基于CAS法的核电工程异形水箱分布质量计算模型

对于形状复杂的大型核电工程储液结构,Housner弹簧-质量模型适用性较差,基于有限元法的流-固耦合数值分析模型复杂、计算和存储量大,难以满足工程设计要求。该文基于声学-结构耦合法(CAS)提出了一种兼顾精度和效率的分布质量模型,通过理论推导从CAS计算结果中剥离得到的器壁动水压强脉冲分量,进而提出器壁单元各节点位置的分布式脉冲附加质量计算公式,精确地考虑了储液容器的形状对液体晃动的影响,同时实现了流-固耦合分析的解耦,有效解决了复杂大型核电工程储液结构的动力分析的难题。以矩形刚性水箱为例,将该文模型的结果与Housner分布模型比较,验证了该模型的合理性和可靠性。针对顶部具有复杂形状水箱的AP1000安全壳结构进行地震动分析,将该文模型与精细的流-固耦合模型进行比较,结果显示:两种模型计算结果吻合性好,该文模型前处理简便且在计算时间效率具有明显优势。该文模型可为核电工程考虑结构-地基、流-固耦合的多因素耦合高效分析奠定基础。

核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数分析及实验研究

针对某压水型核电厂新研发蒸汽发生器的传热管,采用ASME BPVC-Ⅲ推荐的半经验公式及相应参数取值,计算得到了悬臂传热管在空泡份额为0%(单相水)、10%、20%、50%、80%、90%下的流弹失稳临界流速。同时,设计开展了悬臂传热管阵在各空泡份额下的流致振动实验,测得了传热管流弹失稳临界流速、动水中的振动阻尼比及固有频率等关键参数。实验中测得的振动阻尼比主要包含了两相阻尼与粘滞阻尼,随空泡份额的变化而变化,范围为1.51%~3.98%,考虑测量不确定度后,该值可用于本文所述蒸汽发生器设计,且具有一定的保守性。分析结果表明,规范推荐的公式及参数计算所得传热管流弹失稳临界流速和实验结果趋势相同、规律一致,前者较后者有较大的保守性,安全系数在1.5以上;采用实验测得的阻尼比及固有频率重新计算得到的临界流速安全系数有所下降,但仍高于1.1。通过实验和分析,讨论了文中所述新研发核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数取值及分析方法的合理性与保守性,可用于工程产品的设计及分析。

核电建设工程提升安全性能的数字设计和关键场景应用分析——以太平岭核电建设工程为例

核能作为重要的非化石能源形式,在我国能源绿色低碳发展和能源结构转型中占据重要地位,发展核电是构建多元化清洁能源体系、保障国家能源安全和应对气候变化的重要举措,有助于实现我国碳达峰、碳中和目标。核电建设工程的数字化,有助于提升核电生产和运营的安全性,促进核电发展。核电厂由核岛、常规岛和电厂辅助设施组成。其中,核岛主要由反应堆厂房、安全厂房A。

核电厂自然通风条件下横向多层电缆火灾实验及其烟气层温度预测模型验证

核电厂内电缆火灾分析是核安全分析重要内容。核电厂内横向多层电缆火灾,即多个电缆桥架在横向方向同时燃烧具有一定特殊性。本文针对核电厂内自然通风条件下的横向多层电缆燃烧热烟气层温度的预测,进行了横向三层电缆桥架电缆燃烧实验及重复实验。基于室内中心处纵向温度分布,自然通风条件下电缆燃烧形成的室内热环境可以分为三层,即上热烟气层,下冷空气层以及中间的过渡区域。根据实验数据对MQH公式应用于自然通风条件下的横向多层电缆桥架火灾热烟气层预测的可靠性进行验证。通过比较模型预测温度与实测热烟气层温度,可以看出MQH模型可以精确预测烟气层最高温度,其相对误差为1%。但是,由于该模型没有考虑烟气层的扩散时间,以及热烟气与墙壁和顶棚之间的热传递时间,其全局误差达到25.2%。

核电厂设备闸门法兰密封结构对密封性能影响的研究

设备闸门贯穿核电厂反应堆安全壳,是安全壳承压边界的重要组成部分。为确保连接处的密封性能,设备闸门封头与预埋贯穿筒节间的连接采用法兰密封连接结构。对于法兰密封连接结构,密封圈和密封槽的匹配性设计尤为重要。采用试验的方法对设计的6套双道密封圈法兰密封结构进行密封性能试验验证,结果表明单沟槽双道O形密封的双道密封圈法兰密封结构密封性能综合评价最高,采用该结构方案可有效确保核电厂设备闸门封头法兰与预埋贯穿筒节法兰间的密封连接结构的密封性和安全性,为核电站的安全、可靠运行提供技术保障。

某核电厂汽轮机中压调节阀故障研究与处理

为了妥善自主处理某核电厂汽轮机中压调节阀故障及查找原因,系统性梳理与分析了同类机组运行经验及当前机组的阀门改进项。采用现场试验的方法,分析故障机组阀门的试验数据,确认了液压油质、比例阀控制为非致因因素;分析在近期大修商运机组的新旧比例阀性能比对试验的数据,进一步确认了新比例阀在该机组上的工作性能弱于旧比例阀。通过分析在调试机组接入比例阀接口装置测量得到的压降数据和尝试调整减压阀定值,可复现与消除故障。结果证明了减压阀定值设定不当是导致阀门故障的原因。该研究为后序机组阀门故障处理提供了借鉴。

核电站高能管道冲击过程数值模拟研究

为了研究管道断裂工况下甩击管道对靶物管道的冲击作用,本文采用有限元软件ABAQUS分析了各种结构参数对靶物管道变形的影响。考虑几何非线性、材料非线性和接触非线性建立了数值模型;通过与试验进行对比分析,数值结果与试验结果偏差为3.5%,验证了模型的有效性;选取核电厂典型材料和结构参数,采用数值模拟方法研究了甩击角度、约束方式、径厚比对靶物管道变形的影响。结果表明:靶物管道的变形包括压缩和弯曲2种模式,且压缩和弯曲是相互作用的;甩击角度主要影响靶物管道的压缩变形,对弯曲变形影响较小,靶物管道变形随甩击角度的增加而变大,正交甩击时变形最大;约束方式主要影响靶物管道的弯曲变形,对压缩变形不敏感,且轴向无约束时变形最大;随着径厚比的增加,靶物管道变形越大,冲击截面的直径变化量与应变随时间的变化趋势一致。

核电工程调试防人因失误管理实践

核电工程建设包括设计、采购、施工、调试四个阶段,调试在整个工程建设中起着“后墙不倒”的作用。在核电工程建设尤其是调试阶段减少人因失误显得尤为重要。中广核工程有限公司通过引进、消化、吸收、推广世界先进的防人因失误理念和工具,在核电工程调试板块试点并实现全员学习与实践。核电工程调试整体人因绩效水平由培训前的1.5星提高到培训后的4星,调试人因失误事件数也大幅度下降。鉴于在核电工程调试试点取得的成功,中广核工程有限公司在全公司范围内进行了推广,为实现“安全零重伤、质量零缺陷、行为零违规”的目标奠定了基础。

核电厂安全级光缆鉴定内容研究

针对核电厂特殊环境下应用的安全级光缆,开展安全级光缆鉴定内容及参考标准的研究,并建立安全级光缆的鉴定标准体系。根据安全级光缆在核电站应用的环境条件、功能要求,分析光缆与电缆的在结构和功能上的差异性、光缆自身光学特性,确定核电厂安全级光缆的鉴定内容、鉴定要求或规范,并建立核电厂安全级光缆鉴定标准体系。该鉴定标准体系可指导安全级光缆设计、选型、制造及鉴定活动,促进光缆设计、制造和采购的标准化。

基于计算实验的核应急撤离预测平行系统设计

核电厂的核事故及其周边人员的应急撤离预测是一个极其复杂的过程,具有典型复杂系统的特征。为有效开展核电厂周边居民核应急撤离能力及相关技术研究,提出了基于计算实验的核应急撤离预测平行系统设计。通过对核电厂周边居民、社会和交通环境特征分析,设计了基于计算实验的、可以定性定量分析的多情景下的人工系统。构建基于Mixed Logit的核应急撤离预测效用模型,实现对多情景变量系数的标定和优化。通过计算实验模型分析可有效发现影响核应急疏散效用的主要因素,帮助解决核事故下核电厂周边居民应急撤离的复杂需求和状态关系问题,为核电厂应急撤离和预测能力研究提供新的方向。

Cs和I在某拟建核电厂液态流出物长距离排放管线周围土壤中的扩散行为

裂变产物^(137)Cs和129/^(131)I是液态流出物中重点关注的核素,其产额高、迁移能力强,具有生物有效性,是核设施辐射环境安全评价的重要指标。本文以某拟建核电厂液态流出物长距离排放管线下方浅层土壤及模拟地下水为实验材料,采用稳定同位素(^(133)Cs和^(127)I)替代开展贯穿扩散实验,通过自定义软件Pycharm对扩散数据进行拟合。结果表明,不同采样点的浅层土壤通过吸附作用阻滞Cs^(+)扩散,Cs^(+)的有效扩散系数为3.87×10^(-11)~4.31×10^(-11)m^(2)/s;而对于阴离子I^(-),其所有采样点的固液分配系数K d均趋近于0(1.75×10^(-4)~2.72×10^(-7)L/g)、有效扩散系数为1.97×10^(-11)~2.61×10^(-11)m^(2)/s,表明弱吸附核素^(129/131)I难以被土壤阻滞,易迁移至地下水中。由于采样点土壤的主要成分均为石英、斜长石、钙长石,因此土壤表面电荷是影响Cs^(+)和I^(-)在该区域扩散的主控因素。

核电厂外部水淹裕量评估研究及应用

外部水淹可导致核电厂运行事件甚至事故,核电厂应设防外部水淹并提供适当的设计裕量,以应对超设计基准外部水淹场景。目前核电厂外部水淹裕量的评估,在国内外有一定的初步分析工作或探索,但尚无成熟统一的方法。本文基于国内外的调研成果及工程实践,开发了一套适用于工程项目的核电厂外部水淹裕量评估方法,该方法以机组达到并维持安全状态为目标确定核电厂外部水淹裕量,识别外部水淹防护设计的薄弱项并提出对应的改进措施。通过对某核电厂开展外部水淹裕量的评估,论证了该方法的有效性。本研究成果可为在役改造或新建核电厂外部水淹裕量的评估提供借鉴意义。

压水堆核电厂燃料包壳破损判断准则研究

燃料包壳为压水堆核电厂放射性包容的第一道屏障。因燃料包壳破损的发生不可避免且其对核安全的影响显著,燃料包壳破损诊断是压水堆核电厂必备的技术。分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题,提出了根据一回路冷却剂中放化指标判断压水堆核电厂燃料包壳是否发生破损的系列判断准则,并对可能影响诊断结果的因素进行了探讨。基于国内在役核电厂实际的运行数据对判断准则进行了测试,测试结果表明,提出的燃料包壳破损判断准则可准确地诊断燃料包壳破损的发生,且有更广泛的适用性。

典型事故工况下压水堆核电厂内工作人员辐射风险分析方法研究

基于概率论和确定论分析方法建立了事故工况下场内工作人员辐射剂量控制的体系。针对典型三代压水堆核电厂,建立了事故工况下场内工作人员辐射风险分析的方法论,并采用典型事故进行验证。验证结果表明,对于选取的堆外放射性系统相关典型事故,建立的辐射风险控制体系和分析方法可很好地评估并控制事故工况下场内工作人员的辐射风险。该方法可进一步扩展至堆芯相关事故以及其他堆外放射性系统相关事故,从而提升压水堆核电厂辐射防护最优化水平。

美国在役核电厂安全壳钢衬里锈蚀及修复技术研究进展

通过美国混凝土安全壳钢衬里锈蚀的一些典型案例说明了钢衬里的锈蚀特征,论述了钢衬里的锈蚀机理,介绍了国外学者对钢衬里锈蚀后力学性能变化、钢衬里局部锈蚀对安全壳完整性和易损性的影响进行的研究,最后论述了钢衬里锈蚀检测和修复技术。分析表明,安全壳钢衬里锈蚀包括由涂层失效引起的钢衬里内表面锈蚀和安全壳混凝土中的异物吸水导致的外表面锈蚀;钢衬里锈蚀对其强度影响不大,极限拉应变有较大程度的降低;钢衬里锈蚀深度小于原截面厚度的50%时,锈蚀对安全壳的完整性和易损性影响不大;当钢衬里锈蚀深度大于原截面厚度的50%时,锈蚀对安全壳的完整性和易损性将会产生较大影响。

氚在某拟建核电厂长距离排放管线地下土壤-水中的扩散行为和迁移模拟研究

了解关键放射性核素3 H在某拟建核电厂长距离排放管线地下土壤-水中的迁移行为,可为3 H的监测方案和事故工况应急预案提供科学支持和数据支撑。采用贯穿扩散法研究了3 H在某拟建核电厂长距离排放管线地下土壤-水中的扩散行为,分析了不同压实密度对3 H有效扩散系数(De)的影响,并将获取的有效扩散系数作为溶质运移模型的输入参数,通过Visual MODFLOW软件对模拟区域进行水文建模和溶质运移预测,模拟30 d到10 a期间3 H在区域内地下水中的迁移。结果表明:在土壤压实密度介于2000~2400 kg·m^(-3)之间时,3 H的有效扩散系数介于1.48×10^(-11)~2.83×10^(-11 )m^(2)·s^(-1)之间,在地下水中迁移扩散范围不超过200 m^(2),且3 H污染物中心β活度浓度始终低于1 Bq·L^(-1),符合我国各类规章和标准限值。

压水堆核电厂一回路注锌浓度控制分析

一回路注锌技术能够降低堆外辐射,减轻一回路材料腐蚀。然而目前国内核电站注锌技术的应用较少,设计经验较为匮乏。基于此,对一回路注锌技术实施风险的关键因素注锌浓度进行了研究,基于某三代堆技术方案特点,对注锌过程中可能出现的锌浓度变化情况进行了计算分析。

核电厂一回路冷却剂过滤器智能监测方法

运行经验表明,一回路冷却剂过滤器经常出现非计划性的性能下降,导致化学与容积控制系统(RCV)及机组正常运行受到影响。本文通过分析多个核电厂过滤器运行数据,提出一回路冷却剂过滤器更换智能监测方法,通过该方法可进一步建立智能诊断系统,提前预警或干预可能的失效,提升机组的智能化水平,保障核电厂运行经济性。

命名数据网络混合加密方法在核电安全的应用研究

核电厂的网络安全关乎核安全。在核电安全中,为了摆脱传统IP网络的限制,开始使用命名数据网络(NDN)。由于NDN的纯文本语义内容名称和网内缓存的普遍存在,使得其安全保护成为一个关键问题。结合核电企业自身网络架构特点,提出了面向NDN的混合加密安全保护方案,以保证内容提供者的合法性。使用混合加密算法对内容名和数据进行加密;其中的控制器利用其集中控制能力来进行边缘路由器身份验证、加密密钥分发和管理。只允许边缘路由器验证来自合法内容提供商的内容,并预防来自攻击者的网络攻击。理论分析和实验结果表明,该方案对核电安全保护是行之有效的。

核电厂通信系统人因工程设计研究

在核电厂通信系统设计过程中考虑人因工程,可减少通信系统运维与使用过程中的人因失误,从而保障通信服务的可用性与可靠性。通信系统人因工程设计研究以核电厂通信系统的架构为切入点,从系统主设备、配线设备以及终端设备三个层面梳理归纳了工程设计应考虑的人因要素。结合核电厂通信系统的设计特点,细分为九个不同的人因工程设计维度。围绕各维度开展研究分析。基于相关研究提出核电厂通信系统人因工程设计应考虑的具体要求,包括主设备在运维操作空间、工作微气候环境及照明条件方面的人因设计要求;通信配线设备对于运维操作空间、安装高度及照明条件的人因设计要求;通信终端设备关于布置、标志及抗噪方面的人因设计要求。相关人因设计要求已在核电厂工程实践中得到应用。