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中国核学会2007年学术年会

中国核学会2007年学术年会

  • 召开年：2007
  • 召开地：武汉
  • 出版时间： 2007-09

主办单位：中国核学会

会议文集：中国核学会2007年学术年会论文汇编

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  • 摘要：冷凝器是核动力蒸汽动力装置一个重要组成部分,其特点为负荷变化快,并且在紧急的情况下能够冷却蒸汽排放系统高温高压的蒸汽,其工作状态特别是动态工作过程对整个蒸汽动力装置运行的热经济性和安全性影响大。掌握冷凝器在各种工况下的特性,特别是事故工况下特性,对机组的稳定、安全和经济运行及培训操纵人员具有重要的意义。rn 冷凝器是一个复杂的汽-水两相热交换装置。在动态过程中,由于蒸汽流量和循环冷却水流量变化及抽气情况的变化,造成冷凝器壳侧蒸汽和水会处于两相不平衡状态。在建立冷凝器的动态模型时,根据冷凝器的结构和工作情况,进行了适当的假设。将模型分为壳侧与管侧两个部分,其中壳侧包含蒸汽区、和水区两个部分,同时考虑了不凝气体对冷凝器传热的影响。冷凝器管侧包括冷却水管束和水管内的冷却水。考虑到冷凝器热井水位升高可能淹没部分冷却管束的特殊工况,把管侧分为管束裸露部分和淹没部分分别进行计算,这两部分所占份额取决于热升水位的高低。冷凝器正常运行时不存在淹没冷却水管束的情况。应用建立的冷凝汽器实时数学模型,完成了冷凝器正常运行情况下动态和稳态工况仿真计算,同时给出了循环水量减少及冷凝器异常真空降低等事故工况的动态仿真。该模型已在核动力培训模拟器上进行了应用,仿真结果符合精度要求。
  • 摘要：对蒸汽发生器水位控制中的问题给予概要性描述,并通过仿真计算给出相应的结果。通过对结果的分析,指出控制系统设计中必须注意的关键问题。同时,对几个流行的提法,如虚假水位问题也给予了分析。
  • 摘要：反应堆控制棒驱动机构是反应堆上唯一运动设备,是反应堆反应性控制与调节系统的执行机构,它的可靠性和安全性直接影响到反应堆启动、调节功率、维持功率、停堆和事故工况下安全停堆功能。核能海水淡化厂拟采用一种新型"外驱动磁力吸拉型驱动机构"作为海水淡化堆控制棒驱动机构的设计方案。介绍了该型产品的结构、性能及设计方案,重点介绍了设计方面的关键技术,试验研究以及技术特点。
  • 摘要：核动力装置系统庞大,系统参数间存在着复杂的因果关系,一旦发生故障或事故,将引发大量警报,操纵员在规定的事故处理时限内,难以进行有效的处理,容易导致误判,从而危害核动力装置安全可靠的运行。提出了基于因果关系图(Causal DependencyGraph,CDG)的核动力装置警报分析方法,通过将多层流模型(Multilevel Flow Models,MFM)的建模思想与因果关系图方法有机的结合,操纵员可以通过图形化分析手段理解并验证系统异常状态,从而有利于提高操纵员采取恰当的应急操作,将系统引导到安全状态。以某二环路压水堆核动力装置-回路系统为例建立了因果关系图,采用模糊理论进行警报分析,并通过RELAP5/MOD2的事故数据对本文所提方法进行了验证。实验分析结果表明:当系统参数接近警报限值时,应用本研究所提出的方法进行分析的结果比传统的定性分析更加可靠。
  • 摘要：大亚湾和岭澳核电站的发电机定子冷却水系统冷却水泵在运行中经常产生泄漏,解体检查均发现机械密封动环(石墨材料)磨损十分严重,严重威胁机组的安全运行。rn 自2004年开始,与大连博格曼公司共同对GST泵的机械密封进行攻关研究,先后研制了三种新型密封并在泵上进行试验。首先设计了型号为M74N4/40-L-A01-G6的机械密封,这套密封采用易安装的轴套顶丝定位方式,小弹簧补偿,动静环均为耐磨的碳化硅材料,但是这种密封在运行4个月左右后,开始产生泄漏。检查发现动、静环都有不同程度的过热磨损和蹦边现象。再次改进的密封是CH-JCM74N4/40-00型机械密封,摩擦副材料,动环采用无压烧结碳化硅(Q1),静环采用浸锑石墨,希望改善摩擦副的润滑性能:选择冲洗管路为Φ10x1mm以增大密封冲洗量;密封腔体与泵腔之间增加一个喉部衬套,使密封腔压力提高,缓解气体在密封腔里的逸出速度;弹簧仍采用多弹簧结构,以改善502型密封单弹簧端面受力不均匀的缺点。安装了这种密封的泵在静态充水时无泄漏,泵启动时就产生泄漏。分析原因是由于泵运行时振动使弹簧补偿不足所致。总结前面两次试验的经验,针对泵介质含气(氢气)的特点,分析出导致GST泵密封损坏的根本原因。2006年,同大连博格曼公司一同再次确定新的方案。这次采用采用25-H75/40-G16-00-E303型新研制机械密封。主要设计方案是:平衡型、集装式设计,其中包括轴套、浮装端盖及机械密封一组;端面材料。动、静环均采用镍(Ni)基碳化钨;选择冲洗管路为Φ10x1mm:密封腔体与泵腔之间仍然设置一个喉部衬套; 弹簧结构,弹簧仍采用多弹簧结构(弹簧加套)。这套密封经过一个换了周期的运行验证,解体检查发现:密封面无蹦边、裂纹,有正常的轻微磨损,证明改进是成功的。目前大亚湾和岭澳核电站8台泵中的5台均更换了这种密封,无任何泄漏情况。秦山核电站的同类泵也准备采用这种密封。
  • 摘要：随着计算机网络、分布式计算、人工智能等领域理论和技术的快速发展,分布式人工智能的研究与应用在理论上和系统开发思路上都为故障诊断提供了智能问题求解的新方法。为了满足核电系统高可靠性、高安全性和我国积极发展核电的需要,根据压水堆核电站系统故障体现出的层次性、传播性、相关性、放射性、延时性和不确定性等特点,以一回路主冷却剂系统为例,提出了以设备为基础的逻辑分布式故障诊断技术,主要介绍了该方法的基本思想、模型结构和应用示例。该方法把分布式技术引入压水堆核电站故障诊断领域,以设备为基本单元,建立了资源共享、相互协作的设备状态监测与故障诊断系统,具有多诊断技术融合、动态扩展、资源分布、高可靠性、高安全性、共享性、实时性与智能性等特点。经仿真机验证,该方法对一回路主冷却剂系统常见故障能够高效准确地诊断,而且对多种故障并发具有良好的诊断效果,为实时的,可靠的故障诊断技术在核电站中的应用打下了基础。
  • 摘要：反应堆物理启动时,由于中子测量仪表存在盲区等原因,容易发生启动事故,而且启动事故往往可能比正常运转时所产生的事故更加严重,因为启动时反应堆可能会以很快地功率增长率越过它的正常运行功率水平,从而减少了自动安全系统可以起作用的时间<'1>。因此,在启动过程中,必须采取临界监督以保证堆芯的安全。目前压水堆的物理启动基本上都是通过外推临界监督的方法将反应堆引至临界状态。从停堆深度到缓发临界,中子密度的变化量可达好几个数量级。鉴于此，分析了压水反应堆实际提棒的中子倍增公式。
  • 摘要：反应堆燃料元件作为核电站的核心部件,其性能直接影响核电站的可靠性、安全性和经济性。发展高性能燃料需要开展大量的、不间断的堆内辐照试验研究。辐照试验后还要进行燃料性能分析,在试验燃料行为分析之前,应先对燃料组件进行热工水力分析,子通道分析方法是迄今为止在核反应堆热工水力分析中应用最广泛的方法,COBRA系列程序就是以子通道分析为基础开发的堆芯分析程序。rn 它以系统计算的结果作为边界条件。考虑堆芯内各处燃料元件产生热量的不同,及流道之间的质量、动量和能量的交换,计算出具有开式栅格的堆芯的流场和焓场,得出各处燃料元件,特别是热点的燃料芯块及包壳的温度和包壳表面的偏离泡核沸腾比(DNBR)。rn 首先，介绍了COBRA系列程序的一个较新版本COBRA-EN程序所采用的的热工水力模型,描述了COBRA-EN程序中所使用的数学模型和控制方程,并介绍了COBRA-EN程序中所采用的与以往COBRA系列程序所不同的数值解法。最后，通过对秦山考验燃料组件的稳态热工水力分析,与国产THAP程序的计算结果进行了比较,结果表明COBRA-EN程序的计算结果符合实际情况,可用于对压水堆试验燃料组件进行热工水力分析。
  • 摘要：为例,阐述该指标作为第一个风险指引的性能指标,能够平衡核电厂的可靠性和可用性,在核电厂风险管理中起到重要作用。">通过一套安全性能指标(SPI)可以很好地展现核电厂运行安全状态的图像<'1>。目前,国际原子能机构(IAEA)、世界核营运者协会(WANO)、美国核电运行研究院(INPO)、美国核管会(NRC)等制定了各自的安全性能指标体系,已经成为核电厂各种管理活动不可缺少的辅助评价工具。WANO和INPO指标体系较适合于核电厂加强自身的量化管理,用于横向和纵向的比较和趋势分析。IAEA性能指标体系可以供各国核安全监管部门和核电厂根据不同的需要进行指标筛选。美国NRC于2000年正式实行新的商用核电厂监督检查程序(ROP)<'2>,其重要内容之一就是推广执行一套性能指标体系,根据"决策矩阵"采取相应的行动,适合于核安全监管部门管理核电厂。rn 基于风险的指标体系中,整体指标是来自核电厂运行的总体风险,可通过电厂专用PSA来度量。大多数情况下用堆芯熔化频率(CDF)作为一级指标,而将风险主要贡献者(初因事件频率和电厂响应事件能力指标)作为二级指标。90年代中后期,以美国为首的核工业发达国家不断推广应用风险指引(RI),将风险分析的结果与确定论分析、工程及专家判断、安全裕量等因素综合考虑。风险指引技术已经深入到核电厂管理的各个层面,其中风险指引的性能指标得到越来越多的应用。rn 以缓解系统性能指数(MSPI)<'3>为例,阐述该指标作为第一个风险指引的性能指标,能够平衡核电厂的可靠性和可用性,在核电厂风险管理中起到重要作用。
  • 摘要：船用核动力装置自动报警系统主要采用声光报警信号,是仪表和控制系统的一个重要组成部分,存在以下不足:单调的警铃或者警钟报警不能满足自动报警点数目大量增加的要求;大量采用CRT软光字牌,有时需经过多次操作才能准确确定故障点;有两个以上报警提示同时发生时,需要操纵员综合分析判断,人员劳动强度大,而且可能误判。rn 核动力装置事故的主要原因是人的失误。为了减少人因失误,许多国家都在利用人工智能、仿真技术和专家系统技术,改进人-机接口设计,使操纵员以最佳的方式和状态操纵反应堆,提高系统的可靠性。rn 开发语音导航与报警系统,为提高船用核动力装置的安全性提供了一条新的途径。与声光相比,语音具有直观、准确、无方向性的特点,由计算机辅助判断、提示,大大缩短了人机交互的距离,符合人机工程的原理。目前语音技术已经在电站计算机监控系统、安防、环保、铁路、气象等领域得到广泛应用。rn 在分析语音技术在导航与故障报警中应用的基础上,结合船用核动力装置的实际特点,提出了系统功能模块组成。该系统通过采集、处理核动力装置系统和设备的状态信息,判断识别装置的状态,根据预先设定的操作规程,给出语音提示,辅助操纵员执行规程。船用核动力装置语音导航与报警系统,作为一种信息传递手段具有很高的实时性和灵活性,将大大提高船用核动力装置的自动化水平和运行安全。
  • 摘要：核电站的温排水量大,对排水口周围局部水域水温不同程度的提高,扰乱了原来的水体温度分布出现质量、能量的递变和重新分配,对水域的水质和生态产生很大影响。讨论了温排水对鱼类、水质、水体营养程度的影响,根据海阳核电厂址的特殊地理位置提出了几种可能的取排水方案,并依据经济效益和社会效益的优劣进行了小议。
  • 摘要：核电站根本的目的是以尽可能低的成本发电同时要确保公众/工作人员的安全,必须保证对环境的影响在可接受的水平。发电和安全是所有核电站对仪控系统的基本要求,因此,核电站仪控系统必须:rn 对操作员控制、运行电站提供技术支持及帮助;监视电站的运行及对电站的异常发出报警:提供独立的安全及控制功能;防止事故后果的扩大(事故时操作员30分钟内可不干预),事故后为操作员提供合适的操作设施。这些活动的主要场所集中在核电站的控制室区域内,以目前国内已投入运行的核电站数字化仪控系统先进控制室(包括主控室、应急控制室、技术支持中心等)为例,参考目前国内在建的核电站数字化仪控系统先进主控室和EPR欧洲压水堆先进主控室,就压水堆核电站先进控制室设计应用进行一些初步探讨和技术方案对比,为我国今后核电仪控系统、先进控制室自主化设计提供借鉴经验。以期更常远考虑向主控室半智能化过渡,最终实现核电站仪控系统及主控室的全智能化。
  • 摘要：项目文化作为企业文化的支流文化,随着项目管理科学的发展和应用越来越得到重视。较一般工程项目而言,核电工程建设项目由于周期长、安全和质量要求高、管理复杂等特点,项目文化的需求更高,对于项目管理的作用更大。核电项目文化需要以核安全文化为根基。在国家积极发展核电的背景下,核电项目文化研究具有重要的理论意义和现实的应用价值。从企业文化研究入手,分析项目文化的产生过程及与企业文化的关系,确定项目文化的结构。在此基础上,论证项目文化在项目管理中的多种功能:内外部整合功能、导向功能、激励功能和辐射功能。结合核电工程及其项目管理的特点,分析影响核电项目文化的主要因素。对其中最重要的因素-核安全文化,在总结以往成功实践的基础上,构建结构模型。rn 此外,所讨论核电项目文化的理论构架,作为一项重要研究成果,建立一个包括"合作、目标、成本、廉洁、绩效"五要素和一个核安全文化框架的核电项目文化模型,即"COCHES"模型。最后,以辽宁红沿河核电一期工程项目为案例,运用COCHES模型进行分析,构建"愿景、价值观、行为准则、成员相互关系"四个层次的项目文化结构及"优、和、省、闯、廉"为核心内容的项目团队文化,论述项目文化的制度保障作用和全方位推进策略。
  • 摘要：对于反应堆堆内构件压紧弹簧的压缩刚度计算,通常采用二维轴对称模型,计算中模型上施加单位位移或单位力,根据简单的理论公式求得压缩刚度值,方法简便易行,已经广泛应用与工程设计分析之中。相对于压缩刚度的计算,求解压紧弹簧的弯曲刚度要复杂得多,主要是载荷施加及后续结果数据的处理,而且有时还必须建立三维有限元模型才能进行弯曲刚度的计算。
  • 摘要：要在2020年前实现《核电中长期规划(2005-2020)》的目标要求,除了继续新建一批滨海核电厂外,经济发展需要又能满足国家核安全法规和环境保护要求的地方,开发建设内陆(滨河、滨湖)核电厂。rn 根据最近对2006年度世界运行核电厂437台核电机组的统计表明:rn 内陆滨河、滨湖核电机组占已投运核电机组总数量的50.1％(其中滨河机组占45.9％、滨湖机组占4.2％)(详见本报告表一)。各国均根据各自电力发展的需求和区域经济地理特征兴建内陆滨河、滨湖核电厂。列举了美国、法国、加拿大、俄罗斯、德国、印度等国,2006年度核电厂42台机组与安全相关的各项运行性能数据(详见本报告表二)。内陆滨河、滨湖核电厂的选址、建造和运行,必须认真研究和满足国家核安全法规和环境保护的相关要求,选址适宜多几个备选方案:列举法国9座内陆滨河核电厂的21台核电机组和2座滨海核电厂的10台核电机组,许可证审批时规定了各核电厂放射性流出物(气态、液态)的排放限值及条件要求,以及2003年度上述各核电厂的实际排放值(详见本报告表三至表六)。rn 从总体上看,内陆核电厂在技术层面上没有难以克服的困难,内陆核电厂在选址时应同时考虑核电厂投入运行至退役所涉及的所有安全要求。我国已有二十多年发展核电的经验,核电厂投入商业运行十多年来,没有对周围环境带来不良影响,它为建设我国内陆核电厂奠定了良好的基础。总之,世界内陆核电厂多年安全运行的实践,对推动中国核电的进一步发展将发挥重要影响,积极推进我国内陆核电事业的发展。
  • 摘要：从电站的成熟性、安全性和经济性三个方面阐述了AP1000反应堆的先进性。并从AP1000没有参考电站,一些关键设备结构发生了重大改进,并且这种改进的验证工作还未完成;以及设备国产化面临的问题几个方面来说明AP1000的建造风险。最后,提出了完善AP1000设计,提升电站的规模效益所需要的未来改进。通过对AP1000的先进性、建造风险与未来的改进方向分析,有利于更好了解目前世界上最先进的压水反应堆技术以及发展水平,促进我国核电技术的发展。
  • 摘要：为应对全球能源需求日益扩大、能源市场竞争日趋激烈以及日益显现的温室效应所带来的全球环境问题,核电行业的全球化发展和专业化发展得到进一步增强。由此,技术支持单位(TSO)在核行业发展中的价值和作用受到越来越多的重视和关注。对TSO的定义、基本功能和能力要求、TSO在增进核与辐射安全中的作用、面临的问题等方面进行了阐述,并提出一些建议和观点供同行参考。
  • 摘要：根据2006年国务院通过的《核电中长期发展规划(2005～2020年)》,到2020年投入运行的核电装机容量达4000万kW(届时约占全国总装机容量的4％),在建核电装机容量达1800万kW。为实现这一发展目标发展内陆核电势在必行。而内陆核电建设事关国计民生,厂址选择是核电建设的第一步也是常重要的一步,如何在多个候选厂址中选择最优厂址、促进内陆核电安全、健康发展?通过对内陆核电建设的必要性论述及对我国目前内陆核电厂址选择有关厂址地理位置条件、地震地质条件、工程地质条件、规划用地条件、施工条件、交通运输条件、取排水条件、电力出线条件、水文气象条件、外部人为事件、大气和水迷散条件、周围人口分布、核应急疏散条件、当地人文条件等十几个方面厂址条件及现行法规政策的初步分析,并借鉴内陆核电建设成功的欧洲国家(法国)在内河核电选址的地基承载力、取排水和低放排放、防洪标准、环保要求、人口与外部事件要求等方面经验,寻找解决制约我国内陆核电发展各项要素的有效途径,为内陆核电在我国的突破和可持续发展创造有利条件。为促进我国内陆核电的可持续发展,建议国家多派技术人员、政府官员,赴国外参观、考察已建成的内陆核电,通过现场感观提高认识,并参考发达国家的成功经验,修改、制订适宜中国国情的内陆核电厂址选择和建设标准。
  • 摘要：铁素体材料是核级承压设备用材料的重要组成部分,但它具有低温脆性断裂的特性。在工程设计中抗脆断设计即是针对铁素体钢的这一特性。rn ASME规范中明确规定了对铁素体抗脆断设计的断裂韧性要求,设计原理是基于采用材料的缺口冲击韧性来评价材料韧脆转化问题。在ASME规范中,缺口冲击试验包括落锤试验和夏比V型缺口试验是用于评价的重要方法,并引入了"无延性转变温度NDT"和"参考无延性转变温度RTNDT"两个概念,以及缺口韧性与材料厚度和试验温度的关系。rn 在概要介绍了铁素体材料构件的低温脆断理论和抗脆断设计的基础上,总结了ASME规范中对核安全1,2,3级承压设备铁素体材料的不同的断裂韧性要求。在理解ASME规范关于材料断裂韧性的规定中,介绍了核工程设计中的TNDT+A准则。从中可以看出,ASME规范中对核级承压设备材料的断裂韧性要求随安全级别的升高而提高,其目的是均保证了核电厂承压边界不会发生脆性破裂。
  • 摘要：KBS-3处置罐用于瑞典乏燃料地质处置,由易延展的铸型铁内衬和铜屏蔽罩组成,铸型铁内衬提供机械强度支撑,铜屏蔽罩防止处置罐被腐蚀。内衬材料分成三类:I24、I25和I26,高放废物使处置库处于高强度放射场。处置罐内衬材料的辐射分析对处置罐运输、处置库剂量分析和地下水辐照分解有重要意义,地下水辐照分解将破坏处置库系统。运用MCNP程序模拟计算三种不同内衬材料处置罐表面的放射性剂量,分析计算结果并为处置罐内衬材料的选择提供参考。
  • 摘要：目前我国各核电站都采用了法国MGP公司生产的个人剂量实时监测系统。介绍了秦山核电一期针对该系统开发的软件在实时信息获取与控制、历史数据的统计分析、目标管理和防护方案的制定及决策中的作用。
  • 摘要：描述了放射性源片及源带的相对测量数据处理方法及软件。本处理软件包含四部分内容:rn [1]strip型源带测量；rn [2]Disc型源带测量；rn [3]Strip型源片测量；rn [4]Disc型源片测量；rn 经过处理的数据可以给出如下结果:rn [1]源带测量部分可以给出源带是否轧制到满足源片制备的要求;rn [2]通过已知数据计算出源片测量所需要的两个重要参数:自吸收修正因子TF及面层调节因子F1;rn [3]通过测量对源片进行自动分档;rn [4]利用计算出的TF及F1计算源片的单位面积放射性载量;rn [5]根据最终成品源的要求计算出半成品所需配备的面层厚度;rn 解释了控制源带及源片技术指标的五个重要参数:包括rn [1]控制中间产品单位面积放射性载量的参数H;rn [2]产品最终覆盖层厚度控制参数I:rn [3]自吸收因子J;rn [4]产品型号分档因子K;rn [5]最终源带载量L。
  • 摘要：在反应堆正常运行期间,在燃料组件和一回路循环水中会产生一定量的氚,由这些氚的泄漏和渗透,构成了反应堆气态流出物和液态流出物中氚放射性的主要部分。氚是氢的放射性同位素,渗透性非常强,释放出来的氚通过氧化和同位素交换反应,以HTO的形式散逸到周围空气中,构成了氚的主要污染源。实际工作中通过对人体尿氚测定结果来进行个体氚内照剂量的估算和评价。
  • 摘要：核设施放射性流出物对生态环境的影响评价,在我国的相关法规法律中已有明确的要求,而放射性核素在非人类物种(动植物)的转移行为,是建立相关辐射防护体系的重要基础。rn 在我国某核场址区环境,调查了梧桐、油松、夹竹桃、黄荆条,艾蒿等植物,以及蜜蜂和獾的生物学特性,通过对动植物及配套土壤的取样分析,提出了场址特征的90Sr、137Cs、239Pu在相关植物的转移系数。rn 结果表明,对90Sr而言,在所调查的植物中,尽管植物中90Sr活度浓度水平有明显区别,其Bv值基本在一个数量级范围内。油松松针和夹竹桃枝条的Bv值最高,黄荆条叶中的最低。同一种植物其叶部Bv值明显大于其枝条的有油松、黄荆条,而同一种植物其枝条的Bv值大于叶部的有夹竹桃、梧桐。对137Cs而言,在所调查的植物中,艾蒿的Bv值比其它植物的高1-2个数量级,黄荆条枝条和夹竹桃枝条的By值最低;同一种植物中叶部的Bv值均高于其枝条的,这和植物中90Sr的Bv值有明显不同。对239Pu而言,在所调查的植物中,黄荆条叶的Bv值最高,艾蒿和夹竹桃叶的Bv值最低,比其它植物的高1-3个数量级。同一种植物中叶部的Bv值高于其枝条的有梧桐、油松和黄荆条,枝条的Bv值高于其叶部的只有夹竹桃。蜜蜂和蜂蜜中90Sr的活度浓度较接近,蜂蜜中137Cs放射性活度浓度比蜜蜂中高1个数量级。蜜蜂通过采集蜜源植物摄入的137Cs进入蜂蜜中的份额明显高。场址区采集的獾骨中90Sr和137Cs活度均比其肉和皮毛的相对高。rn 与文献值比较,法国受Chernobyl事故污染区采集的松树90SrBv值在0.3～3之间,与本研究的油松的Bv值范围(松针6.00E-02～3.24;松枝6.49E-02～1.39)相似。
  • 摘要：随着核电的不断发展,我厂生产的UO<,2>芯块富集度品种也不断增多,钆含量的种类也随之增多,而在生产线上,不可避免会出现不同种类的产品混入棒内,当钆棒内混入的异常含钆芯块的富集度偏差较小时,单靠富集度Y扫描设备来区分含钆燃料棒内的异常芯块已无能为力了,为了提高含钆燃料棒的质量,必须有一种可靠的检测手段,才能保证产品的质量,为此,厂内引进了一台钆含量涡流无损检测设备。rn 钆含量涡流检测设备是核五院研制的一台新型的含钆燃料棒无损检测设备,其设备的检测原理是采用涡流检测的方法。检测探头由两个独立线圈组成,分别作为检测线圈和比较线圈,涡流检测的理论基础是电磁感应,在检测时,线圈中通以一定频率的交变电流,使两个线圈处于平衡状态,当含钆燃料棒从检测线圈中穿过时,由于线圈中的磁导率发生变化,两个线圈的平衡被打破,输出端会输出一个不平衡电压信号,该信号为两线圈自感电动势的差值,即涡流(电压)信号。涡流信号的大小随Gd2O3含量的变化呈线性变化。因此通过测量涡流信号的幅度大小便可以测量出芯块中钆的含量,同时也能测量出与棒内基体芯块不一致的异常芯块。该设备主要用于测量含钆燃料棒的钆含量,以及区分钆棒内混有不同钆含量和非含钆的UO2异常芯块,为了确定该设备的检测性能,我们用新研制的6根含钆富集度标准棒在该设备上进行了测试,经过不同参数的测试,确定出该设备对含钆燃料棒内混有非含钆芯块及不同含钆量芯块的分辨能力,同时确定出该设备对含钆燃料棒钆含量的测量精度。
  • 摘要：重水堆燃料元件制造化工转化以天然八氧化三铀粉末作为原料,在核燃料元件的制造过程中,因生产工艺条件、吸收类别及物料状态的不同,操作人员所受剂量水平也存在较大的区别。工艺条件、物料状态、生产环境、吸收类别以及操作者的工作性质和安全文化素养,在很大程度上决定操作者的所受的剂量。对在不同的操作环境下(操作岗位铀粉尘颗粒的大小、浓度的高低)、不同工种、不同性别的职工所受内照射、外照射剂量水平的评价进行简要介绍,并对重水堆燃料元件制造过程中职工所受剂量水平进行总体评价。
  • 摘要：UO<,2>芯块是核燃料元件的核心部件,采用冷压成型方法制备生坯。生坯沿其高度方向上的密度分布,对于制备密度均匀和形状尺寸稳定的烧结芯块有着重要影响,而密度均匀、形状尺寸稳定的芯块是燃料组件正常安全运行的重要条件之一。rn 采用有限元分析软件MSC.MARC对生坯压制成型过程进行了模拟分析。系统地研究了同一载荷下单向压制和双向压制工艺得到的生坯密度、应力应变分布规律,粉末在成型过程中的运动情况以及摩擦系数对生坯密度分布的影响。结果显示:由于粉末与模壁和冲头的摩擦作用不同,使粉末在径向和轴向的流动不均匀,从而造成了生坯密度分布的不均匀;单向和双向压制方式都存在局部高密度区和低密度区,两种压制方式下的高密度区都位于与冲头接触的边缘部分,低密度区在单向压制方式下位于生坯的底部边缘,双向压制方式下位于生坯的中部;两种压制方式下,高密度区域与高应力区域相对应,低密度区域与低应力区域相对应;在相同的载荷条件下,采用双向压制方式能够获得密度更均匀的生坯。rn 通过分析可为UO<,2>芯块压制成型工艺、模具设计以及选取设备调试参数等方面提供可靠的理诊依据。
  • 摘要：大晶粒UO<,2>燃料芯块的研制是为了开发高性能的压水堆燃料。通过辐照试验可以对不同制造工艺的燃料芯块进行评价和筛选,以便确定更先进的燃料制造工艺。rn 燃料芯块采用了10％富集度、直径4.8mm、尺寸37.4-42.1μm的大晶粒燃料芯块。为了在试验堆中随堆考验大晶粒燃料,设计了一种双包壳的试验燃料棒,该燃料棒是在外包壳内装入2根单包壳燃料棒,试验组件主要由4根双包壳的燃料棒组成。试验组件的冷却水由反应堆一次循环水冷却,不设专门的冷却回路。试验组件上安装了多种堆芯测量传感器,包括燃料中心温度热电偶、自给能中子探测器和冷却剂出、入温度热电偶,可以在线监测燃料试验参数,以便评价燃料棒的性能。rn 与试验组件结构相同的测量组件,通过堆外试验验证了结构和水力特性合理:通过堆内中子注量率测量,更准确地确定了组件功率,证明热工计算结果满足燃料温度场。目前,试验组件已在中国原子能科学研院49-2泳池堆内进行辐照考验,运行良好。rn 描述了大晶粒UO<,2>燃料芯块的研制、试验燃料组件的设计、制造和检验。
  • 摘要：芯块堆内性能试验"是中国压水堆核电站先进燃料组件研制的重要课题之一,目地是为更高燃耗(大于60GWd/tU)的燃料研制作准备。为此,我国核燃料制造厂开展了先进UO<,2>芯块制造工艺的研究工作。不同工艺UO<,2>芯块的性能好坏,最终必须经过堆内辐照试验来验证。本课题的研究目地是在研究堆上对不同工艺的UO<,2>芯块进行堆内辐照考验,掌握其辐照性能参数,为改进UO<,2>芯块制造工艺提供技术支持。rn 本课题的研究方法是在研究堆上开发随堆考验的燃料辐照装置,对高富集度、小直径的燃料芯块进行辐照试验。该方法可以更快地积累燃耗,缩短研究周期。">"先进工艺UO<,2>芯块堆内性能试验"是中国压水堆核电站先进燃料组件研制的重要课题之一,目地是为更高燃耗(大于60GWd/tU)的燃料研制作准备。为此,我国核燃料制造厂开展了先进UO<,2>芯块制造工艺的研究工作。不同工艺UO<,2>芯块的性能好坏,最终必须经过堆内辐照试验来验证。本课题的研究目地是在研究堆上对不同工艺的UO<,2>芯块进行堆内辐照考验,掌握其辐照性能参数,为改进UO<,2>芯块制造工艺提供技术支持。rn 本课题的研究方法是在研究堆上开发随堆考验的燃料辐照装置,对高富集度、小直径的燃料芯块进行辐照试验。该方法可以更快地积累燃耗,缩短研究周期。
  • 摘要：核电站水化学工况的选择及其实施,对核电站的安全可靠运行有重大影响。为了保证核电站水化学工况的有效实施,减少系统结垢、腐蚀,必须对水质进行化学水处理,包括对给水、凝结水和补给水的处理。化学水处理包含两方面内容:一是除盐处理,这主要是用树脂床进行离子交换除盐,或用膜法除盐,二是加药处理,如加入一定的药剂及保持一定的pH值和除氧,保证核电站水化学工况的有效实施,保证核电站的安全可靠运行。
  • 摘要：纵向涡(Longitudinal Vortex,LV)强化传热技术是基于LV在流场中的流动特性来达到强化传热。当流体横向流过一个障碍物时,会在其背后产生系列漩涡,而这些漩涡的强烈运动,促进了主流区与传热壁面附近的流体间动量和能量的交换,对边界层起到了削薄和破坏作用,因而使传热增强。研究表明:LV不仅能够使局部传热增强,同时由于其能够在流动下游的较远范围内存在,因此,也能够全面提高Nu数,而横向涡对全面增强流动传热的作用却小得多。LV的产生一般依靠纵向涡发生器(LVG)。由于LVG的作用距离远、结构简单、安装高度低,对于窄间隙通道的换热结构,LV强化传热有着较强的应用价值。rn 以往对于LVG传热强化的研究主要还是针对气体介质而言.只有极少数的学者对矩形通道内水的强化换热问题进行过研究,且对LVG各参数对传热和流动的影响特性分析还不够深入。针对这个问题,采用CFX10.0结合边界层理论作了进一步的深入分析。rn 本文的物理模型为,水以速度<'u0>从下部进入,垂直向上通过一侧周期性安装有矩形LVG的40×3x600mm窄间隙矩形通道。rn 采用β/90°、X/L、h/H、α/(B/2)、s/B和b/(B/2)对LVG的攻角、安装间距、高度、宽度、横向间距和长度六个参数进行了无量纲化处理,并定义了两个无量纲因子:φNu=|(Nu<,max>-Nu<,min>)/ΔX|和φf=|(f<,max>-f)/ΔX|,运用这些参数分析了以上六个参数对Nu数和f的影响权重。计算结果表明,在本文参数范围内,LVG的纵向安装间距和高度对Nu数影响最大,其余参数对Nu数的影响基本相当;LVG纵向安装间距和高度对f的影响最大,攻角和长度对f的影响较大,而宽度和同对LVG的横向间距对f的影响很小。rn 基于本文得到的结论,建议以后在对LVG的尺寸进行优化时.优先考虑对LVG纵向间距和高度的设计,且必须同时考虑这两个参数对Nu数和f的综合影响;而对于宽度和横向间距的优化可以优先考虑对Nu数的提高。同时本文的结果也可以为分析LVG结构尺寸多参数对流动和传热的综合影响时的参数筛选提思路。
  • 摘要：在国际上,压水堆核电厂核岛主要设备结构材料标准趋于统一,这经历了一个演变过程.了解这一过程,有助于理清自主开发核电厂设备结构材料的思路,对实现材料国产化和标准自主化有借鉴作用。综述了核电厂核岛主要设备结构材料的发展过程和主要性能指标。
  • 摘要：在大亚湾调试期间蒸汽发生器蒸汽湿度试验基础上进行了不确定度分析。湿度测量的准确性关系到核岛热功率测量的准确性,涉及到核安全。通过调研发现目前核电厂中运用广泛的非放射性示踪剂法测量蒸汽湿度通过科学合理的试验方法,严格的试验规程,可以满足要求。同时也存在一些问题需要改进和完善,例如缺乏对试验不确定度的实验与计算,从而无法得知试验的精度,无法提出对试验方法的改进方案。利用常规的不确定度计算的方法,结合大亚湾核电站蒸汽湿度测量的方法及相关经验数据,建立误差分析方程并进行了一系列的误差分析推倒,最终得到蒸汽湿度误差计算公式,并计算出影响蒸汽湿度测量的各项不确定度,确定、分析了影响测量精度的主要因素,为今后蒸汽湿度测量试验提出了进一步改进的意见和具体的方法。该项研究在国内首次针对核电厂示踪剂法测量蒸汽湿度测量进行了误差分析,填补了相关研究领域的空白,为今后在核电厂设计和运行,以及进行性能改进提供了理论依据和指导方向。
  • 摘要：反应堆压力容器是核反应堆的重要部件,根据国外电站的经验反馈,用Inconel 600制成的顶盖贯穿件均有应力腐蚀的倾向。1991年9月,法国首次发现驱动机构和热电偶(温度测量)管座出现裂纹,发生一回路水泄漏。此事引起IAEA和其他核电国家的高度重视。法玛通公司为此展开了调查和试验研究,发现其他压水堆也有类似的问题。在法国共检查了44座反应堆,发现管座有裂纹的有33座,占75％:检查管座3213个,有裂纹的108个,占3.36％。可以看出,压力容器顶盖管座出现裂纹的情况比较多。研究结果表明,产生裂纹的原因是应力腐蚀,首要因素是Inconel 600合金材料抗应力腐蚀性能较差。秦山核电厂的压力容器顶盖管座材料也是Inconel 600,采用的焊接工艺、运行工况也相似,因此也有应力腐蚀的倾向。为了确保核电厂的安全、稳定运行,有必要对这些顶盖贯穿件及其焊缝进行全面检查,这也为我公司对更换顶盖的必要性和紧迫性的决策提供可靠依据。因此秦山核电厂在第八次换料大修中委托武汉核动力运行研究所对反应堆压力容器顶盖及贯穿件进行了全面检查。本文论述了检验的效果及检测的结果。
  • 摘要：在国家"973"重大基础研究计划等项目的支持下和广泛调研和深入分析目前国际上放射治疗计划系统及其关键科学技术发展状况的基础上,设计了一个基于现代计算机技术和核物理数值模拟方法的、用于精确放射治疗的先进计划与质量控制系统(称之为ARTS:Advanced/Accurate Radiation Therapy System),对其关键科学技术问题进行了研究和发展,主要包括以下方面:医学影像数据处理与四维数值建模、快速高精度剂量计算、逆向计划全局优化与加速器/多叶准直器控制、实时自动摆位与定位以及基于反演的三维计划验证等。rn 目前最新的研发进展主要包括:医学影像数据自动识别重建与可视化,基于医学影像数据的自动蒙卡/解析建模系统(MORP),不同性别/年龄/状态的数字中国人的建立与发展,RBM/fsPB/MCNP分区分时耦合快速剂量计算方法,基于蒙卡验证的放射性核素插植内照射精确剂量计算方法,基于确定论与随机算法的模拟退火和遗传算法相结合的高精度快速射野强度逆向优化,基于射野强度优化结果的多叶准直器控制算法研究,基于视频影像的无体表标志物的快速精确实时定位与摆位,基于体外信息反演体内剂量分布的三维计划验证,细胞辐照生物学效应研究,硼中子治疗癌症数值模拟等;在此基础上发展了具有中国自主知识产权的大型集成四维精确放疗计划与质量保证原型软件系统,并在研制实物仿真体模的基础上开展了临床仿真测量验证实验。rn 分析了国内外放疗计划系统应用与发展现状。然后重点介绍ARTS系统的概貌、各主要功能设计思想及关键科学与技术问题理论与实验研究最新进展,最后介绍对ARTS的未来发展计划和应用展望。
  • 摘要：本文在利用IAEA聚变评价核数据库FENDL/2.1和FDS团队自主研发的核数据库HENDL的基础上，采用三维蒙特卡罗粒子输运程序MCNP/4C和FDS团队自主研发的大型集成多功能中子学计算系统VisualBUS，对EAST运行时，装置辐射屏蔽及大厅混凝土墙壁活化、环境辐射剂量率及停机剂量率等进行了三维空间和时间相关的模拟计算及分析。结果表明，EAST在D-D等离子体实验阶段，装置及大厅能够承受核辐射，周围环境的年最大累积剂量远小于国家标准限值。同时，EAST作为国际热核聚变实验堆(ITER)实验包层模块TBM (Test B lanket Module)的研究平台，本文对EAST中TBM进行了核分析。同时还介绍了EAST的辐射监测系统。该系统以环境辐射监测网、门禁系统、核聚变运行控制系统、屏蔽门拖动系统、厅内探测系统等设施为测控和通讯对象，研制了以单片机为核心的系统硬件、软件和状态机，确保人在任何情况下都不会误入高辐射区，并实时制止其他辐射泄漏的发生。
  • 摘要：ITER是在欧、日、俄、美、韩、印、中等七方国际合作框架下正在建造的具有500MW聚变功率、可持续燃烧500秒(不排除连续运行)、世界上第一个热核聚变实验反应堆。其主要目的是为了演示聚变能相关技术集成性和可用性,验证未来聚变示范堆和商用堆的等离子体工程技术、包层工程技术以及其它相关辅助技术等。计划在单位面积中子流强最大的装置赤道平面附近窗口区域安装三个实验包层模块TBM(Test Blanket Module),分别进行不同类型的包层模块实验,以验证聚变堆相关的关键核技术(氚的增殖能力和提取技术、能量获得技术、材料在辐照条件下的综合性能、设计软件和数据库验证等),为研究和发展用于示范堆和商用堆的核技术提供一个真实的综合测试环境,这是ITER的主要科学目标之一。作为ITER参与方之一,中国正在设计和发展两类具有自己特色的氚增值包层(液态锂铅氚增值剂包层和固态陶瓷增值剂包层)概念和技术,它涉及到中子学、热工水力学、结构力学、电磁学、材料与加工制造技术、系统工程与实验运行技术等。rn ITER是一个大型核设施,将产生1.77×1020/sec中子总流强,14MeVD-T聚变中子对材料的活化和放射性氚的存在使得建造和运行需进行核设施所要求的核安全分析,并获得许可证。ITER核安全研究涉及ITER设计和运行的各个方面,特别是其相关的辐射剂量分析和因此造成的工作人员、公众和环境影响等。中国FDS(Fusion Design Study)团队凭借其在国际聚变中子学研究领域的诸多领先优势,如中子学建模方法、数值模拟软件和核数据库制作技术等,负责承担了ITER基本三维中子学模型和剂量计算数据库的升级、部件核屏蔽计算分析等多项国际合作任务,并积极参与ITER安全与许可证设计评估工作。rn 在总体介绍ITER核技术和核安全研发现状的基础上,重点介绍中国承担的液态锂铅实验包层设计和聚变中子学研究进展状况。
  • 摘要：超声检测是核电站设备常用的一种体积检验方法,在核设备各个阶段都有广泛地应用。超声检测在保证核设备的安全运行方面起着不可替代的作用。而在核设备的超声检测技术中,由于超声检测能测量缺陷的长度和壁厚方向的自身高度,在含缺陷部件的安全评定时,是一种较好的无损检测手段。根据国内外经验,目前普遍认为缺陷的自身高度测量技术也是属于较难的课题。rn 此处，所介绍的缺陷自身高度超声波测量技术是尖端衍射信号测量法,从目前国内外的经验来看,尖端衍射信号测量法,是比较通用而有效的一种缺陷自身高度的测量方法。所谓尖端衍射信号是根据惠更斯原理,超声波入射到缺陷(如裂纹)上时,在裂纹上下尖端会形成次波源而产生衍射(称为衍射波)。端点衍射波测量法是通过测量裂纹端点衍射回波的传播时间差值来求得裂纹自身高度的一种方法。rn 论述了核容器设备和管道焊缝缺陷自身高度超声波测量技术的试验研究和测量方法,对提高在用核设备超声检测技术的可靠性和有效性有一定的适用价值。对于容器设备焊缝缺陷自身高度测量,介绍了深埋缺陷的高度测量和表面开口缺陷的高度测量的测量方法及计算公式。对于管道焊缝缺陷自身高度测量技术,介绍了绝对传播时间技术、相对传播时间技术和波型转换技术的测量方法及计算公式。最后，介绍了对于缺陷自身高度超声波测量技术的试验研究,重点叙述了四类试验:从裂纹背面侧进行扫查试验、从裂纹开口侧进行扫查试验、深埋缺陷的高度测量试验和堆焊层下缺陷高度测量试验。通过试验进行了试验结果分析并进行总结。
  • 摘要：核反应堆压力容器作为核设备的重要部件,按照核设备的应用规范,要求对其进行役前及在役检查,以确定核反应堆压力容器在运行前和运行过程中的安全质量。rn 在核电厂和核动力装置的检验规范和大纲中,对核反应堆压力容器的无损检测主要采用超声检测技术和视频检测技术。由于核反应堆压力容器的体积较大,受检对象涵盖了厚壁筒体焊缝、接管焊缝、接管交贯面、接管与安全端的厚壁管道对接焊缝以及堆焊层表面等众多不同类型的对象,相应地其检查技术也包含了众多不同类型的检查技术。rn 反应堆压力容器检查的实施是个复杂的过程,它必须依赖专用的机械检查设备和电子控制驱动装置来完成,超声检查系统、机械扫查器和控制系统的统一协作才能完成该大型设备的检查。检查技术的制定不但要从超声检测的技术角度考虑,还要根据机械运动的可行性和局限性来考虑。rn 由于核反应堆压力容器包含有不同类型的检测对象,同时由于实施检测的条件所限制,对于核反应堆压力容器的超声检测,超声检测技术要考虑超声探头角度、探头频率、探头形式、晶片尺寸、检测方向、探头托盘的形式、扫查探头的布置、扫查运动方式、标定及校核、选用仪器、缺陷的检测与定量等较多的因素。在综合考虑这些因素后,针对每一个检查部位,才能给出具体的检测技术。在应用中,一般采用多角度的单晶片和多晶片超声波探头,探头的频率为1～5MHz,波型有横波与纵波,检测方向有轴向和周向等多方向,探头托盘的设计要考虑扫查效率,使用的超声仪应为多通道高性能超声仪,缺陷的检测和定量要针对缺陷的类型来考虑。总之,需要综合考虑不同检测对象的特征和检测实施方式来制定超声检测技术,完成反应堆压力容器的超声检测。
  • 摘要：在核电厂蒸汽发生器传热管涡流检测中,对缺陷深度定量的可靠性是研究是国际上的一个重点和难点问题。传统的试验方法由于试块加工能力和成本的限制难以实现全面的研究。而数值方法可以避免人因、加工精度、仪器、环境的影响,获得纯粹检验方法的定量偏差。rn 针对国内核电厂应用最广泛的法国RSEM传热管涡流检验标准,利用有限元方法摸拟了涡流Bobbin探头相位深度曲线的判伤方法对缺陷的定量。通过大量计算结果的统计和分析获得了环槽缺陷在不同深度的定量偏差范围,以及它们之间的定性关系。揭示了涡流阻抗相位角并不是随着深度变化而单调变化的,而是存在一定的偏差范围。对于外槽其定量误差最大一般在10％左右,而对于内伤则偏差较大,最大可能达到50％多。因此对于蒸汽发生器传热管外缺陷Bobbin探头具有较好的深度定量,而对于内部缺陷则可靠性较差。解决了蒸汽发生器传热管涡流定量偏差的问题。
  • 摘要：根据我国核电中长期发展规划,到2020年我国电力装机容量将达到960Gw,其中核电的装机容量要占4％,即40000Mw。核电发展将极大地带动我国铀矿地质勘探和铀矿冶生产建设的发展。然而,目前核电开发人气高涨,但核原料开发却人气低落,原因是多方面的。就当前我国核原料开发建设中有关问题进行初步探讨,以期对相关协调政策的制定和促进核能持续健康地发展有所裨益。rn 关于发展机遇。讨论了应该从全球核能发展趋势、发展周期、铀价上涨以及战略资源上去把握核原料开发的发展机遇,并加快制定有利于我国发展铀勘探与开发的政策。rn 关于核原料开发建设的环境评估问题。提出了应从环保的大局和系统分析的高度上重新评估核原料生产体系,特别是核能作为洁净能源应该认同。rn 关于正确引导建设好我国特色社会主义市场经济下的核原料生产体系的问题。一是,必须构建一个既有有活力的、又能保障供给的同时核安全又是可控的体系。二是,积极探讨核电与核原料体系一体化建设的思路。rn 关于我国铀资源。中国"贫铀"论是困扰我国能源政策取向的一个很重要因素。建议组织专题研究重新认识国内铀资源,也许可以摘掉中国"贫铀"的帽子。rn 关于铀矿山建设。在市场经济条件下,更主要的是需要用国家政策去规范各方利益的平衡。rn 关于我国铀产品价格体系问题。按照目前国际天然铀价格的走势,国内价格的上升空间还很大,制造成本仍有较大的余地,故可以按照军用和民用分别处理。rn 关于铀探矿权、采矿权政策的研究。在制定铀矿采矿权价款的政策时,应因势利导,做到有利于促进我国核原料的开发建设。
  • 摘要：HTR-10GT转子系统是10MW高温气冷堆氦气透平发电项目中的关键部件之一,承担着把高温高压的氦气热能转化为透平机组的机械能、并最终通过发电机转化为电能的作用。在启动整个转子系统时,发电机作为电动机输入功率和扭矩,其中输入的扭矩为整个转子系统的启动力矩,是发电机设计的一个重要输入参数。rn 对HTR-10GT转子系统启动力矩的各主要影响因素进行了理论分析、推导出计算模型,应用该计算模型对转子系统启动力矩进行了估算,并通过调整相关参数得到各主要影响项对总启动力矩的贡献。给出各分项力矩的计算公式并根据HTR-10GT转子系统的实际数据进行分析计算。分析表明在初步选定的工作参数和条件下,惯性力矩在整个启动力矩中占有很大比重(98.5％)。在技术条件和经济因素许可的情况下,选取较小的启动频率(≤1Hz)和较长的启动时间(≥1s)对于有效降低惯性力矩是有效的。其中惯性力矩物理概念明确,不确定因素相对较少;而气动阻力矩在启动时相对份额较少,这两项都无需进行实验验证。摩擦阻力矩与摩擦系数,载荷系数等系数相关,并依赖于具体的设备条件(材料、结构等)、安装和调试状态等多种因素,因此摩擦阻力矩部分的计算结果具有较大的不确定性。本研究通过实际测量一台齿轮箱的摩擦阻力矩,证明了所用摩擦阻力矩的计算模型在工程范围内的有效性,增强了启动力矩计算模型的可信度,本研究结果将用于HTR-10GT转子系统的设计。
  • 摘要：反应堆在不同方式引入反应性时,功率(或中子密度)的响应规律是中子动力学所研究的主要问题。点堆模型(方程)因其简单,且能获得问题解析解而受到青睐<'1-4>。对输入小阶跃反应性且有温度反馈时反应堆缓发超临界瞬变过程的早年研究结果,相关文献都有介绍,但仍有一些问题没有解决,如最近文献采用去耦合法导出了中子增殖的表达式。针对文献<'3～4>中结果只能适用于初始功率近似为零的问题,对输入小阶跃反应性(ρ0<β)和有温度反馈时,反应堆缓发超临界过程进行研究。导出任意初始功率条件下反应堆反应性与时间的关系表达式,进而求得功率随时间的变化规律,并分析、讨论了输入小阶跃反应性与初始功率大小对缓发超临界变化过程的影响,结果表明,引入阶跃反应性ρ0后,功率峰值n<'m>不仅与ρ0有关,而且与初始功率n<'0>有关。ρ0越人,反应堆功率峰值相对初始功率增加的幅度n<'m>/n<'0>越大,而峰值宽度越小;初始功率越小,反应堆功率峰值相对初始功率增加的幅度n<'m>/n<'0>就越大,但是,初始功率小到一定值(如本文中n<'0> 1兆瓦)时,功率峰值n<'m>变化不明显,可为反应堆安全分析和运行管理提供重要的理论依据。
  • 摘要：高温气冷堆(HTGR)是在早期气冷堆、改进型气冷堆基础上发展起来的先进堆型,采用弥散于石墨球型基体中的全陶瓷型包覆颗粒原料元件,以中子吸收截面小、化学惰性的氦气作为冷却剂.堆内中子慢化材料、反射层材料、燃料元件结构材料及堆芯结构材料均采用石墨。石墨虽然具有良好的特性,但核反应堆堆芯环境如应力场、高温度场、强中子辐射场对其尺寸的稳定性和性能如石墨尺寸、热膨胀系数、力学性能等会产生影响。应力和辐照蠕变引起的石墨构件热膨胀系数的变化,对反应堆石墨构件特别是大型石墨部件和结构设计具有重要的影响,进而决定反应堆的使用寿命。国内外通过辐照实验对于石墨热膨胀等性能与温度和中子注量的关系已经有了一定的认识,但对于应力状态下石墨材料热膨胀系数与温度的关系,近些年来国外出现了一些报道,但相关资料还处于保密状态,国内尚未有这方面的报道出现。针对清华大学核能与新能源技术研究院开发的10MW高温气冷堆(HTR-10)内大量使用的IG11石墨,采用电阻应变片法,测定石墨在不同静态应力状态下线性热膨胀系数。结果表明,在压应力状态下,随着所加压应力的逐渐增大,石墨轴向(平行于应力方向)热膨胀系数增大,周向(垂直于应力方向)热膨胀系数降低.石墨轴向和周向热膨帐系数的变化随应力的增大逐渐增大,轴向与周向热膨胀系数之比即石墨材料热膨胀系数的各向异性逐渐递增。理论分析表明,应力状态下石墨热膨胀系数的变化,主要与石墨内微裂纹在应力作用下的打开和闭合有关。
  • 摘要：硼有两种稳定同位素,即<'10>B和<'11>B。<'10>B同位素具有对中子很强的吸收特性,广泛应用于现代工业、军事装备及医学等方面,尤其核工业对硼同位素的需求与日剧增<'1>,因此目前硼同位素分离的研究受到广泛关注<'2-5>。以平衡级模型为基础建立了精馏与化学交换法分离硼同位素的动态数学模型,并采用Simulink动态平台对该过程进行建模模拟,实验值与模拟值吻合较好。利用模型对化学交换法分离硼同位素的开工方式进行模拟寻优,提出了级联进料开工策略,即塔底不采出的变气速开工方式,与恒正常气速开工策略和全回流开工策略比较,大大缩短了开工时间和生产周期,该方法适于在硼同位素分离生产中采用。
  • 摘要：论述了我国核电站全范围模拟机概况,从核电站设计的变化、用户需求的变化、核电站仿真技术的变化以及模拟机应用范围的变化等方面阐述了我国核电站全范围模拟机标准修订的必要性,同时提出了修改的主要内容应包括:增加设计验证、规程验证、应急演习等功能要求;删除原标准中所有有关沸水堆核电站模拟机的内容;rn 明确对超设计基准事故、严重事故的模拟要求;增加通用故障和特殊故障的模拟要求;增加数字化控制系统和主控室的模拟要求;细化配置管理的要求等等。根据模拟机标准、国内外模拟机设计制造技术的进步以及模拟机应用的发展需求,对国内外模拟机设计制造能力进行了介绍,从技术条件、模拟机开发经验等方面对国内外主要模拟机厂商进行了分析对比。分析结果表明,以核动力运行研究所(现中核武汉核电运行技术股份有限公司)为代表的国内模拟机制造商已经具备核电站全范围模拟机开发全套的技术体系,其技术成熟性和先进性整体上已经赶上国外先进水平,核电站模拟机国产化是完全可行的。同时由于模拟机开发技术密集性和劳动密集性双重特点,核电站模拟机国产化,不仅更能确保模拟机质量,而且在工程进度控制和模拟机售后服务等方面与国外进口相比具有显著的优势。
  • 摘要：核电站中汽轮机的全部级都在湿蒸汽状态下工作。湿蒸汽快速膨胀会产生非平衡两相凝结流动现象。所谓非平衡,一是指过饱和膨胀产生的热力不平衡,即过热的、饱和的或过冷的蒸汽及水共存于同一压力之下,但相与相之间和各相内部均有温差存在;二是指高速气流中夹带的具有不同动力学特性的液滴产生的动力不平衡。当热力不平衡态发展到极点时,蒸汽在一定过饱和度下突然大量成核凝结,凝结潜热对汽流加热,形成了类似激波的凝结冲波现象。蒸汽快速膨胀产生的非平衡两相凝结流动现象是引起透平效率降低的重要原因。rn 分析了湿蒸汽的自发凝结特性,提出湿蒸汽的叶栅流动可以假设为两个阶段:叶栅内流动和叶栅后穿越凝结冲波的流动,并分别针对这两个阶段建立了由两个非线性方程组组成的透平湿蒸汽非平衡流动动态仿真模型,并对过程慢变量密度和焓进行了动态时间步长修正。方程组由两相流体质量守恒方程、动量守恒方程、能量守恒方程,过热蒸汽方程、流动压降方程、激波前后关系式及其它两相流关系式组成,方程中包含了叶栅几何尺寸、叶型损失等多个影响因素。模型可以求解叶栅出口平面及凝结冲波平面后两相流体的速度、压力、温度、焓及气流角等参数。以核动力汽轮机为对象的仿真算例表明,仿真结果合理并满足精度要求,模型可以用于核电站仿真机的研制开发。
  • 摘要：通过分析蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)发生的主要征兆信号和产生对应征兆信号的可能事故原因,总结基于征兆规程处理措施,建立规程知识库。程序在实时操作系统VxWorks下开发,利用C语言进行编程,并在仿真机上进行调试。编制程序可根据事故的征兆,给出相应的操作指导,提高了规程使用的有效性以及核动力装置的安全件。
  • 摘要：两相流动不稳定性是影响各种大型电站锅炉和反应堆系统安全运行的重要因素之一。以蒸汽发生器为研究对象,采用频域控制理论来分析并联多通道流动不稳定性的发生机理。对直流蒸汽发生器的传热和流动建立数学模型,利用线性微扰原理和Laplace变换推导出闭环系统的特征方程,结合Nyquist稳定性定理判断系统的稳定性,在此基础上编制了计算机程序分析蒸汽发生器的稳定性。结果表明:系统的稳定性和通道数目有一定关系;随着入口阻力因数的增大,系统的稳定性提高;随着运行负荷的降低,系统的稳定性逐渐降低。
  • 摘要：岭澳核电站AHP/GSS系统疏水管线疏水器下游管道和孔板下游管道均处于汽液两相流状态,在实际运行过程中,部分疏水管线壁厚减薄,强度下降并诱发裂纹。针对这一现象,对气蚀和闪蒸的定义、产生的条件进行了详细论述,对其中AHP205DI所在疏水管线进行了详细的水力计算和热力分析。计算分析表明:疏水管线实际疏水量较设计流量大,导致疏水器下游管线介质流速过快,管壁受到一定冲蚀。另疏水器下游介质流速过快,致使疏水器背压变化较大,使得倒吊桶式疏水器间断排水动作明显,气蚀现象更会严重。AHP/GSS系统疏水管线孔板下游管段附近气蚀必然产生,对饱和水或湿蒸汽采用孔板节流降压,闪蒸和气蚀在设计上无可避免。欲减小闪蒸、气蚀作用,减小孔板出口湍流强度,应尽量减小孔板缩流断面处压力与饱和压力之差,从而减小气蚀的气泡大小,减弱气泡破裂引起的冲击。闭式凝结水回收系统的整体设计思路应该是:根据实际疏水量,设计疏水管线流量,即根据设计流量合理选择疏水器型号和设计疏水器背压。单级孔板压降过大时,可考虑逐级降压,采用多级孔板替代单级孔板,单级孔板压降由多个单级孔板分担,合理设计多个单级孔板压降分配。在许多应用场合,消除气蚀作用所采取的各种措施会受到其费用和复杂程度的限制,因此,对于设计人员其目标就是要把气蚀限制在一个可以接受或容许的范围内。
  • 摘要：在中国大陆,各个核电厂已经或正在计划开展核电厂老化与寿命工作。蒸汽发生器作为核电厂安全重要设备之一,均被列入了首先开展老化管理的设备名单中。在过去的5年间,国内在蒸汽发生器老化管理方面取得了一些进展。这些工作主要是以IAEA关于核电厂老化管理的导则和技术文件为基础,通过开展蒸汽发生器老化机理分析,编制蒸汽发生器老化管理大纲,建立蒸汽发生器老化管理数据库系统,初步建立起蒸汽发生器老化管理体系。并在此基础上,开始了对蒸汽发生器老化状态的评价和剩余寿命的评估。蒸汽发生器降质可以被划分为性能降质和结构降质两类。根据发生可能性、对安全的影响以及运行经验,蒸汽发生器潜在的老化机理可以分为I、II和III级,分级管理的目的在于保证电厂将有限的资源投入到需要重点关注的I级和II级老化机理中。蒸汽发生器老化管理大纲(SGAMP),作为老化管理的基础文件,主要规定了SG老化管理的工作流程,同时老化管理大纲还包括对大纲的评审和持续改进的要求。秦山核电厂蒸汽发生器老化管理数据库(SGAMDB)作为国内第一个设备级老化管理数据库,已经成功安装并运行在QNPC的服务器上。此外,秦山三期蒸汽发生器老化管理数据库也完成了程序开发。基于蒸汽发生器各项老化机理的老化降质评定和残余寿命评估现正在研究过程中,主要的评估项目包括传热管结构完整性评估、关键承压部件的结构完整性和残余疲劳寿命评估和蒸汽发生器换热性能评估等。
  • 摘要：概率安全分析(PSA)是近年来发展起来的一种新的核电厂事故评价方法。其采用系统可靠性评价技术(即故障树和事件树分析)和概率风险评价技术对复杂系统的各种可能事故的发生及其进程进行全面分析,从它们的发生概率以及造成的后果综合进行考虑。PSA方法具有诸多优点,包括便于对系统软硬件进行量化设计、便于优化设计、便于提供风险数据与其他活动进行比较以及利于被公众接受等。尤为重要的是,作为PSA成果典范的WASH-1400成功地预示了TMI事故的全过程,而且被后来发生的切尔诺贝利核电站事故进一步证实。因此,80年代后PSA技术及其应用获得迅速发展。随着国内核能的不断发展,PSA技术也在我国核电厂安全评审中发挥越来越重要的作用。rn 本文涉及PSA技术的方法及应用,介绍了PSA技术的特点、组成和分级。并且详细介绍了PSA技术的基本流程,包括初因的确定、事件树的建立、系统故障树分析、事故序列定量化计算、结果分析。其中,系统故障树分析部分还需要建立模型进行分析。最后,通过计算结果就可得出堆芯熔化几率和辨别对堆芯熔化起重要作用的部件。rn 随后,对PSA技术在核电厂安全分析中应用进行了简单的介绍,概述了几种不同情况下的应用分类。
  • 摘要：核动力装置结构复杂,技术密集,具有潜在的危险性。当系统出现异常或故障时,操纵员需要及时分析引发系统异常的原因并采取相应的应急措施。在巨大的精神压力和工作负荷下,其判断力会受到很大影响,甚至不能采取正确的操作规程排除异常,导致严重后果。rn 目前,各种故障诊断技术的应用得到了巨大的进步和广泛的关注,然而,这些系统基本上都属于黑箱操作,缺乏详细合理的推理过程和解释,得不到操纵员完全地信任,因此操纵员在进行警报分析和故障诊断时仍主要以个人的知识、技能和经验为主,这样很容易引发人因失误,造成核事故,危害核动力装置安全运行。rn 基于以上观点,在系统的易理解性方面需要进一步提高,并开发出一种新的警报分析系统,为操纵员提供有切实效的支持及帮助。rn 本设计所提出的基于因果关系图的警报分析方法,希望通过因果关系的推理判断,达到辅助操纵员迅速寻找故障或事故根本原因的目的。rn 传统的因果关系图建模在处理复杂系统时,由于系统结构复杂、功能单元多,参数间因果关系复杂等因素,往往使得系统在建模、分析、验证和修改工作过程中遇到困难。本文所设计的核动力装置因果关系图借鉴了多层流模型(MFM)的建模方法。以认知学的角度从系统目标、功能及物理部件三个角度对复杂系统进行描述。此系统不仅可以描述系统的过程行为,更加强调了行为的目的性。将复杂系统按照一定的规则在方法-目的、部分-整体两个方向上进行多次抽象及拆分,描述为不同物理性质的流结构,最终设计出以系统成功为导向的应用系统。使得复杂系统的层次清晰易懂、直观明了,大大简化了操纵员的警报分析工作。rn 以某核动力装置为研究对象,对系统进行了设计,并简要介绍了因果关系图的原理和推理方法。
  • 摘要：在核动力装置运行状态的管理与控制经验的基础上,根据船用核动力装置的特点,特别是船用的移动性,针对性的提出了船用核动力装置核安全信息管理系统问题。探讨了windows CE在船用核动力装置核安全信息管理中的应用研究。研究了如何使用MSSQLCE提供的远程数据访问RDA(Remote Data Access)对象,实现Pocket PC的SQLCE数据库与PC服务器的SQL Server 2000数据库同步与数据交换。着重讨论在Windows CE下使用MSSQLCE提供的远程数据访问RDA对象,因为(RDA)对象为Windows CE应用程序访问远程的SQL Server数据库提供了一种简单的访问方式。利用它,可以将存在Pocket PC上的数据直接写入到远程的SQLServer数据库中或将远程的SQL Server数据库的数据下载到Pocket PC中的SQLCE数据库中的一个数据表中,这样就实现了数据的交换和同步。目前,掌上电脑(Pocket PC)功能越来越强大,速度也越来越快,有许多功能已接近台式电脑。另外,掌上电脑体积小,使用和携带非常方便,有台式电脑和笔记本电脑无法比拟的优越性。它主要的用途是作为前端的数据采集,数据采集完后,与PC电脑交换数据,以期与PC服务器上的数据库数据保持同步。在此基础上开发基于Windows CE下Pocket PC的核动力装置安全信息管理系统将其作为核安全信息采集自动化的终端设备,提高核安全信息的收集速度与准确性,将对船用核动力运行管理人员提供有效的信息支持和核安全监督管理的有效手段。
  • 摘要：采用机理性严重事故最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.4作为研究工具,以典型的西屋公司3环路压水堆为参考对象,建立了一个详细的严重事故计算模型。对于决定严重事故计算结果堆芯节点划分为:堆芯内157盒燃料组件沿径向由内向外依次划分为5个通道,每根燃料元件沿径向划分为5个节块,沿轴向划分为10个节块;为了模拟堆芯在失去几何形状情况下冷却剂的流道变化,模型的建立考虑了各通道的流量交混。选择一回路热段当量直径为20.32cm(8英寸)的失水事故(LOCA)作为初始事件,首先对无注水、无缓解措施下的基准事故进程进行了计算分析,随后研究了3种不同注水时机对严重事故进程的影响。3种注水时机分别为堆芯表面峰值温度(PCT)达到1100K、1300K、1500K时开始注水。计算中假设破损环路无注水,2条完整环路注水率各为32kg/S。rn 计算结果显示,压水堆严重事故进程对于注水的时机非常敏感。较早阶段的注水,如堆芯还没有出现锆水反应或者锆水反应刚刚开始但不是十分剧烈,那么此时的注水对于阻止堆芯熔化十分有效。较晚阶段的注水,如堆芯已经开始剧烈的锆水反应,则此时的注水反而会恶化事故进程,加速堆芯熔化。介于二者之间阶段的注水也不能终止事故进程,仅对事故起到一定程度的缓解作用。由于破口面积较大的失水事故进程演变非常迅速,上述所谓的'较早阶段'与'较晚阶段'相差只有数分钟。此外,对于破口面积较大的失水事故,锆水反应开始后堆芯出口温度与热通道出口温度均不能用来判断堆芯的损伤状态。因此,有必要对严重事故管理(SAM)的入口条件进行深入研究,例如采用安全壳压力、累积产生氢气质量等参数作为判断标准来实施严重事故管理。
  • 摘要：简要介绍了优秀的国外在役核电站安全生产业绩并给出部分核电大国近十年在役核电站平均能力因子,可以看到美国、韩国、德国、乌克兰、法国等核电站运行业绩能够持续改进,特别是美国核电站近十年进步明显。对美国老旧机组能够实现并保持如此优秀业绩进行了分析,认为主要原因是:电力市场管制放松:新的运行技术开发和应用:核设施运营相关行业机构大力推动和组织核电站之间的良好实践及对标活动;运营公司兼并、优胜劣汰等。rn 介绍了美国核电站运营技术研发工作。对美国电力研究院(EPRI)针对电厂安全运行的需求开展的业务及2007年版的核能运行技术研发路线图做了简介。其运作核心是通过这些技术研发应用,提高在役核设施的安全性、可用性,延长寿期并支持新的核技术的应用。rn 对国内(大陆)在役核电站投运以来运行业绩(能力因子)进行了统计分析,认为经过十几年的不懈努力,各电厂的安全水平及能力因子都有较大的提升,但是持续保持先进水平的能力不强,与国外(美国)运营核电站实现优秀业绩的要素相比较,国内核运营企业的内外部环境需要很大的改善。在运营技术方面制约运行业绩保持和提升的主要因素是设备的可靠性,大修工期和换料周期。rn 回顾了大亚湾核电站十三年运行技术发展的实践,评估了大亚湾核电运营公司运营水平与世界先进水平的差距,对若要实现运营业绩进一步提升并进入世界先进水平,在运营技术研发方面需要做的工作做了简要介绍。
  • 摘要：反应堆压力容器材料的热影响区性能是影响压力容器完整性的一个重要因素,但国内外热影响区辐照性能的数据十分少。本报告对RPV堆焊层下的热影响区在辐照后不同位置的力学性能试验结果进行了分析,其结论对核电站的长寿命设计和电站寿命老化管理具有参考意义。
  • 摘要：核电设备监理技术伴随我国的核电建设走过了一段从引进、消化、自主开发的历程。随着核电建设事业的快速发展、核电重要关键设备的国产化以及新的潜在国产化设备供应商不断加入设备供货的行列,核电监理技术也需要不断发展,以满足设备全球采购和设备国产化的双重需要,提高整个核电监理工作的水平。同时,伴随核电监理技术的发展,如何使监理技术规范化和标准化,是必须面对的挑战。研究建立标准化、体系化的核电设备监造体系以实现全过程制造质量与进度的监督,是核电工程建设重要的风险预防和控制措施,也是核电产业化发展进程中的一个重要方面。在简要介绍核电监理技术及其体系主要构架及在设备监理活动中运用的基础上,试图从标准化和体系化建设的角度,提出核电设备监理技术发展的几点思路,包括技术体系的确定原则、技术体系的基本构架、技术体系的运用、技术体系的标准化和体系化发展思路、技术体系的发展趋势等内容。
  • 摘要：对大亚湾岭澳二期CPR1000核电项目中有关核岛辅助系统的2、3级核承压设备在国产化制造过程中遇到的一些问题从设计角度出发对一些设备进行探讨,如柴油机主贮油罐由卧式变为立式减少制造和安装难度,同时大幅度降低设备自重;蒸馏液监测槽隔膜密封形式的改变减少设备组装困难和隔膜采购的困难;换热器结构形式的变化如采用折流杆换热器以提高换热效率、为摆脱U形管依靠国外进口采用直管换热管,适当采用薄管板结构不仅原材料采购问题得到简化而且对管板加工带来很大益处,换热管和管板连接形式的改变如采用"内孔焊"或"全深焊"形式以改善换热管的受力状况,彻底消除换热管与管板之间的缝隙以避免间隙腐蚀的产生;椭圆和碟形封头壁厚的标注便于设备制造厂提高原材料利用率和成本控制;rn 通过对法国RCC.M规范材料体系以及其所参照的法国国家材料标准的初步分析,并与法国RCC-M规范关于材料方面的对比,分析了国内原材料采购所遇到的标准等问题进行可行性探讨,以期望对促进设备国产化进程提供参考。
  • 摘要：岭澳核电站二期防渗地连墙是建造在中隔堤及厂区回填区域上的一道地下连续墙体,其主要作用是防止因排水渠温水与将来形成的进水明渠冷水发生热交换而降低发电厂生产冷却功效,同时满足PX,CC及其进水明渠等构筑物干施工的需要。墙体采用膨润土.水泥浆构成,墙顶高程为3.0m,轴线长度686.24m,孔深19～22m不等。rn 本工程地层结构由填石、海积卵石、残积粉质粘土、风化岩组成。rn 填石层厚度达9～13m,块石粒径以50～100cm为主,少量大者达200cm以上,填石问空隙较大。施工区海水最高潮位为+2.0m,最低为-0.5m,在大块石回填的海岸区域,由于回填层松散架空,加上潮位变化大,施工中易出现漏浆、塌孔、掉石卡钻等事故,施工防渗墙存在极大的困难。rn 阐述了新旧防渗墙(与一期防渗墙)连接方式,施工平台座在松散回填层上防坍塌的处理措施,大块石回填层孔斜率控制方法及钻进方法,漏浆,塌孔,卡钻处理等施工中几种特殊情况的处理方法和措施,并提出了造孔,清孔,混凝土浇筑,墙体检测的施工质量控制方法,针对设计指标太多,且相互制约,造成现场施工控制困难,在满足设计及使用的前提条件下,提出了个人的优化观点。
  • 摘要：红沿河核电一期工程采用中国广东核电集团推出的CPR1000技术方案,该技术方案首次在我国寒冷地区实施建设,而且首次实施四台机组统一规划布置。红沿河核电一期工程也是深圳中广核工程设计有限公司自2005年成立以来首次承担的核电设计项目。rn CPR1000技术方案是在大亚湾核电基地正在运营的四台机组和正在建造的两台机组的基础上,通过不断改进优化,形成安全成熟先进的CPR1000技术方案,为推进国家核电自主化、标准化、系列化奠定了坚实基础。CPR1000技术方案标准化绝非意味着可以完全照搬照抄参考电站的技术方案,必须根据不同厂址条件和电站总体规划进行优化设计或适应性改进(如:在红沿河地区必须考虑防冻措施),优化设计或适应性改进的技术难点和工作负荷集中体现在电站配套设施上,设计好电站配套设施对稳步快速推进CPR1000系列化建设十分关键。rn CPR1000电站配套设施从狭义上讲,指除核岛厂房和常规岛厂房以外的厂房(也称谓子项,即:BOP),与电站运行密切相关的BOP厂房称为技术性厂房,与电站运行非密切相关的BOP厂房称为非技术性厂房。CPR1000电站配套设施从广义上讲,除了BOP厂房以外,还包括核岛辅助系统与设施(即:BNI)和常规岛辅助系统与设施(即:BCI)。rn 深圳中广核工程设计有限公司(CNPDC)高度重视电站配套设施设计,成立公用设施所,承担如下电站配套设施设计任务:全厂消防、全厂给排水、全厂防洪、全厂循环冷却水、技术管廊、常规岛及BOP埋地管网和非放射性污水处理;全厂压空、辅助蒸汽、制氯、制氢、二氧化碳/氮气、实验设施、冷热机修设施、海水淡化、除盐水生产、凝结水精处理、常规岛化学取样和常规岛化学加药;全厂供暖、通风和空调。rn CPR1000电站配套设施主要特点是专业广、启动早、变化大、任务杂、子项多、系统多、接口多、各方关注多,很难形成标准化设计;rn 其难点不仅仅在于设计出满足各个厂址条件的优化合理的各个子项和系统,更关键的是让这些优化合理的子项和系统组合在一起后,让整个电站更加优化、合理和协调。CPR1000核电站地下隐蔽工程相当复杂,有很多廊道、浅沟、地坑和埋管,是国内任何常规电站设计很难想象的,与参考电站相比,任何优化设计和技术改进都必须相当慎重,必须充分考虑可能带来的潜在影响和风险。rn 设计公司以红沿河项目初步设计为突破口,在参考电站的基础上,经过大量分析、研究、论证和评审,充分听取广核运营公司、广核工程公司、业主公司以及国内外有关专家的意见和建议,最终确定电站配套设施的技术方案和技术改进项目。不仅高质量完成符合规定设计深度的初步设计文件,而且针对红沿河初步设计,对所有重要子项全部组织业主公司、广核运营公司、广核工程公司、广东电力设计院等专家进行了技术方案评审,在认真消化吸收各评审专家意见的基础上,改进配套设施设计,提高了设计分析决策能力。rn 红沿河项目配套设施初步设计的圆满完成为中国广东核电集团开展CPR1000项目标准化设计积累了宝贵经验。
  • 摘要：核电是一种清洁、安全、高效能源,目前,核能发电在世界上已成为重要产业,提供了全世界16％的电能;介绍了我国核电发展概况;提出了湖南能源紧缺,发展核电是缓解湖南能源供需矛盾的重要途径;并介绍了湖南在核电方面所作的前期准备工作情况;对湖南发展核电提出了一些建议;调整与充实湖南省核电工作领导小组及核电办公室;组织精干的班子去核电站进行考察学习,进一步做好核电前期准备工作;修改与落实核电建设规划。
  • 摘要：AP1000采用紧凑型主控制室结构,主操纵员界面配备Ovation分散式控制系统(DCS);人机界面(HMI)包括:为操纵员提供全面显示的电站信息显示系统、对所有安全和非安全相关设备系统的软控制、一套多方面报警系统和计算机化的运行程序;主控制室还配备一套壁屏式信息显示系统,可以不间断提供所选监测信息的大屏幕显示,操纵员能在大屏幕上突出显示DCS系统上的显示内容;在Common Q<'TM>平台下,主专用安全参数仪表盘和辅助专用安全参数仪表盘提供安全相关控制。
  • 摘要：随着核能发展和应用,核反应堆的可靠性、安全性和经济性等不断改进和提高。为迎接21世纪核能的发展,美国于2000年提出了第四代先进核能系统,包括六种有应用前景的核反应堆系统,其中有三种是快堆。我国已经开始工程技术发展的钠冷快堆就是其中一种。我国快堆技术历经上世纪60年代中后期起的基础研究,纳入国家八六三高技术计划后的应用基础研究,正在建造65MW中国实验快堆,该堆计划于2009年首次临界。我国钠冷快堆的技术路线和发展目标与第四代先进核能系统的发展目标是一致的。钠冷快堆是当今唯一现实的核燃料增殖的堆型,发展快堆和相关的燃料循环可将铀资源的利用率从单单发展压水堆的1％左右提高到60～70％。快堆是我国核能可持续人规模安全供应和替代化石燃料、减少CO2排放的关键堆型。
  • 摘要：20世纪60年代,美国红石火箭发生发动机熄火事件。此事件推动了潜通路分析技术(SCA)的开发研究并建立了完备的分析技术体系。rn 将该成果广泛的应用于航天、航空等复杂系统设计分析中,获得巨大效益。SCA在我国起步较晚,目前我国的研究成果处于初步阶段,涉及领域较少。国内外鲜有已公开发表的对热工流体系统的SCA研究成果。rn 核动力装置系统中的热工流体子系统涉及的专业广泛,功能不同,接口界面多,操作程序复杂。将SCA用来识别和分析该动力装置中热工流体系统可能存在的潜通路,进而在设计和建造阶段及时采取有效的预防措施,并在操作规程中规定适当的操作条令,将有助于提高核动力装置的可靠性和安全性。rn 尝试采用SCA来对某核动力装置的余热排出系统进行简单的潜通路分析,为设计者提供一个有益补充和参考。通过对系统的分析,筛选出合适的映射规则,然后按照映射规则,将该系统转换为等效的电路图。然后对等效电路图逐一进行人工路径搜索,结合实际系统进行分析,找出余热排出系统中可能存在的潜通路。
  • 摘要：蒙特卡罗方法(Monte Carlo缩写为MC),是一种独具特色的数值模拟方法也被称为统计实验方法。Monte Carlo方法应用的前提是借助于计算机,发展功能强大和计算高效的程序。MCNP是美国LosAlamos实验室研制的一个大型蒙特卡罗中子-光子-电子输运程序,已有五十多年的发展史,MCNP4B是1997年推出的版本,它的特点是可处理三维复杂系统的输运问题,几何界面除任意平面利二阶曲面外,也可包括四阶椭环面。粒子输运方式可以是中子输运、光子输运、电子输运、中子·光子耦合输运、中子.光子-电子耦合输运、光子-电子耦合输运或电子-光子耦合输运。既可用于解正向输运方程,也可解多群共轭输运方程。既可计算穿透问题,也可计算临界特征值问题。配备的截面数据覆盖了所有的常用核素和同位素,并可选用能量连续方式或多群方式,而且数据已得到更新。几何功能非常强大,应用非常广大。曾做过大量的均匀单体系统的验证计算工作,此次又翻阅了大量资料从8个有反射三维阵列准均匀临界实验数据中选取了3个方案进行验证计算。介绍了利用蒙特卡罗MCNP4B程序,对铀浓缩度为29.83％有反射的三维阵列准均匀系统临界实验数据所进行的验证计算,通过验证结果表明该计算程序在该范围内是有效的。
  • 摘要：在线仿真技术是通过核电厂现场测量数据对仿真模型进行实时校正,从而提高系统仿真精度,并可通过超实时计算,使操纵员及时了解核电厂运行中存在的风险,有利于确保核电厂的安全性和经济性。故障诊断是核电厂在线仿真系统关键技术之一,要求故障诊断系统具有较高的诊断精度和实时性,能适应电站的各种运行工况和时变特性,并能在线处理从现场来的海量数据。首先，对在线仿真系统进行了综述,并根据在线仿真系统的特点提出了基于多层流模型与分布式神经网络相结合的诊断方法,该方法不仅可以提高系统异常检测效能,而且可以有效提高故障诊断精度,同时也解决了人工神经网络固有的"黑盒式"诊断缺陷的问题,操作员可通过可视化图形推理的手段,理解和验证诊断系统结果,采取正确的紧急操作规程,从而提高运行维护的可靠性。
  • 摘要：针对核能面临的核废物处理问题,结合相关研究,提出了深地层熔化自埋处置方式,阐述了自埋方式的机理,提出了熔化热量阈值的概念,在相关文献的基础上以球体为废物储存罐计算了不同半径球体在特定岩石中的自埋速度和深度。与当前各国开展的深地层埋葬作了比较,得到了一些有意义的结论:rn 1)深地层熔化自埋能够在熔化结束后形成四层近场屏障,阻止地下水接近核废物。rn 2)对于球形容器可以增加球的半径,以延长达到阈值的时间,增加熔化深度,球体半径增加熔化深度显著增加。缩短乏燃料储存时间可以增加熔化深度。工程实际条件允许应尽量增加球体的体积,缩短乏燃料储存时间。rn 3)深地层熔化自埋能够达到很深的地层,从而形成了深厚的远场屏障,并且处置成本较低,是一种经济安全的高放废物处理方式。rn 4)所计算的是一种特定的岩石,熔点较高,熔化速度较小,实际的熔化速度会更大,熔化深度更深。rn 5)选取的放射性废物是乏燃料,而实际上任何达到热量阈值的放射性废物都可以用此方法处置,只要知道衰变热变化规律就可以求得熔化的速度和深度。
  • 摘要：根据我国核安全法规的要求,核电厂在申请首次装料批准书时,应提出初步制订的应急行动水平。应急行动水平(EAL)是宣布应急状态、启动应急组织以及防护行动决策的触发水平(阈值),它是宣布应急状态等级的依据,每个核电厂都要有应急行动水平。但是,目前国内并没有编制应急初始条件和应急行动水平的标准或技术文件,总结了田湾核电站编制应急行动水平中的主要经验,介绍了编制应急行动水平所依据的国家相关法规、电站的技术文件与资料以及国际原子能机构和美国核管会提供的导则;详细介绍了应急等级的划分及划分准则,应急初始条件和应急行动水平的定义及编制,重点总结了田湾核电站编制应急初始条件和应急行动水平分类矩阵表的创新做法和良好实践,同时提出了电站自主开发与编制应急行动水平的建议,希望能够给业界同行带来有益的参考。
  • 摘要：在我公司化工车间的还原岗位,进入回转炉的ADU粉末经高温裂解、脱氟和还原反应后生成为二氧化铀粉末。工艺过程的复杂性、工艺设备的局限性以及诸多干扰因素的存在使得炉压的控制非常困难,而还原反应所用的还原剂是氢气,现场又有很高的防爆要求。在生产过程中,为了保证生产安全顺利的进行,必须确保转炉内部的压力维持在一个合适的范围内。rn 作为一个重要的核安全控制物项,回转电炉的炉压控制,由于影响因素多、导致控制难度大等原因,以往一直采用手动调节方式。通过对炉压变化、调节的机理以及影响炉压变化因素的分析,提出了由压力调节系统、干扰屏蔽系统、现场故障报警系统组成的解决方案。压力调节系统由压力变送器、DCS、变频器、扬液泵驱动电机组成,压力变送器将检测的炉压信号,送至DCS经其内部的PID调节回路进行调节,输出调节信号至变频调速器,调节扬液泵驱动电机的转速以改变流经喷射泵循环水的流量,进而调节回转炉内部尾气的抽力达到炉压控制的目的。对集散系统内部组态程序中相关内容的调整方法、干扰屏蔽控制程序的编制、变频器的控制回路的设计等方面的内容进行了较为详细的讲述。rn 该炉压调节控制系统的设计和实施,提高了生产线的自动化程度和安全保障能力,减轻了工艺人员的劳动强度,取得了良好的效果。
  • 摘要：简述了全锆铌合金燃料组件下管座三坐标测量程序设计原因,在设计全锆铌合金燃料组件下管座程序前,许多人认为全锆铌合金燃料组件下管座与Zr4燃料组件下管座相比仅仅多了2个滤网孔,全锆铌合金与Zr4下管座在外形上没有多大区别,仅总高度变了,没有滤网定位台了。程序只需沿用Zr4下管座程序,添加上2个孔而已。rn 通过两种图纸的对照发现。全锆铌合金下管座24个导向管孔、流水孔、外形的位置度与Zr4比较基准发生很大变化。zr4主要采用P(1,2),P(3,4)作为精基准,整个检测过程一共建立了两个基准坐标系。而全锆铌合金采用了以S1,S2孔连线并旋转45度作为精基准,整个测量过程一共建立了七个基准坐标系。必须在测量过程中建立与图纸相符的坐标系。因此,有必要重新设计一个新的程序来实现全锆铌合金下管座的测量要求。rn 在下管座的加工过程中,都是批量产品的检测,第一个产品测完,接下来都是重复测晕,如果用手动测量,费力费时,检测成本高,又耽误生产。现在三坐标测量机通过软件编辑就可以实现全自动程序测量,避免人工不必要的重复劳动。对于批量工件的检测,其测量要素不同,编程要求也不同。如何编辑批量产品的程序,将直接影响到测量结果的数据可靠性、测量速度、人的劳动强度。为实现全锆铌合金燃料组件下管座全自动化测量,编制了三坐标测量程序。本文详细说明了三坐标测量程序设计过程。在实际工作中,通过对全锆铌合金燃料组件下管座试验件,合格性鉴定件的检测,证明完全满足了技术和生产上的要求。
  • 摘要：目前,在许多高性能燃料组件中,越来越多地采用了(U-Gd)O<,2>芯块(以下简称含钆芯块),以抑制初始装料过高的中子通量峰,提高堆的反应性。技术条件对含钆芯块中的Gd<,2>O<,3>质量分数(以下简称钆含量)及允许偏差都作了具体规定。在ASTMC968-99中介绍了一种采用能量色散X射线荧光光谱仪测定钆芯块中钆含量的方法,其过程是采用一系列经其他方法(如草酸盐法)定值的钆芯块为标样建立校准曲线对未知含量的钆芯块进行测定,方法估计总的标准偏差为钆含量名义值的2％。rn X射线荧光光谱分析(XRF)是一种比较测量方法。介绍了将含钆芯块转化成溶液,再以X荧光仪进行测定的一种方法。由于目前国内尚无含钆芯块标准物质,方法采用了溶液法:通过计算,精确称量U3O8基体粉末(99.946％)和Gd2O3粉末(光谱纯,99.99％),在实验基础上确定了最佳溶样条件,配制成钆含量浓度为2％～12％的标准溶液系列,选择合适的测定条件在X荧光仪上测定获得校准曲线。对含钆样品进行测定时,为得到尽可能接近(U,Gd)3O8化学计量比的铀钆粉末,采用了ASTMC968-99中575℃×2h+900℃×2h的氧化程序进行氧化,再按标准溶液溶样条件配制成溶液。与ASTMC968-99中方法相比:采用溶液法可克服固体芯块成分偏析带来的误差,同时可降低了基体效应,提高测量精度。在2％～12％质量浓度范围内,对同一样品重复测定六次的标准偏差优于0.03％,相对标准偏差优于0.5％。
  • 摘要：概率安全风险分析(PSA,Probabilistic Safety Assessment)方法是上世纪70年代以后发展起来的一种系统工程方法,在核能及其他高技术领域得到了广泛的应用。尤其在核电站设计、运行、维修、管理中起着必不可少的作用。目前国际核领域大型的PSA软件为数不多,20世纪80年代末以来,国内一些单位也进行了发展PSA软件的尝试,但都由于种种原因未形成规模,也未形成具有实用价值的产品。rn 当前中国正处于核电快速发展的时期,而自主化道路是中国核电发展的必然选择。核分析软件的自主化发展已引起业界广泛的关注,而目前我国核电站运行、设计或管理单位大多购买国外PSA软件(如RiskSpectrum等),由于体制、利益等方面的原因,国外公司不可能根据我国不同核电站需要及时改变其软件的功能,或专门为我国开发以PSA为核心的特殊应用软件(如Risk Monitor等),因此限制了我国核电站PSA应用研究,所以发展具有自主知识产权的国产PSA软件,不仅能满足中国快速发展核电的需求,也符合中国核电发展的长远利益。rn 核电站一般包括几十甚至几百个子系统及成千上万个部件的大型复杂系统,而PSA分析占用计算机资源和计算时间随模型复杂度的增长而呈量级的增长,所以要求PSA软件能在有限的计算机资源上快速分析这类系统是非常困难的。特别是一些算法如故障树分析和不确定性分析等仍处于不断研究和探索中,是国际PSA研究的热点和难点。rn 针对这种情况,中科院合肥物质科学研究院等离子体物理研究所反应堆技术研究室与国内外多家单位合作组建了进行多学科交叉研究的FDS团队,其系统工程课题组长期从事PSA系列软件的研发工作,目前已开发了一套适用于大型复杂系统的概率安全分析软件系统-RiskA。rn 大型PSA软件发展涉及到很多难点,主要包括系统合理的架构设计、系统建模技术、故障树/事件树分析算法、数据库设计等方面。课题组对相关关键算法进行了深入研究及合理改进,得到一整套算法,主要包括:在传统的Faunet方法基础上增加了化简规则的化简算法;结合RiskA故障树分页式存储的数据结构,改进了线性模块化算法:根据ZBDD的结构及转换特点,建立了基于ZBDD的启发式排序算法;研究开发了一套完整的基于ZBDD并结合页式故障树存储结构改进的大型故障树最小割集分析的递归算法,包括'与'/'或'运算、模块展开、截断、布尔化简和故障树转换成ZBDD等系列算法;采用基于ZBDD的不展开模块直接利用最小割集计算顶事件概率的算法;针对不确定性分析,提出了一种新的抽样模拟方法;为较好地解决了概率截断对重要度计算误差问题,采用了自动概率截断和McFarm相结合的算法及事件树后果分析"三步法"等一系列算法。RiskA在综合研究目前已有PSA软件特点和发展趋势的基础上最大限度地考虑了国内实际应用需求和未来的功能扩展及版本升级。目前版本的主要功能有系统建模、故障树分析、事件树分析、不确定性分析、敏感性分析、重要度分析、数据管理与分析等。RiskA从设计到实现,从核心算法到用户界面等均按现代软件工程思想和统一标准自主开发,以保证总体结构合理、模块结构清晰以及数据结构紧凑等。组件式架构设计使用户可在此平台上定制个性化功能,也可根据实际需要进行二次开发。rn 目前RiskA已经发展到了较为成熟的阶段,对ITER聚变反应堆等多项实例的测试与成功应用表明了RiskA是一个有效的PSA分析工具。更高级版本也在不断的发展之中,扩展功能主要包括自动建树专家系统,核电站实时风险管理系统、维修计划优化、备件优化等。同时,RiskA所采用的故障树及事件树分析技术还可以应用到其他相关领域如可靠性分析,未来版本也拟新增可靠性分析相关功能,如FMEA分析、可靠性框图分析、可靠性优化等,使其具有良好的通用性,在其他领域得到更广泛的应用。
  • 摘要：核分析计算程序的发展是自主发展核电、并推动其快速发展的重要工作之一。多维输运燃耗计算方法由于解决了反应堆在换料周期内各区域核密度变化的精确模拟问题,可以完成堆内的中子学参数的精确模拟计算,是核电设计、核安全分析、核燃料循环等设计分析工作所必需的重要计算分析方法。rn 燃耗分析主要研究核燃料同位素和裂变产物同位素的成份随时间的变化以及它们对反应性和中子通量密度分别的影响,包括核燃料同位素成份的变化和燃耗、裂变产物同位素的生成和消耗、反应性随时间的变化、堆芯寿期和燃耗深度以及核燃料的转换及循环。燃耗方程的精确求解建立在获取燃耗区域内精确能谱的基础上,因此一个完整的燃耗计算需要与输运计算耦合才能实现。基于扩散理论的燃耗程序对反应堆组件和堆芯几何进行均匀化等效处理,不能准确反映出空间能谱效应的影响;基于蒙特卡罗(MC)方法的输运程序由于需要大量的计算时间才能获取整个堆内的空间分布量结果,因此,尽管现在已有大量基于MC输运计算方法的燃耗程序出现,但能够真正与工程结合并应用的实例还很少;基于离散纵标方法(SN)的输运程序则由于可以快速得到堆内的空间分布量,精确模拟具有各向异性的中子注量率分布特性下的堆内核素燃耗情况,而成为现今核电燃耗程序研究发展的主要方向,但目前国际上还没有发布基于三维SN计算方法的燃耗程序。rn 首次发展了基于三维SN输运计算的燃耗程序系统,采用接口程序自动耦合三维SN输运计算程序和点燃耗程序的方法开发了基于离散纵标输运计算方法的三维燃耗程序系统,实现对三维模型的精细燃耗计算,获得燃料燃耗、同位素成分变化和燃耗反应性损失等参数。最后.采用IAEA基准校核例题对程序系统进行了初步校核。计算结果初步证明了所开发的三维燃耗程序系统的正确性。
  • 摘要：核数据库的发展与基准校验是反应堆设计分析工作的基础,也是推动整个核领域自主知识产权发展进程的核心工作之一。为满足核科学和核技术领域内的数字模拟需要,中科院等离子体物理研究所FDS团队自主研发了可用于中子/光子耦合输运计算、同位素燃耗计算、活化计算、辐射剂量计算、辐照损伤计算等计算程序所需的混合评价核数据库HENDL,并广泛应用于聚变反应堆、裂变反应堆、以及聚变-裂变次临界混合堆的中子学计算分析中。HENDL数据库通过甄别、优选IAEA的FENDL-2、美国的ENDF/B-VⅡ、欧洲的EFF、日本的JENDL、俄罗斯的BROND等评价核数据库研制而成,目前版本为HENDL2.0。针对不同的应用,工作数据库包括可用来进行输运计算的175群中子/42群光子耦合多群输运截面库HENDL2.0/MG、连续能量点状输运截面库HENDL2.0/MC,燃耗数据库以及活化数据库等。rn 借助于FDS团队开发的大型集成多功能中子学计算程序系统VisualBUS对国际上已有的一系列基准实验进行了模拟计算,以评价多群输运工作库的正确性、有效性。分别对用于数据库基准评价的屏蔽材料球壳基准实验(V,Be,Fe,Pb,Cr,Mn,Cu,AL,Si,Co,Nb,Zr,Mo,W和Ti球壳)以及临界基准实验进行了模拟计算。测试所用到的屏蔽材料球壳基准实验数据来自俄罗斯的高能物理研究(IPPE)和日本大阪大学(OKTAVIAN)进行的一系列球壳基准实验,临界基准实验数据来自《国际临界安全基准评价实验手册》。rn 整个测试验证了HENDL2.0/MG和HENDL2.0/MC数据库的可靠性。
  • 摘要：建立了由2×1.7MV串列加速器、200kV离子注入机、H800型透射电子显微镜和联机传输系统构成的我国第一套串列加速器-电镜联机装置,可在线研究核材料辐照损伤的形成和演化的动态过程,使我国成为继日美法之后拥有这种独特装置的少数几个国家之一,大幅度提高了核材料辐照损伤的研究能力。对主要设备进行了改造,并采取有效措施解决了联机装置的隔震问题。两台加速器和所有的真空泵都运行时,电镜仍可正常工作,观察到的图像质量不受振动影响。电镜室内样品倾斜角最大可达到52°以上,离子注入不影响电镜观测,可进行连续改变离子辐照剂量下的原位和实时结构研究。离子注入机输出的115keV氮离子在电镜入口测得的束流强度达100-180nA。初步实验已原位观察到氮离子注入导致单晶硅非晶化的演变过程,显示这套装置具有离子注入条件下的的原位观测能力。
  • 摘要：随着我国核电事业的发展,越来越多的蒸汽发生器面临的老化降质问题,其中一个主要的原因就是蒸汽发生器内部的泥渣沉积。虽然在核电厂停堆期间,对蒸汽发生器内部的泥渣进行了水力冲洗,但这些措施都是被动的,如何在运行过程中采取积极有效的控制措施来减少泥渣的沉积是核电厂主要关心的问题。随着核电厂蒸汽发生器的运行,迫切需要有效的分析手段来预测蒸汽发生器内部泥渣的分布情况及分布量,从而为蒸汽发生器的分析评价提供手段,为蒸汽发生器的运行和维修提供指导。rn 目前,国外蒸汽发生器研究机构(主要包括美国电力研究院EPRI、加拿大原子能公司(AECL)、法国原子能委员会(CEA))在这一领域投入了大量的研究力量,充分理解了蒸汽发生器二次侧泥渣输送和沉积机理,并且在实验和理论研究方面取得了巨大的成就,特别在数学理论模型研究方面开发了一系列分析计算程序来预测蒸汽发生器二次侧泥渣分布区域及分布量。而目前我国在这方面的研究尚处于起步阶段。rn 在蒸汽发生器泥渣输送与沉积分析研究中,蒸汽发生器泥渣输送与沉积机理及数学物理模型的研究是整个研究工作的基础和关键。对蒸汽发生器二次侧泥渣输送和沉积机理进行分析,并介绍描述泥渣输送与沉积行为的数学物理模型。这些数学物理模型与蒸汽发生器热工水力分析程序相结合可以用来预测了整个蒸汽发生器内部泥渣的分布区域和分布量。
  • 摘要：在役检查技术验证(Qualification Of In-serviceInspection)就是由独立的验证机构对在役检查所使用的无损检测设备、检验程序和操作人员进行综合能力验证,判定在役检查技术是否能对缺陷进行有效地检测和定量。rn 在过去的二十年,世界上不同国家采用了不同的检测技术验证方法。1989年版美国ASME(XI)附录Ⅷ,1997年欧洲ENIQ(EuropeanNetwork for Inspection Qualification)和1997年版法国RSEM规范中均提出了在役检查技术验证的具体要求。美国、法国和英国等国家分别在本世纪初把核电站在役检查技术验证作为强制要求,已陆续进行了在役检查技术验证。rn ENIQ方法:是一种适应性较强的能力验证方法,可以适应于不同国家法规和技术要求,目前在一些欧洲国家和南非等得到应用。它不同于其他方法,不是一个法规或标准。ENIQ方法的总原则:在役检查技术验证要求对在役检查用的检验程序、设备和人员进行综合评价。rn 验证或评价主要包括实际测试评价和技术评价。rn ASME规范在役检查技术验证方法:ASME(XI)附录Ⅷ规定了进行缺陷检测和定量的超声检验规程、设备及人员方面的性能验证要求。到目前为止,附录Ⅷ上共有10个检查项目的验证要求。rn RSEM规范在役检查技术验证方法:核电站所有在役检查项目根据安全的级别可以分为五种类型:不要求进行验证的项目、专家干预项目、通用验证项目、常规验证项目和特殊验证项目。rn 在役检查技术验证重点应是对运行过程中产生的裂纹的检测能力的综合验证。通过国际上已通过验证的在役检查技术来看,如果完全按照ASME和RSEM规范制定的在役检查技术程序,可能还不能完全通过在役检查技术验证的考核。要通过在役检查技术验证的考核,必须在参考无损检测法规的基础上,开发出先进的、有效的和实用的在役检查技术,并通过大量的试验研究后,才有可能通过在役检查技术验证的要求。rn 在役检查技术验证是一种非常有效的对在役检查技术可靠性和有效性的控制手段。值得推广应用。
  • 摘要：针对我国核电的快速发展给核电站在役检查工作带来极大的需求和挑战,概述了中广核集团开展核电站在役检查工作的必要性,介绍了国内外在役检查技术发展的状况。指山中广核集团采用中外合作模式建设在役检查平台有助于提高国内在役检查行业的技术水平,可为集团内核电机组的安全稳定运行提供技术保障,在资源上保证集团内核电站在役检查工作按期保质完成,从而对集团内核电站的安全生产起到全面保障与促进作用。同时,中广核集团在役检查平台建成后,可以在国内形成多家在役检查公司相互交流和支持、相互促进和验证的技术氛围,促进我国在役检查技术的进步。
  • 摘要：采用γ-射线辐射诱变技术,有些学者分别从粳稻和籼稻中独立获得了苯达松敏感致死突变体农林8号m和M8077S,这为研究γ-射线辐射诱变的分子机理提供了难得的材料。通过对农林8号m和M8077S的遗传分析、基因克隆和比较测序,揭示γ-射线诱发水稻苯达松敏感突变的分子机理:两个突变体均是由于γ-射线辐射导致了第三染色体上的同一个编码P450酶的CYP81A6基因的单碱基缺失,造成移码突变。其中,农林8号m是自转录起始点ATG起第507位核苷酸C的缺失,M8077S是第2058位核苷酸G的缺失。这一单碱基缺失突变使得转录终止子TGA提前,所编码的P450酶缺失了一段功能基团,从而丧失了对苯达松的解毒能力,导致突变体对苯达松敏感致死。
  • 摘要：气体质谱法分析铀同位素丰度目前被世界各国公认为是最可靠、最精确的一种分析手段。由于六氟化铀具有很强的化学活性,它与器壁表面吸附的水分子等起化学作用而生成不挥发的铀化合物,而且其自身亦很容易被吸附在器壁表面,这样,当分析六氟化铀中铀同位素样品时,新样品与旧样品的分子进行交换,从而影响新样品的分析结果。由于这种记忆效应影响程度的不确定性,造成分析结果不准确。因此,在实际工作中,应该采取各种手段克服记忆效应的影响。rn 从六氟化铀中铀同位素分析过程中记忆效应产生的机理、克服方法与如何修正等几方面进行了论述。
  • 摘要：停堆深度是涉及和安全的重要参数。但过深的停堆深度必然给运行带来很大的困难,使电站运行失去机动性,降低电站的运行经济性。rn 田湾堆芯是由俄罗斯320型改进设计,主要改进是61束控制棒增加到85束,控制能力大为增强。但俄罗斯提供的停堆加硼的运行规程使改进设计的优点丧失殆尽。rn 俄罗斯提供的停堆后加硼的作法过分加大了停堆深度,给运行带来相当大的麻烦和困难。主要是:rn (1)反应堆运行丧失了机动性和灵活性。rn (2)费事、费时、费工费料,增加运行成本,越到循环中后期越突出直到无法启堆。rn (3)无法作延伸运行。rn (4)增加了人因差错的概率。rn 建议:停堆后不加硼,其理由是:rn (1)即使按最保守的条件计算,所能达到的最小停堆深度已经完全能够满足最小停堆裕度的安全规定(-2300pcm),并且还留有足够大的余量,完全能确保停堆安全。rn (2)简化运行操作可以免除停堆后的加硼和重新启动的额外稀释操作。rn (3)增强了机组运行的机动性,停堆后一旦排除了引发停堆的故障及误停堆的故障信号源,就能即时启堆,重返功率运行。rn (4)排除了寿期末停堆无法启动,为延伸运行创造了基本条件。rn (5)可节省大量的浓硼酸溶液和除盐水,免除了大量排出液的收集、储存、处理、回收等费用.也减少了处理过程中产生的废液,降低了发电成本。rn (6)缩短了停堆时间,提高了电厂的负荷因子。rn (7)缩短了紧张的逼近临界过程,减少人因差错产生的概率。rn 停堆后不加硼的作法只涉及热停堆和重新启堆等相关程序的修改,操作上与国内其它压水堆电站相同,技术上无困难。
  • 摘要：运用点堆模型可以快速地计算反应堆在各种扰动下反应堆功率等参量的响应,但由于反应堆功率的空间分布不均,这种计算并不准确.然而小型堆体积小,空间效应不明显,通过点堆模型实现实时、快速计算有一定可能性.运用点堆中子动力学方程,采用恒定功率输出模型,分别计算了某小型堆在高功率和低功率两种状态下,引入线性正反应性,反应堆功率、温度的变化,并与该堆的三维实时仿真软件及该堆早期所用点堆模拟器的计算结果进行了比较.通过比较得出本文所建立的点堆模型能够比较正确地计算出反应堆受扰动后出现的功率峰值及反应堆波动过后的参数状态,但仍需在燃料温度计算和工率波动时间的计算方面作出修正与改进。
  • 摘要：传统仿真机的运行都是脱离实际装置的,这就导致仿真机只能用来做离线的运行分析和人员培训,而不能直接为电站的安全运行服务。相比传统的离线仿真,在线仿真在技术上的重大突破就是实现了仿真系统与被仿真对象的有机连接。核电站的在线仿真主要是机组控制系统与仿真系统直接数据共享,从而使仿真系统直接取得现场运行状态和操作动作,并实时地对当前状态进行仿真计算、分析与预警,为核电站安全、经济运行提供在线的、智能化的辅助信息。对核电站主冷却剂系统的在线仿真系统进行了初步研究,对反应堆冷却剂系统进行了建模,在实时仿真平台SimExec<'TM>下,对模型进行了连接及调试,保证模型有足够的精度又能达到实时仿真的要求。在实时仿真模型的基础上进行一定的修改,增加数据采集模块从而达到在线仿真的目的,最后通过试验验证证明方案是可行的。

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