海上浮动核电站总体设计初探

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通过分析国际上现有堆型的优劣及其在舰船上的应用成果,建议海上浮动核电站采用技术成熟的压水堆,并对反应堆功率与换料周期给出原则性建议.以单点系泊型式的船型浮动核电站为例,根据各舱室的主要功能进行分区,提出舱室划分原则.同时分析了海上浮动核电站主尺度的主要制约因素,阐述了总体性布局原则,并着重介绍了反应堆舱内设置的安全壳、安全围壁、放射性废物管理系统、生物屏蔽设计的基本原则.同时,结合海上浮动核电站的特点,对一些关键系统如二回路、控制室、电力系统、物理防护等的设计原则进行了介绍.
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依托在建核电项目,在国际通用的工厂设计软件PDMS基础上,设计和研发三维可视化核电安全壳配筋系统,研究数字化智能配筋算法,通过软件驱动配筋计算方程,进行安全壳配筋可视化、数字化、自动化设计,并以三维数据为基础实现高效的二维抽图等设计数据输出功能.研究成果在项目上的应用不仅提高了三维设计精度和效率,同时极大提高了设计质量,具有一定的推广应用意义.
压水堆核电厂中发生超流量工况时,要求补水泵下游的文丘里流量计形成空化限流,以保护管道流量不超过限值.采用FLUENT数值模拟和高速摄像实验结合的方法,使用3种不同空化模型,对文丘里管的空化限流现象、空化发展规律和流动特性进行了研究.结果表明:采用Zwart-Gerber-Belamri(ZGB)空化模型和剪切应力输运(SST)k-ω湍流模型可对文丘里管空化限流现象进行较为准确的模拟;空化限流时文丘里管内部将发生周期性空化现象,同时将在壁面回射流的作用下发生小气泡脱落、尾部气泡脱落和空化云整体断裂式脱落等微
快能谱反应堆由于中子能量较高,中子各向异性散射会对计算结果有重要影响.本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时,研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响.从理论上分析了隐式敏感性产生的原因和相关近似条件,采用直接扰动方法计算了 ZPR-6/7快能谱反应堆主要核素的主要反应道的敏感性系数.研究结果表明,对于ZPR-6/7快能谱反应堆,不扰动238U高阶散射截面,总的弹性散射截面的敏感性系数比考虑高阶散射截面时的敏感性系数高44.3%,不考虑56Fe高阶非弹性散射截面的扰动,
论述了核电厂地震概率安全评价(PSA)定量化方法和工具的现状,指出了定量化工具面临的挑战和存在的问题.根据定量化的概率论本质,提出了计算方法.以我国某核电厂厂址多方案概率地震危险性分析(PSHA)结果和核电厂地震响应分析给出的最小割集为例,展示了计算方法的应用过程,分析了地震动参数和置信度参数对定量化计算结果的影响.结果表明,针对置信度参数进行拉丁超立方采样,采样次数较小时即可给出地震导致的核电厂堆芯损坏频率(SCDF)的稳定估计值;通常情况下,设备失效对SCDF的贡献最大,厂房失效的影响相对较小;地震动
当前蒸汽发生器(SG)液位控制系统手自动切换信号复制回路的设计中,液位控制器运算基准为切换时的汽水失配信号,主给水流量调节阀由手动模式切到自动模式后导致SG液位控制系统失去快速调节给水流量的前馈作用.针对该问题,结合阳江核电厂4号机组SG液位高高跳堆事件,提出了针对手自动切换操作方式和系统设计的2种优化方案.针对操作方式的优化,在主给水流量调节阀投自动前,手动平衡汽水流量;针对系统设计的优化,增加汽水失配判断环节和前馈自动补偿环节.通过SG液位扰动试验证明,所提出的优化方案能有效提高手自动切换后控制系统的
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国内AP1000、EPR、华龙一号等核电工程项目已将二级概率安全分析(PSA)源项用于应急输入,但二级PSA释放类的划分以及各释放类代表性事故序列的选取尚无明确可操作的方法,需要进一步开展研究.对比研究国内先进核电厂二级PSA释放类划分和代表性事故序列选取情况,以国内某三代先进压水堆核电厂为例,在同一释放类中根据频率和后果选取4个不同的严重事故序列开展源项计算.结果表明,同一释放类4个不同事故序列的源项结果差别较大,建议释放类划分以应用为导向,根据分析目的进行迭代,对同一释放类应选取多个事故序列进行对比分
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