核反应堆物理计算数据同化研究进展

为了更全面深刻地认识用于核反应堆物理计算中的数据同化理论,介绍了数据同化在反应堆物理领域的两大应用方向,即最佳参数估计和物理场重构。详细分析了基于模型降阶的数据同化理论,包括模型降阶理论基础和基于本征正交分解的模型降阶;分别介绍了广义经验插值法和稳定格式本征正交分解,并给出了部分数值结果。讨论了反应堆物理领域中开展不确定度分析和量化的相关工作进展。此外,为了进一步确保数据同化结果的精度和可靠性,强调了不确定度分析的重要性并对其进行介绍。分析表明:基于模型降阶的数据同化方法具有计算效率高、精度高的优点,是核工程领域数据同化的新兴发展方向。

基于“全局-局部”搜索的核反应堆运行孪生反问题求解

反应堆运行孪生在反应堆运行过程中为反应堆提供实时的参数和物理场估计,为后续相关安全参数计算提供输入。反问题求解是反应堆运行孪生的核心模块,是确保运行孪生参数和物理场估计的实时性和准确性的关键。当前的运行孪生反问题求解方法依赖于初始参数的估计,其估计精度直接决定数字孪生的精度。为了提高运行孪生反问题求解精度和计算效率,本文提出了“全局-局部”搜索(GLS)的反问题求解方法。对基于华龙一号构建的反应堆运行孪生进行了测试,考察了观测量无噪声和有噪声时反问题求解的精度和计算效率。结果表明,此方法可为反应堆运行孪生提供实时准确的参数和物理场估计,为工程实践打下了基础。

新型核反应堆用氢化慢化材料关键性能概述

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活等优点。同时金属氢化物与纯水和液态氢气相比具有同等甚至更高的氢原子浓度,其慢化性能更优越。因此,成为高温慢化材料的重点研发对象。本文概述了氢化钇的关键性能,同时与氢化锆进行了简要对比。相比氢化锆,氢化钇具有高温稳定性好、导热性高、热膨胀率不存在相变和适用的温度更高的优点,可满足高温的堆芯设计要求,在新型紧凑型反应堆技术中表现出较大的应用潜力。

基于核反应堆功率调节系统先进控制策略研究

功率调节系统是核反应堆的重要控制系统之一,对保证反应堆核安全和稳定运行起着极其重要的作用。因此,反应堆功率控制器需要具有较快的响应速度以及较小的参数超调量。对于核反应堆这样高复杂度、时变非线性的对象,现有功率调节系统的PID反馈方法难以取得优良的控制效果,需要更多先进控制策略来实现瞬态运行过程中系统参数的低超调以及较高的负荷跟踪能力。文章研究了国内外具有较强应用经验的先进控制策略,应用于核反应堆系统中均可以一定程度上优化其控制性能,后续可以根据实际模型选择相应的控制策略,实现核功率等参数的精准控制。

核反应堆压力容器低合金钢与奥氏体不锈钢异种金属焊接研究现状

核电反应堆压力容器是核电站的核心设备之一,其安全性和可靠性对核电站的运行至关重要。在压力容器的制造中,涉及到低合金钢与奥氏体不锈钢的异种金属焊接。针对该异种金属焊接接头存在的组织不均匀性、元素扩散、应力腐蚀裂纹等问题,从焊接填充材料的选择和优化、可能应用的焊接方法、焊后热处理及工艺控制等方向探讨了解决措施与发展方向。为提高此类接头质量和可靠性的研究提供参考,从而确保核电站的安全运行。

核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。

用于反应堆启动的Am-Be中子源物理特性研究

利用蒙特卡罗程序对采用合金法制备的Am-Be中子源辐照前中子源强能谱、伴生γ放射性等物理特性及其在堆内辐照过程中的变化情况进行了分析,评估了其作为压水型核电反应堆启动中子源的可行性。分析表明:合金法制作的单个Am-Be中子源(源活性区尺寸φ3.4 mm×236 mm,密度为4 g·cm^(-3))中子发射率可达3.34×10^(7)s^(-1),该源的源强虽低于核电厂反应堆常用的启动中子源,但多个Am-Be中子源叠加也可满足应用要求。Am-Be中子源在堆芯辐照过程中,由于产生的^(242)Cm等核素的影响,总中子源强高于其初始源强,保证其长期起到启动中子源作用。另外,Am-Be中子源具有较高的γ源强,在制造、运输与安装过程中需要考虑辐射防护问题。

基于模型定义技术的动力系统全三维设计信息管理研究

模型定义技术凭借其单一数据源定义、全流程三维传递等优点,大大缩短项目周期,降低项目成本,已经成为国际上航空领域成熟应用的三维数字化设计技术。对现有船用领域动力系统全三维设计中存在的建模技术落后、数字化程度偏低等问题进行梳理,聚焦模型信息难以表达和提取、视图表达不清晰、出图流程复杂等主要问题。根据模型定义技术单一数据源的设计理念,采用CREO平台,通过建立设计信息提取方法和获取流程,达到了模型设计信息快速提取的目的,为设计信息的一键输出奠定基础;通过建立视图管理机制,达到了对模型注释信息控制的目的,解决了视图表达不清晰、信息表达干涉重叠的问题;通过建立零修改二维出图设计流程,达到了三维模型直接出二维图的目的,解决了出图流程复杂、工作量大的问题。通过设计信息提取、全三维标注、多视图管理、零修改二维出图等技术开展动力系统全三维设计信息管理研究,解决了影响三维数字化设计进展的主要问题,提升了船用领域动力系统三维数字化设计程度。

核反应堆仪控系统软件验证与确认过程研究

仪控系统通过软件程序和硬件设备对核反应堆进行监测、运行以及安全保护,对核安全具有重要作用。为保证仪控系统中软件的安全性、可靠性,需要在软件生命周期过程中,开展验证与确认工作。论述了在核反应堆仪控系统软件开发过程中需要定义的验证与确认阶段,对每个阶段验证与确认的活动、输入、输出进行定义,以指导软件验证与确认工作的有效实施。

福清核电厂5^(#)、6^(#)机组反应堆保护系统的设计

反应堆保护系统是核电厂应对预期运行事件或设计基准事故而设置的重要安全级仪控系统。为满足“华龙一号”三代核电高安全性目标的设计要求,需要对反应堆保护系统的功能性能进行提升。以“华龙一号”示范工程福清核电厂5#、6#机组为研究对象,通过充分考虑保护系统设计准则要求并基于事故分析结论,提出了更具高可靠性和全面保护功能特征的反应堆保护系统设计方案。详细介绍了系统自动保护功能的设计、系统结构设计以及系统健康管理等内容,并对系统拒动率进行了定量分析。分析结果表明,系统总体拒动率不高于5.0×10^(-7)/指令,达到了国际主流三代核电的可靠性水平。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。

基于NASPIC的反应堆保护系统数字化旁通设计研究

旁通是对反应堆保护系统进行维修和试验的重要手段,可在反应堆正常运行的情况下,根据实际需求将通道或重要仪表参数退出运行,以支持定期试验、设备维修、仪表校验等应用场景。目前,华龙一号核电厂反应堆保护系统设计为拨动开关发出旁通指令的开关量,由硬接线采集后,对应的信号质量位变为坏点,涉及的停堆和专设驱动逻辑退化。由于硬接线旁通信号数量庞大,不仅占据设备安装空间和信号通道,还存在维护不便等诸多问题。基于NASPIC平台的设备特性,充分发挥数字化系统的优势,提出一种全新的数字化旁通设计方案,不仅简化了设计、制造、维护的难度,节约了机柜安装空间,还提高了设备的集成度,对于后续华龙一号核电厂批量建设具有重要的借鉴意义。

反应堆系统遇水下爆炸载荷环境与关键设备陆地冲击试验载荷匹配研究

船用反应堆系统的抗冲击性能是决定核安全的重要设计维度。在核安全审评活动中,对反应堆系统抗冲击的主要关注点有两项:能够表征实际条件下平台遭遇水下爆炸时反应堆系统与设备的冲击设计载荷;抗冲击的设计载荷与根据陆上抗冲击试验载荷的匹配问题。本文从上述两个问题出发,首先建立了反应堆系统遇水下爆炸冲击环境预报的计算手段,开发了基于国产有限元平台的载荷预报程序并进行了缩比模型的试验验证。应用该程序,对某型反应堆系统在考虑舱体、基座、筏架、重型设备耦合作用情况下的冲击载荷传递机理进行了仿真,获得了反应堆系统关键设备接口位置的冲击设计环境。此外,本文建立了中型摆锤冲击机的虚拟试验模型并进行了台架试验验证。应用虚拟试验技术对燃料组件设计-试验载荷环境匹配性进行研究,得到了能够匹配燃料组件设计载荷环境下的陆地冲击机试验参数设置。本文所述研究成果统一了核级设备抗冲击设计和试验的载荷环境,为后续产品研制中充分考虑实际条件下的冲击载荷提供了技术支撑。

核电仪控系统测试用例优先级技术研究

冗余通道设计是反应堆安全级仪控系统提高可靠性的一种常用技术手段。在安全级仪控系统测试工作中,测试阶段通常面临着交货节点的压力,会导致测试时间十分紧迫。为提升测试效率,提出了一种测试执行优化方案,建立了以异常检测率、严重异常检测能力和代码覆盖率为影响因素的优先级计算方法,根据不同测试目标调整各影响因素权重。以缺陷检测加权百分比(APFD)这一测试指标定量描述测试执行效果,验证了测试用例优先级方法的有效性。所述方案在回归测试以及仪控系统冗余通道测试中具有良好的应用前景。

模块化小型核反应堆自动卸压系统分析研究

模块化小型核反应堆(SMR)与传统大型压水堆在结构上存在很大差异,导致两者的严重事故进程存在较大差异。因此本文结合SMR自身设计特点,建立反应堆严重事故分析模型,对SMR的典型事故瞬态进行模拟计算,并对严重事故进程、热工水力现象和系统安全进行研究。在此基础上提出了SMR自动卸压系统优化改进方案,通过对自动卸压系统各级卸压管线的位置和阀门有效面积进行深入研究,并对相关参数进行敏感性分析,提出符合反应堆自身特点的卸压阀门有效面积的优化设计方案,为小型核反应堆的严重事故预防和缓解提供有效的依据和参考。

反应堆直接安注结构优化及三维流动仿真研究

安注结构对于压水堆一回路的压力边界失效时防止堆芯将因为持续的发热而“蒸干”有着重要作用。为此,本文通过对安注结构进行建模仿真计算,分析安注结构对于流动的影响,并基于代理模型进行多目标优化,得出文丘里形式的直接安注结构安注管有两个作用。一是节流作用,防止反应堆内的流体倒流,二是与挡流板配合使用,防止安注冷水在大流量时冲到吊篮组件上。通过优化使导流板两侧流动顺畅,导流板两侧压力分布接近,都较为均匀,优化后的导流板受力降低,优化的效果较为明显。

核电厂反应堆保护系统可靠性分配研究

为实现对可靠性指标的合理分配,以典型反应堆保护系统结构为研究对象,并基于通用共因失效数据和类似设备经验数据,提出了一种可操作性强的反应堆保护系统可靠性分配方法。详细介绍了可靠性分配流程,并进行实例推导。该研究成果可为后续核电厂的反应堆保护系统设计或优化提供借鉴。

反应堆多物理场耦合计算中的不确定性研究概述

核反应堆是一个由粒子场、温度场、流体场、应力场等多个物理过程相互紧密耦合的系统,先进核反应堆数值模拟需要解决多尺度、大规模、多物理场耦合问题。近年来,随着计算机技术和现代数值仿真技术的进步,使得通过多物理场、多尺度等耦合框架实现对反应堆综合性能的大规模数值模拟成为可能,数值反应堆乃至反应堆数字孪生系统成为数值模拟的总体目标。随着最佳估算加不确定性分析方法的推广,不确定性分析成为核反应堆设计和安全分析的重要组成部分。相比起针对单一程序或单一物理场的不确定性分析,对于多物理场耦合计算的不确定性分析则更为复杂,除了各个物理场模拟本身的不确定性外,还必须考虑程序耦合过程中引入的不确定性,该方面的研究尚不够深入。本文从单物理场计算程序的不确定性源及其分析方法出发,对目前已开展的耦合程序计算不确定性分析相关工作进行了总结和阐述,并对多物理场耦合计算中的混合不确定性研究进行了初步分析。

反应堆中子倍增特性分析及标定技术研究

针对反应堆用核测量仪表的反应堆周期测量标定问题,从理论推导和实堆数据验证两方面研究了反应堆中子倍增特性,并确定了使用指数变化规律的信号可以表征反应堆中子注量率随时间的变化特性。为全面标定核测量仪表的反应堆周期测量性能,结合中子探测器输出信号微弱的特点,提出了基于数字技术实现反应堆周期信号模拟的方案。方案包括硬件和软件两方面,识别了关键问题,并设计解决了高精度定时和微弱信号输出问题。同时,研究了仪表的标定方法并按方法对反应堆周期信号输出的性能进行测试。在反应堆周期值为2 s~999 s的范围内,选取7个反应堆周期值进行测试,测试偏差绝对值的最大值为0.45%。

核反应堆反应性测量技术研究

反应性仪用于监测核电站反应堆物理启动、调试、临界运行等工况下的反应性状态,是确保反应堆安全运行的重要设备。本文介绍了一种基于逆动态理论的数字化反应性仪,主要由信号调理器和数据处理器两个部分构成。利用周期信号仪测试该反应性仪的反应性测量精度,并利用该设备在反应堆上开展动态刻棒试验测量控制棒的反应性微分价值。通过测试,该反应性仪能够满足反应堆反应性监测要求,可快速测量控制棒反应性价值,对于提升核电站安全性、可靠性、经济型具有重要价值。

核反应堆堆内构件用304H奥氏体不锈钢敏化非腐蚀条件下的性能研究

介绍了压水型反应堆堆内构件常用的各种奥氏体不锈钢牌号,包括化学成分和力学性能差异。结合压水型反应堆堆内构件用材料的性能要求,分析了304H奥氏体不锈钢在敏化条件下的碳化铬Cr23C6在晶界的析出形态以及各种腐蚀介质对304H不锈钢性能的影响。研究了304H不锈钢在敏化非腐蚀条件下的力学性能。结果表明,敏化后的304H不锈钢,力学性能有一定程度的下降。