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本文系统分析了华龙一号核电厂智能辐射监测设备的应用现状与技术特征,包括华龙一号分级分布式辐射监测系统的整体架构及其在核安全中的功能定位;主要阐述了堆芯在线监测系统(SOPHORA)与厂房辐射监测系统(KRT)的核心设备类型、技术原理及工程应用情况,以及相关智能辐射监测设备的关键技术突破,包括自给能中子探测器信号处理、三维功率重构、宽量程监测及自主化平台等.最后,总结了智能辐射监测设备在提升测量精度、响应速度及运维效率方面的应用成效.研究表明,华龙一号智能辐射监测设备已实现 100%国产化,主要技术指标达到国际先进水平,为三代核电安全运行提供了可靠保障和有力参考.
华龙一号辐射在线监测自给能中子探测厂房辐射监测系统
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15-15Ti不锈钢是快堆堆芯组件的主流材料,经渗铬氮化后可显著提高耐磨性与耐蚀性,从而获得更优的服役表现.本研究针对该材料建立了固体渗铬+纯氮氮化工艺,并对渗层表层及截面的微观结构与成分进行了系统表征.结果表明,通过工艺与渗铬剂配方的协同设计,在15-15Ti不锈钢表面形成了致密无缺陷、与基体呈冶金结合的复合渗层,深度方向主物相均为Cr2N,主要元素为Cr、N、Fe、Ni、C,表层由Cr2N与Cr组成,呈亚微米/纳米级弥散分布.渗层厚度、硬度及Cr2N含量分别达0.085～0.092 mm、642～664 HV0.1和51%～53%,满足快堆服役指标要求.采用分体容器与自动混料改进措施后,批次质量稳定,具备工程化批量生产条件.批次数据显示,厚度离散程度显著高于硬度与Cr2N含量,表明其对基体状态、氮势、温度及时间更加敏感;表层硬度与厚度无简单线性关系,Cr2N相含量对硬度的调控作用更为显著.
核级不锈钢渗铬氮化渗层花斑工艺调控
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中国核动力研究设计院设计建造了安全系统整体效应试验装置,开展了冷段典型中小破口尺寸下失水事故整体效应试验,获取了不同破口尺寸下失水事故短期注入阶段特性响应参数.研究表明:冷段中小破口失水事故(SBLOCA)过程根据一回路压力响应特性可划分为 4个阶段:破口喷放阶段、自然循环阶段、自动卸压阶段和换料水箱注入阶段.破口尺寸由 2 cm增大至 17.2 cm,一回路泄压速率明显加快,失水事故短期持续时间由 5 446 s缩短至 1 863 s,非能动安注系统投入时间由 685 s缩短至 56 s,全压补水箱的水-水循环转汽-水循环的时间由 2 913 s缩短至 110 s,且分界越不明显,非能动余排的冷却流量降至0.6 t/h持续时间缩短 2 847 s.非能动安全系统能够有效缓解 17.2 cm破口尺寸以内的冷段中小破口事故后果,带走堆芯余热,保证堆芯安全.
先进核反应堆冷段中小破口敏感性研究整体效应试验非能动安全系统
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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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交混系数是燃料组件的重要参数,对堆芯设计和安全分析有重要影响,每种燃料组件均需试验测量其交混系数.本文通过理论分析,分别建立了交混系数与最大温差、误差平方和与最大温差的函数关系,从而得到了误差平方和与交混系数的函数关系,为交混系数计算提供了明确的理论依据.在此基础上,提出了简洁的单组试验数据对应交混系数计算方法,避免繁琐的多次试算.发现了不同试验数据组之间的关系,提出将所有试验数据折算为一组,直接计算平均交混系数的方法,极大地减小了计算量,提高了效率.通过与传统方法计算结果比较,验证了新方法的正确性和高效性.
交混系数函数关系建立计算方法开发
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在海洋条件下,海洋浮动平台和船舶核动力装置在较长时间尺度内可能处于倾斜状态.在海洋浮动平台/核动力系统中,堆芯通道、U型管蒸汽发生器和双流程换热器中均存在由于管与管、棒与棒之间局部热流密度分布不均导致的横向非均匀加热现象,进而引起流体的横向交混,而海洋倾斜条件的存在使得流体横向交混特性更为复杂.因此,本文对倾斜非均匀加热管束通道内流体横向交混特性进行了数值模拟研究,分析了倾斜效应及其与非均匀加热的耦合效应对流体交混的影响.结果表明,倾斜效应会导致棒与棒之间自下而上的流体交混,并在遇到上加热棒时,形成涡流,且涡流强度会随着倾角的增大而增大.在倾斜非均匀加热条件下,当高功率侧在上方时,在棒与流道壁之间,倾斜与非均匀加热对流体的横向交混影响作用呈竞争关系;当高功率侧在下方时,在棒与流道壁之间,倾斜与非均匀加热对流体的横向交混影响作用呈协同关系,但随着倾斜角度的增大或流动的进行,倾斜引起的自下方热侧至上方冷侧的对流效应呈现相反作用;在棒与棒之间,横向交混方向仅由倾斜方向决定.
非均匀加热横向交混管束通道倾斜条件
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为开展小型铅冷快堆(LFR)三维瞬态分析计算,基于两步法计算框架,以中国原子能科学研究院自主研发的 MCDESOF1.0软件中的中子扩散求解器 DESOF为基础,拓展形成了具有三维时空动力学及外源驱动模拟能力的 MCDESOF2.0软件.该软件采用开源蒙特卡罗平台 OpenMC生成多群截面常数,并通过输运修正、(n,xn)修正及超级均匀化方法进行截面等效处理,以保障扩散计算在小型强泄漏堆芯中的精度.依托中国原子能科学研究院铀棒栅临界实验装置的铅堆堆芯临界落棒、次临界提棒/降棒等系列反应性扰动实验数据,采用 MCDESOF2.0软件对相应工况进行数值模拟.通过将计算结果与实验测量值进行对比,验证了瞬态计算模型的可靠性.结果表明,计算得到的通量变化趋势与实验结果总体一致,临界与次临界工况下各主要参数的计算结果与实验值的相对偏差基本在±5％以内,部分点位相对偏差在±10％左右,说明 MCDESOF2.0软件能够较好地再现堆芯在反应性扰动下的瞬态响应特性,可为小型铅冷快堆瞬态行为分析及相关数值软件验证提供参考.
小型铅冷快堆临界实验次临界实验超级均匀化方法
