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压水堆核电厂燃料棒破损诊断分析研究

强激光与粒子束 2024年第3期36卷 158-165页

作者：付鹏涛章安龙辜培勇中广核研究院有限公司广东深圳518028 大亚湾核电运营管理有限责任公司广东深圳518124

燃料棒是核电厂包容放射性物质的第一道屏障。燃料棒破损会导致冷却剂裂变产物活度升高,严重时机组须在数小时内后撤到停堆。通过取样监测的冷却剂放射化学数据可以一定程度上反映堆芯内装载燃料棒的破损情况。本研究介绍了压水堆核电... 详细信息

燃料棒是核电厂包容放射性物质的第一道屏障。燃料棒破损会导致冷却剂裂变产物活度升高,严重时机组须在数小时内后撤到停堆。通过取样监测的冷却剂放射化学数据可以一定程度上反映堆芯内装载燃料棒的破损情况。本研究介绍了压水堆核电厂功率运行期间冷却剂内裂变产物的来源,分析了裂变产物通过反冲和扩散方式的产生机理,通过求解迁移方程得到稳态情况下裂变产物活度的解析解。基于最小二乘法对反冲释放和扩散释放的裂变产物释放产生比进行解谱,建立了诊断压水堆燃料棒破损时间、破口程度、锕系核素泄漏、燃耗和燃料批次的定量分析模型。采用某百万千瓦压水堆运行中发生二次氢化的燃料循环的冷却剂裂变产物监测数据进行了验证,理论模型的分析结果也与机组停堆后啜漏检查和热室检查结果相符。

关键词：燃料破损裂变产物释放产生比二次氢化

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不凝性气体对蒸汽发生器冷凝回流传热特性影响模拟研究

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核电子学与探测技术 2024年

作者：徐慧波王振营石艳明中广核核电运营有限公司中广核工程有限公司

为研究不凝性气体对蒸汽发生器冷凝回流传热特性的影响，采用计算流体动力学方法，基于扩散平衡模型和湍流模型对蒸汽发生器U型管进行建模及数值模拟计算。计算结果表明，不凝性气体的含量对冷凝回流传热有明显影响，仅2%的不凝性气体... 详细信息

为研究不凝性气体对蒸汽发生器冷凝回流传热特性的影响，采用计算流体动力学方法，基于扩散平衡模型和湍流模型对蒸汽发生器U型管进行建模及数值模拟计算。计算结果表明，不凝性气体的含量对冷凝回流传热有明显影响，仅2%的不凝性气体含量就会使换热系数降为不含不凝性气体时的60%～65%；同时，不凝性气体含量对上升段流速有一定的提升作用，且冷凝传热能力随入口质量流量的增加而增加。

关键词：冷凝回流相间传质数值模拟堆芯冷却不凝性气体

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反应堆安全壳整体泄漏率测量阶段优化研究

工程设计学报 2024年

作者：刘锐单强梁招瑞候秦脉中广核核电运营有限公司辽宁红沿河核电有限公司生态环境部核与辐射安全中心

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，基于气体稳定准则、拟合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优化方法。结合法国的安全壳泄漏率测量... 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，基于气体稳定准则、拟合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优化方法。结合法国的安全壳泄漏率测量阶段调整方法，明确了安全壳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泄漏率测量终止判定准则的新优化方法。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组样本能在16 h内满足泄漏率测量终止判定准则，其余2组样本分别在19.25 h和18.25 h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保压时间，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优化方法

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基于遗传算法的核电备件库存模型仿真优化

科学技术与工程 2024年第1期24卷 289-299页

作者：谢宏志韩亚泉中广核核电运营有限公司备件中心深圳518124

备品备件是核电厂设备检修的物质基础,然而持有过量的备件库存将增加核电厂运营成本,通过设置合理的备件库存参数,在保障供应和控制库存之间寻找到一个合理的平衡点。针对核电备件库存参数设置问题,将遗传算法引入备件库存参数优化领域... 详细信息

备品备件是核电厂设备检修的物质基础,然而持有过量的备件库存将增加核电厂运营成本,通过设置合理的备件库存参数,在保障供应和控制库存之间寻找到一个合理的平衡点。针对核电备件库存参数设置问题,将遗传算法引入备件库存参数优化领域。通过建立核电备件库存参数评价方法,将核电备件库存参数设置转换为多变量优化问题,使用遗传算法计算最优库存参数。选用大亚湾核电厂的备件进行仿真测试,当给备件增加多种领用波动时,使用遗传算法计算的备件库存参数均优于当前数据库中的库存参数,结果表明遗传算法应用到备件库存参数优化领域具有重要的实用价值。

关键词：备品备件核电厂库存模型遗传算法

关于M5合金燃料包壳表面材料在堆内流致振动下脱落共性问题的研究

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核电子学与探测技术 2024年

作者：许友龙吴彦农郑丽馨杨光生态环境部核与辐射安全中心中广核核电运营有限公司

M5锆合金包壳是由法国法马通公司设计研发的，目前广泛应用于核电厂AFA-3G等系列的燃料组件。本文将分析国内外核电厂使用M5合金燃料包壳表面材料在堆内流致振动下脱落共性问题的研究现状，包括燃料组件外观检查情况、氧化膜厚度测量情... 详细信息

M5锆合金包壳是由法国法马通公司设计研发的，目前广泛应用于核电厂AFA-3G等系列的燃料组件。本文将分析国内外核电厂使用M5合金燃料包壳表面材料在堆内流致振动下脱落共性问题的研究现状，包括燃料组件外观检查情况、氧化膜厚度测量情况等，从而得出研究结论并提出合理建议。

关键词： M5锆铌合金氧化膜脱落含铁量

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

核电汽轮机高压缸变形控制关键技术研究及应用

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汽轮机技术 2024年第1期66卷 33-37页

作者：刘丹郑华兵台山核电合营有限公司江门529200 中广核核电运营有限公司深圳518124

以某百万千瓦核电汽轮机高压缸为研究对象,建立三维模型,并用ANSYS/WORKBENCH计算分析了稳态运行时汽缸轴封处温度分布与螺栓预紧力对汽缸变形的影响,同时针对性地提出了控制汽缸变形的处理方案,经过在同类型多台次机组上的实施验证,效... 详细信息

以某百万千瓦核电汽轮机高压缸为研究对象,建立三维模型,并用ANSYS/WORKBENCH计算分析了稳态运行时汽缸轴封处温度分布与螺栓预紧力对汽缸变形的影响,同时针对性地提出了控制汽缸变形的处理方案,经过在同类型多台次机组上的实施验证,效果良好。

关键词：高压缸三维模型变形热应力漏汽预紧力

核电厂便携式低放废水在线监测设备关键技术探讨

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辐射防护 2024年第4期44卷 349-355页

作者：周建旺尤成懋梅翔杰周克波张素杰尹旺明大亚湾核电运营管理有限责任公司广东深圳518124

结合核电厂的实际情况和需求,梳理了低放废水的特点,明确了其对便携式在线监测设备的技术要求,其中最关键是能同时满足低探测下限(MDAC≤8 Bq/L)和便携性(设备总重≤50 kg)的限制。讨论了测量方式、探测器选型和校准方式等在线监测设备... 详细信息

结合核电厂的实际情况和需求,梳理了低放废水的特点,明确了其对便携式在线监测设备的技术要求,其中最关键是能同时满足低探测下限(MDAC≤8 Bq/L)和便携性(设备总重≤50 kg)的限制。讨论了测量方式、探测器选型和校准方式等在线监测设备的关键技术,对低放废水进行了放射性在线监测,测量方式选择取样式,探测器选择大体积NaI晶体,校准方式选择代表点法。调研了低放废水在线监测设备的研究现状,现有的在线监测设备重量都在200 kg以上,与核电厂的要求之间存在较大的差距,有必要开展同时具备低探测下限和优异便携性的新型在线监测设备的研制。对新型探测器的应用、结构和新型测量方式的发展这三个研究方向给出了建议。最后,从提高探测效率的角度,提出了一种基于环形NaI晶体的新型探测器结构,初步论证了其探测下限和设备总重指标有望满足核电厂的要求。

关键词：核电厂低放废水在线监测设备便携式

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反应堆寿期末核仪表功率量程信号波动分析及维修优化

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电力设备管理 2024年第13期 209-211页

作者：陈臻黄显润常宝富高巍关琦中广核核电运营有限公司

核电站反应堆寿期末,多个核电机组核仪表功率量程中子测量信号出现不同程度的波动问题。尽管核功率的平均水平没有超出额定功率,但瞬时的核仪表功率波动大可能导致核仪表功率量程中子测量信号达到控制棒闭锁信号阈值,从而闭锁控制棒的... 详细信息

核电站反应堆寿期末,多个核电机组核仪表功率量程中子测量信号出现不同程度的波动问题。尽管核功率的平均水平没有超出额定功率,但瞬时的核仪表功率波动大可能导致核仪表功率量程中子测量信号达到控制棒闭锁信号阈值,从而闭锁控制棒的提升。在核仪表功率量程中子通量波动较大时,电厂只能通过降功率避免触发控制棒闭锁信号,严重影响核电机组的发电效益。本文分析反应堆寿期末核仪表功率量程中子测量信号波动大的根本原因,并制定统一解决方案和控制标准。

关键词：反应堆核仪表功率量程波动