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。

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。

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。

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。

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。

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。

世界先进小型压水堆发展状况

先进小型压水堆是优化核电厂安全性、经济性和灵活性的结果,主要面对非主干网电力系统,可以比较经济和高效地替代中小型火电机组。本文讨论了小型压水堆的概念、优势、发展历史及目前的发展状况,并重点介绍美国两种主要小型压水堆的设计理念,意在为国内核能行业人士提供及时的核电科技信息,并推动我国在先进小型压水堆科研项目上的进一步探讨。

SBLOCA整体试验台架的比例模化分析与初步评估

为了对大型非能动先进压水堆安全设计以及相关事故分析程序的适宜性进行验证评估,针对非能动压水堆核电厂AP1000重要的设计基准事故之一——小破口失水事故(SBLOCA),基于其SBLOCA的现象过程识别与排序表(PIRT)中高重要度现象过程,采用系统性的分级双向比例模化(H2TS)方法,评估大型非能动先进堆芯冷却机理试验(ACME)台架模化验证AP1000核电厂SBLOCA事故的适宜性,进一步地,采用系统分析程序对AP1000小LOCA事故的模拟与部分ACME小破口事故验证试验的结果进行对比,从而初步评估了ACME对于AP1000小LOCA验证模拟的适宜性。

DNMC对AP1000运营管理的适应性分析研究

简要介绍了大亚湾核电运营管理有限责任公司(DNMC)运营美国先进非能动压水堆(AP1000)的优势和国外多种技术、多种堆型的运营管理模式。分析了核电厂安全运营水平的影响因素、AP1000与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)技术不同点对运营的影响、核电运营管理体系的特点。给出了DNMC在AP1000技术上可能采用的运营管理模式,认为AP1000应该纳入专业化运营的范围。

SA738 Gr.B焊接工艺研究

结合ASME焊接标准和先进压水堆钢制安全壳设计技术要求,对某大型先进压水堆核电站钢制安全壳用SA738 Gr.B钢板进行了热处理工艺条件下和非热处理条件下的焊接工艺性能试验研究。试验证明,采用的焊材、焊接工艺参数及焊后热处理工艺能够满足SA738 Gr.B钢板的焊接成型技术要求。

先进安注箱试验研究

先进安注箱与传统安注箱相比,可在安注的不同时期根据堆芯冷却需要自动转换安注流量,提高冷却液利用效率,同时可简化安注系统,节约建造成本。为获得所设计的先进安注箱水力学特性,在基于模化相似理论设计的先进安注箱试验回路上开展水力学试验研究,最终获得了箱体安注过程中安注流量、压力、液位、介质温度和水力学部件流阻系数等参数的变化规律。结果表明,本研究所针对的先进安注箱试验本体可实现安注流量的自动转换功能,且大小流量比在3.5∶1左右,安注总时间可达250s,与同类设备的安注性能指标相比具有一定的先进性。本试验结果不仅验证了先进安注箱结构设计的合理性,还可为反应堆安全分析提供输入性数据。

先进压水堆 AP-600述评

本文评述了 AP-600的开发目标、设计特点、经济效益和发展前景。AP-600是目前世界上正在开发的90年代中型先进压水堆的典范。

先进压水堆核电厂多样性驱动系统需求分析结构

核电厂数字化应用需应对软件可能的共因失效所带来的问题。多样性驱动系统（DAS）用于数字化保护系统软件共因失效（CCF）时缓解和抵御核电厂发生设计基准事件的后果。本研究在核电厂纵深防御与多样性原则的指导下，对先进压水堆核电厂的多样性驱动系统需求进行分析研究，阐明了先进压水堆核电厂多样性驱动系统的设计特性、过程、依据、方法及系统结构。

安全壳卸压排放过程模化分析

针对大型非能动先进压水堆安全壳卸压排放过程中涉及的重要热工现象,采用系统性的关键现象识别及重要性分析方法,得到了大型非能动先进压水堆卸压排放过程中的现象过程识别与排序表(PIRT)。结果表明:排放管线及鼓泡器中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为临界和摩擦流、两相压降、几何尺寸及流动状态;乏燃料水池中对安全壳卸压排放过程影响程度较高的现象为冷凝、传热、几何尺寸、流体混合、不凝性气体及热分层。利用关键现象识别及重要性分析结果与现有缩放实验台架的搭建经验及研究结果,得到了安全壳卸压排放过程验证性试验装置搭建中应该遵循的相似准则,从而为安全壳卸压排放验证性试验装置的搭建提供设计基础和理论依据。

大型先进压水堆ADS-4夹带试验研究

针对大型先进压水堆的ADS-4夹带现象,按照实际比例1∶1搭建了全尺寸ADS-4试验台架(FATE),在不同工况下进行了多组夹带试验。将试验数据与不同模型的结果进行对比,并将试验数据进行拟合,得到夹带起始的模型关系式。试验结果显示:拟真实工况与纯水工况的现象较相似,支管弗劳德数随夹带起始气腔高度的增加而增加;在不同工况的组合中均出现了回滞现象;由于黏性和表面张力的作用,拟真实工况的夹带起始相比纯水工况更难发生。无论是纯水工况、硼酸工况还是杂质工况,除少部分试验数据外,大部分稳态夹带率的试验数据与Welter模型存在较大差异,相对误差均大于20%。

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。