偏环路运行的反应堆功率控制改进策略研究

为了提高反应堆的运行灵活性和促进反应堆系统设计满足用户的多样需求,本文研究了在丧失一台反应堆冷却剂泵工况下的反应堆偏环路运行模式,提出了两种改进策略来提升反应堆功率控制的响应速度,以应对反应堆偏环路运行时冷却剂流量的快速下滑。一种策略是提高汽轮机降负荷速率,通过堆跟机的方法提高降功率的速度;另一种策略是直接下落预先选定的控制棒组。通过三维物理-热工耦合的模拟方法,对两种改进策略开展了论证比较。结果表明,通过细化控制棒分组,采取顺序落棒的方式,可以较快地降低反应堆功率以匹配冷却剂流量下滑,并在反应堆安全性和可运行性方面建立较好的平衡。

阻尼对主系统地震载荷的影响分析

以核电厂主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对主系统地震载荷的影响。结果表明,在主系统地震分析中,采用瑞利阻尼方式计算的载荷相对比较保守;在计算方法允许的情况下应尽可能采用直接施加模态阻尼或材料阻尼的方式,以降低载荷的保守性,提高核电厂的经济性。

百万千瓦级核电站AP1000锻造主管道的制造工艺及质量控制

主管道是连接核岛反应堆压力容器、反应堆冷却剂泵、稳压器和蒸汽发生器的关键设备,被称作核电站的"主动脉",是压水堆核电站核岛主设备之一。介绍了AP1000锻造主管道制造的主要关键工艺,包括钢锭的冶炼、管坯的整体锻造、管道的煨弯成型、热处理及最终机加工,并描述了主管道制造过程中的质量控制。

球形压水室扩散管位置对核主泵性能的影响

根据AP1000核主泵设计参数,利用泵一维设计理论,设计了核主泵的叶轮,导叶和球形泵壳。应用Pro-e软件进行了三维造型及装配;利用CFD软件Fluent进行了数值模拟运算。分析了压水室扩散管位置对核主泵性能的影响,得到了核主泵内的总压分布;静压分布;速度矢量分布和流线图。数值模拟结果清楚的反映了核主泵内部流场的特点。

铁的模拟腐蚀产物在柠檬酸、过氧化氢溶液中的溶解特性

研究了压水堆主回路铁的模拟腐蚀产物在柠檬酸、过氧化氢、柠檬酸过氧化氢的水溶液中的溶解特性，结果表明：铁模拟腐蚀产物在柠檬酸水液中的溶解量随柠檬酸浓度增加而增大，随温度的升高而增大，在６０℃不同ｐＨ值时溶解量值的排列次序为ｐＨ３．５０＞ｐＨ４．００＞ｐＨ３．００＞ｐＨ４．５０＞ｐＨ２．３３；铁模拟腐蚀产物在Ｈ２Ｏ２水溶液中的溶解量远小于柠檬酸水溶液中的相应值，６０℃时溶解量明显小于７０℃、８０℃时的溶解量；共存的Ｈ２Ｏ２降低柠檬酸水溶液对铁模拟腐蚀产物的溶解量．

压水堆主管道破裂工况下的非线性动力响应

在用特征线法和控制体体积积分方法较为精确地计算出压水堆主管道 11个断点破裂工况下各点的受力和力矩的基础上 ,对主管道和虚拟支撑进行了简化和特殊处理 ,采用更新的Lagrange法 (ADINA程序 )对破裂管道的非线性动力响应进行了分析研究 ,获得了较为准确的主管道运动位移随时间的变化曲线。这一研究结果为虚拟支撑和管道的设计提供了依据。

压水堆主回路失水事故下水锤与管道结构的相互作用分析

传统的水锤分析和管道动力响应计算是分开的 ,存在一定的缺陷。本文针对核电站主回路假想双端断裂时系统的受力和力矩分析这一问题 ,对破裂管道分析了流体和管道的耦合机制 ,引入描述流体 管道单元的 14个参数和 14个偏微分方程 ,利用特征线法对水锤和管道结构的相互耦合作用进行了模拟计算。计算得到了更为准确的水锤波和管道的受力和力矩 ,其波形和数值均与不考虑耦合作用时有所不同。这些计算结果为压水堆核电站的核安全设计和分析提供了有益参考。

钴的模拟腐蚀产物在柠檬酸、过氧化氢水溶液中的溶解特性

研究了压水堆主回路钴的模拟腐蚀产物在柠檬酸、过氧化氢和柠檬酸—过氧化氢的水溶液中的溶解特性，结果表明：钴模拟腐蚀产物在柠檬酸水溶液中的溶解量随柠檬酸浓度的增加而明显增大，在不同pH值时，按溶解量q排列的次序是：q3．00＞q4．50＞q4．00＞q3．50＞q2．33，在同一浓度的柠檬酸水溶液中，钴模拟腐蚀产物的溶解量比铁的相应值高0倍以上；钴模拟腐蚀产物的溶解量70℃时比60℃、80℃时都高；钴模拟腐蚀产物在H2O2水溶液中的溶解量比在柠檬酸中的相应值低得多，在过氧化氢－柠檬酸水溶液中的溶解量比单一柠檬酸水溶液的相应值高．图4。

压水堆主回路模拟腐蚀产物在柠檬酸、过氧化氢水溶液中的溶解特性研究 Ⅰ 铁的腐蚀产物

研究了压水堆主回路铁的模拟腐蚀产物在柠檬酸水溶液、过氧化氢水溶液、柠檬酸—过氧化氢水溶液中的溶解特性，结果表明：铁模拟腐蚀产物在柠檬酸水溶液中的溶解量随柠檬酸浓度的增加而增大，随温度的升高而增大，在60℃时不同pH值溶解量值的排列次序为pH3．50＞pH4．00＞pH3．00＞pH4．50＞pH2．33；铁模拟腐蚀产物在H2O2。水溶液中的溶解量远小于柠檬酸水溶液中的相应值，60℃时的溶解量比70℃与80℃时的低；共存的H2O2降低柠檬酸水溶液对铁模拟腐蚀产物的溶解量．

4例肝淀粉样变性的临床特点和分析

目的对已确诊病例的临床特点进行总结和分析,以提高对本病的认识,减少误诊率。方法经肝、肾组织学检查及特异性组织学染色明确诊断为肝淀粉样变性的4例住院患者。住院期间检测肝功、血脂、尿常规等化验,腹部彩超、腹部CT或腹部核磁,肝脏、肾脏的活体组织病理检查及特异性组织学染色（刚果红染色）。结果患者均有肝大,肝功生化检查AKP及r-GT明显增高,低蛋白血症,高脂血症。肝脏彩超和CT显示肝脏增大,肝密度低,回声细密,类似脂肪肝的表现。肝穿及肾穿病理见大量粉红色淀粉样物质沉积,刚果红染色（＋）,病理结论为肝、肾淀粉样变性。结论对临床上高度怀疑为肝淀粉样变性的患者,作肝肾活体组织检查及特异性组织学染色（刚果红染色）,可证实为肝淀粉样变性。

在中压回路上模拟小破口失水事故喷放阶段瞬态热工水力特性

在中压热工水力回路的喷放段上设计一定的破口面积,模拟小破口失水事故喷放进行了瞬态热工水力特性实验。本实验的工况参数范围为:压力 p=0.7～2.2MPa,过冷度△T_(sub)=50～120℃,质量流速 G=1750～2800kg/m^2·s,热流密度 q=0.3～1MW/m^2。通过实验,得出了系统压力、质量流速、壁温随喷放时间的变化关系曲线及系统压力、质量流速、初始过冷度、临界时间的相互影响关系曲线。

一种采用主回路精确流量校准核仪表系统方法的研究

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是反应堆保护系统的重要参数,对该参数的计算校准,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。当前核电厂,核仪表系统功率量程中子注量率变化率引入的主回路平均温度信号和主泵转速信号进行校准。本文着重介绍一种采用精确的反应堆冷却剂系统主回路流量来校准中子注量率变化率的方法,对其进行研究与探讨,以达到提高功率量程中子注量率变化率的校准精度的目的。

LaBr3（Ce）元件破损在线监测关键核素确定及效率校准

常用的元件破损在线监测方法受外在因素影响较大,以γ能谱中关键裂变产物核素比活度进行在线定量分析是一种可靠的元件破损监测方法。针对新型LaBr3(Ce)元件破损监测仪,设计了元件破损模拟实验,对逸出的裂变产物采用HPGe和LaBr3(Ce)探测器进行了对比测量。通过不同冷却时间γ能谱的核素分析,确定了135Xe,88Kr,138Xe,88Rb,138Cs等可作为LaBr3(Ce)元件破损γ能谱监测的关键核素。同时,制备了覆盖能量范围(250~2 400) keV,含60Co,137Cs,133Ba;241Am,152Eu;109Cd,88Y,57Co及24Na的4组放射性标准溶液,在建立的效率校准系统上,校准了LaBr3(Ce)在线监测仪的效率。在反应堆一次异常情况分析中,已校准的LaBr3(Ce)元件破损监测仪对关键核素的现场分析结果与HPGe的取样分析结果一致,表明效率校准结果准确,校准方法可靠。

某研究堆一回路冷却剂泄漏事件的审评

研究堆与核动力堆的使用目的不同,决定了其在系统设计和固有安全性方面有较大的不同。针对国内某研究堆一回路冷却剂泄漏事件的审评,根据该堆的设计特点,阐述了审评者的关注问题及技术观点,并分析了研究堆与核动力堆在事件审评方面的差异。

Fe_3O_4与Cr_2O_3在过氧化氢─柠檬酸中的溶解特性研究

研究了粒径为０．０４８～０．０５０ｍｍＦｅ３Ｏ４与Ｃｒ２Ｏ３在过氧化氢－柠檬酸水溶液中的溶解特性．单一组分的Ｈ２Ｏ２和柠檬酸分别对Ｃｒ２Ｏ３和Ｆｅ３Ｏ４有较高的溶解量，而混合体系则大大降低了Ｃｒ２Ｏ３和Ｆｅ３Ｏ４的溶解量；Ｆｅ３Ｏ４在混合体系中的溶解量随ｐＨ的升高而降低，随温度的升高而升高，在用振荡溶液保持固体颗粒悬浮状态的情况下，在６０分钟内能达到络合溶解平衡；Ｃｒ２Ｏ３在混合体系中的溶解量，在改变ｐＨ、温度和振荡时间的情况下均变化不大．

压水堆主回路摸拟腐蚀产物在柠檬酸、过氧化氢水溶液中的溶解特性研究 Ⅱ 钴的模拟腐蚀产物

研究了压水堆主回路钴的模拟腐蚀产物在柠檬酸水溶液、过氧化氢水溶液、柠檬酸—过氧化氢水溶液中的溶解特性，结果表明：钴模拟腐蚀产物在柠檬酸水溶液中的溶解量随柠檬酸浓度的增加而明显增大并且比铁的相应值高10倍以上，在pH2．33－pH4．50范围内，pH3．00时的溶解量囊大，在60、70、80℃温度下，70℃时的溶解量最高；钴模拟腐蚀产物在H2O2水溶液中的溶解量比柠檬酸中的相应值低；钴模拟腐蚀产物在过氧化氢—柠檬酸水溶液中的溶解量比单一柠檬酸水溶液的相应值高．

反应堆主泵径向止推轴承水润滑回路自主改造创新

田湾核电站一期工程两台机组1391M型反应堆主泵径向止推轴承采用水润滑方式,是在世界大型商用压水堆中首次应用。由于原型设计存在缺陷,导致了一系列运行事件。江苏核电有限公司针对设计缺陷进行了自主技术改造创新,成功降低了主泵径向止推轴承释热率,缓解或避免了轴瓦的"空化"磨损,改善了径向止推轴承冷却效果。文章对主泵径向止推轴承水润滑回路的改造原因、改造设计方案与实施准备、实施情况与改造效果评价、后续工作计划等方面进行了详细的介绍。

压水堆主回路在役去污工艺的化学原理

提出了压水堆主回路在做去污工艺的化学原理，试图将国外在长期的开发实践中积累的经验系统化并上升为对去污技术开发有普遍指导意义的理论．

氦气实验回路HeCEL-3概念设计的初步系统分析

利用大型系统与安全分析软件APROS对氦冷实验回路(HeCEL-3)进行了包括稳态和瞬态的工况分析,不仅给出了回路设备参数的选取参考值、回路热工参数的分布,而且给出了回路瞬态运行的主要参数变化,为回路的设计和进一步设备调研提供了数据参考。同时,其分析过程和结果对中国聚变工程实验堆(CFETR)和未来聚变堆冷却回路的设计也有一定的借鉴意义。

CMRR堆内高温高压辐照考验回路典型事故分析

基于中国绵阳研究堆(CMRR)高温高压辐照考验回路初步设计方案,就回路失水事故(LOCA)及失流事故(LOFA)两类典型事故进行分析。结果表明:回路在冷管段及热管段失水事故下包壳热点温度最高为880.6℃及367.6℃,均远低于1204℃;全部失流事故下最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)大于1.5,不会发生偏离泡核沸腾;卡轴事故中包壳最高温度为734.1℃,低于1482℃。上述结果均满足验收准则,符合安全法规要求。