摘要：池式液态金属堆的主容器与热屏之间具有狭窄的流体间隙,该结构属于含窄缝间隙的小长径比同轴双层柔性壳体。窄缝间隙中流体与结构之间相互作用产生的流固耦合效应在抗震分析时必须加以考虑。现有研究主要针对长径比较大和流体间隙相对较大的圆柱壳体,对于小长径比和极小流体间隙的同轴柔性壳体研究较为缺乏。本文参考液态金属反应堆的结构设计了三种不同尺寸的窄缝间隙,开展窄缝间隙条件小长径比同轴双层壳体模型的振动试验,测量结构在不同间隙尺寸下的加速度,得到模态频率和主要振型。然后,使用有限元法进行模态分析,通过与试验结果的对比,验证了有限元法的准确性。最后,计算出不同间隙尺寸下模型的附加质量;且随着间隙尺寸的减小,模型附加质量随之增大。本研究可为类似的含窄缝小长径比同轴双层柔性壳体结构的抗震设计提供数据支持,对于液态金属堆的抗震分析具有重要意义。

摘要：主蒸汽管道断裂(MSLB)事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统(PCCS)在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象,数据通过线性归一化、特征标签分割预处理,使用短期数据集训练,采用长短时记忆网络(LSTM)和循环神经网络(RNN)建立单参量与多参量协同的时序深度学习模型;由多参量协同模型预测未经训练的长期数据集。研究表明:在同类事故、不同工况下,基于时序深度学习模型的预测具有适用性;基于训练短期数据来预测长期数据方法可行;使用LSTM的单参量模型或多参量协同模型的预测精度比RNN更高,基于LSTM深度学习模型能够有效、高精度快速预测MSLB事故下PCCS瞬态安全参数响应特性,可为事故安全分析提供快速预测分析。

摘要：直接接触冷凝直接影响核反应堆安全壳抑压系统的性能。本文针对竖直向下浸没式直接接触冷凝流型开展实验研究,采用高速摄影仪记录不同湿阱过冷度条件下的蒸汽冷凝过程,依据流型特征划分了喘振、管外颈缩、向上球型脱落、向上T型脱落4种冷凝流型。研究了各流型对湿阱热分层的影响。实验结果表明,喘振流型和管外颈缩流型会增强湿阱内流体搅混,不易发生热分层,而向上球型脱落流型和向上T型脱落流型易引起热分层。理查森数(Ri)可作为流型转变的无量纲数,Ri1时为向上脱落流型。

摘要：核电厂蒸汽发生器主给水管道横跨设备冷却水系统(CCS)泵厂房,其中布置有柴油机、泵等重要设备。在CCS泵厂房发生蒸汽发生器主给水管道双端破裂事故工况下,需保证布置在CCS泵厂房内的CCS泵组不会因为水淹而造成失效,因此,需要对该漫流特性进行评价分析。已有研究大多关注管道破裂后流体高速喷射行为,而较少研究喷射流体在CCS泵厂房中漫流积淀情况,同时由于设备冷却水系统泵厂房空间尺寸巨大、结构复杂,很难开展原型尺寸实验研究。因此分别对破管位置位于CCS泵厂房5.334 m层空间和CCS泵厂房11墙与近核岛侧防甩墙之间的压力隔间两类事故场景分别进行三维数值计算。模拟结果表明:在蒸汽发生器双端断裂触发跳泵事故下,泄放水流量在11 s内即迅速下降,破口位置处于5.334 m层空间和压力隔间两类条件下均不会淹没CCS泵防水台,不影响CCS泵的正常运行。破口位于5.334 m层空间位置时设计预留开孔能有效排出漫流的泄放水;破口位于压力隔间内时设计的钢格栅也能有效排出漫流的泄放水。本研究为CCS泵厂房空间设备冷却水系统泵厂房防水淹策略优化设计提供重要数值参考。

摘要：钠冷快堆能够提高铀资源的利用率,减少核废料的产生,是非常有前景的第四代核能系统堆型之一。同时,钠冷快堆也因其使用金属绕丝对燃料棒进行固定,具有更复杂的堆内构造,探究钠冷快堆堆芯内因绕丝而引起的搅浑效应对钠冷快堆的堆芯设计及安全分析具有重要意义。本文针对钠冷快堆的堆芯设计,采用CFD软件建立带绕丝的7根燃料棒束模型,针对大流量工况(工况1)、中流量工况(工况2)进行工况计算,根据流场的雷诺应力获得绕丝的湍流搅浑系数。并基于自主研发的子通道计算程序SAC-SUB建立相同的几何模型,将湍流搅浑系数输入子通道计算程序中,获得内通道、边通道、角通道温度分布,并将两种软件的计算结果进行了对比。对比结果表明,对于不同的通道而言,两种计算软件内通道的温度偏差最小(2.5℃),角通道的温度偏差最大(13.2℃)。对于不同的流量而言,中流量工况(工况2)温度偏差更小,最小温差只有0.8℃。该工作为后续快堆子通道分析搅浑系数的选取提供了技术基础。

摘要：一回路一台泵停运-单环路余热排出是池式钠冷快堆的设计基准事故之一,有必要对该工况下钠池内的热工特性进行分析。由于钠池整体尺寸大,难以开展实验研究,通常采用数值模拟的方法进行研究。因此,本研究基于计算流体动力学(CFD)方法,开展了该工况下CEFR钠池三维瞬态数值模拟,得到在一回路泵惰转、返流和非对称余热排出作用下钠池内三维瞬态流动、温度分布以及堆芯出口温度、中间热交换器(IHX)进出口温度等关键参数。计算结果表明,故障环路中泵、IHX存在返流现象。在900 s内,堆芯出口温度降至394.9℃。正常环路IHX出口温度在400 s左右达到最大值360.5℃,随后逐渐降低。故障环路IHX出口温度先下降后上升,900 s时接近364.3℃。具有余热排出的环路具有事故缓解能力,钠池整体温度没有明显升高。研究结果能够为一回路一台泵停运-单环路余热排出事故下池式钠冷快堆安全分析提供参考。

摘要：分布式控制系统(DCS)是核电厂的神经中枢,对其进行可靠性分析,识别薄弱环节,开展有针对性的设计优化和运维改进,提高电厂安全水平。DCS部件存在备用自投、在线修复等动态行为,传统故障树不能充分描述上述动态行为。针对上述问题,采用马尔科夫模型建立完整的DCS子系统可靠性模型,包括操作终端、PU处理单元、交换机,以及处理器、电源等各类模件,采用概率模型检测器PRISM对马尔科夫模型进行定量计算,得到系统的不可用率,并对系统各失效状态维修率进行了敏感性分析,结果表明,操作与监视系统(OM690)、电厂总线和采集卡失效对系统不可用率的贡献高达95%,因此,通过增加OM690系统、总线设备、采集卡的备件数量和维护人力,可有效提高上述设备的可靠性。

摘要：常规岛厂房第一跨是AP/CAP系列核电机组所特有的结构设计,位于核岛厂房与常规岛厂房之间,布置有执行纵深防御功能的设备冷却水泵、变频装置(variable-frequency drive,VDF)、蓄电池室等核岛相关设备。主给水管道破裂(MFLB)事故中破口处最大泄放水量及最大瞬时泄放量与破口尺寸以及主给水泵(MFWP)停泵时间相关,需要对主给水管道破裂事故进行保守工况的确定,为纵深防御设备的布置提供指导策略。本文根据四种不同的主给水泵停泵逻辑选取了四种典型的破口尺寸,基于完整的二回路热力系统模型,针对四种破口尺寸进行建模分析并得到了不同事故序列以及四种工况下的动态泄放曲线。按照核岛要求的边界条件及足够保守的假设下,当主给水管道破裂后,破口尺寸Ⅱ事故工况下总泄放水量最大,破口尺寸Ⅳ事故工况下破口的瞬时泄放量最大。

摘要：蒸汽发生器是核反应堆中将一回路热量传递给二回路(水-蒸汽动力回路)的重要设备。二次侧流体冲刷引起的传热管振动是管壁疲劳、磨损直至破裂的主要原因之一。为确保传热管的结构完整,有必要对传热管开展流致振动设计与评价。针对传热管这样的圆柱形结构的流致振动设计与评价,有3种设计规范:GB/T151、TEMA、ASME。本文对3种设计规范中传热管流致振动的设计准则进行了比较,指出了相关准则和参数在计算上的差异以及对流致振动相关机制判定上的差异。选取某典型热交换器为算例,具体展现了3种设计规范对传热管流致振动评价结果的异同,给出了不同规范设计准则的选取对于表征流致振动的特征参数(如附加质量、固有频率、漩涡脱落频率、振幅等)计算结果带来的偏差,并对3种设计规范在工程应用中的保守性提出了参考性建议。结果表明:对不同参数,设计规范保守性不相同,TEMA计算频率相对更为保守,其他参数GB/T151较为保守,TEMA和ASME整体相对GB/T151更加宽容。

摘要：为提高快堆控制系统的瞬态响应速度,降低控制器的超调量及稳态误差,设计了快堆冷却剂出口温度的线性自抗扰控制器。基于快堆的中子动力学方程、反应性方程和堆芯热传输方程,推导出了用于线性自抗扰控制器设计的带总扰动项的二阶模型。利用所得二阶模型的参数,确定了带模型信息的线性扩展状态观测器的部分参数。最后,在MATLAB环境下对控制器模型进行了仿真并加入系统模型信息。仿真结果表明,所设计的控制器具有良好的性能。相比于以冷却剂流量变化量为控制量的控制器,以冷却剂流量作为控制量的控制器具有更快的响应速度、更小的超调量、更好的抗干扰能力。