基于浮动式核电站的严重事故源项分析评估技术体系研究

目前针对陆地核电站严重事故开展的源项分析不完全适用于浮动式核电站。以浮动核电站严重事故为研究领域,基于对国内外核电站、研究堆、船用堆源项分析方法和后果评价方法的相关研究,根据浮动核电站的特点,确定了严重事故源项分析计算软件和计算方法,构建出源项分析技术路线图,从而建立了基于浮动核电站严重事故的“MELCOR耦合FLUENT-MACCS”源项评估技术体系。为浮动式核电站的安全运行、安全审评及环境评价提供放射性源项方面的数据支持,为核应急决策提供进一步的理论基础。     

反应堆保护系统紧急停堆响应时间测试分析

反应堆保护系统的响应时间是核电厂安全级数字化仪表控制系统的关键性能指标.为确保核电厂的安全,提高反应堆保护系统响应时间测量准确性和快速性,通过对反应堆保护系统各大数据处理环节的特点,构建了反应堆保护系统紧急停堆响应时间测试平台,采用自动测试装置对响应时间测试方法进行分析总结,并提出了优化反应堆保护系统紧急停堆响应时间的...     

基于故障树分析法的核电厂氢气系统爆炸危害性分析

本文针对在核电厂内广泛使用的氢气系统可能引发爆炸事故的实际情况,利用故障树分析法,对可能导致氢气爆炸的各种因素及逻辑关系进行了全面、简洁和形象的描述,查明了系统内固有的或潜在的各种危险、有害因素,并分析总结了导致氢气爆炸的主要根本原因,提出了针对这些基本原因改善系统安全性的建议,为核电厂氢气系统的安全相关设计、施工和管理提供了理论支持.     

北京化工大学CAE中心数值仿真工程应用研究

介绍了北京化工大学计算机辅助机械工程研究中心应用计算机辅助机械工程（CAE）技术对一些重要工程设备或装置进行数值模拟和安全评定的案例,包括大型真空容器、聚丙烯环管反应器、超大型连续式跨声速风洞洞体、大型直立设备组合结构、核电一级冷凝器以及大型火电机组回热系统高压加热器。     

Sensitivity Analysis of Relap5 Simulation on AP1000 Nuclear Power Plant

During the simulation of AP1000 nuclear power plant,the values of input parameters, core nodalization methods and calculation models, may have important influence on the code outputs. Therefore, it is necessary to identify and evaluate the influence of these parameters and modeling approaches quantitatively. Based on the best estimate thermal-hydraulic system code RELAP5,sensitivity analyses have been performed on core partition methods,parameters and models in AP1000 nuclear power plant,such as the core channel number,pressurizer node number,and feedwater temperature. The results show that code channel number,code channel node number, and the pressurizer node number have apparent influences on the coolant temperature variation and pressure drop in the reactor. The feedwater temperature is a sensitive factor to the steam generator( SG) outlet temperature and the SG outlet pressure. In addition,the influence of the cross-flow model on coolant temperature variation and pressure drop through the reactor is insignificant,both in steady state and loss of power transient. Furthermore, some suitable parameters and modes also have been put forward for the nuclear system simulation.     

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。     

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.     

中国核电装备的国产化

 参考中国3大核电设备制造基地——东方电气集团公司、上海电气集团公司和哈尔滨电气集团公司,依据在建核电项目中核电装备的研发、制造等公开资料对目前核电装备的国产化进行了概要性描述。核电站的大型关键主设备包括核电站核岛的安全壳、反应堆、稳压器、蒸汽发生器、主循环泵,常规岛的汽轮机、冷凝器、除氧器、给水泵、汽水分离再热器等设备。对核电装备国产化整体现状的研究有助于对中国核电设备制造能力的认识,也指出了中国核电装备制造需要努力的方向。     

小型核电站堆芯方案

 具有长寿命、非能动安全的小型核电站是核电发展的一个重要方向。本研究设计了一个小型核电站堆芯方案。该方案为池式钠冷快堆,采用移动反射层和堆内固定吸收体实现较长的堆芯寿期。进一步计算表明,该堆芯方案的寿期可达30年,功率分布合理,各种反应性系数为负值,控制方式的价值足够,满足设计要求。     

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.     

HTR-10 氦气阀门设计要求

核电站运行时,阀门是最易发生事故的设备之一。为了确保核电站的安全,必须选用安全可靠的阀门。１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）中的氦气阀门有十多个品种、３００多台,主要为截止阀、调节阀、止回阀、安全阀等。这些阀门是高温气冷堆中面广量大的承压设备,它们连接着高温气冷堆中众多的系统,对于保证高温堆的正常稳定运行及安全停堆起着重要的作用。该文介绍了ＨＴＲ－１０氦气阀门的概况,氦气阀门的要求、核级氦气阀门的设计、制造、质量保证、检验和出厂试验。     

核电站反应堆厂房隔震研究

对核电站典型CPR1000堆型反应堆厂房应用隔震技术进行了系统的研究.针对反应堆底部的圆形筏基,进行了隔震支座的布置与选型.基于时程分析法,研究了核电站基础隔震效果,并建立了结构内部设备层的楼层反应谱.此外,文章研究了地震波加速度峰值、设备层所处标高及设备阻尼比对楼层反应谱的影响.研究结果表明,应用隔震技术后大大提高了核电站反应堆厂房的抗震安全储备.     

核电站非能动余热排出系统误开事故仿真研究

针对非能动余热排出系统在安全壳内的布置方式及运行原理,如果非能动余热排出系统（PRHR：passive residual heat removal）在反应堆正常运行时投入,其效果相当于产生堆芯冷水事故,威胁到堆芯的安全．应用Topmeret、THEATRe建模软件对AP1000非能动余热排出系统误开事故进行仿真研究,分析在此事故下堆芯的安全性．结果表明：在非能动余热排出系统误开的事故中,堆芯的压力、温度及燃料表面温度变化均小于安全域值．     

核电厂安全壳过滤排放系统

 核电厂安全壳过滤排放系统是严重事故的重要缓解措施之一,能够通过过滤、排气、降压,防止安全壳发生超压失效。目前,许多国家已重启或开启了对安全壳过滤排放系统的研究工作,安全壳过滤排放系统有可能成为全球核电厂的标准配置之一。中国国家核安全局颁布的核电厂安全法规也要求安全壳应配备有足够过滤能力的排气系统。国内在运、在建以及规划中的大多数核电厂都配备了安全壳过滤排放系统,以文丘里洗涤类型为主,本文讨论安全壳过排放系统在国内的应用,研究现状及发展趋势。     

核供热堆失水自然循环断流时的流动不稳定性

为研究一体化布置的核供热堆在破口失水事故时主回路冷却剂的自然循环断流过程，在５ＭＷ核供热堆热工水力模拟回路ＨＲＴＬ－５上进行了实验研究。在发生小破口失水事故后维持加热功率为额定功率的５％或２０％。实验结果表明，在自然循环断流过程中主回路可能发生倒流和流量振荡，这是由于破口失水和降压闪蒸联合作用的结果，是由于两相流体密度发生变化引起的。     

核电站蒸汽发生器水位控制的多模型内模控制方法

蒸汽发生器为压水堆核电站中重要的动力设备和传热装置,其水位控制在系统运行过程中尤为重要。但由于被控对象的不确定性和非线性,如果采用精确的数学模型来设计控制器,往往难以得到满意的控制效果,甚至会造成无法控制。为了实现对蒸汽发生器水位的控制,本文针对被控对象的特点,采用多模型内模控制方法,并结合粒子群算法利用控制性能指标离线优化加权系数,仿真结果显示此方法可使控制效果进一步加强,对蒸汽发生器水位达到很好的控制效果。     

基于振动信号的堆内构件故障诊断研究

反应堆堆内构件在高温、高压和高辐射的环境条件下运行,长期受冷却剂的高速冲击,一旦发生事故会影响压水堆机组的正常运转,甚至发生更高级别的核事故．以反应堆压力容器振动信号为研究对象,实现对异常振动行为的故障诊断十分必要．利用ANSYSWorkbench堆芯吊篮和压力容器进行实体建模,得到吊篮梁式振动模态和壳式振动模态．通过瞬态分析模块,利用白噪声激励模拟正常工况下流质振动的情况,叠加冲击力的条件下模拟LOCA状态下的受力情况,得到正常和异常状态下压力容器上垂直方向加速度时程响应数据．在LabVIEW虚拟仪器平台上,利用分形关联维的方法对处理过的振动信号进行故障诊断,通过比较正常状态及故障状态时的关联维数,可以快速有效地进行故障模式的识别．     

船用核动力装置故障诊断专家系统

船用核动力装置故障特征复杂多样，将专家系统引入故障诊断领域可以充分利用专家的经验和知识．对船用核动力装置的故障特性进行了详细分析，并据此建立了故障诊断专家系统．着重介绍了船用核动力装置故障诊断专家系统的构成、建造方法、实现语言、知识的表示方法及推理机的推理过程等内容．用该故障诊断专家系统对一些典型故障在某仿真机上进行了在线诊断，得到了预期的诊断结果．     

NRT在植物根系发育及非生物胁迫中的功能研究进展

植物硝酸盐转运蛋白（NRT）不仅参与硝态氮的吸收及运转,还通过介导激素转运、信号传递,或直接作为其他离子转运子参与植物根系生长发育及其他矿质离子的吸收运转等过程,并影响植物在这些离子胁迫下的耐受表现。部分NRT可能在植物养分综合利用及抗性培育中同时具有重要作用。该文从根系发育及非生物胁迫两方面综述了NRT的最新研究进展,总结了其可能的作用机制。     

核供热堆失水事故模拟实验研究

叙述了位于核供热堆堆芯上方注硼管位置的中小尺寸管道破裂引起的小破口失水事故实验研究。在核供热堆热工水力学模拟实验回路ＨＲＴＬ－５上，对停堆后堆内有剩余功率的小破口失水事故进行了模拟实验，给出了小破口失水事故发生后，系统压力、温度、堆芯元件壁温、堆内冷却剂排放量、液位、空泡份额等重要参数的变化曲线，以及对低温堆安全性的影响。