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压水堆核电厂燃料包壳破损判断准则研究

核科学与工程 2023年第6期43卷 1273-1280页

作者：熊军吕炜枫郭润春高耀毅中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172

燃料包壳为压水堆核电厂放射性包容的第一道屏障。因燃料包壳破损的发生不可避免且其对核安全的影响显著,燃料包壳破损诊断是压水堆核电厂必备的技术。分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题,提出了根据一回路冷... 详细信息

燃料包壳为压水堆核电厂放射性包容的第一道屏障。因燃料包壳破损的发生不可避免且其对核安全的影响显著,燃料包壳破损诊断是压水堆核电厂必备的技术。分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题,提出了根据一回路冷却剂中放化指标判断压水堆核电厂燃料包壳是否发生破损的系列判断准则,并对可能影响诊断结果的因素进行了探讨。基于国内在役核电厂实际的运行数据对判断准则进行了测试,测试结果表明,提出的燃料包壳破损判断准则可准确地诊断燃料包壳破损的发生,且有更广泛的适用性。

关键词：燃料包壳破损判断准则压水堆核电厂

快速疲劳分析方法在核电厂疲劳监测系统中的应用

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核动力工程 2018年第6期39卷 59-63页

作者：陈蓉刘新章贵和中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室

疲劳监测系统通过对一回路易发生热疲劳关键管道和设备进行运行参数采集,采用快速疲劳分析方法对被监测管道和设备进行实时疲劳计算,从而获得真实疲劳损伤情况。该快速疲劳分析方法以格林函数法为基础,通过编制计算程序实现热应力和疲... 详细信息

疲劳监测系统通过对一回路易发生热疲劳关键管道和设备进行运行参数采集,采用快速疲劳分析方法对被监测管道和设备进行实时疲劳计算,从而获得真实疲劳损伤情况。该快速疲劳分析方法以格林函数法为基础,通过编制计算程序实现热应力和疲劳使用系数的快速计算。通过与有限元分析结果进行比较,验证了该快速疲劳分析方法具有高效、快速、准确的特点。

关键词：疲劳监测系统疲劳分析格林函数法环境影响疲劳有限元分析

LOCA水力载荷分析软件HLPS的开发与验证

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核动力工程 2021年第4期42卷 159-165页

作者：李文姬吕红张洁中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172

为分析核电厂反应堆一回路系统发生假想断裂时冷却剂从破口喷放以及卸压波在一回路系统中传播引起的水力载荷特性,采用C++程序开发语言,自主研发了压水堆一回路冷却剂丧失事故(LOCA)水力载荷计算软件HLPS。以M310反应堆冷却剂系统为对象... 详细信息

为分析核电厂反应堆一回路系统发生假想断裂时冷却剂从破口喷放以及卸压波在一回路系统中传播引起的水力载荷特性,采用C++程序开发语言,自主研发了压水堆一回路冷却剂丧失事故(LOCA)水力载荷计算软件HLPS。以M310反应堆冷却剂系统为对象,将HLPS软件计算结果与工程数据进行对比验证,结果表明:HLPS软件的计算结果与工程数据符合良好,载荷力峰值基本包络工程数据;同时HLPS软件采取隐式求解以及更高的收敛标准,计算结果更加准确,可用于一回路系统LOCA分析。

关键词：冷却剂丧失事故(LOCA) 一回路系统水力载荷自主研发 HLPS

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硼表硼浓度算法设计与仿真验证

核动力工程 2021年第2期42卷 137-143页

作者：郑军伟中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172

为解决压水堆核电厂离线式硼表(OFBM)测量的核岛一回路冷却剂总硼浓度相对化学滴定硼浓度的偏差超标问题,对OFBM的硼浓度算法进行了分析,并对硼浓度偏差的影响因素和产生的原因进行了分析。分析结果表明:硼浓度偏差的主要影响因素是核... 详细信息

为解决压水堆核电厂离线式硼表(OFBM)测量的核岛一回路冷却剂总硼浓度相对化学滴定硼浓度的偏差超标问题,对OFBM的硼浓度算法进行了分析,并对硼浓度偏差的影响因素和产生的原因进行了分析。分析结果表明:硼浓度偏差的主要影响因素是核岛一回路冷却剂中的10B浓度和10B丰度;OFBM硼浓度算法忽略了核岛一回路冷却剂的10B丰度变化是造成硼浓度偏差的主要原因。同时设计了一种能够跟踪核岛一回路冷却剂10B丰度的新硼浓度算法,新算法实现了10B浓度计算功能。最后建立了新硼浓度算法的仿真模型,并基于2台M310核电机组OFBM的标定数据对新硼浓度算法的计算准确度进行了验证,仿真结果表明,新硼浓度算法的计算准确度满足OFBM设计规格要求。

关键词：核电厂硼表硼浓度偏差算法仿真

考虑残余刚性反应的核岛厂房地震楼层反应谱分析

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核科学与工程 2023年第6期43卷 1387-1393页

作者：吕锦权白明鑫丁志新中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518026

核岛厂房通常采用厚墙、厚板的钢筋混凝土结构,相比较柔的民用结构,存在自振频率大于刚性反应频率f_(ZPA)的重要振型。采用模态叠加时程分析法计算地震楼层反应谱时,没必要也不可能包含结构的所有模态,这就不可避免忽略了高阶振型对应... 详细信息

核岛厂房通常采用厚墙、厚板的钢筋混凝土结构,相比较柔的民用结构,存在自振频率大于刚性反应频率f_(ZPA)的重要振型。采用模态叠加时程分析法计算地震楼层反应谱时,没必要也不可能包含结构的所有模态,这就不可避免忽略了高阶振型对应的贡献(残余刚性反应)。本文基于结构振型参与系数的性质,结合美国核管会(NRC)2006年发布的导则RG1.92-R2,介绍了核岛厂房地震楼层反应谱分析中考虑残余刚性反应的丢失质量法。并以实例形式分析了残余刚性反应对核岛厂房地震楼层反应谱的影响,验证了在核岛厂房地震楼层反应谱计算中考虑丢失质量产生的残余刚性反应的必要性。

关键词：核岛厂房地震楼层反应谱分析残余刚性反应丢失质量法

某核电厂安全级DCS网络结构分析与改进研究

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核动力工程 2021年第6期42卷 148-154页

作者：赵建刘东亮马志昕中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172

基于ACPR1000核电机组仪控系统故障导致机组降级运行的设计基准事故,提出5类特定共因故障,并根据连接鲁棒性指标总结出安全级集散控制系统(DCS)环网节点布置改进的方法,将存在共因故障的网络节点制作出共因故障表,按照共因故障概率关系... 详细信息

基于ACPR1000核电机组仪控系统故障导致机组降级运行的设计基准事故,提出5类特定共因故障,并根据连接鲁棒性指标总结出安全级集散控制系统(DCS)环网节点布置改进的方法,将存在共因故障的网络节点制作出共因故障表,按照共因故障概率关系进行相邻排序并布置环网结构,以提高网络连接鲁棒性指标。采用该方法对核电厂安全级DCS网络布置进行调整,提升了该网络结构的健壮性,对核电机组运行的安全性和可靠性具有重要贡献。

关键词：安全级集散控制系统(DCS) 网络结构连接鲁棒性共因故障

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英国BIM技术在核电工程项目上的应用研究

制造业自动化 2022年第6期44卷 1-3,23页

作者：严家福赵栋中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室深圳518124

核电工程项目逐渐规定使用BIM技术为项目节省成本和提高效率,与BIM技术目前在传统建筑工程项目有比较成熟的工程应用不同,核电工程项目在工程管理、施工工艺、平台工具、信息安全等方面都在起步阶段,无法直接套用建筑项目的BIM应用经验... 详细信息

核电工程项目逐渐规定使用BIM技术为项目节省成本和提高效率,与BIM技术目前在传统建筑工程项目有比较成熟的工程应用不同,核电工程项目在工程管理、施工工艺、平台工具、信息安全等方面都在起步阶段,无法直接套用建筑项目的BIM应用经验,甚至都很难套用BIM的相关标准。通过深入研究英国BIM标准和技术理论体系,结合核电工程项目设计和建造的特点,找到适合核电项目的满足当前BIM Level 2要求的应用解决方案。

关键词： BIM Level 2 公共数据环境核电工程

基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法研究

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核动力工程 2022年第5期43卷 176-180页

作者：黄捷庆吴小天温亮彭跃核电安全监控技术与装备国家重点实验室深圳中广核工程设计有限公司广东深圳518172

为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法,以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段,本研究采用理论分析的方法,建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计(CAD)的安全壳喷淋覆盖率计算... 详细信息

为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法,以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段,本研究采用理论分析的方法,建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计(CAD)的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比,验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明,两种方法的计算误差在1%以内。因此,本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性,对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法,新的方法计算速度更快,人因错误率更低,有利于敏感性分析,可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。

关键词：蒙特卡罗模拟安全壳喷淋覆盖率

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二次中子源破损诊断方法研究与验证

核动力工程 2023年第1期44卷 167-170页

作者：郑军伟刘航李文海柳继坤中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室广东深圳518172 阳江核电有限公司广东阳江529941

压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险,反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将^(122)Sb和^(124)Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素,对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据... 详细信息

压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险,反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将^(122)Sb和^(124)Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素,对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据、一回路冷却剂中^(122)Sb和^(124)Sb的比活度诊断二次中子源破损的方法可行性进行了分析,设计了二次中子源破损诊断流程,并使用上述诊断方法对二代改进型1000 MW级压水堆核电机组二次中子源破损问题进行了诊断。验证结果表明,二次中子源破损后一回路冷却剂取样分析得出的^(122)Sb和^(124)Sb比活度变化趋势与核辐射监测设备监测到的一回路冷却剂γ放射性变化趋势在总体上吻合。因此,本研究提出的二次中子源破损诊断方法是有效的。

关键词：反应堆二次中子源破损诊断比活度 γ放射性