需求,从装备要求、施工可行性和堵头质量的长期有效性等方面指明了自动化堵管技术的发展方向,以期为高温气冷堆蒸汽发生器自动化堵管技术的发展提供借鉴。

中国高温气冷堆核电示范工程环境辐射影响初步分析

对我国高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)进行了环境辐射影响分析和评价。内容包括堆芯放射性总量的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放量、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐射剂量的估计。分析结果表明:正常运行工况下,HTR-PM放射性释放对公众成员可能产生的辐射剂量远低于我国目前的法规要求;设计基准事故情况下对公众成员可能产生的辐射剂量明显低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。

压水堆核电站一次侧水化学与设备材料腐蚀损伤的关系

压水堆(pressurized water reactor,PWR)核电站一次侧运行水化学的优化控制是减少辐射剂量,防止关键设备腐蚀损伤,保持燃料性能的最经济、最有效的途径之一,其本质是通过水化学与设备材料的交互作用改善材料表面氧化膜的特性.综述了PWR核电站一次侧主冷却剂水化学与设备材料腐蚀损伤关系的研究现状及问题,介绍了近年来在PWR一次侧注Zn水化学(Zn-injected water chemistry,ZWC)方面的应用基础研究进展.

国产SA-508Ⅲ低合金钢在模拟核电高温水服役环境中的应力腐蚀破裂及力学行为

采用慢应变速率拉伸试验(SSRT)和电化学控制结合的方法,研究了国产核电压力容器用钢SA-508Ⅲ(含S0.0025%)在模拟压水堆一回路290℃高温高压水质环境中的应力腐蚀破裂(SCC)及力学行为。电位范围从-720～+400 mV(SHE),模拟从低氧含氢的理想状态到溶解氧显著超标状态的一系列服役环境。研究结果表明,随着电极电位的升高,该材料发生SCC的敏感性升高。当电极电位处于-720～200mV(SHE)范围时,材料无SCC;电位在-50～+200mV时,发现有疑似轻微SCC迹象;而当电位升高到+300～+400 mV时,材料发生显著的SCC。扫描电镜断口观察表明,SCC裂纹通常在试样表面的夹杂物处萌生,并以准解理穿晶模式呈扇形扩展。结果显示出该材料抗SCC能力优秀,在良好水化学条件下应无明显的SCC,其SCC破裂机理应该属于阳极溶解机制。从试样拉伸曲线上可观察到锯齿状波形,显示出动态应变时效(DSA)的微观形变特征。探讨了材料DSA对SCC行为的影响。