核電站的案例
四代核電站的進化之旅（一）
很快，英國在1956年建成了45兆瓦的卡德豪爾石墨氣冷堆原型核電站;美國緊跟著于1957年建成60兆瓦的希平港壓水堆原型核電站，1960年又建成德累斯頓沸水堆原型核電站;1962年加拿大又建成25兆瓦的重水堆核電站……雖然當時它們的發電功率僅僅相當于同期火力發電機組的零頭，屬于原型機組，但它們實現了溫和而可持續的可控核裂變，驗證了核能發電在技術上是可行的。
根據燃料形式、冷卻劑種類等因素的不同，核電站反應堆的類型多種多樣，作為一般讀者，我們無需理解這些“高冷”名詞背后的技術含義，只要知道這些實驗性和原型核電站都屬于第一代核電站就妥了。如今，第一代核電站由于技術落后、年代已久、發電量低、安全性和經濟性差等先天不足，基本已經退出歷史舞臺。
英國1956年10月建成的卡德豪爾石墨氣冷堆原型核電站，是世界第一座投入商業化運行的核電站
第二代成為商用主力
到了上世紀60年代中后期，核電技術的迅速進步，使得核電站走上系列化、標準化、商業化建設和運行的大道。上世紀70年代爆發的兩次石油危機，更是讓核電建設如雨后春筍般發展壯大。1966～1980年間，全球共有242臺核電機組投入運行，最快的時候平均每17天就有一座核電站并網發電。在這段井噴式發展時期誕生的核電站，采用的都是第二代核電技術，其單一核電機組的發電能力大幅提升達到千兆瓦級，是原型機組的上百倍。可以說，第二代核電站在技術可行的基礎上，又進一步證明了核能發電的商業可行性。
時至今日，在全球430多臺現役核電機組中，絕大多數仍然來自第二代核電站，但它們中的大部分已經步入“中老年”階段。我國主要的第二代核電站，有大亞灣核電站、秦山核電站和田灣核電站等。
俄羅斯新西伯利亞化學濃縮工廠工作人員進行核反應堆燃料組裝
展開 四代核電站的進化之旅（三）
在新建更好更安全的第三代核電站的同時，自然也不能放任那么多現役的第二代核電站成為“不定時炸彈”。通過增設氫氣控制系統、安全殼泄壓裝置等設備，第二代核電站的安全性能也大幅升級。這里的氫氣來自反應堆過熱，核燃料棒中的金屬材料鋯在高溫下和外圍的水發生化學反應而生成。福島核事故的爆炸，正是由于氫氣泄漏到空氣中與氧氣混合所引發。當然這種爆炸不同于核武器爆炸，只是氫氣和氧氣激烈地結合成水的過程，本身并沒有放射性。
改進后的二代核電站，雖然整體上“前浪”難敵“后浪”，但基本滿足了安全要求，不至于短期內被“后浪”拍死在沙灘上。未來一二十年，隨著第二代核電站的老去，第三代核電站將取代它的主力地位。我國目前在建和規劃待建的核電站，都將采用第三代核電技術。
蘇聯建成的世界第一座核電站——奧布涅斯克實驗性核電站，已經退出歷史舞臺，并被改造成核能博物館
第四代還在襁褓中
第三代核電站的熱度還沒過去，美國能源部(DOE)又在1996年提出了以核廢物減量、節約鈾礦資源、進一步強化固有安全性為目標的第四代核電站的概念。
2001年7月，美國能源部牽頭，由美國、英國、韓國、南非、日本、法國、加拿大、巴西、阿根廷9國，成立了第四代核能系統國際論壇(GIF)，中國、瑞士和歐洲原子能共同體后來也加入其中。該論壇目前確立了6種有前途的第四代核反應堆作為重點研發對象，包括3種快中子堆——鈉冷快堆(SFR)、鉛冷快堆(LFR)和氣冷快堆(GFR)，以及3種熱中子堆——超臨界水冷堆(SCWR)、超高溫氣冷堆(VHTR)和熔鹽堆(MSR)。這些設計的目的是要達到大幅減少核廢料、更充分利用鈾資源、降低核電站建造和運營成本、防止放射性物質外泄的目的。
2008年10月和2009年3月，我國分別加入了超高溫氣冷堆和鈉冷快堆兩個系統的研究。
展開 是不是任何地方都可以建核電站？
例如，我國的大亞灣核電站向廣東省、香港等地區提供電力輸送。大亞灣核電站廠址距深圳市中心直線距離為45km，距離香港約52km。我國秦山核電站向江浙滬等省市提供電力支持，秦山核電站離上海的直線距離為45km，距離杭州直線距離為100km。
來源：核電造福你我他
核電站的工作結構及其工作與原理
快堆核電站
由快中子引起鏈式裂變反應所釋放出來的熱能轉換為電能的核電站。快堆在運行中既消耗裂變材料，又生產新裂變材料，而且所產可多于所耗，能實現核裂變材料的增殖。
目前，世界上已商業運行的核電站堆型，如壓水堆、沸水堆、重水堆、石墨氣冷堆等都是非增殖堆型，主要利用核裂變燃料，即使再利用轉換出來的钚-239等易裂變材料，它對鈾資源的利用率也只有1％至2％，但在快堆中，鈾-238原則上都能轉換成钚-239而得以使用，但考慮到各種損耗，快堆可將鈾資源的利用率提高到60％至70％。
大型商用飛機撞擊核電站--現在我國所有核電站都要求做的驗證
研究生期間我建立了一個非常詳細的波音767飛機撞擊核電站的有限元模型（從CATIA建模開始，hypermesh劃分網格，到最后LS-dyna進行計算），考慮了剛度（蒙皮+隔板+桁條+梁+翼肋等結構）和質量分布。
當時的論文即利用這個模型，進行了一系列的撞擊分析，得到了很多有意義的結果。為核電站安全屏蔽廠房的結構設計提供了優化建議。
而前幾日得知，我當時所建立的模型已經被國家核安全局當做標準，并要求我國所有核反應堆都用這個飛機模型做安全殼抗撞擊的數值分析。內心還是很開心和有點小驕傲的啦~覺得算是為國家的核安全事業貢獻了自己的一份力量。
在這里，和大家分享一下當時發表的兩篇文章，有做相關撞擊研究的同學可用作參考。
大型商用飛機撞擊剛性墻及核電屏蔽廠房的撞擊力分析_林麗.pdf
大型商用飛機有限元建模及撞擊力研究-林麗.pdf
展開 當一座核電站正常運轉，所有的保護措施都到位時，能保證里面的工作人員完全不受核輻射嗎？
這里面涉及到兩個矛盾，假設你是核電站的一線工作人員，為了自己的生命健康，你肯定想所受到的核輻射盡可能低，最好沒有，但是要降低受照劑量，必須為輻射源加以足夠的屏蔽（比如很厚的鉛），但這勢必增加了核電站的cost；但如果你是萬惡的資本家，核電站是你的私有財產，你的眼睛盯在哪兒，錢，錢，錢！為了多賺錢，你會降低成本，不管員工受到多大的輻射，就像黑礦的老板一樣。 到底怎么破？？？如果找到這個平衡點，這就是輻射防護最優化要做的。
首先，國家對核電廠工作人員的劑量設定了限值，年均20毫西弗，而各個核電廠又設置了管理限值，一般電廠的管理限值更為嚴格，比如鄙人的核電站限值為一年15毫西弗，只要保證受照劑量少于這個值，工作人員一般不會有生命健康危險。（注意：沒有絕對的安全，任何工作都有死亡率，甚至是教師，但只要死亡率比較低，如低于萬分之一，就認為該工作是安全的）
其次，為了保證不超過指標，并且將集體劑量（整個核電廠所有人的劑量和）降低到合理可行盡可能低，各個部門需要通力協作，運行人員維持系統良好的運行狀態，維修部門做好維修質量控制，支持部門積極配合推進工作…… 為了部門間充分溝通，會建立公司的ALARA組織機構，總經理擔任組長。做了這么多，效果還是很顯著的，平均到個人，核電站工作一年受到的輻射相當于在醫院做一次胸透。
最后，根本之策，在于改進核電設計：新一代核電技術（如我國自主研發的華龍一號）、做好源項控制、不斷創新輻射防護方法，將工作人員的受照劑量進一步降低。
結論：現有的核電，正常運行時，工作人員不可能完全不受核輻射，所受的輻射隨著科技的進步是不斷降低的，然而還有巨大的進步空間。
發布于 2015-06-25 作者司馬予
展開 ANSYS技術助力NUSCALE POWER設計核電站
關于NuScale
NuScale Power, LLC正在開發新型核電站，這種核電站相對于壓水反應堆技術更安全、更小型化、而且具有可擴展性，采用自然安全技術，這種技術最初經過美國俄勒岡州立大學的開發和測試。在商業核電站領域擁有60年歷史的全球工程、采購和建筑企業Fluor Corporation（NYSE:FLR）是NuScale的主要投資方。作為美國能源部通過競爭性投標、成本共擔項目開發小型模塊化反應堆（SMR）技術第二輪招標的唯一贏家，NuScale的設計優勢是能建設無碳核電站，而且不會出現安裝大機組的相關成本問題。采用NuScale技術的核電站包括不同的NuScale Power Modules?，每個模塊采用自身工廠打造的組合安全殼和反應堆壓力外殼以及自身封裝的渦輪發電機組，能夠產生50兆瓦的總發電量。一個發電廠可安裝多達12個NuScale Power模塊，總發電量可達600兆瓦（除去廠用負載后凈發電量為570兆瓦）。反應堆冷卻劑采用自然循環，無需操作員行動就能安全關閉，無需AC或DC供電，也無需外部供水。NuScale發電廠具有可擴展性，能根據客戶對發電量的需求增加額外的模塊。NuScale的技術也理想適用于區域供熱、海水淡化等其它領域的供電要求。NuScale總部位于俄勒岡州波特蘭，并在俄勒岡州科瓦利斯、馬里蘭州羅克維爾和北卡羅來納州夏洛特設有辦事處。如欲了解更多詳情，敬請訪問：http://www.nuscalepower.com/。
關于ANSYS, Inc.
作為全球工程仿真領域的領先企業，ANSYS在眾多產品的創造過程中都扮演著至關重要的角色。無論是火箭發射、飛機翱翔長空、汽車高速馳騁、電腦和移動設備的便捷使用、橋梁虹跨江河還是可穿戴產品的貼心使用，ANSYS技術都盡顯卓越。
展開 「EDF開源CAE」YACS和OpenTURNS在核電站事故研究中的耦合應用
背景介紹
核電站嚴重事故在國際原子能機構（IAEA）的定義是“對人類，環境和設施造成重大不可逆影響的事件”，對此更為通俗的理解或者描述就是堆芯熔毀(Core Meltdown)所造成的核泄露事故。歷史上曾造成重大影響的核電站安全事故包括1979年美國賓州三里島核泄露事故，1986年蘇聯切爾諾貝利核事故以及最近的2011年日本福島第一核電站核泄漏事故。由于其所造成的嚴重影響，對于核電站嚴重事故預防及應對策略的研究成為當下核電研究最為重要的課題之一。
從已然荒廢的烏克蘭普里皮亞季市遙望切爾諾貝利核電站
一種較為典型的核電站嚴重事故的情景回顧如下：首先由于某些原因（天災或人禍）所導致反應堆冷卻系統失靈（下圖1處），隨即導致安全殼內反應堆壓力容器熔毀（下圖2處），熔融物質最后破壞安全殼結構，造成核裂變物質泄漏，引發重大安全事故（下圖3處）。由于引發核安全事故的原因十分復雜，因此在相關研究中經常使用不確定性分析的方法來進行例如不同操作條件或環境的對核安全的敏感性分析，找出最有可能導致嚴重事故的情景并提出針對性解決方案，以及最終測試解決方案在復雜條件變換下的可靠性等方面的研究。
不確定性分析由于涉及到多個參數的多種組合情況，因此經常需要很多次實驗才能完成，這樣即使對數值模擬計算來說也需要十分長的時間。在這種情況下之前介紹的實驗設計(OpenTURNS)以及并行和耦合并行計算管理(YACS)就很有用了。在接下來的案例中我們將介紹利用Salome YACS和Salome OpenTURNS模塊耦合核安全嚴重事故分析軟件MAAP的應用案例。
展開 芬蘭核電站大修經驗
1、年度大修
奧爾基洛托擁有兩個BWR核電站和一個位于芬蘭勞馬附近的新PWR電站。
2022年4月下旬，芬蘭核電站運營商Teollisuuden Voima Oy（TVO）開始在奧爾基洛托（Olkiluoto）核電站1號機組進行定期年度大修。
該核電站以芬蘭西部的奧爾基洛托島命名，擁有兩臺在運890MWe沸水堆（BWR），分別于1978年和1980年投入運行，一年或兩年后進行商業運營。
總的來說，這些機組提供了芬蘭全國約五分之一的電力需求。該核電站由ASEA-Atom（現為西屋公司的一部分）設計建造，于6月初恢復使用。
OL1和OL2的維護經理索利·索涅米（Sauli Suoniemi）解釋道：“我們的正常策略是有兩種停機。一臺機組每年都會進行燃料中斷，另一臺機組服務中斷。”
“對于燃料中斷，我們會更換燃料并進行強制性測試和一些預維護。在服務中斷中，我們會進行所有預維護、檢查和其他修改。標準要求為燃料中斷7天，服務中斷14天。在每五年或六年后，進行類似更大的修改時，我們會進行更長的服務中斷。對于1號機組，這花了32天，對我們來說太長了。”
TVO在前兩次或三次停機期間“節省”了各種修改，這些修改可以在較長的大修期間進行。
在最近一次大修期間，進行了一系列預防性維護活動、檢查和修改。
在這座擁有40多年歷史的電廠，最近一次大修期間，還對水道進行了檢查和維修。
最重要的工作包包括，更換停堆冷卻系統中的泵和閥門，更新安全殼中的電氣襯套組件，檢查反應堆壓力容器底部，維修廠用水通道和澆筑廠用水通道中的一個，以及更換給水泵中的葉輪，安裝新的再循環管線，并對反應堆一回路進行壓力測試。
展開 核電站內到底是什么樣子？
核電，大家了解多少，首先咱們先看一幅漫畫，對核電站有一個整體的了解。
接下來
咱們走進加拿大達林頓核電站看看
達林頓核電機組
達林頓核電站位于安大略省達林頓，共有４臺重水堆核電機組。建造于1980到1985年之間，在90年代初期先后投入商運。四臺機組全部采用CANDU850機型。
2016年，達林頓開始翻新整修升級改造，耗費128億美元，將延壽30年。
達林頓核電翻新工作
來源：直觀學機械
【CAE案例】核電站中起重機的地震行為分析
01 研究背景
核電站中不同建筑內都有高架起重機，用于起吊和搬運重物。它們在地震后必須保持機動性，并且需要避免倒塌損壞附近的設備。因此主要的起重系統保護被認為是安全和利益保障的重要因素，也是核電廠建筑物地震分析中的重要內容。
核島事故發生后，法國啟動了核電廠地震相關的重新評估，新的地震譜 SND被用于核電站系統、結構和組件的驗證以及尺寸的確定。SND可由兩種方式定義：
1.5倍核電站增強安全地震譜的包絡。
以概率方式定義的被研究站點的地震譜包絡，基準為20000年一遇的地震級別。
此研究旨在確認橋式起重機在SND級別地震下的行為是合理的。
圖1. 核電站中的輔助起重機
02 主要問題
當前，相關計算通過頻譜模態分析定時進行，在分析過程中使用的假設忽略了與摩擦和剛體運動有關的耗散，這導致了很大的保守性：施加在各種結構上的載荷被高估，并且基于此提出了復雜而且成本極高的加固解決方案。對于某些起重機，也基于物理基礎進行了非線性計算，但是一方面大量使用這一類計算會導致浪費計算時間；另一方面，剛體模態的出現導致使用了正比于剛度的瑞利阻尼，進而導致對低頻模態的衰減非常弱。
為了改進這些對特定起重機的研究，開發了一種使用通用結構仿真軟件進行動力學非線性瞬態計算的方法。這種方法考慮了滾輪在軌道上的摩擦、滾動和抬起，也考慮了內力限制系統的局部可塑性。該方法的非線性計算在由起重機特征模態組成的模態基礎上進行，并增加了與結構間接觸相關的靜力學模態。這增強了滾輪滾動的作用，同時極大地減小了傳遞到橋和托架的應力以及橋的變形。
03 振動臺實驗
2016年，法國原子能和替代能源委員會（CEA）、法國核安全與輻射防護研究院（IRSN）和法國電力公司（EDF）在振動臺上進行了相關測試，以研究橋式起重機的抗震性能。
展開 
LS-DYNA模擬波音767撞擊核電站
材料模型設置如下表所示：
混凝土采用 Concrete_Damage 材料模型，并利用圓柱體撞擊混凝土面板的仿真與實驗進行對比來驗證材料參數的準確性：
最終飛機撞擊核電站的效果如下動畫所示：
網格總數：100萬
采用8核并行運算，雙精度
采樣時間步長0.001s, 總共計算0.3 s
所需機時: 44小時
在LS-DYNA中，可以通過提取節點的反作用力并加總，可得到飛機的撞擊力，并且能通過節點區域的劃分，得到各個部分的撞擊力分布，如下圖所示：
還可以在LS-DYNA中輕松修改撞擊的角度，位置以及速度，得到不同狀態下飛機和核電站的損毀情況：
以下展示了不同撞擊位置時候的結果：
展開 核電站壓力容器怎么設計？核電領域設備、標準大揭秘（一）
20世紀70年代初，就啟動了壓水堆核電站的建造計劃。AECEN在正式遍布RCC-M之前就與法國核安全管理機構展開了討論，取得了認可，這便是最早的RCC-M。RCC-M在1986年進行了修訂，又在1988、1993、2000年分別進行了增補。在開發EPR項目時，又整合了德國的KTA有關規定，編寫了ETC-M，目的旨在為EPR專項制定RCC-M法規。這些意見后期被吸納到了2007版RCC-M中。
核電站壓力容器的焊接工藝
中國核電發展20年來，盡管取得了很大的成績，但在總體發展規劃以及技術路線的確立方面走了一條曲折的道路，以至于在設計自主化和設備制造國產化方面均未取得突破性的進展，這對于擁有較雄厚的核工業、電力工業和制造工業基礎，擁有較強的核工程研發力量的中國來說，這種發展現狀應該說是不理想的。
根據我國核電發展的最新動態，到2020年我國核電比重預計將上升到全國電力裝機總量的4%左右，達到3200萬kw左右。國家有關部門在總結以往經驗教訓的基礎上，對下一階段核電發展的技術路線和規劃進行積極的統一部署，可以預見我國的核電將迎來最為重要的高速發展時期，發展核電也將成為我國未來解決大量能源缺口的一個重要途徑。
核電站壓力容器中殼體用鋼要求較高的是核反應堆。核反應堆壓力容器一般由鋼鍛件焊接而成，鍛件厚度通常在200mm以上，由于長期在高溫高壓下工作，并承受中子和γ射線輻照，因此對核反應堆容器材料提出了很高的要求：應具有良好的室溫綜合性能，即有較高的強度、韌性和防脆斷能力；沿截面應有良好的性能均一性，特別對尺寸較大、較厚截面的鍛件更要求如此；具有良好的焊接性，再熱裂紋敏感性低；對中子輻照應有較高的穩定性。
展開 福清核電站通風模擬
模型新.rar
模型新.rar
附件為福清核電站的CAD三維圖，在導入gambit后，由于窗所占比例較大，而且各層樓板通風格柵較多，導致存在大量的狹小的面，想請問個大俠要采用怎么樣的網格劃分方式和類型，才能畫出比較好的網格，另網格的間距比較合理的取值是多少？本人用曙光16節點計算機組模擬！
