- 田欣鹭;温爽;郭超;魏超;李铁萍;王凯;
当发生堆芯熔化事故时,压力容器外部冷却是保持压力容器完整性及实现熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,简称IVR)的一项重要策略。在高温熔融物的热载荷和内部压力的共同作用下,压力容器外壁面和保温层之间的冷却流道可能发生变形,造成冷却能力的降低,进而威胁到压力容器的完整性。因此,有必要分析IVR条件下压力容器冷却流道变形的影响因素。结果表明,热膨胀是造成冷却流道变形的主要因素。在IVR策略成功的前提下,内压和热流密度对流道变形的影响有限。
2017年02期 v.16;No.57 5-10页 [查看摘要][在线阅读][下载 704K] [下载次数：90 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 张盼;李聪新;温丽晶;胡健;刘宇生;
压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。
2017年02期 v.16;No.57 11-16页 [查看摘要][在线阅读][下载 1585K] [下载次数：110 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 江斌;甄洪栋;孟阿军;房永刚;
介绍了破前漏分析方法的发展历程,以及破前漏方法在运用中遇到的限制之处,并由此引入了基于概率论的破前漏分析方法,介绍了其基本原理、分析流程,并对流程中每一步的具体方法进行了介绍,同时本文还通过美国核电站的具体计算案例,给出了主管道发生泄漏及双端剪切断裂的概率。最后,本文介绍了该方法当前的研究进展及未来可能的发展方向等。
2017年02期 v.16;No.57 17-23+49页 [查看摘要][在线阅读][下载 870K] [下载次数：72 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 石兴伟;兰兵;胡健;于大鹏;雷蕾;温丽晶;乔雪冬;
反应堆事故工况下,钢制安全壳是防止放射性物质向环境释放的重要屏障,因此有必要研究分析事故条件下传热削弱因素(如壁面油污和锈斑)对安全壳完整性的影响,以评估安全壳的潜在失效风险。本文应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以冷管段双端剪切事故为基准工况,分别研究了壁面油污和锈斑为代表的不利因素对钢制安全壳温度和压力的影响。分析结果表明:事故发生后1000 s内,壁面油污和锈斑的位置和面积对换热的影响甚小,1000 s后油污和锈斑面积对安全壳压力和温度的影响占主导地位;起拱线附近油污或者锈斑面积超过湿区面积的20%时,安全壳均可能面临失效风险。
2017年02期 v.16;No.57 24-28页 [查看摘要][在线阅读][下载 1211K] [下载次数：68 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ]
- 杨英豪;肖军;朱桂学;顾晓慧;张佳佳;
针对内部水淹的防护,传统的确定论安全评价是从维持安全功能的角度定性分析内部水淹对机组核安全的影响,无法给出定量的风险评价。而核电厂风险指引型管理是以确定论分析为基础,利用概率安全评价的分析结果进行风险影响评价,以此来论证决策的合理性和必要性。本文基于田湾核电厂3、4号机组内部水淹概率安全评价分析结果,针对内部水淹风险贡献最大的汽轮机厂房循环水母管破裂的水淹情景,提出了3种设计改进方案,然后通过对各种改进方案进行了对比研究和评估,给出3种改进方案的优缺点及实施后对内部水淹堆芯损坏频率的影响,并给出了推荐的设计改进建议。
2017年02期 v.16;No.57 29-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 1004K] [下载次数：107 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 焦峰;赵丹妮;禇倩倩;杨未东;孙国臣;
核电厂薄壁大直径贮水容器储备了大量核电厂生产工艺用水,为各个相关系统提供水源或冷源,其中一些贮水容器是核电厂的安全功能的重要组成部分,贮水容器的水装量及水质对核电厂的安全运行至关重要。国内核电厂近期发生了数起贮水容器负压变形事件,这些事件多是由于水箱在排水过程中进气不足而产生负压超出水箱设计承受能力,同时因对水箱的负压保护失效,最终导致水箱局部变形。本文介绍了核电厂的主要贮水容器,分析了贮水容器负压变形事件的原因,建议核电厂营运单位保证相关贮水容器负压保护设施的设计、安装正确,加强对贮水容器移交时呼吸阀/孔的检查,减少呼吸阀/孔人为封堵的情况,防异物封堵呼吸阀/孔时使用通气性好的材料,合理安排贮水容器排水工作,制定排水工作程序,加强对相关经验信息的反馈。
2017年02期 v.16;No.57 35-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 161K] [下载次数：88 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ]
- 杨丽丽;宋大虎;张巧娥;刘婷;孔令海;张玮;
本文给出了核电厂信息安全的概念和内涵,研究了IAEA和NRC对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,分析了我国法规对核电厂数字化仪控系统信息安全的要求,对强化数字化仪控系统信息安全监管要求提出了建议。
2017年02期 v.16;No.57 50-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 331K] [下载次数：133 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：0 ] - 刘宇生;许超;谭思超;胡健;高璞珍;
在流量脉动条件下,本文对矩形通道内的湍流流动特性进行了实验研究,通过理论分析,得到了影响脉动湍流的主要作用力和关键的无量纲数,分析了脉动周期、相对振幅等因素对流量与压降的相位差、压降-流量曲线、时均摩阻系数的影响,并与稳定流动状态下的流动特性进行了对比。实验结果表明:对于低频脉动湍流,压降驱动力、摩擦阻力和流体自身惯性力是影响流动特性的主要作用力;脉动湍流中,流量的变化滞后于压降变化,存在相位差;由于流体的惯性作用,脉动周期越小,流量脉动的幅值越小;速度相对振幅增大并超过临界值时,时均摩阻系数会显著增大。
2017年02期 v.16;No.57 56-62页 [查看摘要][在线阅读][下载 1264K] [下载次数：173 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 魏超;李铁萍;温爽;郭超;
针对堆芯下支承板结构在应力分析中由于多孔结构特性所带来的计算困难,结合ASME规范中的计算方法,在假设其适用于等腰三角形孔洞排布方式的基础上,建立了相应的简化等效实心板有限元模型。通过对三维实体模型和等效模型的分析计算,比较两个模型在典型评定路径及孔洞附近实体部位的最大薄膜加弯曲应力,研究该堆芯下支承板等效模型用于应力评定计算的适用性。结果表明:依据ASME规范所建立的等效实心板模型可以作为堆芯下支承板的等效模型应用于相应的应力评定计算中,并且其计算结果具有一定的保守性,可以为后续的应力分析与审核计算提供参考。
2017年02期 v.16;No.57 63-68页 [查看摘要][在线阅读][下载 2603K] [下载次数：61 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 赵传奇;胡文超;刘健;靖剑平;
在反应堆功率运行期间,一回路冷却剂水中的~(16)O受高能中子照射,活化生成~(16)N。~(16)N衰变会释放出高能γ射线,是反应堆内冷却剂系统放射性的主要来源。对一回路冷却剂中~(16)N源项进行计算可为反应堆屏蔽设计提供依据。~(16)N活度浓度及其在一回路中的分布是安全审评中的关键参数。为了精确计算~(16)N源项,本文首先使用JSNT程序计算了堆芯及其相邻区域的高能快中子注量率分布,然后考虑冷却剂在反应堆压力容器内的流动和照射情况,以及其在一回路中的流动和衰变情况,编制了~(16)N源项计算程序,在计算过程中考虑了快中子注量率的三维分布。以某三代压水堆核电厂为例计算了~(16)N源项在一回路中的分布。计算结果表明,使用三维中子注量率分布可以得到更精细的~(16)N源项分布;上下腔室内中子注量率对一回路中~(16)N源项分布影响很小,可以不予考虑。
2017年02期 v.16;No.57 69-73+79页 [查看摘要][在线阅读][下载 997K] [下载次数：81 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 徐小照;潘保林;
本文提出了核安全文化的评级判据,构建了46项核安全文化评价指标,并基于样本数据,建立了一种基于反向传播(Back Propagation,简称BP)神经网络的核安全文化星级评价模型。经泛化能力验证,该评级模型评价核安全文化的水平,亦可用于核电厂核安全文化水平的长期监测。
2017年02期 v.16;No.57 74-79页 [查看摘要][在线阅读][下载 1046K] [下载次数：199 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 何孝园;朱鹏树;李大伟;周舟;吴涛;
本文分析了国内外关于核电厂应急柴油发电机组(Emergency Diesel Generator Set,简称EDG)定期试验启动方式的相关研究以及最新的标准和规范。对国内核电厂在EDG定期试验中使用慢启动的方式进行了必要性分析。为EDG定期试验启动方式提供了一种改进方案,并对其风险进行了分析,为核电厂的相关改进提供了参考。
2017年02期 v.16;No.57 80-84页 [查看摘要][在线阅读][下载 465K] [下载次数：86 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 刘卓;金卉馨;李晓洋;吴晓燕;
含不凝气体的壁面冷凝现象在核电厂事故工况下安全壳的排热过程中发挥着重要作用。本文在回顾和分析已有安全壳分析程序中所采用的主流冷凝模型的基础上,考虑了气体边界层温度梯度对抽吸效应的影响以及法向传质对显热换热的影响,提出了基于菲克定律和传热传质相似原理的含不凝气体冷凝换热的改进模型。进一步地,通过Dehbi冷凝实验和Wisconsin冷凝实验分别验证了改进模型较已有实验拟合类模型及机理类模型的优越性。本改进模型可嵌入已有安全壳分析工具中,提升安全壳相关事故分析的准确性。
2017年02期 v.16;No.57 85-90页 [查看摘要][在线阅读][下载 1155K] [下载次数：437 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：0 ] - 于明锐;常猛;逯馨华;韩旭;孟利利;
非能动安全壳冷却系统(PCS)是第三代核电厂的核心安全系统之一,其排热功率可采取技术手段予以提升,可通过钢制换热界面表面改性技术提升其排热功率。本文首先通过对表面改性工艺进行分析,总结了各个工艺的特点,指出其工业化应用的限制因素,最后对PCS强化换热效果进行了计算,结果表明该技术可以加速安全壳降温降压过程,提升核电厂应对事故的能力。
2017年02期 v.16;No.57 91-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 742K] [下载次数：95 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ]