基于STAMP模型的浮动核电站小破口事故安全分析

为防止浮动核电站小破口事故发展成严重事故,保证浮动核电站上的堆芯和人员安全,基于STAMP模型针对浮动核电站构建小破口事故控制结构模型,从安全控制角度对浮动核电站小破口事故进行安全分析。通过构建小破口事故STAMP控制与反馈模型,识别小破口事故的安全风险,找出潜在的不安全控制行为,总结分析发生小破口事故可能存在的失效原因,为系统有效改进提供参考意见。     

浮动核电站放射性核素在海洋中迁移机理研究

为了研究放射性核素泄露到海洋中的迁移规律,针对浮动核电站在海上发生严重事故这一情况,提出了基于瞬时点源约瑟夫模型的改进核素迁移模型,考虑海洋中放射性核素衰变和浮动核电站移动这两个因素。并以核素~(137)Cs为例,研究核素~(137)Cs在发生核事故后在海洋中的迁移扩散机理。研究结果表明浮动核电站发生核事故后,放射性核素浓度的空间分布呈现椭圆形,且沿着船舶运动轨迹方向的放射性核素浓度比其垂直方向上的浓度高,并向四周递减扩散。改进的核素迁移模型可为海洋应急监测工作提供参考,实现对浮动核电站核事故发生后应急监测的研究。     

核电厂应急计划区划分中严重事故准则应用方式研究

作为技术准则,核电厂应急计划区的划分需要考虑严重事故序列.在中国相关的国家标准和核安全导则中,提出了对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"的剂量准则.在实际应用中,对"大多数严重事故序列"和"最严重事故序列"准则的含义存在不同理解.以WASH1400压水堆严重事故PWR1-PWR7的源项数据作为参考,使用MACCS程序对其中的每个源项的后果和全部源项的加权后果进行计算分析,并将这两种不同计算方法的结果对应急计划区大小的影响进行了比较.研究结果表明,严重事故谱后果的加权结果基本反映了单个事故后果的评价结果,并在一定程度上能够反映应急计划代价的考虑,即以严重事故完整事故谱的加权结果作为确定应急计划区大小的技术准则,能够更好地体现风险缓解和代价之间的权衡原则.     

严重事故工况下反应堆热工水力参数对源项释放行为影响研究

为了进一步研究反应堆严重事故进程中热工参数对源项释放的影响,识别对其影响较大的物理过程,从而进一步改进和发展数值模型以提高计算精度降低不确定性,以第三代压水堆为对象,利用一体化严重事故分析程序ISAA对大破口失水事故导致的严重事故开展了数值分析研究,并基于Wilks公式利用自主开发的不确定性程序代码SAUP对17个热工参数进行了拉丁超立方抽样(LHS)执行批量计算,对目标输出(FoM)即氢气与裂变产物的释放进行了不确定性与敏感性分析。结果表明：在热工参数的不确定性范围内,氧化产氢以及裂变产物的释放呈现正态分布且存在较大的不确定带,包壳氧化层的失效温度、堆芯碎片尺寸以及碎片孔隙率对高挥发性裂变产物的释放有较为显著的相关性。该研究有助于理解反应堆严重事故中热工参数与源项之间的复杂联系,同时对核电厂安全系统的设计以及严重事故的预防与缓解具有参考意义。     

高温气冷堆示范电站堆芯放射性总量计算方法

 高温气冷堆作为21世纪新一代先进核电站堆型,以安全性好、发电效率高、系统简化的优点越来越受到重视。中国第一个高温气冷堆示范电站（HTR-PM）在山东荣成石岛湾开始兴建,为准确分析核电站放射性对环境的影响,本文以KORIGEN程序为工具对高温气冷堆堆芯放射性总量计算方法进行了研究。首先为了使该程序能适应堆芯中子能谱变化的情况,对其进行了优化编译,并对数据库中的半衰期数据进行了更新和修正。在根据堆芯实际情况构造的流道模型条件下,得到了贴近堆芯真实情况的放射性总量,为高温气冷堆示范电站的安全审评、后续的安全管理和堆芯放射性核素物料衡算提供了基础和保证。     

高温气冷堆核电站计算机化规程流程的建模和验证

为了满足高温气冷堆核电站计算机化规程流程验证的需要,针对高温气冷堆核电站"多个核蒸汽供应系统模块带一台汽轮机"的结构和运行特点,该文利用改进的着色Petri网建模方法,建立了常规规程执行流程模型和有中断的变体规程执行流程模型,并基于模型对计算机化规程执行进行了形式化验证。对一个典型的高温气冷堆核电站异常事件处理规程的案例进行分析,结果表明:基于改进着色Petri网的规程建模和验证方法有效,为高温气冷堆核电站计算机化运行规程系统的研制提供了重要的理论依据。     

基于实践的化工企业环境风险评价技术方法研究

本文基于笔者从事某企业化工企业环境风险评价的实践经验,以化工企业环境风险评价技术为研究对象,论文阐述了化工企业环境风险评价的主要内容及方法,以实例为线索,分析了环境风向评价的风险识别,源项分析,后果计算和风险计算和评价方法,全文是笔者长期工作基础上的理论升华,相信对从事相关工作的同行有着重要的参考价值和借鉴意义。     

EPR与CPR堆型核电站主管道自动焊工艺差异性分析

压水堆核电站主管道是连接主回路压力容器、蒸汽发生器和主泵的管道,其内部流经高温、高压、高放射性的介质,属于核回路承压边界.在CPR堆型核电站建造上,中广核工程有限公司引进先进焊接设备,通过大量科研试验,完成了CPR堆型主管道自动焊工艺的研发,并在国内在建CPR堆型核电机组工程建设中广泛应用；在EPR堆型核电站建造上,主管道窄间隙自动焊技术应用是一项强制性要求,以保证其60年的设计寿命,并实现EPR建造工期及成本的压缩.在对EPR与CPR堆型核电站主管道自动焊工艺详细对比的基础上,阐明了二者的异同和优劣,为核电站主管道自动焊工艺研究提供了重要的参考.     

基本构件浮动式行星轮系的振动特性

基本构件浮动是解决行星轮系均载问题的有效方法,基本构件浮动会改变整个行星轮系的模态,此类轮系设计过程中,需首先开展其固有特性研究,以规避共振区.研究了圆盘行星架浮动、太阳轮浮动、太阳轮与圆盘行星架同时浮动以及无构件浮动4种情况下行星轮系的振动特性,利用CATIA对行星轮系进行了参数化实体三维建模与干涉分析,通过有限元软件WORKBENCH进行了模态分析,分别提取了前10阶固有频率与振型,并对结果进行了分析和对比.论文研究可为基本构件浮动式行星轮系设计时共振区的规避提供参考和依据.     

压水堆燃料组件池边检查技术研究进展

 燃料组件池边检查是核电站燃料组件首要且必不可少的重要检测项目。基于压水堆燃料组件水下检查引出池边检查技术特点, 分析了当前池边检查技术的国内外研究现状, 介绍了燃料组件水下外观、尺寸测量、涡流氧化膜测量等池边检查技术。池边检查技术可以准确可靠地得到压水堆内燃料组件辐照后表面状态、辐照伸长、包壳氧化程度等辐照信息数据, 为压水堆燃料组件堆内辐照稳定性和完整性等评价提供必要依据。     

核电厂环境风险评价框架及方法

 目前核电厂风险评价技术分为核事故风险评价及非人类物种电离辐射防护评价。为发展一个包括非人类物种防护在内的核电厂辐射防护体系,本文借鉴环境风险评价的关键流程要素,提出包括公众健康和非人类物种的核电厂环境风险评价框架。在这一框架的危害排序环节,对所选择的各评价终点指标采用层次分析法,计算评价终点对核电厂环境风险的权重并进行排序,旨在发现对环境风险贡献较大的评价终点并在风险管理中对其优先管理控制。     

核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台

 核电厂营运单位的应急响应能力是核电厂安全运营的重要保障。在核事故中,核电厂营运单位成功实施应急响应是缓解事故进程、控制事故后果,保护人类健康和环境安全的关键途径。因此,核电厂营运单位应急响应能力建设能否支持其成功应对核事故,已成为业界关注的重点。本文在核电厂营运单位应急响应能力评估方法的基础上,研发了核电厂营运单位应急响应能力评估软件平台,用于辅助核电厂营运单位应急响应能力评估方法的推广应用。结合已经形成的应急响应能力评估准则,分析了应急响应能力评估方法运用中的需求、提出的软件功能共含有7 项,包括用户管理、性能指标的计算与数据维护、检查发现的资料管理与评价结果呈现、内部管理流程、综合评价、电厂管理、评估准则和关注点管理,并介绍了功能的软件实现。     

LBB在AP1000技术中的应用

压水堆核电厂的设计基准事故定义为主管道双端断裂,这一假设过于保守.管道的失效方式往往是先出现破口而后再泄漏,即所谓的先漏后破(Leak Before Break,简称LBB),而不是双端断裂.LBB准则是防止核电厂压力管道发生灾难性破裂事故的重要评定准则.本文介绍了LBB评定技术在国外的发展情况和意义,阐述了LBB在AP1000核电厂中的应用情况及LBB评价的理论基础.     

AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间三维流动特性数值模拟

AP1000核电厂第一跨空间内布置了设备冷却水系统(component cooling water system,CCS)驱动泵,能够保证核电厂事故工况下设备冷却水系统、余热排出系统等关键安全系统的正常运行,从而保证核电厂安全.然而在蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下,大量的水会泄放到第一跨空间内,对第一跨空间内的关键设备造成严重威胁.因此,对AP1000核电站蒸汽发生器主给水管道双端断裂事故下第一跨空间内泄放流体三维流动特性进行数值模拟.采用ANSYS系列软件,建立第一跨空间三维模型,基于流体体积模型(volume of fluid model,VOF)计算冷却剂喷放事故下,第一跨空间内流动特性及水位变化规律.计算结果表明,破口水从入口进入第一跨空间后在5.334 m层漫流,绝大部分泄放水通过该层设置的预留开孔流出,部分水在该层堆积.但是,由于设置挡水沿,泄洪水并未漫流到0 m层与-3.8 m层,随着冷却剂喷放引发给水泵跳泵,第一跨空间内水位将逐渐下降,不会造成重要设备防水台的漫流淹没.计算结果对核电厂主要泄洪途径、关键设备布置设计与优化提供了数值参考.     

福岛核事故后放射性废物的影响及处置对策

 福岛核事故中,氢气爆炸破坏反应堆厂房顶盖,导致大量放射性物质外泄,造成周边环境大面积污染.事故后续处理过程中还产生大量二次污染物.因此,福岛核事故后放射性废弃物呈现数量大、范围广的特点,给后续核污染的治理带来巨大挑战.本文介绍福岛核事故所造成的环境污染和厂内污染情况,分析污染种类、特点、应对措施等,总结该事故中放射性废弃物处置对策及其对中国核电发展的启示.     

IVR策略下反应堆压力容器变形数值模拟

堆内熔融物滞留技术(In-Vessel Retention, IVR)是我国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel, RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发生明显的热膨胀并导致外壁面冷却流道形状改变,从而对局部换热情况产生影响。为了提供RPV外壁面换热研究的输入条件,通过COMSOL多物理场耦合计算软件搭建了一个热工水力和固体力学耦合计算模型,研究了严重事故下RPV的热膨胀形变情况。结果表明：对于双层熔融池结构,在RPV外部实现冷却条件下,下封头区域的热膨胀形变将导致外冷却流道宽度将减小13 mm~17 mm,在工程设计中应予以考虑;内压对RPV膨胀形变影响明显,严重事故后对一回路泄压是IVR策略成功的重要因素之一。     

低温供热堆换热器的实时仿真研究

根据200 MW低温供热堆换热器的非标准结构特点,在流体以三次叉流自然循环方式冲刷一次侧管束的情况下,建立了合理的数学物理模型.通过编制程序,应用组合的效能 传热单元数法和平均温压法 2 种方法,对各控制体进行了传热特性分析.该程序能准确地计算出换热器两侧的功率、流量、温度耦合变化的相互影响,求得换热器两侧各控制节点的温度变化规律.结果表明:求解非刚性方程的阿当姆斯数值方法的计算速度要快于求解刚性方程的吉尔方法,2种计算方法的误差不超过 5%.证明了阿当姆斯方法更适合低温供热堆的换热器实时仿真.计算仿真为200 MW低温供热堆的设计和安全运行提供了可靠依据.     

核电厂大破口事故建模与初始参数不确定性分析

以AP1000核电厂为原型,利用系统程序RELAP5建模模拟AP1000大破口失水事故,并与西屋公司大破口失水事故分析结果进行比较,另采用数学分析与灵敏度分析方法对电厂初始参数进行不确定性量化分析.比较结果显示:RELAP5和西屋公司的LBLOCA(large-break loss of coolant accident)计算结果有较好的一致性,而由数学分析和灵敏度分析处理电厂重要状态参数不确定性后,相对于保守的电厂参数包络LOCA(loss of coolant accident)分析,能额外提供30～50K的热工裕量.