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华龙一号机组在线维修优化研究

核动力工程 2024年第1期45卷 225-229页

作者：丁小川李文静冯楚然杨晓燕中国核电工程有限公司北京100840

开展在线维修以减少机组大修的维修项目是优化大修工期、提升机组经济性的重要手段,国外已利用实时配置风险计算工具计算风险指引型完成时间(RICT),并在此基础上开展了在线维修。本文在不借助实时配置风险计算工具的前提下,利用风险指... 详细信息

开展在线维修以减少机组大修的维修项目是优化大修工期、提升机组经济性的重要手段,国外已利用实时配置风险计算工具计算风险指引型完成时间(RICT),并在此基础上开展了在线维修。本文在不借助实时配置风险计算工具的前提下,利用风险指引型方法对华龙一号(HPR1000)机组开展在线维修的可行性进行了论证。研究表明,为开展在线维修需要将1列安全系统不可用的前限完成时间(FSCT)从3 d永久性地调整为7 d,得益于HPR1000机组的整体设计平衡及优化,单一设备重要性下降,与风险阈值相比该变化导致的风险增量是有限的。在未来完善并应用实时配置风险计算工具后,可以提高在线维修方案的灵活性,并进一步延长维修期限以减轻维修的进度压力。

关键词：风险指引前限完成时间(FSCT) 在线维修

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气冷微堆自启停运行方案研究

核动力工程 2024年第S01期45卷 58-62页

作者：司天琪杜宇易珂张刚和苏怡慧中国核电工程有限公司北京100084

气冷微堆作为微型核电源,可以为偏远地区微电网提供可靠电源。由于气冷微堆具有输出功率小、建造地址偏僻等特点,同时考虑经济性,应尽可能降低其运行配置来提高气冷微堆自动化运行能力,因此需要大力开展气冷微堆自动化运行的研究。自启... 详细信息

气冷微堆作为微型核电源,可以为偏远地区微电网提供可靠电源。由于气冷微堆具有输出功率小、建造地址偏僻等特点,同时考虑经济性,应尽可能降低其运行配置来提高气冷微堆自动化运行能力,因此需要大力开展气冷微堆自动化运行的研究。自启停控制系统(APS)是气冷微堆实现自动化运行的一项关键技术。本文提出了一种气冷微堆自启停运行方案的设计方法。基于气冷微堆系统设计及特性,首先对启停过程进行策略分析,再开展APS设计和顺控逻辑模型构建,最后对APS设计方案进行仿真验证。验证结果表明,对于启停过程执行APS逻辑,其重要参数的变化曲线符合逻辑预期结果。因此,本文提出的气冷微堆自启停运行方案设计方法有效可行。

关键词：气冷微堆自启停顺序控制逻辑模型

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核电厂应急通信系统总体设计方法研究

核动力工程 2024年第4期45卷 162-165页

作者：余蕴郭淑婕卢文魁王高鹏刘静中国核电工程有限公司北京100840

为进一步提升核电厂通信系统在事故工况下的应急通信能力,支持核事故情况下的应急响应,本研究分析了目前核电厂通信系统设计的相关标准与要求,提出了应急通信系统的总体设计流程,研究了事故工况下的通信功能需求,确定了核电厂应急通信... 详细信息

为进一步提升核电厂通信系统在事故工况下的应急通信能力,支持核事故情况下的应急响应,本研究分析了目前核电厂通信系统设计的相关标准与要求,提出了应急通信系统的总体设计流程,研究了事故工况下的通信功能需求,确定了核电厂应急通信系统的设计原则与功能定位,并已应用于三代核电厂等多种堆型核电厂的通信系统设计,进一步增强了核电厂的应急通信能力与安全水平,提升了通信系统的经济性。

关键词：核电厂应急通信事故系统设计

基于三维仿真软件CNIFA的核电站内部水淹研究

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核动力工程 2024年第S01期45卷 91-95页

作者：赵紫薇汪晨辉黄小云中国核电工程有限公司北京100840

为对核电站内部水淹进行安全评估,开发了具有自主知识产权的三维仿真软件CNIFA,专门用于核电站内部水淹分析。本文利用该三维仿真软件对小型核反应堆ACP100的反应堆厂房进行内部水淹分析,并提出设计改进建议。首先搭建缩比厂房物理模型... 详细信息

为对核电站内部水淹进行安全评估,开发了具有自主知识产权的三维仿真软件CNIFA,专门用于核电站内部水淹分析。本文利用该三维仿真软件对小型核反应堆ACP100的反应堆厂房进行内部水淹分析,并提出设计改进建议。首先搭建缩比厂房物理模型,通过实验模拟核电站房间内水淹漫延情况,与CNIFA软件仿真结果进行对比,结果表明软件仿真具有较高的准确性;同时针对ACP100反应堆厂房内部水淹开展分析,通过软件仿真分析可知反应堆厂房最低层房间水淹高度达到1.367 m,需考虑相关排水措施。通过CNIFA进行ACP100核电站内部水淹三维仿真分析,适应性强、可视化好,可动态模拟核电站内部水淹场景,三维显示水淹漫延全过程,以便更好制定水淹防护措施。

关键词：小型反应堆内部水淹三维仿真安全评估

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设备闸门起吊支架的极限载荷特性研究

核动力工程 2024年第2期45卷 199-202页

作者：侯继儒刘世峰中国核电工程有限公司河北分公司石家庄050051

设备闸门起吊支架失稳发生在恒载荷和可变载荷共同作用的情况下,其极限承载力计算结果的准确性对设备闸门设计性能有重要影响。工程计算中原有不区分载荷类型直接求解特征值的计算方法导致结果过度保守。本文在原算法采用有限元分析软件... 详细信息

设备闸门起吊支架失稳发生在恒载荷和可变载荷共同作用的情况下,其极限承载力计算结果的准确性对设备闸门设计性能有重要影响。工程计算中原有不区分载荷类型直接求解特征值的计算方法导致结果过度保守。本文在原算法采用有限元分析软件ANSYS进行屈曲分析的基础上,将不应被特征值放大的载荷加以区别,将特征值作为目标函数,经优化迭代求得合理极限载荷,并在迭代过程中引入修正系数以加快收敛速度。通过非线性分析验证了改进后工程计算方法的准确性,找到了一种适用于工程计算的设备闸门起吊支架极限载荷计算方法。

关键词：设备闸门极限载荷屈曲非线性计算 ANSYS

采用热管实现池式供热堆非能动余热导出的试验研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 79-83页

作者：吕军中国核电工程有限公司河北分公司石家庄050011

为实现池式供热堆非能动安全设计,进一步提高其环境友好性,以满足核能供暖设施贴近公众建设的要求,本研究针对池式供热堆低温常压的运行特点,介绍了采用低温热管实现非能动余热导出的试验研究情况,分析了关键试验参数并给出选取建议。... 详细信息

为实现池式供热堆非能动安全设计,进一步提高其环境友好性,以满足核能供暖设施贴近公众建设的要求,本研究针对池式供热堆低温常压的运行特点,介绍了采用低温热管实现非能动余热导出的试验研究情况,分析了关键试验参数并给出选取建议。研究结果表明,采用低温热管能够实现池式供热堆水池热量向环境大气的非能动导出功能。本研究成果为池式供热堆工程化设计提供了重要支撑。

关键词：池式供热堆非能动余热导出系统热管技术

反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间优化研究

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工程设计学报 2024年第1期31卷 74-80页

作者：刘锐单强梁招瑞侯秦脉生态环境部核与辐射安全中心北京100082 中广核核电运营有限公司广东深圳518000 辽宁红沿河核电有限公司辽宁大连116000

为了降低反应堆安全壳整体泄漏率测量试验风险和使泄漏率测量结果更加保守和可信,基于空气稳定准则、函数曲率准则和数据分布准则,提出了一种适用于我国核电机组的安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间的优化方法。结合法国电力集团的安全... 详细信息

为了降低反应堆安全壳整体泄漏率测量试验风险和使泄漏率测量结果更加保守和可信,基于空气稳定准则、函数曲率准则和数据分布准则,提出了一种适用于我国核电机组的安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间的优化方法。结合法国电力集团的安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间调整方法,明确了安全壳整体泄漏率测量试验结束的判定要求,并提出了增加安全壳内空气稳定判定准则和整体泄漏率测量终止判定准则的优化方法。以20组安全壳打压试验样本为例,计算了安全壳整体泄漏率测量阶段的持续时间。结果表明,共有17组样本满足优化条件,其中15组样本在16h内满足整体泄漏率测量终止判定准则,其余2组样本分别在19.25h和18.25h内满足全部的验收准则。所提出的优化方法能够缩短反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段的持续时间,其比法国的方法更为保守、可信。

关键词：安全壳整体泄漏率测量阶段持续时间优化方法

分光光度法用于核燃料后处理工艺料液中钚价态分析的研究进展

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冶金分析 2024年第5期44卷 31-37页

作者：王志恒李力赵雅平刘权卫侯留东中国核电工程有限公司

核燃料后处理工艺料液中钚的价态是影响分离的关键因素，对钚的回收及纯化具有重要意义。由于不同价态的钚元素在可见光-近红外区均具有显著的吸收峰，因此分光光度法仍是普遍采用的分析方法，可不经分离直接测量。本文对分光光度法分... 详细信息

核燃料后处理工艺料液中钚的价态是影响分离的关键因素，对钚的回收及纯化具有重要意义。由于不同价态的钚元素在可见光-近红外区均具有显著的吸收峰，因此分光光度法仍是普遍采用的分析方法，可不经分离直接测量。本文对分光光度法分析核燃料后处理工艺料液中钚价态的研究进展进行了综述。首先介绍了分光光度法的测量原理，其次详细论述了不同价态钚元素分光光度法及其影响因素、长光程流通池及谱峰解析技术。

关键词：分光光度法钚价态长光程流通池谱峰解析核燃料后处理工艺料液

严重事故下材料物性变化对安全壳性能影响研究

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核动力工程 2024年

作者：刘静刘宝君张春龙魏玮刘宇中国核电工程有限公司

安全壳作为压水堆核电厂的最后一道屏障，其在严重事故工况下的完整性既取决于严重事故现象发生情况，也取决于安全壳性能特点。目前在华龙一号安全壳性能分析时仅考虑了材料的常温物性特征，无法反映严重事故下安全壳本身的升温升压影... 详细信息

安全壳作为压水堆核电厂的最后一道屏障，其在严重事故工况下的完整性既取决于严重事故现象发生情况，也取决于安全壳性能特点。目前在华龙一号安全壳性能分析时仅考虑了材料的常温物性特征，无法反映严重事故下安全壳本身的升温升压影响。本文根据严重事故下安全壳的响应情况，考虑事故下材料物性的变化，分析基于事故高温的材料性能对安全壳性能的影响，并对比常温和事故高温下的安全壳性能差异，分析不同温度下严重事故风险的差异，评估对早期大量放射性释放频率、大量放射性释放频率和严重事故管理的影响。分析结果表明，严重事故下随着安全壳内温度逐步升高，安全壳性能有所降低，但安全壳薄弱环节依然在设备闸门处；对照常温和高温两条安全壳失效概率曲线，由于华龙一号安全壳自由容积较大，直接安全壳加热（DCH）和等容绝热完全燃烧（AICC）产生的载荷均不会威胁安全壳完整性，且不会颠覆原安全壳过滤排放系统开启整定值。

关键词：安全壳性能严重事故现象风险安全壳超压失效