喷淋雾化被广泛应用于核动力设备中，以保证其安全稳定运行。喷淋时，部分液滴会撞击设备壁面，以液膜的形式进行扩展和演变。基于Fluent软件的离散相-连续相转换（DPM-to-VOF,DTV）方法进行了液滴射流撞壁研究，使用两液滴滴落过程试验图像验证了模拟方法的准确性，研究了液滴射流注入速度、入射角度对壁面液膜形态的影响规律，得到了液滴溅射率随入射条件的变化情况，并分析了液滴撞击壁面时重力、表面张力、速度分量等对液膜形态扩展过程、液滴溅射率的影响。研究发现，增大注入速度能加大对液膜的扰动，液膜与壁面的接触面积显著增大，液膜区宽度和高度增加；增大入射角度对液膜形态的改变影响较大，体现在液膜区宽度增加和液膜区高度减小，液膜表面稳定性减低。溅射率随着注入速度和入射角度的增大而增大，其中，入射角度对溅射率的影响更大。
After an emergency shutdown of a lead-bismuth fast reactor, thermal stratification occurs in the upper Plenum, which negatively impacts the integrity of the reactor structure and the residual heat removal capacity of natural circulation flow. The research on thermal stratification of reactors has mainly been conducted using an experimental method, a system program, and computational fluid dynamics (CFD). However, the equipment required for the experimental method is expensive, accuracy of the system program is unpredictable, and resources and time required for the CFD approach are extensive. To overcome the defects of thermal stratification analysis, a high-precision full-order thermal stratification model based on CFD technology is prepared in this study. Furthermore, a reduced-order model has been developed by combining proper orthogonal decomposition (POD) with Galerkin projection. A comparative analysis of thermal stratification with the proposed full-order model reveals that the reduced-order thermal stratification model can well simulate the temperature distribution in the upper plenum and rapidly elucidate the thermal stratification interface characteristics during the lead-bismuth fast reactor accident. Overall, this study provides an analytical tool for determining the thermal stratification mechanism and reducing thermal stratification.
Monte Carlo (MC) method is widely adopted in radiation transport calculation due to its high accuracy, but suffers from high variance in deep-penetration problems. To obtain reasonable results, variance reduction techniques are necessary and thus be widely studied worldwide. The Consistent Adjoint Driven Importance Sampling (CADIS) method is proved to be an effective variance reduction technique, which generally employs finite-difference discrete ordinate (SN) code to obtain the adjoint flux, and generates parameters of source biasing and weight window for MC code. However, the finite-difference method, which models through structural meshes, will introduce considerable geometric approximations in complex geometry. The finite element method (FEM) performs calculations with lower truncation error and can employ unstructured meshes, which are capable of modeling complex geometry with relatively lower geometric approximations. Therefore, the adjoint flux calculated by unstructured-mesh FEM is able to generate more appropriate parameters of source biasing and weight window which will further reduce the variance of forward MC calculation. A fully automatic unstructured-mesh CADIS method is studied and implemented in this paper, parallel three-dimensional unstructured-mesh neutron-photon coupled transport calculation code NECP-SUN based on the SN method and discontinuous FEM is developed and embedded into the MC code NECP-MCX to calculate the adjoint flux with unstructured meshes. The updated code is applied to the HBR-2 benchmark, the numerical results show that the relative statistic error is reduced by up to 22
针对核级闸阀卡滞故障,提出一种基于运行过程变量特征分析的闸阀故障诊断方法.闸阀开关运行过程往往包含故障特点及变化规律,因此该方法首先利用Shannon熵对闸阀开关过程振动信号功率谱进行信息化度量,计算出功率谱熵均值作为目标过程变量,分析闸阀健康情况下和故障情况下的目标过程变量的特征变化,进而划分故障区域和非故障区域,对闸阀进行故障诊断.最后基于核级闸阀实验,对该方法进行实验验证,结果表明该方法能够有效地诊断出核级闸阀故障,并且该方法具有一定的故障预测能力.因此该方法的使用能够降低因为闸阀卡滞故障造成的核设施事故发生概率,同时该方法能够用于其他领域闸阀故障诊断.
开式自然循环系统作为新型非能动余排系统最终热阱排放回路,其安全稳定运行对于事故工况下堆芯余热安全导出至关重要,本研究通过可视化实验方法观察了开式自然循环系统出口排热管内流型演化特性,发现随着加热功率增加,开式自然循环逐步建立,该系统出口排热管内依次出现单相流、间歇性汽泡流、弥散泡状流、弹状流和间歇喷射流5种典型流型,分析了出口排热管内流型与系统稳定运行之间的关系,发现了开式自然循环系统剧烈振荡的根源,为提高开式自然循环系统流动稳定性提供了参考.
高温热管运行特性的分析与预测,对热管设计和应用具有重要意义.为分析高温热管内两相流动传热特性,首先建立钠热管的计算流体力学(CFD)分析模型,并对模型计算值与钠热管稳态实验数据进行对比校核,模拟结果与实验测点温度的绝对误差小于40℃,相对误差在5％以内;其次,利用本文模型与方法对不同传热功率和倾角下的热管内部流场特性进行分析研究.研究表明,均匀加热条件下,蒸气腔内的速度在蒸发段接近线性变化,而在冷凝段,气体流速减小致使压强回升,同时,蒸气的流动压降和速度随加热功率增加呈下降趋势;在热管水平和倾角运行工况,热管内两相流动压降中液相压降均占主导;而气液间剪切效应中,气体流动速度为主导效应.本文模型可为热管堆等高温热管应用领域提供热管设计与分析方法.
基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法,采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析,结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件,对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究.研究结果表明,泄漏时间在45 min时,放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置,而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散;在51 min时,放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散;在87 min时,放射性核素开始向邻舱扩散.本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑.
设计扩展工况(DEC)分析是核电设施超设计基准事故分析的重要内容,目前后处理设施领域尚无这方面实践.以后处理设施高放废液贮存系统为研究示范对象,基于工程判断和确定论方法,从多重故障的角度识别DEC.研究结果表明:在高放废液贮存系统的29例工况中,14例不会造成放射性物质向外环境的超标释放,属于DEC;8例可能造成放射性物质向外环境的超标释放,如果混凝土浇筑层对废液具备包容功能、设备室具备泄爆或抗爆功能,则这8例工况不会对外环境造成超标释放,也可纳入DEC;剩余的7例会造成放射性物质向外环境的超标释放,应通过提高橙区过滤器间排风过滤、烟囱的设备可靠性,实现放射性气溶胶向外环境释放的量级不超过选址假想事故的释放水平.
安全壳结构作为核电厂最重要的结构之一,其地震易损性是核电厂结构概率地震安全评价工作中关注的重点.结合非线性有限元分析技术和增量动力分析方法,对核电厂安全壳在近场地震动作用下的易损性展开分析.此外,为克服传统基于顶点位移的安全壳结构整体损伤指标的局限性,本文提出了基于能量的整体损伤指标,并验证其有效性.最后提出了考虑地震易损性参数统计不确定性的易损性曲线构造方法.研究结果表明:本文提出的安全壳结构整体损伤指标能很好地反映安全壳结构整体变形特性,并且其变异性小于基于顶点位移整体损伤指标的变异性.统计不确定性对安全壳结构不同损伤性能水准下对应的易损性曲线的整体影响可以忽略,但对易损性曲线下尾部分有一定影响.
为了对核电厂主泵的运行过程进行监测和追踪,进而提高主泵的预警能力,提出了基于差分自回归移动平均(ARIMA)和长短期记忆(LSTM)神经网络组合模型的主泵状态预测方法,并用该方法对某核电厂主泵止推轴承温度和可控泄漏流量进行单步和多步预测,以根均方误差(RMSE)为指标对预测精度进行评估.结果表明,所建立的ARIMA和LSTM神经网络组合模型能够对主泵的状态进行准确的预测和追踪,并且组合模型的预测精度要优于ARIMA和LSTM单一模型,尤其在多步预测中,组合模型的优势更加明显.
可溶性气溶胶(以下简称气溶胶)的吸湿增长是影响核反应堆严重事故中放射性产物动力学行为的关键因素之一,本文对吸湿增长的理论模型、实验测量方法以及核安全领域吸湿增长的研究进展进行了总结.核安全领域气溶胶吸湿增长理论模型以Kohler理论为基础,描述了吸湿增长过程中气溶胶热物性等参数与环境参数的关系,在此基础上发展的多种改进模型更适用于实际问题的分析,已在NAUA-HYGROS、MELCOR等核安全气溶胶计算程序中得到广泛应用.实验测量也是研究气溶胶吸湿增长特性的重要手段,相比于可测量气溶胶整体吸湿能力但结果较为粗糙的重量法,电力平衡法、HTDMA法精度较高,且具备实时测量单个颗粒及多模态颗粒群的吸湿能力,在核事故气溶胶吸湿增长特性实验研究方面具有潜在应用前景.本文最后总结了严重核事故领域吸湿增长的现有应用研究,包括核事故典型气溶胶吸湿增长特性的理论模型与数值计算应用研究、吸湿增长实验研究,数值计算研究表明,将气溶胶吸湿增长特性纳入到核事故气溶胶计算程序中可以实现对核事故发生后气溶胶行为更为准确的预测分析,相关实验得到了 CsOH、CsI等典型核事故气溶胶的吸湿增长特性.
为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视,需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量.本文基于对中子注量率测量的统计特性分析,设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法,并利用SCADE软件对实现了算法,同时在方家山核电工程2号机组上进行了堆上试验,试验验证了该算法的稳定性、及时性和有效性.因此,本研究设计的反应堆中子倍增时间算法能够应用于压水堆核仪表系统中子注量率测量信号的处理.
本研究利用子通道程序,基于已有的实验数据,对棒束通道的单相和两相交混模型进行了评估.单相交混主要考虑横流和湍流交混,横流由守恒方程决定并在流量分布中占主导作用,湍流交混取决于交混系数,对湍流交混研究发现Sadatomi模型预测结果与实验结果吻合较好.两相交混由横流、湍流交混和空泡漂移共同作用,通过已有模型预测结果与实验数据对比分析,推荐两相交混中空泡漂移采用Hotta模型、湍流交混系数采用Sadatomi模型和两相乘子采用Beus模型,这是一个预测结果较为保守的组合模型,有利于反应堆安全的保守性评估.
以CPR1000核电机组使用的格架组装的5×5棒束燃料组件为对象,开展了多组全长棒束燃料组件搅混特性实验,重点分析了冷-热棒布置形式、格架布置形式等几何参数对燃料组件搅混特性的影响规律,实验结果表明,冷-热棒中心对称布置时的燃料组件热扩散系数更接近真值;跨间搅混格架对燃料组件总体热扩散系数有较小增强作用,但对于棒束压降的贡献很低.
管道环向贯穿裂纹是否稳定是评判管道是否满足破前漏(LBB)设计准则的标准之一,为确保LBB技术安全可靠,对管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的稳定性进行实验研究.采用水平冲击机对含环向贯穿裂纹的管道依次进行加载速度为1.22、2、3、4 m/s的高温不带运行压力的冲击实验,以获得各应变率下的实验极限载荷值,并与工程理论分析计算结果进行比较.分析表明:奥氏体不锈钢管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的失效模式为塑性失稳;经实验验证,在工程中对承受动态载荷的奥氏体不锈钢管道进行LBB分析时,采用美国核管会标准审查大纲3.6.3破前漏评估程序(SRP 3.6.3)中的极限载荷理论分析方法具有较高的工程安全性,若同时选用准静态下的材料力学性能,则工程安全性更高.
倒U型管蒸汽发生器(UTSG)在自然循环条件下存在倒流现象,影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力.本文参照芬兰压水堆热工实验装置(PWRPACTEL)中UTSG设计参数,利用计算流体力学(CFD)软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒流现象,研究一次侧运行参数、UTSG设计参数以及二次侧运行参数对于倒流现象的影响.结果表明,提高UTSG一次侧温度、一次侧运行压力、倒U型管热导率将增大UTSG的临界质量流量,使得UTSG更易发生倒流;提高UTSG二次侧给水量、二次侧温度以及倒U型管内壁粗糙度将使得UTSG临界质量流量下降,抑制倒流现象发生;而倒U型管壁厚对倒流现象几乎无影响;相较于改变二回路温度,改变一回路温度对于倒流现象的影响更为显著.本研究结果可为UTSG的参数优化提供一定参考.
当使用特征线方法(MOC)计算堆外探测器或某些特殊的重水慢化轻水冷却的实验堆时,因其活性区外部结构材料或慢化剂区域过大,密集的特征线会导致计算资源大量浪费.为解决这一问题,提出了一种新的基于MOC和离散纵标(SN)节块法的耦合输运方法,并在数值反应堆物理计算程序NECP-X中实现.该方法将计算区域划分为MOC域(包括活性区等复杂结构区域)和SN域(包括慢化剂和反射层等简单结构区域),然后对2个区域的网格进行混合扫描,通过区域交界面的角注量率进行耦合;同时提出了一些可行的方法来减缓耦合边界角注量率带来的误差.最后通过二维C5G7基准题和全堆芯问题的测试来验证耦合方法的计算效果,数值结果表明该方法具有良好的计算效率和精度.
为了获得给定置信度、不同可靠度下的核电厂反应堆主泵主轴材料疲劳可靠性数据,制造了一段内外径尺寸、加工工艺与产品主轴完全相同的模拟轴用于取样,测试了常温光滑、常温焊接、常温缺口、高温光滑、高温焊接、高温缺口 6种试样的疲劳寿命;应用可靠性统计方法分别确定了置信度为0.9、0.95时,在不同可靠度下6种试样的疲劳可靠性寿命置信下限方程以及6种试样的可靠性疲劳极限;分析了试样与主轴疲劳寿命的区别与修正方法,利用修正后的试样数据对主轴疲劳失效的薄弱环节进行可靠性评估.结果表明,置信度为0.9、0.95时,主轴在寿期内不发生疲劳失效的可靠度超过0.9999.本研究实现了反应堆主泵主轴疲劳失效更为准确的可靠性评估.
以缩比系数为1:4的立式屏蔽电机反应堆主冷却剂循环泵(简称主泵)为研究对象,建立2台并联主泵反向旋转(模型1)和同向旋转(模型2)2种几何模型;运用计算流体力学(CFD)方法对2种模型的并联主泵内部流场进行稳态运行计算,从主泵的外特性、进口流动特性、入流品质、管内压力分布方面对模型1和模型2进行对比分析.结果表明,模型1中A、B主泵性能基本一致;模型2中A、B主泵的流量相对偏差基本在0.8％以内,最大值达到1.69％,扬程相对偏差稳定在1％以内,效率和轴功率相对偏差最大值分别达到6％和8％;模型2相对模型1流动稳定性更好、入流品质更高、管内压力分布较低,有利于设备的长期运行.
针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状,设计研发了一套数字化核仪表系统样机,系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备.通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况,详细分析了反应堆启堆、升功率、满功率及降功率运行期间的试验数据.试验结果表明,中子探测器与信号调理和处理样机配合良好,整套系统样机运行稳定可靠.
