摘要：铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrAl的表面热流密度和温度,分析了表面氧化、固体热物性对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大;随着固体热物性(ρcp)w的增大,骤冷时间增大,最小膜态沸腾温度减小。由于铁铬铝优异的高温抗氧化性,其骤冷过程的沸腾传热行为受表面氧化的影响可忽略不计。

摘要：为了探索适用于模块式小堆(SMR)的燃料组件优化设计,本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究,获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明:(1)低流量工况下,搅混格架间距过长或过短都将降低燃料组件的热工性能,设计上应合理考虑搅混格架间距;(2)燃料组件加热段上游区域的搅混格架布置对于提升SMR燃料组件的热工性能不明显,设计上在此区域应简化布置;(3)SMR在正常运行与事故工况下,燃料组件的中下游区域的状态点参数相对恶劣,在中下游区域合理地设计搅混格架的间距与布置可以显著地提升燃料组件的热工性能,提高热工安全裕量。本文研究结果可为SMR燃料组件的设计优化提供参考。

摘要：为实现准确且可信的反应堆鲁棒事故诊断,本文构建了一种基于表征抽取且具有可解释性的诊断框架:首先提出了降噪遮掩自动编码器(DPAE)深度学习模型,DPAE在不同破口位置和破口大小的模拟数据集上进行自监督学习后,其编码器结构能够从部分缺失数据和噪声数据中自动提取监测参数的低维表征向量,进而将该表征向量用于基于分类和回归算法的下游诊断任务中;随后提出了一种基于后验可解释性算法的参数重要性计算方法,以分析监测参数对诊断结果的贡献。本研究以HPR1000为研究对象,在冷却剂丧失事故(LOCA)工况下验证了所提出的诊断方法。实验结果显示,在信噪比为30 dB的高斯噪声以及遮掩比例为0.3的随机遮掩干扰下,经训练的DPAE模型依然能获得有效的数据表征。此外,在受到信噪比为20 dB、遮掩比例为0.2的干扰下,相较于“端到端”诊断模型,本研究提出的“上下游”诊断模型在破口位置和尺寸诊断方面表现更优,并能识别对诊断结果贡献较大的监测参数。本研究提出的反应堆事故诊断方法有助于打造精确、稳定且可靠的智能反应堆运行维护系统。

摘要：针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统(PRS)应用于改进型压水反应堆存在限制条件,构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远,使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计,采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关,管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程,并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明,各方案均能实现系统功能,在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点,结合工程实际,管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。

摘要：最佳估算加不确定性(BEPU)分析是IAEA推荐用于核电厂事故安全分析的方法,该方法中一个关键步骤为评估输入参数对目标输出的影响大小,即定量敏感性分析。传统BEPU分析中常使用基于线性或单调假设的局部敏感性分析方法,其难以适用于复杂的核反应堆系统,而全局敏感性分析则由于计算成本过高而难以在实际工程中应用。本研究中针对矩独立全局敏感性分析方法开展了优化研究,使用高阶模型表示、高斯求积公式等方法降低矩独立敏感性度量的计算成本,得到了一种高效的敏感性分析方法。使用了多个例题对优化方法的可靠性进行了验证,并将其应用于LOFT(loss-of-fluid test)大破口事故的敏感性分析。结果表明,该高效敏感性分析方法能准确识别核反应堆事故工况中的重要参数,并能对参数重要度进行定量排序。

摘要：为了研究小型压水堆抑压系统的抑压效果,建立了小型安全壳抑压特性试验装置,开展了定流量和变流量混合气体排放实验,以研究气-水容积比和不可凝气体对抑压效果的影响。实验结果表明,气-水容积比在2~4.55范围内,随着气-水容积比的增大,抑压效果逐渐增强;混合气体中不可凝气体含量对抑压效果影响显著。对实验进行了数值模拟,模拟结果可以反映抑压试验的现象规律,但仍需进一步优化抑压冷凝相关模型以提高模拟精度。

摘要：对模块式小型堆多样性保护系统(RDA)的关键技术进行了研究和分析论证,首次采用基于概率论与确定论相结合的多样性保护信号设计方法,对保护信号整定值及延迟时间的确定进行了深入研究,实现了保护信号设置最小化和保护功能最大化;同时在RDA设计中全面应用多样性和独立性设计技术,构建了高可靠、低误动率的系统架构,显著提升了模块式小型堆的安全性和经济性,满足核电厂纵深防御和多样性要求,相关技术指标已达到了国际先进水平。

摘要：为进一步提高核电厂的经济性与竞争力,基于系统工程方法,针对"华龙一号"核电机组(HPR1000)应急堆芯余热排出系统开展设计研究,综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求,以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标,构建系统评估指标体系,并运用层次分析法(AHP)分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明,取消汽动辅助给水系统,将非能动余热排出系统(PRS)的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。

摘要：未能紧急停堆的预期瞬态(ATWS)典型初因事件的选取在大型压水堆核电厂已形成一套完整的方法。由于模块式小型压水堆的结构和设计特点与大型压水堆核电厂差异较大,其ATWS典型事故选取也有所差异,需结合模块式小型压水堆的特点对其ATWS的典型初因事件进行筛选研究。本文从压水堆标准规范出发,结合核电厂ATWS事故的一般要求,采用RELAP5/MOD3.2程序为分析工具,对模块式小型压水堆Ⅱ类瞬态进行了典型ATWS事故的分析,限制准则为,维持反应堆冷却剂系统压力边界的完整性。结果表明,模块式小型压水堆后果最为严重的ATWS初因事件为失电和控制棒失控抽出两个事故,从而最终确定了此类堆ATWS的典型初因事件,为安全分析报告的编制提供了支持。

摘要：模块式小堆采用带直流蒸汽发生器(OTSG)的一体化堆芯设计。OTSG具有传热面积大、设备体积小、蒸汽品质高的优点,然而因其二次侧水装量小、热惯性差,当反应堆发生二次侧排热减少时,反应堆冷却剂系统(RCS)可能存在超压风险。紧凑的一体化布置使得堆芯应对冷却剂受热膨胀的能力减弱,进一步增大RCS超压风险。本文采用RELAP5程序对模块式小堆的超压风险进行了研究。研究结果表明,模块式小堆在二次侧排热减少事故中会出现RCS超压现象,其中汽轮机事故停机导致的超压后果最为严重。波动管的流通面积对于RCS压力有着显著影响,合理地设计波动管流通面积可缓解RCS超压。