摘要：受制于缺乏足够的瞬态数据,核设计软件瞬态分析模型的确认普遍存在不充分的问题,也给核设计软件的安全评价工作带来了较大的困难。本文介绍了在国内现有的数据基础上,针对核设计软件瞬态分析模型,所采用合理的安全评价的方法。本文的研究成果可为核设计软件瞬态分析模型的确认提供参考。

摘要：为解决海洋条件下非能动堆芯补水系统(PCMS)设计的试验验证问题,本研究以堆芯补水箱(CMT)支路为例,开展了海洋条件下PCMS热工水力现象识别,基于多级双向比例分析(H2TS)方法,对识别的关键热工水力现象进行了模化分析,获得了PCMS模化设计的相似准则。研究结果表明,PCMS内存在多种复杂热工水力现象及其耦合过程,其中CMT支路的热工水力现象最具代表性,其自然循环过程受海洋条件的影响最为显著;海洋条件导致PCMS内流体产生附加惯性力,附加加速度一致是试验模型再现海洋条件影响的必要条件。海洋条件下PCMS模化设计应遵循阻力数、Richardson数、冷凝数和加速度等相似准则,基于上述相似准则设计的试验模型能够以合理的失真水平再现设计原型内的主要热工水力现象及其耦合效应。

摘要：二氧化铀芯块的性能关系着核电厂的安全经济运行,其性能改进与提升受到了核燃料行业的持续关注。除工艺优化、掺杂改良之外,芯块的结构设计改进也是提升性能的重要方向。通过对二氧化铀芯块结构设计改进研究的综述,简要评述各改进方向的设计特点和性能提升情况,并在此基础上展望二氧化铀芯块结构设计改进的未来发展趋势。

摘要：采用动电位极化曲线、电化学阻抗谱(EIS)以及U形弯浸泡实验,研究了原始、敏化和固溶等3种微观组织状态下904L超级奥氏体不锈钢在模拟核电一回路环境中的电化学和应力腐蚀开裂(SCC)行为及机理。结果表明:904L不锈钢在模拟核电一回路中的腐蚀过程基本由电化学活化控制。温度对原始、敏化和固溶等组织状态下的904L不锈钢的耐腐蚀性能有很大影响,随温度升高,电化学反应极化电阻降低,钝化区变窄,腐蚀电位下降,3种组织状态的904L不锈钢耐蚀性均急剧降低。3种组织状态的904L不锈钢在模拟核电一回路环境中均存在一定SCC敏感性。表面腐蚀产物膜内层为均匀较薄的黑色腐蚀产物,外层为尺寸较大的颗粒状白色腐蚀产物。敏化组织的904L不锈钢SCC敏感性最高,固溶处理能降低其SCC敏感性。

摘要：滑阀流道呈现一种非对称且变化的复杂流道,阀内形成湍流流动,致使阀芯表面受到不均匀压力作用,形成不平衡力,导致阀芯出现倾斜,增加阀芯卡滞的风险,影响滑阀正常工作。针对这个问题,研究了阀体偏心沉割槽对滑阀阀芯径向不平衡力的影响。首先,简化了滑阀流道模型,采用数值模拟方法建立了滑阀瞬态流动分析模型;然后,基于伯努利效应,分析了不同偏心沉割槽时阀芯表面不均匀压力分布规律;最后,获取了不平衡力计算公式,研究了不同沉割槽偏心距对阀内流动特性、阀芯表面受力及径向不平衡力的影响。研究结果表明:采用偏心沉割槽结构减缓了出口段阀芯下表面区域的湍流程度,有效降低了阀芯径向不平衡力的大小;沉割槽偏心距为1.92 mm时,阀芯受到的不平衡力最小,相对于无偏心沉割槽,径向不平衡力在开度为0.5 mm时减小了77.63%,开度为1.5 mm时减小了50.18%,有效减缓了阀芯的倾斜程度。该研究结果对阀体沉割槽设计及阀芯不平衡力抑制方法的研究具有一定参考价值。

摘要：反应堆压力容器内熔融物滞留是先进反应堆设计严重事故缓解措施中的重要选项之一,在维持反应堆压力容器的完整性,包容堆芯熔融物方面具有重要作用。确保熔融物滞留有效性的关键是保证下封头内壁热负荷不超过下封头外壁面换热能力,而且在整个过程中不发生结构失效,即下封头剩余壁厚能够实现熔融物的承载。应用ASTEC程序,基于大型先进压水堆的设计,针对反应堆压力容器内熔融物滞留系统运行过程中冷却剂热工参数、下封头外壁面临界热流密度和最终下封头厚度进行计算分析,通过研究熔池对下封头的熔蚀和剩余厚度,判断下封头残留厚度对于熔融物的包容,评估系统的有效性。结果表明:在下封头较上部位置的部分区域内,换热较为剧烈,其中热流密度最大值出现在熔融物分两层的交界处,事故过程中下封头内壁将被熔融物金属层熔化,剩余厚度满足包容要求,但是最终剩余厚度十分有限。

摘要：堆内熔融物滞留技术(in-vessel retention,IVR)是中国三代核电厂设计中广泛采用的严重事故的缓解策略,其成功的关键在于反应堆压力容器(reactor pressure vessel,RPV)外壁面导出热量高于堆内衰变热。在堆内高温熔融池的作用下,RPV会发生明显的热膨胀并导致外壁面冷却流道形状改变,从而对局部换热情况产生影响。为了提供RPV外壁面换热研究的输入条件,通过COMSOL多物理场耦合计算软件搭建了一个热工水力和固体力学耦合计算模型,研究了严重事故下RPV的热膨胀形变情况。计算结果表明在RPV外部实现冷却条件下,下封头区域的热膨胀形变将导致外冷却流道宽度明显减小,在工程设计中应予以考虑。事故后RPV内压对膨胀形变影响明显,严重事故后对一回路泄压是IVR策略成功的重要因素之一。

摘要：当前应急设施可居留性评价越来越多地使用二级PSA释放类源项,但是释放类源项如何选取,法规标准并无明确的规定,业界的实践也尚未统一。本文调研了先进三代堆应急设施可居留性的源项选取方法,提出了基于二级PSA释放类选取应急设施可居留性评价中严重事故源项的方法和流程。以某先进压水堆核电厂应急指挥中心为研究对象,利用本文提出的方法给出了4种不同的源项选取方案,计算了应急指挥中心工作人员的有效剂量。通过绩效评估方法,推荐了2种优选的二级PSA释放类选取方案,为应急设施可居留性评价中严重事故源项选取提供指导。

摘要：目前国内在役核电厂在剂量数据收集、统计,标准化分类管理,信息公开等方面存在不足,存在同一个核电基地的不同反应堆之间,甚至同机组不同换料周期间的剂量数据的标准化、规范化程度较低,导致数据可比性较差,不利于实现辐射安全最优化的要求。本文通过国内以及国外核电厂剂量数据管理情况,分析我国核电厂集体剂量数据管理的不足和存在的问题,进而提出改进建议。

摘要：核电阀门的抗震性能是衡量其安全可靠性的重要指标之一。本文针对一种核一级三通阀门进行了抗震性能分析。首先,针对预应力对阀门的固有频率的影响进行了分析探讨;其次,提出了三通阀门的边界载荷施加方法并基于workbench软件进行了计算;最后,根据RCC-M应力评价规范,在阀门组件危险点处划定路径并进行评定。结果表明,所划定的4条危险路径应力分布均未超过阀门所能承受的应力极限值,即所设计的阀门符合设计规范,能够满足工况要求。论文分析结果为该类核一级三通阀门的抗震分析以及进一步结构优化设计提供了参考依据。