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压水堆核电厂运行中燃料棒破损会导致冷却剂放射性活度升高,不仅增加乏燃料存储、运输和处置的困难,严重时也会影响机组运行,因此需要及时对燃料破损情况开展诊断和检查.介绍了压水堆中裂变产物的产生和迁移机理,建立了通过裂变产物监测活度诊断燃料棒燃料破口的分析方法,结合某压水堆实际运行的典型案例识别出燃料棒微破口情况下不同类型裂变产物的释放特征,可以通过特征裂变产物的产生释放比(R/B)与衰变常数(λ)的拟合指数随时间变化来确定燃料破口演变过程,并通过停堆后啜漏检查对模型诊断结果进行确认.研究结果可以快速准确识别和定位破损燃料组件,降低破损燃料处理对核电厂大修工期影响.
压水堆微破口释放产生比裂变产物释放
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采用氦氙气体作为冷却剂的高温气冷堆是解决极端环境能源可靠运行问题的优选方案.氦氙气体作为一种新型反应堆冷却剂工质,其湍流传热特性与典型压水堆工质存在较大差异.本文采用高保真数值手段——直接数值模拟(DNS)对不同温度范围(300～1 500 K)工况下氦氙气体在圆管内的湍流传热特性开展研究,通过有限的实验数据验证了 DNS方法的适用性,通过湍流统计方法获得了高精度速度场、温度场及湍流结构数据,发现氦氙气体的湍流普朗特数 Prt 沿径向变化较大,常数模型不再适用.基于DNS数据对比 4种换热经验关系式预测结果,它们在中、高温工况均低估了换热系数,预测相对偏差超过20％.本文进一步针对 Pickett换热关系式进行常物性修正、温度影响修正以及入口段修正,得到了适用于中、高温工况的氦氙气体传热经验关系式,能够合理预测中、高温工况下的氦氙气体湍流换热系数,与DNS结果的相对偏差在3％以内.本文研究可为堆芯热工设计和安全评价提供理论支撑.
气冷堆氦氙气体直接数值模拟湍流传热
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针对先进小型一体化全自然循环压水堆(简称供热堆),本文介绍了基于多级双层比例分析方法(H2TS)设计建造的整体性能试验台架,并开展了典型设计基准事故工况试验研究.该台架在主要几何布置、系统配置、专设安全设施及控制逻辑方面与原型堆保持相似性,能够表征供热堆典型瞬态和事故工况下的关键热工水力现象.选取稳压器顶部破口失水事故(LOCA)和丧失三回路热阱非 LOCA两类工况开展整体性能试验.结果表明:在稳压器顶部破口 LOCA工况下,非能动应急堆芯冷却(JNG)系统能够按设定逻辑触发,自动卸压与直接注射过程依次建立,事故进程中堆芯始终保持淹没状态;在丧失三回路热阱非 LOCA工况下,非能动二次侧余热排出(NCR)系统能够投入运行,并建立自然循环余热排出路径,持续导出堆芯衰变热.试验结果验证了供热堆专设安全系统的响应特性及事故缓解逻辑,能为该类反应堆安全分析程序验证和安全审评提供整体效应试验依据.
一体化全自然循环小堆非能动安全整体性能试验安全特性验证
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蒸汽发生器传热管破裂是压水堆核电厂设计基准事故中发生概率较高的事故之一,小泄漏的早期识别对于保障核安全具有重要意义.针对现有在线辐射监测方法易受电磁干扰、存在共因故障风险以及定期取样离线监测周期限制等局限性,提出一种基于热工水力耦合效应的小泄漏早期识别的补充方法.以国内在运数量最多的二代及改进型压水堆核电机组为对象,利用仿真平台,设定满功率稳态初始工况,选取 0.53kg/s～3kg/s 范围内的三个典型泄漏率(0.6 kg/s、1.4 kg/s、2.8 kg/s),模拟蒸汽发生器传热管小泄漏瞬态过程,分析堆芯及一、二回路关键参数的演变规律.结果表明:温度调节棒位置、主蒸汽压力、凝汽器水位三个参数的响应方向明确、易于识别且响应环节互补,可构成泄漏早期识别的特征参数组合.基于正常稳态运行波动统计与泄漏瞬态响应幅度,确定预警阈值为温度调节棒位置负向偏移5 步、主蒸汽压力正向偏移0.05 MPa、凝汽器水位正向偏移2 mm,各阈值均显著超过正常波动范围,并采用三参数同时偏移的"与"逻辑作为判据以规避误触发.对于 2.8kg/s、0.6kg/s 泄漏事件,系统可分别在约 540 s、1 560 s 发出预警.该预警判据可为操纵人员提供一种独立于现有辐射监测方法的辅助判断手段,从纵深防御角度丰富泄漏监测技术多样性,对同类型机组具有工程参考价值.
蒸汽发生器传热管小泄漏热工水力耦合瞬态响应早期识别特征参数
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压水堆中氧化腐蚀产物在燃料棒上沉积形成氧化腐蚀产物沉积层,威胁核电站的安全性与经济性.为探明腐蚀产物的沉积机理和沉积层的生长规律,明晰堆芯冷却剂通道内多组分溶解态腐蚀产物的分布特性尤为关键.目前,针对堆芯主流区域溶解态腐蚀产物分布的计算方法仍未形成系统体系.本文提出了一种基于化学平衡的多组分溶解态腐蚀产物分布特性计算方法,通过 Fluent UDF(user defined function)将热力学参数修正模块和化学平衡求解模块集成,用于计算堆芯子通道冷却剂主流区域中多组分溶解态腐蚀产物的浓度分布和过饱和特性.分析了多组分溶质的三维分布规律,确定了 Fe(OH)2、Ni(OH)2 为溶解态腐蚀产物的主要组分,并验证了温度、pH、多组分浓度和过饱和度分布的周向不均匀性.由于周向上速度和温度分布的不均匀性,中心区域和间隙区域的 pH差值超过 0.15,溶解态腐蚀产物析出的驱动力也沿周向发生变化.还分析了过冷泡核沸腾对多组分溶质分布特性的影响,发现相变加剧了流体的对流与混合,使pH产生两段约0.08的阶跃性上升,腐蚀产物的各组分浓度也随之发生阶跃变化.
压水堆水化学腐蚀产物多组分溶质化学平衡
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针对核电厂传统热工水力高精度仿真效率低且代价高以及纯数据驱动模型缺乏物理约束、预测可信性不足等问题,本研究提出一种融合物理约束与数据驱动的关键参数智能预测方法.构建融合无量纲机理参数(如雷诺数 Re、普朗特数 Pr、努塞尔数 Nu)约束特征的代理模型,以弥补纯数据驱动方法的不足;建立基于自注意力机制的 Transformer时序代理模型,实现复杂事故演化过程的高精度快速预测;开展不确定性量化与可解释性分析,提升预测结果的可信性.在此基础上,以压水堆小破口失水事故为案例,利用RELAP5程序对燃料包壳峰值温度(PCT)进行预测.结果表明:引入物理机理参数后,代理模型预测精度得到提升(均方误差 MSE=21.995,平均绝对百分比误差 MAPE=3.171％),不确定度(区间评分 IS=9.16)降低27.8％,计算时间由分钟量级降至毫秒量级.该方法实现了事故演化过程中关键参数的高效预测与可解释分析,可为核电厂灵活运行及多事故情景下的安全监测与预警提供技术支撑.
核电厂事故关键安全参数预测物理约束数据驱动方法Transformer代理模型可解释性与不确定性分析
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传统安全分析方法和计算流体力学(CFD)方法难以满足精细化反应堆瞬态安全分析的需要,为此本文提出了物理信息粗网格方法(PICM).PICM采用粗网格计算,依托流型图与经验模型修正壁面及相间源项,并引入附加模型描述绕丝、格架等精细结构所致效应.结果表明,PICM预测值与单相及两相实验数据吻合良好,能有效捕捉关键热工现象,计算效率较 CFD方法提高了约 3个数量级,且具有良好几何适应性.PICM已成功应用于带格架小型压水堆及带绕丝铅铋快堆全堆芯稳、瞬态计算,并实现了铅铋快堆全堆芯精细化氧化腐蚀沉积耦合分析.PICM可视作一种高效 CFD或精细化子通道方法,为反应堆精细化设计与多物理耦合分析提供新尺度选择.
物理信息粗网格方法源项修正格架绕丝两相
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小型一体化压水堆(IPWR)结构更为紧凑,其事故后热工水力响应与安全控制需求有别于传统大型压水堆,亟需开展针对性安全系统设计研究.抑压水池作为成熟的非能动压力抑制技术,可通过蒸汽直接接触冷凝快速降低安全壳压力,保障结构完整性.将抑压水池系统引入 IPWR,以提升其事故早期压力抑制能力,并采用 MELCOR程序对冷却剂丧失事故叠加全厂断电事故工况进行了模拟,通过安全壳瞬态热工水力响应评估系统抑压性能,并揭示关键参数影响规律.结果表明,抑压水池可使事故早期安全壳峰值压力降低 45.3%,可有效避免事故早期超压失效.机理分析显示,安全壳内的不凝气体会显著削弱冷凝效果,引发压力明显抬升;水池容积、初始水位等关键参数存在兼顾峰值抑制与长期压力控制的优化区间.抑压水池系统为IPWR的压力抑制提供了一种具有良好应用前景的非能动安全策略.
一体化压水堆抑压水池热工水力破口事故
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在核电厂应急条件下,放射性气溶胶在安全壳内的输运、沉积及去除特性直接关系到核安全.本文聚焦典型二代及三代压水堆事故应急条件下安全壳气空间及其边界过程,系统梳理了核应急条件下气溶胶动力学特性的研究进展,重点分析了安全壳内气溶胶扩散沉积、颗粒聚并和喷淋去除机制,回顾了系统级分析程序与计算流体力学(CFD)精细化模拟方法在气溶胶行为研究中的应用现状,阐述了重力沉降、热泳、扩散泳、布朗运动等沉积机理以及布朗聚并和湍流聚并对粒径谱演化的影响;总结了非能动自然去除、沉积颗粒再悬浮以及裂缝和狭窄泄漏通道中颗粒截留的研究现状;同时讨论了喷淋去除过程中惯性碰撞、拦截、扩散等关键捕集机制及热湿环境、液滴运动和粒径分布对去除效率的影响.针对现有集总参数模型空间分辨率有限和多物理场耦合不足等问题,指出后续研究应在完善 CFD/PBM(群体平衡模型)等精细化模型和专项实验验证的基础上,进一步提高动态源项、粒径谱和沉降去除过程的预测能力,为核电厂事故源项评估与安全防控提供理论支撑.
核应急气溶胶动力学气溶胶输运气溶胶沉积再悬浮气溶胶去除
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CABRI研究堆是位于 CEA Cadarache的一座池式压水堆,该堆配备独特的 He3 瞬态棒系统,可通过快速减压引入剧烈反应性变化,产生与压水堆反应性引入事故(RIA)特征高度相似的极端功率脉冲,是国际上开展燃料瞬态行为研究的重要实验平台.本研究采用国产自主化蒙特卡罗粒子输运程序 RMC,针对 CABRI-like基准题堆芯结构开展了 CSG几何建模与瞬态核热耦合计算,旨在提供一套基于 RMC的独立数值结果,并与国际同类型程序的计算数据进行交叉对比,以验证基准题设置的合理性及结果的一致性.计算中,采用RMC时空动力学模块模拟He3 减压引入反应性所引发的功率与温度随时间演化及径向分布,通过 Python脚本将实时功率转化为燃料温度变化,并结合内置的 TMS温度-截面反馈算法实现核热耦合,从而捕捉反应性引入期间因功率骤升导致的燃料温升、截面变化以及多普勒效应引发的功率偏移.
CABRI研究堆RMC程序瞬态计算反应性引入事故
