大亚湾核电厂堆芯出口温度测量系统报警定值修改的审评经验

针对大亚湾核电厂堆芯出口温度测量系统报警定值的修改,给出了修改的论证依据,阐述了审评者就此修改的技术观点.     

200MW核供热堆堆芯燃料元件盒冷却剂出口温度测量方法实验研究

提出了将200MW核供热堆芯燃料元件盒支承格子板的一个侧面设计成空交沟槽结构,并在其中放置铠装热电偶测量堆芯燃料元件盒冷却剂出口温度的设计方案。经实验表明,支承格子板侧面空间正交沟槽结构,不仅能有效地导流冷却剂,而且增长了铠装热电偶的感温长度,减小了测导热损失误差,从而提高了测量精度。因此,其测量方法能满足工程上对温度测量精度的要求。     

大亚湾核电站数据处理系统的堆芯测量功能

大亚弯核电站的堆芯测量由堆芯测量系统和数据处理系统共同执行测量功能，数据处理系统的计算机从测量系统的堆内仪表采集中子通量等数据经现场计算提供通量分布的分析。本文介绍了堆芯测量功能的测量原理、处理计算机软件结构。     

卧式铅铋堆芯氧化腐蚀特性研究

为开展卧式铅铋堆芯氧化腐蚀特性研究,本研究建立液态铅铋氧化腐蚀模型,并基于计算流体动力学方法,运用输运方程源项自定义方法实现耦合计算。研究表明,基准工况下堆芯燃料棒表面氧化层最厚位于出口位置处,中心位置燃料棒表面氧化层厚度显著高于靠近燃料组件盒燃料棒表面氧化层。10000 h后中心位置燃料棒表面仍保持双层氧化层结构,双层氧化层平均总厚度为1.32μm。本研究提出了铅铋堆芯氧化腐蚀特性数值模拟研究方法,能够用于铅铋堆芯氧化腐蚀的预测。     

核电厂反应堆堆芯中子与温度探测器组件研制

针对ACP1000堆型,研制了用于反应堆堆芯核测系统的堆芯中子和温度测量探测器组件。论文介绍了探测器组件的设计、性能指标和试验结果。设计的堆芯中子和温度探测器组件集成了中子自给能探测器和测温元件并固定安装在堆内。试验结果表明测量敏感元件的性能满足设计要求,外壳和密封组件能保证反应堆一回路压力边界的要求。堆芯测量探测器组件一体化的设计可提高安全性和可靠性,实现实时测量,可用于反应堆保护。     

核电厂事故后安全壳内置换料水箱碎片传输性能分析

为避免事故后安全壳内置换料水箱（IRWST）内滤网堵塞,保证IRWST下游泵的安全运行,需对IRWST内碎片传输效果进行精细评估。针对某核电厂双环池型IRWST,采用计算流体动力学（CFD）方法对其流场进行了模拟,通过高速区和高湍动能区体积比定量评价事故后碎片传输效果。结果表明,事故后各工况下IRWST内碎片传输比均未超过滤网的设计值,保证了事故后滤网及相连系统的安全性;只有内环滤网A投运时,滤网的负载最大;影响事故后碎片传输效果的主要因素是流场的高速区。针对IRWST的现有布置空间,提出了增大外环搅混管线管径的优化方案,可以显著降低事故后IRWST内碎片传输比,提升事故后核电厂的安全性。      

基于微分方程组的液态熔盐堆堆芯出口温度控制

考虑到液态熔盐堆中熔盐燃料在主回路系统中流动,堆芯出口处燃料温度可有效表征堆芯运行状态。因此,为开展对液态熔盐堆堆芯出口温度控制的研究,直接采用堆芯微分方程组,设计一种基于堆芯出口温度控制的运行策略。基于堆芯微分方程模型,设计堆芯出口温度控制器,并基于Matlab/Simulink建立堆芯仿真系统。以MSBR堆芯为对象,开展堆芯反应性扰动、堆芯进口温度扰动、堆芯出口温度跟踪的仿真。分析表明,基于堆芯出口燃料温度控制策略设计的模糊PID控制器可以很好地实现堆芯稳定运行。     

“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

精细化全堆芯大规模计算流体力学(CFD)数值模拟是"华龙一号"和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化,建立了"华龙一号"反应堆全堆芯几何结构模型,并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散,得到全堆芯CFD分析模型;通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟,可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数,验证"华龙一号"反应堆堆芯参数设计的合理性,为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明,由于"华龙一号"反应堆堆芯1/4对称结构和"三进三出"的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用,堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势,流量最大处不在堆芯正中心;在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃,温度分布不均匀,在径向总体呈现先增加后减小的趋势,最大温度区域也不在堆芯正中心,这与堆芯流量分配因子的趋势类似,是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。     

秦山核电二期工程堆芯测量系统设计

秦山核电二期工程堆芯测量系统采用计算机技术实现了对相关数据的自动采集、数据处理和信息显示.调试和运行结果表明,该系统测量精度高、性能良好,其设计完全满足工程要求.本文简要介绍了该系统的设计方案、系统功能、系统组成、工作原理和应用情况.     

PWR堆芯热工水力CFD仿真优化方案研究

压水堆(PWR)全堆芯采用计算流体动力学(CFD)技术进行仿真面临的问题较多。例如:堆芯网格缺乏精细化设计会导致仿真失真,而堆内大量复杂结构区的精细化设计与方案筛选需占用大量时间;PWR全堆芯CFD仿真需超600亿的巨量网格,致使仿真需要大量的计算资源与时间。针对这些问题,设计了多湍流模型分段应用、几何简化与仿真修正方案,保证了仿真优化的准确度,并显著降低计算量与时间。     

中子温度测量组件使用寿命及更换策略探讨

田湾核电站堆芯核测系统(ICIS)在国内核电站中首次使用堆内线功率密度和偏离泡核沸腾比(DNBR)参与反应堆停堆保护。作为ICIS的核心探测器,中子温度测量组件(NTMC)的性能对机组的运行可靠性起着至关重要的作用。本研究结合田湾核电站的相关经验,对NTMC的使用寿命及更换策略进行探讨。     

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。     

反应堆堆芯中子-温度测量探测器研制改进及试验验证

反应堆堆芯中子-温度测量探测器组件是集成了铑自给能中子探测器与热电偶温度计的一体化探测器。该组件可同时测量堆芯中子注量率和燃料组件出口温度。本文重点介绍了堆芯中子-温度测量探测器组件研制过程中的设计方案,针对假想事故条件下可能出现的短路风险,提出优化结构和加工工艺的改进方案,并通过试验验证了方案的有效性,无限振动试验、拉力、热老化和辐照老化等试验结果表明探测器电气连续性能正常,绝缘电阻大于1 G?。设计和工艺改进方案满足探测器技术规格书的要求。     

从堆芯测量系统谈核电仪控设备国产化供应商一体化管理体系的建立

文章主要以堆芯测量系统为例,阐述了核电仪控设备国产化供应商在建立一体化管理体系时的困难和需考虑的因素,以及一体化管理体系对国产化进程的推进,并就体系建立的关键点进行了描述,可为同类型企业建立一体化管理体系提供借鉴。     

SNRE堆芯物理计算分析

采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对小型核火箭发动机(SNRE)的堆芯建立了5个不同精细程度的计算模型,并对其有效增殖因子、转鼓价值和功率分布进行了计算。模型分析结果表明:元件均匀化处理可以满足一般的反应性计算,而要得到元件内部功率分布则必须采用精细描述元件的模型。参数计算结果表明:SNRE堆芯基本物理特性合理,转鼓控制价值足够,功率分布均匀合理,满足设计要求。     

核反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍了一种应用超声焊接技术在几种实验燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可使铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要手段。     

核反应堆燃料元件铝包壳温度测量

本文介绍了一种应用超声焊接技术在几种实验燃料元件铝包壳上埋设铠装热电偶的方法及元件包壳温度随堆测量结果。应用这种方法可使铠装热电偶与元件包壳贴合十分紧密,包壳表面没有突起部分,而且铠装热电偶埋设牢固、可靠,为取得堆芯燃料元件包壳温度的稳态与动态测量数据提供了重要手段。     

堆芯温度分布对压力容器液位测量影响分析

对堆芯温度不均匀分布而导致CPR1000核电站堆芯冷却监测系统CCMS压力容器液位测量误差进行了量化计算。结果表明,停堆后主泵保持运行,由该物理现象引入的误差可以忽略。对失去全部给水情形下引入较大的高估误差,结合状态导向法事故运行程序SOP,对该误差对操纵员安全重要操作的影响进行了分析。     

核电厂堆芯物理试验功率亏损和功率系数项目的探讨

核电厂首次临界和后续燃料循环都需要进行一系列的试验,其中包括堆芯物理试验,目的是验证堆芯设计计算的正确性。国内压水堆核电厂物理试验由于堆型差异,存在多种堆芯物理试验管理文件。目前,国家核安全局（NNSA）的审评参照法国体系,将堆芯物理试验的文件（堆芯物理试验监督要求GORX）作为最终安全分析报告（FSAR）技术规格书的...