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针对 CO2+O2 地浸采铀工艺中因气相滞留引发的气堵问题,开展基于压力波动信号的气液两相流特性与调控方法研究,采集射流型溶氧装置出口及 300 m管道输送后的图像和压力信号,利用快速傅里叶变换(FFT)与离散小波变换(DWT)多尺度分析方法,结合高速摄像观测,解析了气泡群在不同注气工况下的动力学演化特征.结果表明,射流型溶氧装置出口呈现高湍流特性,压力信号主频位于 50 Hz附近,高频湍动能(62.5～500 Hz)占比维持在约 12％,导致气泡粒径较大(d50 达 850 μm),伴随气泡聚并与破碎行为.经过长距离输送后,流动能量向低频(<16 Hz)转移,但中频能量仍保留较高占比,气泡群存在二次聚并.基于前后相距 300 m的管道流动特性变化,建立了湍动能与信号自相关性为核心的气堵风险诊断指标,提出了"实时监测-阈值预警-参数调控"的防气堵策略.本文研究结果可以为地浸采铀注气系统的安全稳定运行提供理论依据.
地浸采铀压力信号注气调控
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核电厂小支管与主管道采用插套焊连接,焊接处易发生振动疲劳失效,影响结构的安全性能.针对焊根处含不同缺陷的小支管,通过实验和数值分析研究其振动疲劳特性.搭建了振动疲劳试验平台,联合相控阵超声检测与模态分析,获得了裂纹扩展的临界工况;建立了含缺陷小支管有限元模型,计算了不同加速度激励下的位移与应力分布.对比分析了缺陷深度对临界工况、应力分布及顶部加速度和速度的影响,并探讨了焊缝应力与顶部速度的相关性.结果表明:缺陷深度增加,临界工况降低;缺陷深度显著影响应力分布,焊缝应力、顶部速度及加速度均随之减小,且应力水平与顶部速度变化趋势一致.
小支管插套焊缺陷振动疲劳疲劳试验
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蒸汽发生器作为压水堆核电站的主要设备之一,泄漏状态直接影响到核电站的运行安全.16N监测仪通过监测主蒸汽管道中16N的活度浓度,结合反应堆功率与探测效率即可计算蒸汽发生器传热管的主冷却剂泄漏率.由于16N半衰期仅为7.13 s,16N监测仪探测效率难以通过实验直接测量,为此,建立了一套基于CAD转CSG模型的16N监测仪探测效率计算方法:先采用试验和蒙特卡罗方法计算得到16N监测仪的137Cs探测效率,结果显示两者相对偏差为3.96％,验证了蒙特卡罗方法计算探测效率的准确性;再基于GEOUNED软件将主蒸汽管道CAD模型转为CSG模型,采用蒙特卡罗方法计算得到16N的探测效率为3.12×10-5 s-1·(Bq·m-3)-1,高于工程参考值1.45× 10-5 s-1·(Bq·m-3)-1.建立的16N探测效率计算方法可为16N监测仪的工程应用提供参考.
16N监测仪主蒸汽管道探测效率GEOUNEDCAD模型
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高温气冷堆(High-temperature Gas-cooled Reactor,HTGR)一回路放射性热点对设备检修与放射性废物管理具有重要影响.堆芯释放的气载核素在回路中经历泄漏、净化、衰变和沉积等过程,它们的耦合作用决定回路的放射性分布.传统模型采用集总参数法评估核素平均浓度和总沉积活度,难以捕捉局部放射性热点.为此,本研究在惰性气体保持集总参数法的基础上,针对金属核素与碘的输运沉积特性引入核素四区传质机制,建立一维四区核素输运沉积模型.该模型描述核素沿管道轴向的流动,并刻画其在主流、边界层、壁面和固相的径向迁移.此外,本研究将该模型应用于高温气冷堆示范电站(High-temperature Gas-cooled Reactor Pebble-bed Module,HTR-PM)一回路的精细节点化剖分,考虑闭环回路、泄漏路径、氦净化系统和负压通风系统的影响,捕捉放射性热点.结果表明,金属核素因沉积作用强,沿流动方向浓度逐渐降低;碘因沉积较弱,初期循环碘不断积累,约3天后浓度分布稳定.蒸汽发生器预热段与蒸发段因沉积面积大、温度较低而成为放射性热点.氦净化系统再生使长寿命惰性气体的吸附量呈周期性变化,负压通风系统则将安全壳活度维持在较低水平.本研究为高温气冷堆辐射防护研究提供基础理论支持.
高温气冷堆一回路沉积源项
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某核电站主蒸汽系统疏水器下游至冷凝器的疏水管道发生壁厚减薄.采用宏观观察、化学成分分析、金相检验、硬度测试、扫描电镜及能谱分析等方法对疏水管道减薄的原因进行分析.结果表明:该疏水管道因疏水器前后压降显著,下游压力长期低于饱和蒸汽压,疏水管道出口高速气液两相流冲刷管壁,产生了闪蒸冲蚀现象,导致管道壁厚减薄;管道管径偏小、焊趾引发局部湍流、疏水器泄漏等问题导致气液两相流持续冲刷,进一步加剧了管道壁厚减薄现象.
疏水管道闪蒸冲蚀壁厚减薄气液两相流压降
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本文依托某核电厂一回路系统,介绍了基于液压阻尼器的一回路热位移监测方法、配套设备及热位移设计评价体系,同时结合管道热膨胀机理,提出了一种融合线性变化规律、线膨胀系数影响量与测量误差的耦合评价方法.该方法假定线膨胀系数α为定值,通过理论计算获取热位移 S 与温度 T 的理想线性关系;分别量化线膨胀系数随温度波动产生的热位移偏差δα 及系统测量误差δS,将各温度下理论热位移值与两类误差耦合,求解得到热位移上下限值,并通过温度拟合生成热位移 S-温度 T 上下限包络曲线.通过比对机组升降温过程中的实际热位移、温度实测曲线与理论包络区间,即可完成热位移合规性判定.经现场工况数据验证,该方法可靠性良好,可有效应用于核电厂一回路热位移的在线监测与状态评价.
一回路热位移评价方法液压阻尼器
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国内自主三代核电"华龙一号"对反应堆厂房内工作人员的辐射防护提出了更高的要求.本文结合国内多年压水堆核电厂的运行经验反馈,在系统分析、多专业沟通、计算验证的基础上,对"华龙一号"的反应堆厂房辐射防护进行了优化设计,提出了调整辐射分区、改进局部屏蔽、改进管道及改进设备设计等建议.经过优化设计,"华龙一号"反应堆厂房的辐射防护性能得到了较大提升.
"华龙一号"屏蔽辐射防护
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蒸汽发生器传热管破裂事故分析主要研究传热管两端破裂后冷却剂系统的动态响应以及辅助和安全系统的响应行动.本文使用可视化交互式核动力系统瞬态分析程序为先进压水堆核电厂建立事故分析模型,并对U形管蒸汽发生器的传热管破裂事故进行计算.在研究单管断裂事故的基础上,对多管断裂事故进行计算,从而探讨核电厂的运行极限.对蒸汽发生器传热管破裂且失去厂外电源或完全丧失给水的超设计基准事故进行分析.结果表明,当传热管入口发生断裂,初始运行状态为5%NP时,事故后果更严重;当管道破裂数量少于4根时,蒸汽发生器不发生满溢.随着破裂管道数量的增加,由破损蒸汽发生器排放到大气中的蒸汽总量减少.在失去厂外电源的单根蒸汽发生器传热管破裂事故下,冷却剂系统参数保持在安全范围内,为手动干预提供足够的时间.
压水堆核电厂热工水力安全分析反应堆冷却剂系统辅助给水系统二次侧非能动余热排出系统蒸汽发生器传热管破裂事故失去厂外电源事故完全丧失给水事故
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氦冷液态金属包层是聚变堆液态包层的主选方案之一.设计了一个位于高压氦冷系统实验段的液态金属实验回路,并通过数值模拟方法对该回路管道在强磁场环境下的流动和传热情况开展分析,探究入口速度、磁场对管道内焦耳热、流动和传热特性的影响.分析了入口速度、磁场与管道内焦耳热生成、流动和传热特性的关联规律,获得了焦耳热源与平均努塞尔数的准则关联式.所得结果可为氦冷液态金属包层的优化设计提供理论参考与数据支撑,也可为聚变堆液态包层的研发提供关键技术参考.
液态金属包层氦冷焦耳热磁流体动力学
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田湾核电蒸汽供能项目是国内首个核能供汽项目,是全面落实国家绿色低碳发展战略、推动核能综合利用与高效发展的绿色工程和示范工程.项目总建筑面积约 1.5 万 m2,管道焊接总量约 13 万 in(1 in=2.54 cm),桩基总量约 1 689 根.本项目建设的特点是与运行机组接口多,涵盖闸门井改造、变压器改造、取汽管线施工等机组内改造项目;同时,作为首堆项目,面临的不可预见风险较多.项目建设的主要难点如下:(1)运行机组内的特大技改项目改造窗口期短,实施难度高;(2)桩基工程量大,且地处近海区域,成孔难度大,工期紧张;(3)作为首堆项目,能源站与运行机组的取汽联合调试、能源站供汽与供汽管线的联合调试均属国内首次尝试,无现成经验可借鉴,调试阶段的质量与安全风险较高.本文通过详细阐述该供能项目工程建设的难点及问题解决过程,为后续在建机组提供了良好的经验价值.
核能供汽海水淡化除盐水
