基于知识工程的反应堆试验知识管理系统研究

反应堆工程试验是一项复杂的知识密集型系统工程,具有涵盖学科专业类别多,设计试验类型广,模型、数据处理量大等特点,对科研人员有着较高的知识技能门槛要求,而现有的系统不能满足这些特点对科研试验数字化转型创新的迫切需求,在通过梳理现有的试验研发模式存在的问题后,提出从制度体系、协同管理、能力建设三大内容出发的知识工程研发体系建设,具体分析了知识系统应遵循的建设原则、应达到的技术能力、应实现的目标价值,通过推动知识工程体系建设,统筹管理企业内部显隐性知识,利用先进的数字化技术手段将知识智能化、应用化、服务化,让知识流动起来,建成以知识驱动创新发展的科研模式,达到让员工能更高效地获取知识、学习知识,为科研工作不断创造价值的最终目的。

反应堆压力容器下腔室交混特性的数值模拟方法研究

反应堆冷却剂系统蒸汽管道发生破口事故后,硼溶液在反应堆压力容器下腔室的对流交混特性对于反应堆安全分析及事故后缓解与抑制策略制定均有重要作用。本文基于实验结果分析了反应堆压力容器下腔室的交混特性及浓度扩散过程,采用数值模拟方法结合实验数据比较了几种主要模型计算结果的准确性与可靠性。分析结果表明,压力容器下腔室的交混特性呈现出外围扩散特征,温度梯度法与组分输运模型具备描述浓度梯度扩散过程的能力,但在细节分布上仍存在进一步改善与优化的空间。

CAP1400反应堆吊篮与围筒旁通流特性实验研究

对CAP1400反应堆的吊篮与围筒旁通流量进行实验研究,研究了不同直径的围筒底板开孔下旁流腔的阻力特性及对应原型堆堆芯压降下的旁流份额。研究结果表明,当围筒底板开孔直径大于等于1.2倍的最小实验测量直径时,旁流腔的流量份额超过了对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%,其余孔径下旁流腔的流量份额均小于对应原型堆堆芯压降下总流量的0.5%。

小型模块化压水核反应堆堆内构件模态特性研究

小型模块化压水核反应堆的结构形式与常规的压水核反应堆不同.除了吊篮组件以外,还有小型模块化压水核反应堆独有的压紧组件、压紧筒组件和分流环板等结构.为了对小型模块化压水核反应堆堆内构件流致振动行为进行准确的评估,首先应该确定堆内构件在空气和静水中的模态特征.本文以国内自主研发的小型模块化压水核反应堆堆内构件为研究对象,采用ANSYS软件对小型模块化压水核反应堆堆内构件在空气和静水中进行了干模态和湿模态分析,获得了吊篮组件、压紧组件、压紧筒组件以及分流环板在空气和静水中的固有频率及相应的振型,并开展模态试验验证了该分析方法的正确性.该方法可运用到常规压水核反应堆堆内构件的模态分析中.

核反应堆堆芯数字孪生

数字孪生是一种利用信息化技术对物理实体进行数字化描述的方法。通过有机地将虚实信息融合,数字孪生技术可以使用户更好地了解实体、操作实体。推动数字孪生技术在核能领域的研发与应用对提升核能的安全性和经济性具有重要意义。

反应堆物理试验用便携式数字反应性仪的研制

反应堆物理试验中需进行反应性测量,为了测量反应性,研制了基于逆动态法原理的可消除空间效应的便携式数字反应性仪。详细叙述了数字反应性仪的物理模型、硬件设计、软件设计、动态跟踪法和可消除空间效应的落棒法测量模式以及堆上考验试验情况。

数字化反应堆集中数据采集系统研制

通过分析反应堆运行状态的数据对象,并针对反应堆的试验需求,设计基于数字化的集中数据采集与处理系统。该系统综合运用计算机总线、电气隔离、虚拟仪器、LabWindows/CVI平台和Access数据库等技术进行系统的软硬件设计,实现试验过程数据的自动采集记录、故障报警、数据融合分析和远程辐射监控等功能;基于多层构架的软件设计实现运行状态的界面显示和故障查询,提高数据采集的直观性和可靠性。试验证明,本系统运行稳定可靠,数据处理能力强、安全性高,操作简单易维护,提高了反应堆集中数据采集的数字化和自动化程度,达到了设计指标要求。

中国工程试验堆堆芯入口流量分配特性实验研究

堆芯入口流量分配研究是新型反应堆设计过程中一项重要的工程验证实验,其结果能为反应堆的热工水力及安全分析提供数据支撑。本文针对中国工程试验堆(CENTER),采用缩比模型开展了堆芯入口流量分配特性实验研究,在不同工况下获得了模拟燃料组件、铍/铝组件、钴靶组件及控制棒导向管内的流量分配因子。实验结果表明:在本文研究的工况范围中,堆芯中大部分冷却剂流过模拟燃料组件,同类型模拟组件间的流量分配较均匀,最大流量相对偏差在±4%以内。实验入口总流量对流量分配特性几乎没有影响。

反应堆压力容器承压热冲击概率断裂力学分析

在反应堆过冷瞬态下,沿壁厚范围内的温差将引起很大的热应力,在反应堆压力容器(RPV)内壁产生较高的拉应力,再加上内压的作用,内表面缺陷有可能迅速扩展甚至贯穿壁厚。本文采用概率断裂力学基本理论,考虑各参数的不确定性因素,在明确各参数随机分布特征的基础上,利用Monte Carlo法通过程序产生相应的随机数,然后依据断裂力学评定准则建立功能函数,最后完成可靠性数据的统计计算并给出失效概率。

智能化反应堆物理启动装置的研制

介绍了智能化反应堆物理启动系统组成,以及系统的硬件设计和软件设计。系统具有操作简便、计算快速准确、人机界面良好等特点。

秦山300 MW核反应堆控制棒热态落棒实验数值拟合

详细分析了控制棒下落运动的受力情况 ,并建立了相应的数学模型 ,结合秦山核电站30 0MW控制棒热态落棒实验数据 ,对数学模型进行了修正 ,同时对模型中的有关系数进行了拟合。用拟合的系数进行热态落棒数值模拟 ,结果与实验结果吻合很好 ,验证了数学模型的正确性。为控制棒下落的机理分析和数值求解控制棒落棒提供了理论依据和求解方法。

核动力反应堆零功率物理试验的多普勒发热点测量试验

为了定量确定零功率物理试验功率的上限,在反应堆零功率物理试验中,利用数字反应性仪测量多普勒发热点,以确定试验功率的范围、保证试验精度。叙述了本次多普勒发热点测量试验的原理、试验仪器、试验方法、试验结果及数据处理方法等,试验结果表明:利用数字反应性仪测得的反应性经过修正后可以准确地判断多普勒发热点,可为后续物理试验提供参考。

反应堆启堆用智能化外推临界装置堆上考验试验

反应堆启堆用智能化外推临界装置用于反应堆临界试验过程中进行自动计数和自动外推临界。该装置在用于外推临界试验之前必须在零功率反应堆或其它反应堆上进行考验试验。论文叙述了研制的反应堆启堆用智能化外推临界装置在零功率堆上考验试验的情况及试验结果。试验结果表明:智能化外推临界装置具有自动计数和自动外推临界的功能,且外推结果偏差小,满足反应堆物理启动试验的要求。

反应堆物理试验用便携式数字反应性仪实堆考验试验

反应堆物理试验用便携式数字反应性仪的研制过程中,必须在零功率堆上进行实堆考验试验,以检验其测量功能及测量精度。叙述了实堆考验的试验装置、试验堆芯、试验方法、试验内容以及试验结果,试验结果表明:该仪器满足技术指标的要求,满足反应堆物理试验的反应性测量要求。

核动力反应堆压力系数测量

介绍了核动力反应堆压力系数测量方法.该方法利用反应堆压力变化会引起反应性变化的特性,用数字反应性仪和压力表测量多个温度测点的压力系数,拟合得到压力系数曲线,即可获得反应堆各温度点的压力系数值;还利用MCNP程序作压力系数校核计算,计算表明,校核计算结果与试验结果符合得很好.获得的反应堆压力系数值,用于指导反应堆运行及试验,对反应堆安全有重要意义.

中子活化法标定反应堆临界装置相对功率

介绍了利用中子活化法标定临界装置相对功率的方法。该方法可以标定临界装置的运行功率限值,并利用实验结果对MCNP程序的计算结果作校核分析,推测出最大功率以下任一功率指示值所对应的临界堆芯内平均绝对中子通量密度,对反应堆安全运行有重要意义。

反应堆主循环泵故障诊断

应用振动监测技术，通过参数分析、信号分析及谱分析，对反应堆一循环在役主泵的故障进行了分析诊断。诊断结果与解体结果完全一致。

反应堆中子注量率相对分布测量系统铅屏蔽计算分析

为批量化测量探测片活性,设计了多道中子注量率相对分布测量系统。每一个NaI探测器测量一个探测片,探测器之间采用铅屏蔽。为了消除其他通道探测片对本通道探测片测量结果的影响,通过设计保证邻近通道活化探测片对本通道干扰小于0.05%。本文采用点源积分方法计算(经蒙特卡罗模拟验证),并确定了满足屏蔽要求的铅屏蔽体尺寸。

核电厂硼表快速标定方法研究

为缩短硼表标定试验时间,提高硼表的在线可用效率,减少标定操作人员受照剂量,探讨了一种快速标定方法,依据硼表测量量程和理论计算分析,选取四个标定点,通过标定试验获取四组标定数据(n,P),分组组合建立三元一次方程组,计算获取标定系数。采用该快速标定方法,在核电厂硼表标定测试期间进行了推算研究,在不同硼表设备上进行了实验验证,获取的试验数据满足硼表测量的误差要求。快速标定时间约需5 h,相较目前常规标定时间,可省时65%以上,即使硼表监测运行期间发生故障不可用,经快速标定后,硼表亦可投入正常监测运行,提高了核电厂一回路硼浓度实时在线监测效率,降低了核电厂因硼浓度意外稀释引入正反应性事故的概率,一定程度上保障了核电厂运行安全和硼表标定操作人员受照剂量安全。

田湾核电站冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗配方研究

为验证冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺的有效性和安全性,采用高压釜模拟冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺条件,分别对俄配方和配方A3B1进行清洗有效性验证试验和安全性评价试验研究。试验结果表明,与俄配方相比,配方A3B1的清洗有效性和安全性均优于俄配方,更适合于田湾核电站蒸汽发生器二次侧沉积物化学清洗。