党建与科研深融共促路径探析——以中广核研究院有限公司为例

中广核研究院有限公司作为中国广核集团科技创新主力军,始终坚持以习近平新时代中国特色社会主义思想为指导,深入贯彻新时代党的建设总要求,不断推进党建与科研“双融双促”,在实现科研攻坚、深化改革中不断深化党的建设,同步探索深化科研和党建融合的有效路径和方法。

基于一步法的重反射层反应堆启动物理试验控制棒价值校核计算研究

由于重反射层可减低中子泄漏从而提升中子经济性,因此某些大型先进压水堆采用重反射层减少临界尺寸来优化空间布局。由于重反射层与以往常用的围板水反射层差异较大,采用传统的两步法物理计算程序获得重反射层反应堆的精确中子学参数存在一定的难度,因此使用先进的一步法物理计算程序对重反射层反应堆启动物理试验控制棒价值展开了计算,计算结果表明,确定论一步法程序NECP-X计算结果与蒙特卡罗参考值吻合良好。

核电厂汽动辅助给水泵转速调节系统鲁棒性提升研究

某核电厂二期工程采用了国产化核级汽动辅助给水泵,调试过程中屡次发生给水泵启动时间超标、启动后转速无法稳定、启动过程中超速跳闸事件。对汽动辅助给水泵调速系统进行了建模及分析,研究了电子调速器、电气转换器、气动定位器、气动增速器等部件的工作特性,分析并通过试验比较了不同流量系数的气动增速器对气动执行机构动态响应特性的影响。采用更换小流量系数气动增速器和调速器参数优化的方法,提升了汽动辅助给水泵调速系统的鲁棒性,解决了给水泵启动失败的问题。该研究的过程和成果可作为国产核级汽动辅助给水泵调速系统的设计参考,对于气动执行机构有关的控制系统参数优化、鲁棒性提升等其他同类问题的处理也有重要的指导意义。

压水堆核电厂燃料棒破损诊断分析研究

燃料棒是核电厂包容放射性物质的第一道屏障。燃料棒破损会导致冷却剂裂变产物活度升高,严重时机组须在数小时内后撤到停堆。通过取样监测的冷却剂放射化学数据可以一定程度上反映堆芯内装载燃料棒的破损情况。本研究介绍了压水堆核电厂功率运行期间冷却剂内裂变产物的来源,分析了裂变产物通过反冲和扩散方式的产生机理,通过求解迁移方程得到稳态情况下裂变产物活度的解析解。基于最小二乘法对反冲释放和扩散释放的裂变产物释放产生比进行解谱,建立了诊断压水堆燃料棒破损时间、破口程度、锕系核素泄漏、燃耗和燃料批次的定量分析模型。采用某百万千瓦压水堆运行中发生二次氢化的燃料循环的冷却剂裂变产物监测数据进行了验证,理论模型的分析结果也与机组停堆后啜漏检查和热室检查结果相符。

CPR1000核电厂工业供汽的反应堆和供汽回路协同控制研究

工业供汽是核能综合利用的一种主要方式,反应堆与供汽回路的协同控制是核电厂实现工业供汽的关键。本文提出了一种协同控制方案:优化反应堆控制系统(RRC)堆机接口信号的匹配程度,制定供汽回路的控制策略。通过系统程序的数值模拟与计算分析,结果表明:使用合理的反应堆控制系统堆机接口方案和供汽回路控制策略,反应堆控制系统能够应对运行瞬态,核电厂能够保持安全稳定运行。

核电厂安全壳内换料水箱滞留篮拦截效率研究

在核电厂安全壳内换料水箱中,滞留篮和地坑滤网组成了分级碎片拦截系统,保障下游管路的泵在事故工况条件下正常运行。本文介绍了一种滞留篮结构,并对其对杂质碎片的拦截效率进行了试验研究,试验结果表明特定工况条件,滞留篮对碎片的总拦截效率最高可达65.8%。并通过对比分析试验,研究了影响滞留篮碎片拦截效率的因素,为后续优化滞留篮结构提供了方向。

压水堆主泵及液态金属泵转子动力学研究进展

核主泵是核电站的关键设备之一,也是反应堆冷却系统的唯一旋转机械设备,其稳定运转对整个反应堆的正常工作至关重要,因此,针对核反应堆主泵开展转子动力学研究,探究主泵转子部件的模态振型、固有频率和支撑系统的刚度阻尼、液膜厚度十分必要。以国内外有关压水堆主泵及液态金属泵的转子动力学研究为重点,围绕压水堆主泵、钠冷快堆主泵、熔盐堆主泵、铅冷快堆主泵4种核主泵类型,从核主泵及其转子部件的结构特点出发,对现阶段主泵导轴承润滑性能和主泵转子结构固有频率、模态分析、临界转速等转子动力学特性的研究进展进行综述和展望,以期对有关核主泵转子动力学特性的计算分析起到一定的借鉴和指导作用。

核电站蒸汽发生器智能维修机器人设计与研究

蒸汽发生器和稳压器是核电站安全运行的关键设备,国外发生过多起因其缺陷而引发的安全事故。针对常见蒸汽发生器人孔咬死的异常缺陷问题,设计了一种核电站蒸汽发生器人孔咬死螺栓处理的智能维修机器人设备,包括行走单元、姿态调节单元、角度调节单元、镗铣单元、控制系统和视觉单元,并提出一种基于法兰盘螺栓孔图像特征的视觉伺服引导方案。为了实现对核电站用蒸汽发生器人孔咬死螺栓的自动化处理,设计了多自由度调节系统结构,并进行运动学建模,通过极限状态设备稳定分析验证了设备稳定性。为有效定位并贴合咬死螺栓目标,设计了智能定位系统,完成了设备自动调整。现场实验表明:采用该多自由度调节机械结构设计,移动平台重复定位精度可达±1 mm,末端法兰贴合精度可达±1 mm内,设备末端贴合效率为人工效率的3~4倍。

涂层锆合金包壳管切向微动磨损数值预测模型研究

为建立涂层锆合金包壳微动磨损的有限元计算分析模型,预测切向工况下的最大磨损深度,基于包壳-格架的实际几何特征建立了涂层锆合金包壳-刚凸接触系统的有限元模型,采用Archard磨损模型计算磨损量,结合ABAQUS的ALE功能和UMESHMOTION子程序模拟磨损过程。根据微动磨损试验结果分析磨损系数随磨损周次的变化情况,并拟合其函数关系。有限元计算的最大磨损深度和最大深度的位置与试验结果相符,表明所建立的模型可用于涂层锆合金包壳切向微动磨损最大深度的预测。

岩洞处置环境下混合树脂水泥固化体中五类关键核素的长期浸出行为研究

根据国内某核电厂的放射性废树脂水泥固化体组成,制备了含Sr、Cs、Ni、Co、I五类关键模拟核素的混合树脂水泥固化体,对水泥固化体中五类关键核素的长期浸出行为进行了研究,结果表明:在24 h~192 d浸出周期内,浸出液的pH平均值为11.54,核素始终在碱性环境下参与溶浸;电导率呈震荡走高趋势,固化体中持续有组分溶出;五类核素的浸出率和累积浸出分数均满足GB 14569.1-2011《低、中水平放射性废物固化体性能要求—水泥固化体》的相关要求;Cs的浸出率最高,在固化体中的迁移能力最强,I的浸出率最低,比标准值低3个数量级;一维衰变浸出模型能较好地预测核素Co、Cs、Ni的浸出行为;Sr的浸出分别由一维浸出模型和线性浸出模型共同控制,72 d后呈加速浸出态势。

模拟结构用混凝土核废物高温熔融处理研究

核设施退役过程中会产生大量污染或活化的低放射性混凝土核废物,相比于传统的水泥固化,玻璃材料因对放射性元素包容广、化学稳定性优良而被广泛应用于固化处理放射性废物。本文通过高温熔融的方法玻璃固化处理模拟结构用混凝土核废物,在混凝土中添加一定量玻璃添加剂(包括SiO_(2)、B_(2)O_(3)及Na_(2)O,其在玻璃固化体中质量分数分别为~26%、~13%及~6%),于1300℃下将混凝土核废物转化为熔融态玻璃,获得的玻璃固化体化学稳定性满足国际低放废物固化体处置抗浸出标准,同时分析了模拟核素在高温熔融过程中的挥发行为及在固化体中的赋存状况。本研究可为混凝土核废物熔融固化提供基础数据支持。

油气管道非饱和磁化应力检测技术研究

应力集中是在役油气管道损伤、失效的重要原因,为能源的输送安全埋下巨大隐患。为此,提出一种非饱和磁化管道应力检测新方法,分析了非饱和磁化油气管道应力检测机理,推导获得了应力检测等效磁路模型,利用有限元方法探究了屏蔽层对应力响应信号的影响规律,对X52管道钢试件在0~140 MPa范围内进行拉伸应力检测试验,验证了非饱和磁化检测探头对试件应力状态的感知能力。研究结果表明:随磁屏蔽层长度增加,信号畸变度持续增加,但梯度值减小;随磁屏蔽层厚度增加,信号畸变度先增加后减小;拉伸应力与响应信号呈现负相关的线性变化趋势。研制的检测探头对应力状态感知的灵敏度达到18.48 mV/MPa。研究成果可为管道应力集中在线检测探头及装备研制提供参考。

中国专利奖行业获奖状况分析与发展对策研究——以核领域为例

本文以中国专利奖核领域获奖专利为对象,从获奖类型、金奖项目、申请人、产业链分布等角度进行统计分析,揭示了核领域获奖专利的整体概况和特点。以西屋近十年在华授权专利为对标对象,从权利要求数量、文献页数、保护客体和布局区域等角度进一步探讨了提升核工业专利保护价值的方向。研究指出,核领域后续需进一步加强专利保护的国外布局,加大非动力核技术创新,并强化企业在创新中的主导地位。

基于有限元法的核电蓄电池柜抗震分析与评估

为保证核电厂安全运行,须对应用于安全级应急后备直流电源系统的核电厂蓄电池柜进行抗震分析.以某核电厂蓄电池柜为研究对象,建立蓄电池柜的三维模型和有限元分析模型.通过模态分析得出蓄电池柜固有频率和振型,并基于模态分析计算蓄电池柜模型在安全停堆地震(safety shutdown earthquake, SSE)叠加自重荷载作用下的应力响应.蓄电池柜3种梁复合应力值均小于1,挡板结构1次弯曲加薄膜应力值为19.6 MPa,局部最大应力值为22.44 MPa,连接螺栓复合应力值接近0.根据Design and construction rules for mechanical components of PWR nuclear islands(RCC-M规范),评定蓄电池柜的梁复合应力、挡板结构应力、局部最大应力和连接螺栓复合应力相比其许用值均有较大安全裕度.本研究通过对蓄电池柜在地震叠加自重荷载下的应力响应模拟结合RCC-M准则评定蓄电池柜应力响应结果的方法,验证了蓄电池柜设计方案满足核电厂房抗震要求,从而证明了蓄电池柜能够应用于核电厂机电厂房所在楼层,为后续蓄电池柜地震试验提供有效的试验数据参考.

堆内自给能中子探测器信号电流计算方法研究

自给能中子探测器(Self-Powered Neutron Detectors,SPNDs)是核反应堆监测和保护系统的核心设备,其测量到的电流直接反映堆芯功率的大小和分布。探测器绝缘体是影响信号电流计算精度的主要因素,在SPND的研发设计中占有重要地位。为进一步提升SPND信号电流计算方法的精度,本文根据SPND电流产生机理以及绝缘体中固有的空间电场效应,提出了三种不同的中子、光子电流计算方法,并进行了详细的对比验证。结果表明:三种方法计算结果的差异小于1%,显示了相当的精度。此外,以反应堆工程中应用广泛的铑SPND为例,计算结果表明其信号电流主要由中子产生,光子引起的电流一般不超过5%。本文所提出的电流计算方法在反应堆上经过了大量的实验验证,理论和实验结果的差异均小于3%,证明了其有效性和精度。该方法已经应用于中国第三代先进大型压水反应堆——“华龙一号”,并具有通用性。它可用于不同类型自给能探测器的电流分析,也可为其他反应堆(如第四代快中子堆和后续的聚变堆)的堆芯监测系统提供有益的参考。

UN基事故容错高铀密度核燃料芯块研究进展

福岛核事故之后,为了提高轻水堆运行的安全性和经济性,高铀密度核燃料芯块(高铀密度芯块)成为事故容错燃料(ATF)的重要研究内容之一。然而,高铀密度芯块应满足的最基本准则、表征其核心性能的有效指标、研发中需要解决的重要问题等关键性、基础性问题尚未理清。本文从最初作为ATF燃料的U_(3)Si_(2)的研究进展入手,分析高铀密度芯块研发的内在逻辑,总结出最基本准则及其有效表征指标;从UN基高铀密度芯块的研究进展梳理研发的方向和需要解决的关键问题,为高铀密度芯块开展基础研究、性能实验和关键技术攻关提供有益参考。

高压气体双孔浸没射流振荡频率特性研究

在沸水堆或小型堆中一般将抑压水池作为气体排放的热阱以实现安全壳压力的有效控制。基于这一背景,本文在不同过冷度下对高压气体双孔浸没射流振荡主频特性进行了一系列实验研究,其中不凝性气体份额为0.0~0.4,孔间距范围为1.5 d~3 d。实验结果表明,无论是纯蒸汽还是混合气,在双孔射流时两股气羽均表现出向中间汇聚的形态,甚至汇聚到一起形成联合射流,相较单孔射流而言双孔射流气羽尺度增大冷凝时间延长,所以其振荡主频更低。分析射流参数影响发现,纯蒸汽射流振荡主频随过冷度和孔间距的增加而增加。同时本文总结振荡主频影响规律提出了纯蒸汽射流主频的预测关系式,预测精度在-15%~20%之间。混合气体射流时(纯蒸汽+不凝性气体)振荡主频随过冷度和孔间距的增加而增加,与纯蒸汽射流主频变化规律一致。值得注意的是,混合气射流相较纯蒸汽而言振荡主频更低,并且主频随不凝气份额增加而降低。

基于PBR的核电金属材料腐蚀释放模型研究

核电金属材料在高温高压水环境中发生腐蚀,其腐蚀产物将会在堆芯内沉积,并对燃料运行、堆芯反应性及一回路放射性等产生影响。本文基于腐蚀释放动力学理论,结合金属氧化物体积比(Pilling-Bedworth Ratio,PBR)假设,建立了一种核电金属材料腐蚀释放模型,并基于因科镍690的实验数据,对该模型进行了验证。结果表明:该腐蚀释放模型具有科学性及合理性,可定量分析核电金属材料主要的腐蚀释放产物。本文提出的腐蚀释放模型可量化腐蚀产物主要元素,为反应堆腐蚀产物影响分析提供基础要素,对微量元素的量化后续还需做进一步的研究。

磷酸三钠溶解速率研究

磷酸三钠(TSP)是“华龙一号”核电厂(HPR1000)安全注入系统(RIS)中重要的pH缓冲剂,它能够通过降低水环境中氢离子的浓度,使得安全壳中气态碘的释放份额显著下降,对避免放射性核素泄漏,确保核电厂运行人员和周围环境的安全具有重要意义。本研究为了探究磷酸三钠在水溶液中随温度、流量、有效接触面积等参数变化的溶解特性,搭建了高温密闭实验回路,模拟了TSP在安全壳内的多种溶解过程,并利用最小二乘法对实验数据进行回归分析,研究结果可以为“华龙一号”的设计计算和安全分析提供重要参考。

“华龙一号”核电机组硼稀释事故PCI瞬态研究

基于一维核热耦合程序POPLAR对硼瞬态模块开展了反应性验证,验证结果表明程序对于硼稀释过程的核反馈计算准确性较好。在此基础上采用一维核热耦合方法对硼稀释PCI瞬态过程进行了分析。分析中考虑了堆芯初始状态、R棒棒位及超温ΔT保护信号的影响。计算结果表明,在不考虑保护信号的情况下,初始ΔI越负,R棒提出步越大,堆芯的功率畸变程度及线功率密度峰值愈高;若考虑保护信号,则堆芯初始状态对停堆时刻堆芯功率畸变程度及线功率密度峰值影响较小。