臭氧微纳米气泡-高级氧化耦合工艺深度处理工业废水

工业废水具有水量大、水质复杂、污染物浓度高、毒性强、腐蚀性强及难降解等特点,传统处理技术难以取得良好效果。本研究首次将压力强化臭氧微纳米气泡与高级氧化工艺耦合,构建了新型压力强化臭氧微纳米气泡—高级氧化耦合工艺反应器。从污染物去除率、不同条件下反应器内气泡粒径差异、液体中臭氧浓度、溶解氧浓度及尾气中臭氧浓度等多角度明确了反应器的最优参数为0.3 Mpa的出水压力及0.5 L/min的进气流量,明确了反应器的最佳使用温度范围为15℃至25℃。并从活性自由基的角度阐明了压力强化臭氧微纳米气泡耦合高级氧化工艺去除水中难降解污染物过程中的机制。本研究的研究成果有望为实现控制工业废水处理成本、提高COD去除率和矿化难降解污染物,为臭氧微纳米气泡技术的高效运行及安装优化提供理论依据和技术支持。

压水堆核燃料棒环焊缝及堵孔点的数字射线检测

压水堆核燃料棒是核电站使用最多的一种燃料元件,需求数量逐年增加,为提高压水堆核燃料棒环焊缝及堵孔点的检测效率和质量,对其进行了数字射线检测试验。试验结果声明,其检测图片灵敏度最高可达0.25 mm,图像分辨率达D11,归一化信噪比为122,燃料棒缺陷图片与胶片试验、金相试验结果一致;该检测方法能满足燃料棒的质量评价要求。

典型事故下中国先进压水堆自动卸压系统运行特性研究

本文基于系统分析程序以中国先进压水堆为研究对象,将一回路冷管段2英寸小破口、自动卸压系统(ADS)阀门误开启、直接注入(DVI)管线双端断裂、一回路冷管段10英寸小破口这4个典型的ADS触发事故作为始发事件,进行ADS运行特性研究,重点关注ADS对一回路压力、包壳温度、安注流量及喷洒器喷放状态的影响。结果表明:在发生典型ADS触发事故后,通过ADS多级卸压可以将一回路压力逐步降低至壳外承压水箱的投入压力,使得3种非能动水箱能够有序注射,保证包壳温度不超温;在除10英寸破口事故外的典型ADS触发事故中,喷洒器均能保持较长时间的临界射流状态,避免高温高压蒸汽在直接接触式冷凝过程中出现的喘振及冷凝震荡现象;ADS的两套独立卸压流道设计具有100%的冗余度。

先进压水堆反应堆堆坑通风散热数值模拟与试验研究

先进压水堆反应堆压力容器(RPV)保温层与堆坑混凝土之间设置通风,可带走RPV保温层散失的热量,从而降低堆坑环境温度,保障反应堆设备的安全运行。堆坑通风通道结构复杂,存在多处突扩或突缩,且筒体段流道被保温支承遮挡,因此,堆坑风速存在着不均匀,甚至存在局部死区,可能造成RPV保温层外表面和堆坑混凝土局部热点。因此需开展堆坑风场及温度场研究。本文运用CFX对堆坑通风及散热进行了数值模拟,并对比了热试期间堆坑温度实测数据。结果显示,堆坑风场呈螺旋上升形式,可以有效冷却堆坑物项,堆坑温度场满足设计要求;堆坑空气温度在高度方向梯度分布,RPV保温背风区存在局部热点。

“华龙一号”与AP1000反应堆保护系统分析研究

保护系统是反应堆的重要安全系统。该系统的作用是保护燃料包壳、一回路压力边界和安全壳的完整性。“华龙一号”与AP1000均为三代压水堆1000 MW级别堆型。选取典型漳州1#、2#机组和三门1#、2#机组的反应堆保护系统设备作差异性对比。从整体系统架构差异性到具体数字化仪控实现平台安全级分布式控制系统(DCS)进行全面的分析与对比。通过逐项的对比异同点,发现“华龙一号”和AP1000堆型的反应堆保护系统各有长处,在设备布置和信号传输方面存在较大差异。因AP1000堆型依赖非能动设计,降低了系统复杂度,保护系统设备数量也低于“华龙一号”。AP1000堆型的四序列反应堆保护系统架构和创新型设计可为后续三代改进压水堆的反应堆保护系统设计提供借鉴。

核电厂T3试验电路电阻的取值研究

为避免电流型闭锁T3试验偏差引入影响核电厂安全、稳定运行的风险,对电流型闭锁T3试验原理、试验电路及试验电路中应用的器件进行了研究。通过计算电流型闭锁T3试验关键步骤的电流,并建立试验开关触点所在支路总阻值R与电流表示数比值K的关系曲线,找到了一种优化原设计中电流型闭锁T3试验电路电阻取值的方法。在一定范围内,此方法可消除电流型闭锁T3试验电路中选择开关触点接触电阻的异常增大带来的试验偏差,同时降低了电流型闭锁T3试验电路对选择开关性能的要求。该研究对在役核电厂的升级改造具有较大的参考价值,同时为核安全级控制系统定期试验的设计及优化提供了新的方向。

某三代堆初级中子源容器性能分析及设计优化改进

初级中子源为反应堆临界前提供足够的初始中子通量,是压水堆首次启动的必要条件。某三代压水堆的中子源屏蔽容器实测表面剂量率较高,一定程度影响了人员和设备安全。为针对性降低辐射水平,用蒙特卡洛方法建立模型计算,对该中子源屏蔽容器性能评估,并结合能谱分析提出屏蔽容器的改进方案。预期在保证体积少量增加、满足运输性能的前提下,可降低99.5%的辐射水平。

大型核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则

针对中国目前应用最为广泛的压水堆核电机组,分析了核电机组涉网保护与电网安全运行的相互作用和影响,提出了核电机组涉网保护与电网安全自动装置的协调控制原则。在全过程动态仿真程序已有的压水堆核电机组模型基础上,研究了电网电压、频率扰动引起的核电机组和电网的动态特性,着重分析了超速保护、过励限制和保护、频率异常保护、主泵保护等涉网保护和电网高频切机、低频减载等安全自动装置的动作特性、相互影响及其协调关系。结合实际电网算例,验证了相应的协调配合原则,为核电厂及其所接入电网参数整定、定值优化及协调控制等提供了参考。

压水堆核电厂结构材料腐蚀防护设计与老化管理

概述了压水堆核电厂典型的结构材料种类与腐蚀类型,并以此为基础介绍了常见的腐蚀防护设计手段及腐蚀老化管理的理念和方法,对明确压水堆核电厂设备/部件、材料、环境、腐蚀、防护、老化管理间的相互关系具有参考价值,为确保机组的安全与经济运行提供重要保障。

IAEA推荐的操作干预水平OIL1和OIL2缺省值的导出及其适宜性的初步研究

本文简要介绍了操作干预水平 (OIL)的概念、应用和IAEA建议的缺省值及其导出方法 ,运用有代表性的美国《反应堆安全研究》的事故源项和法国严重事故源项 (S1 ,S2 ,S3 ) ,着重研究了压水堆事故下OIL缺省值导出假定的两个参数R1(总有效剂量率和烟羽外照射剂量率的比值 )、R2 (甲状腺剂量率和烟羽外照射剂量率的比值 )数值的合理性。初步研究表明 ,对所研究的事故类型 ,平均来说 ,R1、R2 参数取值和相应的OIL1、OIL2缺省值是适宜的 ;但对不同事故类型计算得出的OIL与其缺省值存在一定的偏差。相对事故源项来说 ,事故天气条件以及距离对R1、R2 的影响较小 (PWR1～PWR7中R1、R2 的数值随距离变化的最大值约为最小值的 2倍 ;而在大气稳定度类别为A、D和F这三类气象条件下 ,PWR1～PWR6平均的R1、R2 数值与缺省值假定计算条件设定值的最大偏差大约为 5 0 % )。因此 ,在实际应急响应中运用OIL缺省值时 。

大型压水堆核电机组失磁动态特性及机理研究

核电机组(nuclear power plant,NPP)具有单机容量大、核安全要求高等特性,失磁故障会影响核电机组安全性。为研究核电机组失磁时的机网协调控制策略,建立了大型压水堆核电机组的发电机模型、汽轮机及其控制系统模型、反应堆堆芯控制系统模型、励磁系统模型及失磁故障数学模型,研究了核电机组在不同功率水平运行时的失磁动态响应特性及机理。结果表明:满载失磁对反应堆及热力系统冲击大,核电机组应可靠跳闸;低功率运行失磁时,核电机组可以短期内维持并网异步运行;核电机组发生失磁导致厂用电的可靠性和供电质量下降,应该采取相应措施提高厂用电的可靠性。

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统(PXS)中非能动余热排出系统(PRHRS)、堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)、自动卸压系统(ADS)和安全壳内置换料水箱(IRWST)等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。

轻水堆严重事故及可能的缓解措施

现有概率安全评价指出，常规轻水堆的堆芯熔化频率及安全壳失效，放射性大量释放的频率都是很低的。但这些风险对于下一代先进轻水堆来说是不能忽略的。近年来西方对下一代先进轻水堆的安全目标作了更高的要求，即在严重事故的条件下，仍然能保证安全壳的完整性，而无需采取应急措施。这就要求对严重事故现象有足够的认识，以便对严重事故设置相应的缓解措施。本文简述了严重事故的物理现象、机理及可能的缓解策略，综述了这方面的研究进展。

沸水堆核电站放射性废物管理与辐射防护的进展

商用沸水堆核电站（ＢＷＲ）由于燃料元件性能、材料和水质管理的改进以及运行经验的积累等，在降低放射性废物的产生量和职业辐射防护方面取得了显著的进展，已达到与压水堆（ＰＷＲ）同等的性能水平，而先进沸水堆（ＡＢＷＲ）则可达到美国ＥＰＲＩ用户要求文件（ＵＲＤ）提出的先进性能水平。

非能动余热交换器瞬态换热特性数值模拟及敏感性分析

以美国非能动型先进压水堆AP600的非能动余热交换器简化试验模型为FLUENT的数值计算模型,采用标准k-ε湍流模型和自然对流Boussinesq模型,对非能动余热交换器和内置换料水箱的自然对流换热特性进行数值模拟。模拟结果与试验结果基本一致,较好地再现了各瞬态工况下非能动余热交换器换热过程中温度、速度分布与加热时间的变化特性。敏感性分析表明,导流板结构及进口形式对自然对流影响很小,升高水箱初始温度或增加换热管数量均能加强换热效果。

非能动压水堆核电厂地坑滤网堵塞风险影响模拟分析

采用Risk Spectrum 1.3版软件建立事件树模型,对小LOCA始发事件下的堆芯损伤事故序列进行校核计算研究,分析得出了地坑滤网堵塞对于我国大型先进压水堆安全的影响。结果表明,虽然我国大型先进压水堆对于地坑滤网在设计上进行了优化改进,但在小LOCA始发事件下发生地坑滤网堵塞对于电站安全的影响仍然很高,地坑滤网堵塞问题仍然不能忽视。

先进压水堆国产新锆合金内压爆破力学性能研究

采用内压爆破实验研究了去应力、部分再结晶及再结晶退火状态的SZA-4、SZA-6两种国产新锆合金室温及385℃下的内压爆破性能,用SEM分析了爆破断口形貌特征。结果表明,在两种试验温度下,合金管材爆破压力及屈服压力随退火温度的升高呈下降趋势,再结晶态管材延伸率整体高于去应力态以及部分再结晶态管材。爆破断口均为细小韧窝形貌,并存在轴向的微裂纹,爆破过程为由内壁向外壁的韧性撕裂。

先进压水堆核电厂保护系统需求分析的层次结构

为提高核电厂的安全性和运行裕量,本工作在已有技术的基础上自主进行核电厂数字化保护系统需求分析,完成需求分析报告。需求分析报告采用1种三等级的金字塔式层次结构,该结构可直观阐明先进压水堆核电厂数字化保护系统的设计特性和逻辑实现。

考虑核电接入的大电网严重故障下孤网高频问题及协调控制措施

针对含核电机组的孤网高频问题,提出了核电机组与常规机组涉频保护间的协调控制策略。基于PSD-FDS全过程动态仿真程序中的压水堆核电模型以及超速保护控制(OPC)模型,研究了严重连锁故障下,核电机组与电网的动态特性,着重分析了机组超速保护、高频保护与电网高频切机的动作特性、相互影响以及协调配合情况,并提出了改进的协调控制策略。结合实际电网算例,验证了所提出的协调控制策略,为核电机组涉频保护定值、机网协调优化及所接入电网的安全稳定运行等提供了参考。

先进堆长寿命控制棒驱动机构热态寿命考验

为验证长寿命控制棒驱动机构能否满足设计要求,进行行驱动机构热态寿命考验。本文介绍了先进堆长寿命控制棒驱动机构热态寿命考验的过程和考验结果。考验期间,驱动机构累计步进数达851万步,机构性能良好、运行正常,落棒时间满足设计要求。考验结果表朋,该控制棒驱动机构的设计和制造满足设计指标的要求。