摘要：为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留(IVR)能力边际的拓展程度,采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度(CHF)机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算,得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布,并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比,以CHF比值小于1作为IVR成功准则,研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明,若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施,仅采用纳米流体替代纯水工质,压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。

摘要：为了安全高效地完成水下清洗工作,提出了一种核电厂水下用机器人清洗装置,该装置基于UR5水下用串联机器人实现。通过介绍该机器人的控制系统组成,分析了主从端的关节空间和工作空间。同时在遥操作模式下,分析主从端关节空间映射算法和工作空间映射算法,并基于两种映射控制算法进行遥操作试验,综合对比试验结果。最后根据核电厂水下清洗任务需要,主要采取响应速度较快的关节空间映射算法用于遥操作模式下的主从端控制。

摘要：反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道的模型,考虑固体域不同的弯曲情况,进行了稳态数值模拟。结果表明,不同弯曲情况下冷却剂流量在四个通道之间重新分配,从而影响固体域和流体域的温度分布,流通截面小的通道内冷却剂出口温度明显升高,固体域最高温度点由中心区域向流通面积减小的通道方向偏移。

摘要：为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^(-5)),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。

摘要：燃料组件在堆芯内经历长期辐照后易产生弯曲形变,影响控制棒的安全落棒,因此亟需研究变形通道下控制棒落棒行为影响机制。通过数值模拟手段对导向管发生弯曲变形后的落棒行为规律进行分析研究,利用刚柔耦合方法分别计算直型、C型、S型导向管内的落棒行为,分析整个落棒行程、速度、加速度、沿程碰撞力随时间的变化情况,对比直型和2种不同变形通道对落棒行为的影响。研究结果表明,刚柔耦合方法可以较好地模拟变形通道下的落棒行为,C型落棒未发生卡滞,S型落棒卡滞于第2道弯折处。本研究将有助于为弯曲变形导致落棒卡涩问题的极限弯曲阈值提供判断依据,为工程设计提供参考。

摘要：核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行传热分析,得到了管道和稳压器的温度变化情况。采用弹性分析的方法模拟了快速卸压管道在严重事故下的变形过程,得到了温度与变形的关系。建立三维模型,引入材料非线性,开展了快速卸压管道弹簧支架和阻尼器位置模拟研究,获取了严重事故下管道弹簧支架与阻尼器所处的状态。针对温度高于450℃的情况,分析了高温蠕变对管道完整性的影响。选取快速卸压管道上变形最大的10个位置开展了管道截面剩余面积研究,得到了严重事故下快速卸压管道最小剩余面积比以及管道最小流通面积。研究结果表明,“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道仍然能保证畅通性,“华龙一号”快速卸压管道能保证反应堆堆芯不会发生熔化。

摘要：2011年日本福岛核事故后,燃料包壳表面涂层技术成为耐事故燃料研发的主要方向之一。国内外对此开展了大量的研究工作。经过10年多的技术探索,Cr涂层包壳从众多涂层方案中脱颖而出,已成为涂层包壳研发主要技术路线。目前国际上Cr涂层包壳技术已完成了制备工艺、性能评价及设计准则等研究工作,进入了由技术研发到工程应用的重要转型阶段。梳理国外的研发经验可为我国的Cr涂层研究提供参考。法国和美国在Cr涂层包壳研发中开展了大量的堆内外试验,在工程应用上取得了实质性的突破。因此,本文系统梳理了到目前为止法国和美国在Cr涂层研发方面主要研究内容、研究方法及其未来规划。

摘要：堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体动力学(CFD)方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析,获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示,测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系,其测点温度随燃料棒功率的增加而增加,测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。

摘要：为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。

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。