核岛地基沉降去噪方法及预测技术

在核电厂的核岛厂房建设过程中会对其地基变形进行观测直至建设完成。由于地址条件不同,电站核岛厂房筏基完成后的地基变形值不相同,对跨厂房的物项的影响也不相同。本文选取某核电厂地基沉降15期观测数据进行分析。首先通过小波阈值去噪法对沉降数据进行处理,预处理结果表明,沉降值和观测时间呈高相关性,结合地基沉降速率的判断,地基沉降已经趋于平稳。在此基础上,本文使用双曲线法和灰色理论法对地基沉降进行了3期的短期预测和30 a的长期预测。分析结果表明,短期预测中2种预测方法与实际测量结果相比均较为保守,其中灰色理论法最为保守;长期预测中,灰色理论法结果发散,不适合进行长期预测;双曲线法的预测结果与欧洲在运30 a左右的两个核电站的实际沉降数据较为符合,预测结果较好。      

应用高压旋喷桩处理地基不均匀沉降的探讨

在建筑物结构地基中，不均匀沉降引起的一系列问题已成为顽症，以田湾核电站01仓库为例，通过方案比较，用高压旋喷桩处理地基产生不均匀沉降的工程实例，介绍了沉降产生的原因、加固处理方案及加固监测。     

秦山一期海堤软土地基沉降规律的耦合分析

秦山一期海堤工程是核电厂专设的防御设计基准洪水位影响的外部屏障工程.直接关系到核电厂的安全.以秦山海堤工程1+450断面为研究对象,该区域为深厚软土地基,具有压缩性高、渗透性小的特点.利用FLAC3D软件,根据核电厂地质特性建立力学模型,对海堤工程软土地基固结沉降进行流固耦合模拟计算,分析了沉降发展规律.通过与现场实测...     

恰希玛二期核电工程沉降观测的探讨

巴基斯坦核电站二期工程(以下简称C-2)的地质条件为砂质土层,与国内核电座落在基岩上的情况存在很大差异。本文阐述了在核电施工过程中的沉降观测点的布置和施测,以及分析沉降对施工造成的影响,以及采取减小沉降对施工影响的相应措施,期间取得了一些经验,供类似核电工程借鉴。     

核电站泵房不均匀地基的沉降与地基动阻抗计算分析

核电机组的重要厂用水泵房作为核电厂重要的取水构筑物,属于抗震I类物项。为了评价某泵房不均匀地基的安全性,本文分别建立了不均匀地基的平面应变和三维有限元模型,对其进行了施工阶段与正常运行期间的非线性静力沉降计算。此外,本文从谐响应动力求解方法的基本概念出发,基于粘弹性人工边界场地模型,进行了三维自由场地的动阻抗计算,以上结果均与假想的均质地基结果进行对比分析,为下一步泵房结构的抗震计算分析提供了依据。     

大气层核爆炸地面放射性沉降预测研究综述

介绍了核爆炸放射性沉降预测方法及其模型,重点介绍了动力学沉降模型的发展,讨论了采用涡环模型对一维气泡模型修正可能存在的问题,对中尺度气象模型在沉降预测中的应用也做了评述.     

基于动力人工边界的核电工程地震响应分析

动力人工边界是采用3D有限元技术解决地基动力问题的必要手段。采用粘弹性边界模型和透射边界模型,选取中国北方某典型核电工程实例进行地震响应分析,并将2种复杂人工地基边界模型的结果同简化均匀地基模型的分析结果进行对比,以比较不同分析模型在模拟复杂地基动力效应方面的差异。     

核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究

为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能，本文建立了主密封结构三维数值模型，分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性，从法兰和主螺栓变形协调机理角度，研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因，总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制，并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明，温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大；瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大，急速升压会使得分离量快速增大；在启停堆瞬态循环作用下，密封面处分离量曲线呈现周期性特征，经历若干次循环后分离量曲线达到稳定，密封面局部弹塑性变形达到安定，整体塑性变形分布趋于均匀。     

基于人工透射边界的核电厂结构抗震分析

目前核电厂结构-地基地震动力相互作用模型仍局限为规范建议的简单集总参数模型,或以粘弹性边界为代表的基本有限元地基模型,缺乏精度相对较高的分析方法。本文将高精度的二次透射人工边界地基模型引入核电结构抗震的分析领域,针对厂房结构的复杂约束,采用隐显式方法求解,显式积分时域结果后处理等关键问题,基于ANSYS软件提出了模型解决方案,并以实例形式验证了本文方法与模型的适用性。结果表明,文中模型适用于核电厂建筑物动力响应的有限元分析。     

核电站核岛厂房复杂地基静力分析及处理方案

针对局部非均质、非岩性复杂地基,应用有限元软件ANSYS建立了地基、筏基与上部结构的一体化三维(3D)有限元模型,精确模拟捕虏体的力学特性和空间分布形态,并对捕虏体参数进行了敏感性分析,对地基不均匀沉降、筏基及上部结构内力分布、结构配筋设计等进行了综合评价。分析结果表明,在特定的捕虏体分布状态的情况下,围岩可以承担上部结构传来的荷载,捕虏体的存在对结构设计的适应性不构成影响;用C25素混凝土置换捕虏体时,置换深度为2 m时,筏板的位移值与置换深度的比值最大,经济性相对较好。     

适用于核电厂BEPU的高效全局敏感性分析方法开发及应用

最佳估算加不确定性（BEPU）分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT（loss of fluid test）大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。     

基于瑞雷面波频散曲线反演的岩体力学参数求取方法

岩体力学参数是岩土工程中表征岩体力学性质的重要参数,应用二维傅里叶变换获得高信噪比的频散曲线,采用阻尼最小二乘法自动反演横波速度,进而计算岩体力学参数.结合内蒙古二连盆地瑞雷面波勘探实例,得到了动态岩体力学参数剖面,且在采集和处理参数选取合理的情况下,最大勘探深度可达120 m.相比于其他岩体力学参数测试技术,瑞雷面波法具有快速、高效、经济、无损的特点.     

基于RAVEN的SGTR事故概率安全裕度分析方法研究

介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛（MC）抽样的风险指引的安全裕度特性分析（RISMC）方法,综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故安全裕度的影响,并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数,基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本,利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型,通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析,最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。      

基于方差分解的堆芯下封头熔池模型敏感性分析

下封头熔池模型是熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价的重要模型，具有关系式复杂、输入参数多且具有较大不确定性的特点，传统的局部敏感性分析方法在进行复杂模型敏感性分析时具有计算量大、效率低的缺点。本文基于方差分解的全局敏感性分析方法，采用中国核动力研究设计院自主研发的敏感性分析工具SALib和熔融物堆内滞留软件CISER，针对下封头壁面热流密度比等5个关键结果参数开展了输入参数敏感性分析，得到了输入参数对关键结果的敏感性系数及影响趋势，可为下封头熔池模型和严重事故策略的优化提供参考。     

RPV侧边破口条件下堆外蒸汽爆炸计算分析

针对实际过程中更有可能发生的压力容器（RPV）侧边破口条件开展蒸汽爆炸计算分析。根据经济合作与发展组织（OECD）发布的现象识别与重要度排序表（PIRT）,选取堆外蒸汽爆炸敏感性分析参数,使用MC3D软件建立三维局部破口和二维环状破口几何模型,对影响计算结果的重要参数（破口尺寸、堆坑水位、破口位置、触发条件、液柱碎化和液滴碎化模型）开展RPV侧边破口条件下敏感性分析,获得最恶劣计算工况条件。敏感性分析结果表明,在大破口失水事故（LBLOCA）工况下,当堆坑处于满水位、RPV发生二维侧边环状破口、接触堆坑侧壁面时触发蒸汽爆炸、采用CONST模型和Classical模型时,堆坑侧壁面的压力载荷计算结果最为保守,对堆坑和安全壳完整性威胁最大。      

典型压水堆小破口LOCA参数重要度排序表开发

现象识别排序表（PIRT）是反应堆热工水力分析的重要依据,传统PIRT的建立依赖于专家经验,因此缺乏专家经验时难以开展参数的识别工作。本文开展在缺乏专家经验时确定各输入参数重要度排序的研究,选定的工况为典型三回路压水堆（PWR）小破口失水事故（SBLOCA）。参考已有的SBLOCA PIRT,并基于基准计算结果,筛选和补充了可能对目标输出（FOM）具有影响的54个不确定性输入参数。使用一种优化矩独立全局敏感性分析方法计算得到了各输入参数对FOM的敏感性度量和重要度排序。将参数的重要度排序转换为Savage分数,按照Savage分数定性地将所有输入参数进行重要度分组,从而得到了SBLOCA的参数重要度排序表,为压水堆SBLOCA工况的参数排序提供了参考。     

数值拟合方法评价燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响

从理论计算模型出发,分析出与燃料棒性能相关的芯块制造参数,并采用自主研发的FUPAC燃料棒性能分析软件,逐一针对这些参数进行敏感性分析,筛选影响燃料棒性能的关键参数。基于大量敏感性分析计算数据,采用数值拟合的方法获得了关键参数与燃料棒性能间的变化关系函数,实现了对芯块制造参数所致燃料棒性能影响的快速、准确评价。对数值拟合方法与专业软件分析的结果进行对比验证,结果表明:数值拟合方法可以高效地分析燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响。      

基于任意三角形网格的中子扩散变分节块法

传统的基于矩形和六角形几何的堆芯计算程序已不适用于具有复杂几何的新型反应堆堆芯计算,本文开展了基于任意三角形网格的多群中子扩散变分节块方法研究。首先,采用ANSYS软件对计算区域进行三角形网格剖分,并利用坐标变换将任意三角形变换为正三角形;其次,采用Galerkin变分技术建立包含节块中子平衡方程的泛函,将三角形节块内变量利用正三角形内正交基函数进行展开;最后,利用变分原理,获得中子通量密度与节块边界上分中子流的响应关系,并基于传统的源迭代法对其进行求解。基于上述理论模型开发了程序TriVNM,并采用不同几何基准题进行了验证。结果表明,TriVNM计算的堆芯keff和归一化功率分布与参考解吻合较好,该计算方法适用于复杂几何堆芯扩散计算。     

COSINE程序再淹没模型验证及参数敏感性分析

再淹没是压水堆大破口失水事故后的重要阶段,为评估系统程序在该阶段的计算能力,需要选择多种传热模型对失水事故进行复现并分析参数的敏感性响应。本文对压水堆失水事故实验（LOFT）台架进行建模,将COSINE程序中不同传热模型的计算结果与实验数据比较,验证了传热模型精确度;同时进行再淹没阶段的参数敏感性计算,识别出了对第二包壳峰值温度（PCT）影响最大的参数。计算表明:COSINE程序的传热模型能较好地预测再淹没现象;对计算结果影响较大的敏感性参数包括:UO₂体积热容、液滴直径、液滴相间传热系数和膜态沸腾壁面对汽相的传热系数。      

核动力装置冷凝器体积的优化设计

冷凝器是核动力装置中的重要设备,它的尺寸是影响核动力装置经济性和合理布置的重要因素。本文在总结冷凝器设计经验的基础上,建立了冷凝器的数学模型,并开发了相应的计算程序。在此基础上对影响冷凝器体积的设计参数进行了敏感性分析。以冷凝器总体积最小为目标函数,在所确定的约束条件下,采用复合形 遗传算法对冷凝器进行了优化设计。结果表明,参考冷凝器的设计并非最优方案,尚有较大的优化空间。也证明了该优化设计方法的可行性。本文的计算结果可为工程设计提供参考。