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三水准地震下隔震结构提离摇摆界限谱模型研究及试验验证

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振动工程学报 2024年第1期37卷 126-136页

作者：杨杰任逸飞何文福许浩上海核工程研究设计院有限公司上海200233 上海大学土木工程系上海200444

准确评价隔震结构的摇摆响应状态是判断地震作用下隔震支座是否稳定以及结构是否安全的重要基础。根据支座的不同受力变形状态,提出隔震结构的摇摆界限状态,即未提离、提离和摇摆状态,并提出了基于刚体摇摆模型的状态判别方法。通过地... 详细信息

准确评价隔震结构的摇摆响应状态是判断地震作用下隔震支座是否稳定以及结构是否安全的重要基础。根据支座的不同受力变形状态,提出隔震结构的摇摆界限状态,即未提离、提离和摇摆状态,并提出了基于刚体摇摆模型的状态判别方法。通过地震时程分析,讨论了高宽比AR、竖向屈重比α_(v)、水平屈重比α_(h)、竖向周期T_(v)、水平周期T_(h)、系统阻尼比η等参数对隔震结构摇摆响应的影响,得到了隔震结构未提离、提离、摇摆的界限谱以及各参数对界限谱的影响规律,并通过两个振动台试验进行验证。分析结果表明,摇摆响应随α_(v),T_(h),η的增加而减小,随AR,T_(v)增加而增大,其中T_(v),T_(h)对摇摆响应的影响最大,控制摇摆响应最关键的措施是增加T_(h)、减小T_(v)。

关键词：隔震结构规范反应谱提离摇摆界限谱振动台试验

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主蒸汽隔离阀驱动装置快关时间预测模型研究

机械设计与制造 2024年

作者：周媛陈剑锋钟华上海核工程研究设计院有限公司

主蒸汽隔离阀是保障核电站安全运行的关键设备，其快关时间是用于衡量主蒸汽隔离阀驱动装置最重要的动作性能指标之一。为了实现对主蒸汽隔离阀快关时间的快捷计算，在驱动装置系统仿真的基础上引入回归分析技术，提出了一种快关时间预... 详细信息

主蒸汽隔离阀是保障核电站安全运行的关键设备，其快关时间是用于衡量主蒸汽隔离阀驱动装置最重要的动作性能指标之一。为了实现对主蒸汽隔离阀快关时间的快捷计算，在驱动装置系统仿真的基础上引入回归分析技术，提出了一种快关时间预测模型研究方法，为国产化研发提供参考。基于主蒸汽隔离阀驱动装置的系统仿真结果建立了单/双通道快关时间的预测模型，并采用测试数据对预测模型的可靠性和准确性进行了验证，结果表明提出的预测模型可以实现单/双通道快关时间的准确预测，其中，单通道快关时间预测误差不大于5.86%，平均预测误差为2.82%；双通道快关时间预测误差不大于5.80%，平均预测误差为2.77%。

关键词：主蒸汽隔离阀驱动装置快关时间预测模型回归分析

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耐事故燃料UN芯块研究进展和发展趋势

核动力工程 2024年

作者：陈向阳丁阳丁捷李聪张鑫涛上海核工程研究设计院股份有限公司

UN芯块是一种高铀密度、高热导芯块，是一种潜在耐事故燃料芯块。本文从制备工艺和物理性能、环境相容性、辐照性能、芯块-包壳相互作用以及经济性和安全性5个方面对UN芯块研究进展进行了总结。研究结果表明在压水堆中使用UN芯块对提升... 详细信息

UN芯块是一种高铀密度、高热导芯块，是一种潜在耐事故燃料芯块。本文从制备工艺和物理性能、环境相容性、辐照性能、芯块-包壳相互作用以及经济性和安全性5个方面对UN芯块研究进展进行了总结。研究结果表明在压水堆中使用UN芯块对提升反应堆安全性利大于弊，总体上有利于促进堆芯事故工况下的安全性，具有降低芯块运行温度、减少事故下储能释放的显著特点，需要解决的主要问题是抗水腐蚀性能差和15N富集成本高，对于提升抗水腐蚀和抗氧化性能的可能解决方案包括掺杂或添加抗氧化成分，高成本问题需要降低15N富集成本。本综述较为全面地总结了UN芯块整体研究进展和发展趋势，对于理解其作为抗耐事故燃料芯块的可行性和存在问题提供参考。

关键词： UN 耐事故燃料研究进展

铅铋堆全厂断电事故下二次侧非能动余热排出系统特性研究

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核动力工程 2024年

作者：钱雅兰林千杨子江陈康詹文辉汤春桃杨波上海核工程研究设计院股份有限公司

以俄罗斯SVBR-100铅铋堆二次侧非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象，采用RELAP5/MOD4.0程序建模开展全厂断电（SBO）事故下PRHRS的余热排出能力评价和参数敏感性分析。研究结果表明，在整个SBO事故中，关键参数燃料包壳峰值温度最高... 详细信息

以俄罗斯SVBR-100铅铋堆二次侧非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象，采用RELAP5/MOD4.0程序建模开展全厂断电（SBO）事故下PRHRS的余热排出能力评价和参数敏感性分析。研究结果表明，在整个SBO事故中，关键参数燃料包壳峰值温度最高为816.35 K，未超过安全限值，PRHRS能够及时导出堆芯余热；通过增大PRHRS水箱内置冷凝换热器换热面积可以增强PRHRS的余热排出能力。本研究建立的铅铋堆二次侧PRHRS安全分析模型和评价方法，可为我国铅铋堆PRHRS的设计和应用提供技术参考。

关键词：铅铋堆非能动余热排出系统(PRHRS) 全厂断电(SBO)事故 RELAP5/MOD4.0

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核电厂联氨应用的探讨

核科学与工程 2024年第1期44卷 63-69页

作者：于淼曾晓敏顾钰万维进武铜上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

为了控制系统设备和结构材料的腐蚀,核电厂一回路和二回路冷却剂系统均维持弱碱还原性水化学环境。联氨为一回路和二回路主要的化学添加剂,因其还原性,主要用来除氧、钝化、冲洗、缓蚀、事故后除碘等。本文介绍了核电厂中联氨的主要用途... 详细信息

为了控制系统设备和结构材料的腐蚀,核电厂一回路和二回路冷却剂系统均维持弱碱还原性水化学环境。联氨为一回路和二回路主要的化学添加剂,因其还原性,主要用来除氧、钝化、冲洗、缓蚀、事故后除碘等。本文介绍了核电厂中联氨的主要用途,并分别就一回路除氧、AVT(R)除氧、二回路冲洗钝化、蒸汽发生器湿保养、事故后除碘等展开讨论,最后针对联氨应用中存在的问题给出建议。

关键词：核电厂联氨钝化除氧除碘

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折流板对传热管流致振动响应影响分析

核动力工程 2024年第2期45卷 123-129页

作者：王帅权张锴熊珍琴施林鹏上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

传热管流致振动磨损是引起换热器性能衰退和运行故障的重要因素之一。本文针对换热器折流板形成的非均匀横流引起的振动,建立可视化三跨7×12传热管束流致振动试验装置,通过管内加速度传感器和高速相机视觉测振分别获得迎流首排中间跨... 详细信息

传热管流致振动磨损是引起换热器性能衰退和运行故障的重要因素之一。本文针对换热器折流板形成的非均匀横流引起的振动,建立可视化三跨7×12传热管束流致振动试验装置,通过管内加速度传感器和高速相机视觉测振分别获得迎流首排中间跨管内振动加速度数据和管与支承板间隙变化数据,并开展数值模拟计算获得管间流场。对比横向全开口无折流板和2/3开口折流板形成横流引起的管振动试验和模拟结果,表明2种结构第三排后管间流速差异较小,发生流弹失稳临界速度较为相近,2/3开口折流板发生失稳临界速度略高于全开口无折流板结构。对比5种经典临界速度关系式,Chen公式能够较好地保守预测失稳发生。管与支承板的间隙可视化试验表明,极低流速时2种来流结构管均较稳定地依靠在支承板一侧孔上。在中等流速下,全开口来流作用下管在支承板孔中较大幅度往复运动而轻微敲击,而非均匀来流结构中管仍依靠在支承板上的梅花孔内缘上发生小幅度滑动。发生流弹失稳时,全开口结构以敲击为主,而2/3开口结构会发生显著滑动和敲击。2/3开口结构更易发生传热管-支承板的滑动磨损,将威胁传热管的完整性。

关键词：折流板不均匀横流可视化流致振动管板间隙

适用于数字化主控室的核电厂HRA基础数据架构研究

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核科学与工程 2024年第1期44卷 39-48页

作者：谭笑仇永萍卓钰铖雷文静胡军涛何建东上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

目前国内开展核电厂人员可靠性分析(HRA)采用的人员失误概率基础数据库年限较为久远,且缺乏对于数字化主控室环境下人员失误模式的考虑。本文基于多个HRA方法及国外典型人员可靠性数据库的设计,结合国内电厂的实际情况,搭建了核电厂HRA... 详细信息

目前国内开展核电厂人员可靠性分析(HRA)采用的人员失误概率基础数据库年限较为久远,且缺乏对于数字化主控室环境下人员失误模式的考虑。本文基于多个HRA方法及国外典型人员可靠性数据库的设计,结合国内电厂的实际情况,搭建了核电厂HRA基础数据库的框架,对于其中的绩效影响因子(PSF)架构采用数据库概念设计阶段的自顶向下设计方法,结合数字化环境下新增的人员失误模式,给出可供采集的PSF数据项,完成可适用于数字化环境的核电厂HRA基础数据库中PSF架构的搭建,并针对核电厂HRA基础数据架构着手开发相应的数据库软件,为核电厂人员可靠性数据的采集、防人因失误工作的开展提供有效支持。

关键词：人员可靠性分析数据库绩效影响因子(PSF) 人员可靠性分析(HRA) 数字化主控室

模拟事故工况下非能动核电厂安全相关涂层的可靠性测试及评估方法研究

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涂料工业 2024年第1期54卷 54-58页

作者：李菲菲刘晓强孟凡江上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

安全相关涂层在非能动核电厂中起着重要的作用,涂层的失效会影响核电厂安全系统的功能执行,影响核安全。国内外核监管机构对于在设计基准事故(DBA)工况下涂层系统的可靠性及评估方法非常重视。文章结合非能动核电厂涂层系统的工程应用,... 详细信息

安全相关涂层在非能动核电厂中起着重要的作用,涂层的失效会影响核电厂安全系统的功能执行,影响核安全。国内外核监管机构对于在设计基准事故(DBA)工况下涂层系统的可靠性及评估方法非常重视。文章结合非能动核电厂涂层系统的工程应用,针对其在DBA下的可靠性及评估方法进行了研究。研究表明:在DBA下非能动核电厂安全相关涂层的可靠性要综合考虑涂层的模拟DBA性能、干膜密度、导热性能等。而非能动核电厂安全相关涂层工程应用,则需从涂层的模拟DBA性能、干膜密度、导热性能、涂层碎片(数量、大小、位置和性能等)以及包络涂层碎片后的碎片裕量等角度进行综合评估,以确定在事故工况下涂层的可靠性,不对系统安全产生影响,保证核电厂更安全、高效和经济性运行。

关键词：安全相关涂层核电厂可靠性设计基准事故涂层碎片

三代核电反应堆压力容器低合金钢焊缝性能对比分析

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压力容器 2024年第2期41卷 1-6页

作者：梅乐张俊宝王永东黄逸峰王秉熙郑明光上海核工程研究设计院股份有限公司上海200233

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和... 详细信息

通过模拟国内三代核电压水堆反应堆压力容器环焊缝,分别采用国产焊接材料和进口焊接材料,在焊接工艺性能、焊缝金属化学成分、拉伸、冲击韧性、落锤和低周疲劳试验等方面进行了对比分析。结果表明,国产和进口焊接材料的焊接工艺性能和焊缝金属力学性能均相当;焊接试件不同厚度取样位置的焊缝金属-28.3℃冲击吸收能量平均值都大于90 J,有较大的设计裕量。该国产焊接材料已应用于国内某三代核电机组反应堆压力容器,为进一步推广应用提供技术支撑。

关键词：反应堆压力容器 SA-508 Gr.3 Cl.1钢国产焊材焊缝性能