热电联产压水堆核电机组热经济性定量分析模型

基于热电联产机组热量法分配的特点,建立了热电联产压水堆机组热力系统发生变化对热经济性指标影响的计算模型,提出了供热系统参数——供热回水率、回水温度、回水地点变化对压水堆机组热经济性影响的定量诊断数学模型,可将复杂的热力系统全面计算简化成3个一次方程。通过实例计算,验证了所提数学模型是正确可行的,同时具有概念清晰、计算简捷的特点。     

压水堆核电燃料循环工程技术创新思路探析

基于近30年来压水堆核电燃料循环工程技术创新取得的成果,将其发展进程归纳成三种有代表性的创新思路：一次通过的开式循环、后处理燃料循环和后处理-分离-嬗变闭路循环.从裂变核能利用的可持续发展及发展循环经济的角度,探讨和分析了后处理-分离-嬗变闭路循环模式产生的必然性.     

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。     

基于数字化控制的核电站反应堆功率控制系统

秦山一期工程300 MW反应堆控制棒控制和棒位监测系统(以下简称反应堆功率控制系统)采用基于PLC技术、数字化通信技术以及冗余技术设计,实现了反应堆功率的自动调节和集中控制.本文对反应堆功率控制的仪控系统特点及其数字化改造的硬件设计方法进行了介绍.数字化改造后的秦山一期工程反应堆功率控制系统能为人机交互作业提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,系统的可靠性得以极大改善.     

先进的压水堆燃料管理计算方法研究及软件研制

利用一种新的正交基函数展开中子通量密度,发展了先进的非线性迭代半解析节块方法,并成功地应用了等效均匀化理论来求解中子扩散方程.以穿透概率方法为基础,依照等效均匀化理论的要求计算了燃料组件和围板/反射层的等效均匀化参数.研制了相应的具有热工等反馈的两群三维压水堆(PWR)燃料管理计算软件包(RTPFAP/RSIM),克服了传统程序基于1 5群、采用反照率边界条件的不足.利用该软件包对秦山一期核电厂前4个循环进行了跟踪计算.结果表明,计算精度满足工程要求,与实测值相比,临界硼质量分数的偏差在±50×10-6以内,堆芯在额定功率运行时,功率分布偏差在±5%以内.     

压水反应堆核电厂的蒸汽发生器的可靠性及安全性

压水反应堆核电厂的蒸汽发生器的关键安全性问题就是其液位的仪表检测及控制问题,因此其可靠性与安全性就是极重要的因素。该文提出一种线性数字化与恒常增益的数字化最优进水控制系统,讨论了它在核电厂中在线测试校准仪表通道的技术,附有计算例子,最后结果证明是成功的。     

基于微机仿真压水堆核电站堆芯物理数学模型的建立

阐述了压水堆核电站堆芯的模型化,提出了适用于微机仿真的核电站堆芯的 物理数学模型。文章将核电站堆芯分为四大块分别建立模型(临界堆中子动力学模 块、中毒效应堆中子动力学模块、温度效应堆中子动力学模块和燃料模块),应用该模型建立传递函数,为微机仿真奠定基础。     

基于Matlab的核电站一回路系统原理仿真

核电站系统原理仿真对核电专业学生进行教学和原理演示是非常可行且是必要的,通过分析大亚湾核电站一回路系统(RCS),结合教学目的,对主要子系统适当简化后进行数学物理建模,利用matlab/simulink软件搭建整个系统,以引入正阶跃信号扰动的典型工况为例对系统进行原理仿真并进行讨论和分析,结果表明,设计的系统较好的符合核电站控制与运行理论,满足基本教学要求.     

先进核电厂概率安全分析探讨

随着核电技术的不断发展与应用,概率安全分析技术已广泛应用于核电厂工程实践中.轻水堆核电厂的概率安全分析技术已发展得相当成熟,而先进核电厂的概率安全分析工作正在不断展开.本文试图对传统PSA技术应用于先进核电厂过程中可能遇到的问题进行探讨,首先从传统的轻水堆核电厂概率安全分析框架谈起,追溯其成因,然后基于先进核电厂的安全特性提出现有概率安全分析技术应用过程中遇到的问题,最后以高温气冷堆的概率安全分析为例提出先进核电厂概率安全分析的建议.     

压水堆核电站汽轮机叶根超声检测

本文阐述了压水堆汽轮机叶根的超声检测方法和验收准则,可适用于压水堆核电站机组汽轮机叶根部分的超声检验。为压水堆核电站制定汽轮机叶根超声检验程序提供了参考。     

反转压水反应堆热工水力特性初步研究

采用CFD软件FLUENT对反转压水反应堆(IPWR:Inverted Pressurized WaterReactor)单个燃料元件及冷却剂通道流场进行了数值模拟计算,分析比较了不同栅格尺寸情况下的热工水力特性.计算结果表明,栅格尺寸对IPWR燃料元件温度及冷却剂流动传热特性有较大影响,为今后IPWR燃料栅元、组件、堆芯设计和热工水力分析提供了初步参考和依据.     

压水堆核电机组二回路定量分析方法的研究

针对压水堆核电机组采用新蒸汽再热的特点,利用压水堆二回路加热器抽汽效率的概念,提出了带工质热量进出热力系统的定理分析方法,建立了压水堆二回路热力系统的经济性定量分析数学模型,得出了一套概念清晰、计算简捷的压水堆核电机组二回路路的定量分析方法,为优化设计、经济运行、经济性诊断提供了有力的工具。通过实例计算,验证了所提理论模型的准确和通用性。     

一体化核动力装置的热工水力特性模型及计算

介绍了一体化核动力装置的特点;建立了一套完整的数学物理模型,包括堆芯模型、基本的热工水力模型、传热学模型、计算方法模型、物性模型及辅助模型等;分析了一体化核动力装置的热工水力特性,根据模型编制了程序,经过实堆计算及ＲＥＴＲＡＮ０２验证,证明程序是正确、实用的;最后给出了程序的算例。     

核电站安全壳牛腿结构改形分析

本文用ＳＡＰ５对核电站安全壳牛腿进行了数值分析，比较了几种结构形式的牛腿在受载时的应力与变形情况，得出了既能满足设计要求又简化了结构与制造工艺的牛腿结构，本研究的结果可供核电站设计作参考．     

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。     

电厂设备状态检修可行性分析

分析了电厂设备计划性检修制度存在的弊端,指出了实施状态检修的必要性,阐述了对状态检修管理的实践。     

秦山三期（重水堆）核电站工程建设和重大技术创新

秦山三期重水堆核电站是我国首座商用重水堆核电站,也是中国和加拿大两国政府间迄今最大的贸易项目。业主秦山第三核电有限公司在工程建设、调试及自主运行的过程中,坚持自主创新管理,有效实施工程质量、进度和投资三大控制;并在消化吸收CANDU-6技术的基础上进行改进,提高机组的安全性和可靠性。工程的建设实践,使我国核电工程管理在已有的基础上,基本实现了程序化、信息化的规范管理并与国际接轨。工程建成后,在保证机组安全稳定运行的基础上又进行了多项技术改进和创新,使机组性能持续提高。在人才培养方面,注重培育企业文化,强化人员培训,建立起员工培训与工程建设互相促进的良性循环机制。秦山三期工程在核电项目管理水平的提高和发展,可为推动我国核电发展和大型引进工程的规范化管理提供借鉴。     

核电站与燃煤电厂辐射之比较

文章通过综合比较大亚湾压水堆核电站及假定在其厂址上建同等规模燃煤电厂对环境和周围人群的辐射影响,论证了核电站辐射的安全性,从而为电力工业发电形式的选择提供参考。     

压水堆核电站一次侧水化学与设备材料腐蚀损伤的关系

压水堆(pressurized water reactor, PWR) 核电站一次侧运行水化学的优化控制是减少辐射剂量, 防止关键设备腐蚀损伤, 保持燃料性能的最经济、最有效的途径之一, 其本质是通过水化学与设备材料的交互作用改善材料表面氧化膜的特性. 综述了PWR 核电站一次侧主冷却剂水化学与设备材料腐蚀损伤关系的研究现状及问题, 介绍了近年来在PWR 一次侧注Zn 水化学(Zn-injected water chemistry, ZWC) 方面的应用基础研究进展.     

核电厂设备冷却水系统动态可靠性评估方法

核电厂设备冷却水系统作为一类双重冗余的系统,存在复杂的动态时序失效行为。传统故障树分析法缺乏对时间因素的描述,对设备冷却水系统中的动态时序问题分析假设过于保守。针对上述故障树分析法的局限性,结合动态故障树(dynamic fault tree, DFT)和动态贝叶斯网络(dynamic Bayesian network, DBN),提出了一种核电厂设备冷却水系统动态可靠性评估方法。首先在设备冷却水系统结构功能的基础上构建系统DFT模型;然后根据转化规则将DFT模型转化为DBN模型;最后通过DBN正向推理得到设备冷却水系统可靠度曲线,反向推理得到根节点的后验概率排序,敏感性分析识别系统薄弱环节。评估结果表明：所提出的方法能够为提高系统智能维修维护水平和可靠性提供依据。