反应堆污垢行为分析

  • 热工-化学-物理耦合的压水堆CIPS风险分析方法及应用

    周洲;胡友森;蒙舒祺;

    压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)一回路金属材料的腐蚀产物随着冷却剂流经堆芯,在燃料包壳表面沉积后形成污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposits,CRUD)。硼酸作为控制反应性的添加剂,可能在过冷沸腾(Subcooled Nucleate Boiling,SNB)区域的污垢内析出,造成燃料组件轴向局部区域功率发生变化,增大反应堆发生垢致轴向功率偏移(Crud Induced Power Shift,CIPS)的风险。目前广泛采用硼析出量作为CIPS风险的判断依据,此方法可初步估计CIPS风险等级,但无法精确计算出燃料组件轴向功率偏移(Axial Offset,AO)程度。本文基于CRUD沉积和硼析出过程中的热工-化学机理,开发了模拟硼析出的分析模型,并结合物理计算程序对某压水堆的AO进行了计算。研究结果表明,热工-化学-物理耦合的分析方法能够识别出CIPS风险最大的燃料组件,并提供CRUD对该组件AO影响的量化计算结果,提升了预测压水堆CIPS风险的准确性。

    2022年05期 v.42;No.177 983-988页 [查看摘要][在线阅读][下载 1215K]
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  • 一种压水堆燃料污垢行为分析方法及应用

    蒙舒祺;胡友森;金德升;毛玉龙;张一骏;张晓茜;阮天鸣;周青;

    腐蚀产物在压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)燃料表面沉积后形成的污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposits,CRUD)会对反应堆安全性和经济性造成影响。直接检测燃料污垢存在诸多客观条件限制,且目前尚未对PWR燃料污垢行为开展系统研究。本文阐明了PWR运行数据与燃料污垢行为之间的关系,提出了一种适用于PWR的燃料污垢行为分析方法,并对某PWR连续循环开展了燃料污垢行为分析。结果表明,本文提出的分析方法能够较真实反映PWR燃料污垢水平,研究成果可为PWR在运机组开展燃料污垢行为分析提供参考。

    2022年05期 v.42;No.177 989-993页 [查看摘要][在线阅读][下载 1151K]
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  • 燃料污垢对DNBR的影响分析

    胡艺嵩;李可嘉;

    在压水堆中,一回路腐蚀产物会在燃料表面沉积产生污垢造成的局部位置冷却剂流通面积减小,在一定情况下可能会对偏离泡核沸腾比(DNBR)产生影响。本研究采用子通道程序LINDEN,基于通道轴向变形的方法,评估分析了各类典型工况下不同污垢位置和不同污垢厚度对DNBR的影响。研究结果表明,污垢产生在DNBR最小的通道附近时会使DNBR减小,引起安全裕量降低。本研究结果为评估燃料污垢对DNBR的影响提供了数据支撑和参考依据。

    2022年05期 v.42;No.177 994-997页 [查看摘要][在线阅读][下载 1144K]
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  • 灵活性燃料管理策略对压水堆CIPS风险的影响研究

    毛玉龙;邱斌;冯英杰;蒙舒祺;

    为提高核电机组能力因子和电站经济效益,越来越多先进的灵活性燃料管理策略被提出并应用。垢致轴向功率偏移(Crud Induced Power Shift,CIPS)作为影响核电站安全运行的重要因素之一,不同燃料管理策略对CIPS风险的影响不容忽视。本文以堆芯硼析出量作为判断标准,分别计算了某压水堆在18个月换料、16/20个月交替换料和24个月换料模式下的堆芯污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD)总量、CRUD最大厚度及硼析出量,从CIPS风险控制角度给出最优的燃料管理策略。研究结果表明,24个月换料策略下的CRUD总量、CRUD最大厚度和硼析出量均最少,16/20个月交替换料策略下的CRUD总量、CRUD最大厚度和硼析出量均最多。从CIPS风险控制角度,24月换料模式具有一定的优越性。

    2022年05期 v.42;No.177 998-1003页 [查看摘要][在线阅读][下载 1044K]
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  • 长期低功率运行对压水堆CIPS风险的影响研究

    金德升;田雅婷;冯英杰;阮天鸣;蒙舒祺;

    长期低功率运行(Extended Low Power Operation,ELPO)在压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)中具有广泛的实践经验,随着国内核电装机容量增加,为满足电网负荷不断变化的需求,越来越多的核电机组需面对日负荷跟踪或ELPO。大部分在运机组通过调整硼浓度来实现ELPO运行,ELPO期间主流体硼浓度升高、堆芯功率降低,这些变化会影响硼在燃料表面污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD)中的析出,改变垢致轴向功率偏移(Crud Induced Power Shift,CIPS)程度。本文揭示了CIPS的根本原因,并采用子通道程序和污垢分析程序评估了某百万千瓦级PWR采用ELPO模式后的CIPS风险。计算结果表明,将堆芯功率下降至75%,CIPS风险降低;继续将堆芯功率下降至50%,CIPS风险略有升高,但仍低于满功率运行工况。研究结果为评估ELPO对CIPS的影响提供了数据支撑,同时也为控制CIPS风险提供了新的思路。

    2022年05期 v.42;No.177 1004-1008页 [查看摘要][在线阅读][下载 982K]
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  • 考虑积垢效应的直流蒸汽发生器热工水力分析

    阮天鸣;胡艺嵩;高雅心;

    直流蒸汽发生器二次侧材料的腐蚀产物会沉积在传热管表面形成积垢,为明确积垢对其热工水力参数的影响,本研究基于热工水力模块化程序LOCUST,分析了不同的积垢厚度对直流式蒸汽发生器传热管壁面温度、换热系数、压降和含气率的影响程度。研究结果表明,直流蒸汽发生器二次侧积垢主要出现在汽化区域,一旦积垢产生,其换热能力下降。本研究结果为考虑积垢对直流式蒸汽发生器换热能力的影响提供了设计参考依据。

    2022年05期 v.42;No.177 1009-1014页 [查看摘要][在线阅读][下载 728K]
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反应堆工程

  • 微扰法计算金属型脉冲堆的温度系数

    高辉;梁文峰;宋凌莉;

    采用蒙特卡罗中子输运程序计算小块燃料对金属型脉冲堆反应性的微扰系数,以质量逐渐减少的方式逐步逼近到线性范围内,获得满足一阶微扰近似条件的质量变化范围,逐点计算了微扰系数函数。然后采用ANSYS有限元程序计算了不同温度下的热膨胀,获得了膨胀后的位移分布。由微扰系数函数和位移分布获得了不同温度下的反应性,建立了基于微扰法的脉冲堆温度系数计算方法。计算得到了球形和柱形装置在脉冲状态和稳态的反应性温度系数。

    2022年05期 v.42;No.177 1015-1018页 [查看摘要][在线阅读][下载 1048K]
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  • 压水堆缓发裂变光子能谱制作及其在堆内构件辐射发热分析中的应用研究

    丁谦学;彭超;梅其良;

    本工作重点开展易裂变核素缓发光子裂变谱加工方法研究,完成缓发光子裂变谱加工程序的开发,并基于最新发布的ENDF/B-VⅢ.0库,制作了各裂变核素(~(235)U、~(238)U、~(239)Pu、~(240)Pu、~(241)Pu和~(242)Pu)的缓发光子裂变谱,初步验证表明制作方法的正确性;最后基于新制作的裂变谱开展堆内构件辐射发热率分析,分析结果表明:(1)缓发裂变光子对堆内构件辐射发热率的贡献与瞬发裂变光子相当;(2)缓发裂变光子与瞬发裂变光子对堆内构件辐射发热率的贡献之和最大可达35%,距离堆芯越近,贡献越大,而远离堆芯的堆内构件辐射发热率主要来自于次级光子的贡献。

    2022年05期 v.42;No.177 1019-1023页 [查看摘要][在线阅读][下载 1248K]
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  • 小型压水堆堆芯功率模糊控制研究

    曾文杰;姜庆丰;李楚豪;梁乐华;赵守智;谢金森;

    小型压水堆运行环境复杂、运行工况灵活多变,需要更强的抗干扰能力以及更快的负荷跟踪响应速度。为建立适用于全局的堆芯功率控制系统,基于堆芯模糊多模型,设计堆芯功率模糊控制器,建立堆芯功率模糊控制系统,并开展堆芯进口温度阶跃扰动、堆芯功率阶跃变化等工况仿真。结果表明,设计的小型压水堆堆芯功率模糊控制系统适用于堆芯全局范围内的动态响应,能达到较为理想的控制效果。

    2022年05期 v.42;No.177 1024-1030页 [查看摘要][在线阅读][下载 1320K]
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  • 快堆带绕丝环形燃料棒热工水力特性分析

    袁显宝;郭跃峰;周建军;张永红;张彬航;谭伟;

    环形燃料棒具有内外两个冷却表面,与传统棒状燃料棒相比,可充分带走燃料芯块产生的热量,有效降低燃料棒表面温度,提升反应堆安全性。通过数值模拟的方法为钠冷快堆建立稳态工况下的环形燃料棒相关数学物理模型,在保持采用绕丝定位方式的基础上,改变绕丝缠绕的位置及数量,对比分析不加绕丝、外绕、内绕、内外绕四种模型对钠冷快堆环形燃料棒温度场、流场、压力场的影响。研究表明:绕丝对流场具有充分搅混的作用,可增加冷却剂的流速,对燃料棒热量导出具有促进作用;采用内外绕时环形燃料棒整体性能最佳,环形燃料棒最高温度为768.2 K;绕丝的引入及绕丝数量的增加,均会引起压降的增加;内外绕时内外流场压降最大,但均在其安全裕度范围内。

    2022年05期 v.42;No.177 1031-1039页 [查看摘要][在线阅读][下载 1365K]
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  • 基于图像光流法拼接的燃料组件关键几何尺寸的快速检测方法

    杨斌;黄琪寅;郭冉;耿贺辉;程育奇;陈锐;王刚;李文龙;

    核电燃料组件是核反应堆的核心部件,定期对燃料组件关键几何尺寸(燃料组件长度、燃料棒直径、燃料棒间距等)进行检测对保证反应堆的安全运行至关重要。为实现燃料组件关键几何尺寸的快速精确检测,本文研究适用于弱特征物体的光流全景拼接算法,采用交叉检验与背景滤除的方法优化光流场,并针对燃料组件成排均布的结构特点,提出基于空间扫略的燃料组件边缘特征精确提取算法,实现燃料组件关键几何尺寸(长度、直径、间距)的快速检测。实验结果表明,尺寸检测精度优于0.2 mm,组件长度检测误差1.25%,检测时间4.5 min,满足核电站燃料组件现场检测需求(长度检测误差<3%、检测时间<10 min)。

    2022年05期 v.42;No.177 1040-1047页 [查看摘要][在线阅读][下载 1231K]
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核电厂

  • 核电厂DCS板卡银迁移原因分析及抑制的方法研究

    王志武;张翔;马蜀;马磊;吴建文;

    核电厂DCS板卡银迁移是集成电路装置可靠性失效的重要原因之一,针对当前DCS板卡银迁移故障频发、抑制方法空缺的情况,本文充分分析了银迁移产生的机理、DCS板卡银迁移的原因分析及定位,从软件、硬件层面,提出了银迁移的抑制方法及缓解措施,并利用寿命方程,通过HAST(高加速温度和湿度压力测试)试验加以验证。结果表明,提出的涂覆三防漆可有效抑制银迁移进程、可编程逻辑控制模块(FPGA)软件升级可有效控制银迁移的故障后果,对板卡的响应及功能不会产生影响,满足寿命要求,为核电厂的安全稳定运行提供了保障,具有实际应用价值。

    2022年05期 v.42;No.177 1048-1052页 [查看摘要][在线阅读][下载 1055K]
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  • 一种钠钾合金自动阻塞计的实验研究

    王泽鸣;柴宝华;龙俞伊;冯波;韩冶;

    阻塞计可以在液态金属工质充装前和系统运行期间实现非金属杂质含量的定量测量和实时监测,目前我国仅开展了钠阻塞计的相关实验研究工作,为满足钠钾合金系统的杂质测量需求,本文分析了阻塞孔内的流动特性和杂质的析出过程,总结出了阻塞孔的设计理论依据,并引入响应滞后系数,完成了钠钾合金自动阻塞计工程样机的设计制造,在高温电磁泵回路上完成了该阻塞计的实验研究,对照冷阱的运行温度验证了阻塞温度的准确性,研究还表明本台阻塞具有较好的工作稳定性,阻塞温度的随机误差不超过1%。此后通过测量实验独立分析了流速和降温速率对阻塞温度的影响,建议阻塞孔内流速大于0.7 m/s,降温速率在1.5~2.5℃/min。

    2022年05期 v.42;No.177 1053-1058页 [查看摘要][在线阅读][下载 1047K]
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  • 基于ANSYS-Maxwell的无刷励磁系统电磁暂态仿真分析

    段琰璞;沈红;

    某核电厂相邻主变压器高压侧发生故障,引起本机组主变压器、发电机相应电压、电流发生突变,从而导致发电机旋转二极管一相被击穿。本文按照实际物理尺寸、录波波形及运行参数,基于ANSYS-Maxwell平台,建立了无刷励磁系统仿真模型,分别对故障请工况、额定运行工况及故障工况进行了电磁暂态分析,模拟了故障过程中参数变压情况,进一步解释了二极管击穿现象。

    2022年05期 v.42;No.177 1059-1064页 [查看摘要][在线阅读][下载 1181K]
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  • 基于人因工程的核电厂主控室人机接口画面元素优化

    徐一茹;邓士光;

    人因工程已经融入现代核电站设计的各个领域,人机界面是人机交互最集中的地方,画面设计又是人机界面中尤为重要的内容,因此画面设计需要考虑人的因素以减少操纵员的负担,减少操纵员失误。新型生态界面的应用及现场操纵员的经验反馈为当前画面设计体系提供了优化方向和空间。本文依据Rasmussen决策阶梯模型的作用原理,结合人机接口设计审查导则NUREG-0700,以电加热显示控制方案、特殊设备测点标识方案、棒图指示水箱液位方案、具有相同量纲的多个模拟量显示方案为例,运用生态界面的设计思路对画面元素进行优化,并设计实验检验优化结果。

    2022年05期 v.42;No.177 1065-1076页 [查看摘要][在线阅读][下载 899K]
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  • 蒸汽发生器虚假水位现象及水位控制研究

    王娜;朱建敏;胡友森;张薇;陈天铭;

    针对CPR1000直立式自然循环蒸汽发生器虚假水位现象进行研究,讨论了不同功率水平下的蒸汽发生器虚假水位现象,并进一步研究了水位控制方案对虚假水位的调节作用。结果表明,水位偏差与汽水失配串级控制方法对虚假水位现象具有良好的调节效果;在手动控制模式下,操纵员控制给水阀门应考虑到虚假水位的影响,以避免虚假水位现象触发报警信号甚至停堆保护信号。

    2022年05期 v.42;No.177 1077-1084页 [查看摘要][在线阅读][下载 617K]
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  • GIS技术在核电厂应急管理平台的应用研究

    谢明亮;魏巍;李青;谷韫丰;侯雪燕;谢政权;戴浩;朱彤;陈龙;

    如何快速采集数据,精准展现事故过程参数,分析应急流程等,是实现高效、快速响应核应急的重要决定因素,核电厂应急管理平台作为信息化管理平台,接口系统繁多,数据量大,在数据实时采集、系统参数监测、3D渲染等方面,缺乏直观、快速的展示、数据精准处理等问题,本文基于Geographic Information System(GIS)高效的空间数据管理及灵活的空间数据综合分析能力等特性,利用应急业务接口数据、计算模拟仿真、GIS 3D渲染、智能寻优等技术,以地理空间数据、应急数据为基础,研究GIS技术在核电应急管理平台的应用方法。在厂区气象塔监测数据、人员清点数据、台风路径监测数据、剂量率监测数据基础上,采用GIS技术提供各类数据的可视化和实时监测功能,为核电应急管理提供技术支持,促进核应急体系智能化、标准化建设。

    2022年05期 v.42;No.177 1085-1092页 [查看摘要][在线阅读][下载 627K]
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  • 高温热管传热传质数值模型研究综述

    田智星;刘余;王成龙;郭凯伦;张大林;田文喜;秋穗正;苏光辉;

    高温热管由于工作温度高、传热效率高、安全可靠等优点,具有广阔的应用前景。高温热管内发生的传热传质现象可分为三种基本类型:(1)蒸气区的蒸气流动;(2)吸液芯内工质熔化及液体流动;(3)气-液两相的相互作用。本文针对高温热管运行瞬态、冷冻启动、传热极限等过程,总结了目前的高温热管数值模型及方法,包括集总参数法、热阻网络模型、一维瞬态模型、二维瞬态模型、吸液芯工质熔化模型、蒸气区稀薄蒸气模型、传热极限模型等,综合评价已有的热管数值模型,指导热管模型的选择和应用。

    2022年05期 v.42;No.177 1093-1113页 [查看摘要][在线阅读][下载 1217K]
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  • 滨海核电厂厂址附近海鸟外照射剂量率计算方法的比较研究

    魏其铭;杜红燕;王晓亮;熊潇颖;白晓平;郑伟;邱林;

    使用ERICA程序进行辐射影响评价时,水生生态系统的参考生物仅考虑水体及沉积物对其产生的外照射,其中对于海鸟假设其完全浸没于水中,而ICRP相关出版物中的计算模型考虑得较为全面,对于海鸟考虑了水中、地表、地上和空气浸没的外照射,本文比较了ERICA模型和ICRP模型的不同,并以我国某滨海核电厂为例,分别使用两种模型计算海鸟受到的外照射剂量率,结果表明,ERICA模型的计算结果相对保守,从筛选评价的便捷性考虑,ERICA模型更为适用。

    2022年05期 v.42;No.177 1114-1118页 [查看摘要][在线阅读][下载 672K]
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  • 反应堆冷却剂泵电机壳锻件制造工艺研究

    陈一伟;王岩;周秋鸿;李海涛;张发云;

    在反应堆冷却剂泵压力边界中,电机壳锻件承担着隔绝一回路反应堆冷却剂的重要安全功能,其材质为ASME BPVC SA336 F6NM马氏体不锈钢,结构形式为两端带法兰的空心轴壳,采用自由锻工艺制作,是湿绕组型主泵中重量和尺寸最大的马氏体不锈钢锻件,由于其阶梯状的外形以及较大的尺寸和重量,对制造工艺提出了较高的要求。本文从冶炼方式、锻造工艺、热处理以及检验要求等制造工艺和检验要求方面对湿绕组主泵电机壳的制造工艺进行了研究,对各关键工艺环节的控制要点进行了描述。

    2022年05期 v.42;No.177 1119-1124页 [查看摘要][在线阅读][下载 746K]
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  • “华龙一号”压水堆冷却剂活化腐蚀产物源项分析

    王奇;

    活化腐蚀产物是压水堆核电厂运行期间的重要辐射源。但由于其产生和迁移过程的复杂性,目前很难建立精确的机理模型进行准确计算。本研究从反应堆堆芯设计、结构材料使用、水化学、机组运行等方面分析了“华龙一号”和CPR1000机组的相似性和可参考性,以CPR1000系列核电厂近年来48个循环的冷却剂活化腐蚀产物运行数据为基础,经研究分析给出了“华龙一号”机组压水堆活化腐蚀产物的稳态现实源项和设计源项,并和三代压水堆EPR、AP1000的源项进行了对比,分析了方法及结果的合理性。

    2022年05期 v.42;No.177 1125-1132页 [查看摘要][在线阅读][下载 764K]
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  • “华龙一号”压力容器直接安注比例模化可视化试验研究

    梁潇;陶俊;王奇;谢小飞;咸春宇;

    压力容器直接注入(DVI)技术可降低安注系统容量的要求,同时优化支持系统的配置,可以在保证安全的前提下简化安注系统设计、提高电厂经济性。本试验以“华龙一号”采用DVI技术优化的安注系统为研究对象,在模化比例为1:5的可视化模拟体上采用有色试剂跟踪法,以空气代替蒸汽,观察大破口失水事故(大LOCA)再淹没阶段DVI安注旁流特性,以及不同DVI管嘴结构对安注旁流的影响。发现大LOCA再淹没阶段安注旁流主要体现为直接旁流,在不带导流管嘴的4个DVI安注口的安注系统设计中,大LOCA再淹没初期的安注旁流约为7%,再淹没后期约为4%;带导流管嘴的DVI安注,再淹没初期的安注旁流约为2%,导流管嘴可有效降低安注旁流份额。本研究为“华龙一号”安全系统持续优化创新提供了重要参考。

    2022年05期 v.42;No.177 1133-1140页 [查看摘要][在线阅读][下载 729K]
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核安全

  • 神经网络算法在核电厂内部水淹分析计算中的应用

    严家福;赵栋;关凤华;常会;

    核电厂设计必须考虑发生内部水淹的可能性,防止设备被水淹后对安全功能造成的威胁。由于核电厂内部结构复杂,房间内影响水流的孔、洞等对象繁多;一般传统的求解计算方式处理保守,且很难处理多房间非线性的耦合关系。本文利用了一种新的计算方法,通过构建BP神经网络模型解决了房间非线性关联的耦合问题,并能达到符合实际的更高精度。

    2022年05期 v.42;No.177 1141-1145页 [查看摘要][在线阅读][下载 656K]
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  • 非压水反应堆一种安全分级方法研究

    孙微;张小伟;孙德泉;吴园园;

    物项的安全分级是核反应堆安全设计的基础和重要内容。考虑到反应堆各系统和设备对于核安全的重要程度不完全相同,设计中根据其承担的安全功能以及失效后果对反应堆建(构)筑物、系统和设备进行安全分级。随着我国核能科研和工程领域的发展,出现了多种类型的反应堆,其运行参数及系统设计与常规压水堆核电厂有很大区别,我国现有的针对压水堆制定的分级方法无法很好地适用于这类反应堆,导致了其安全分级存在一定困难。本文在分析现行HAD102/03和IAEA SSG-30物项分级方法的基础上,对SSG-30分级方法的思想和过程进行分析,并采用SSG-30的物项分级方法对典型池式反应堆进行安全分级,总结该方法在非常规压水堆上的应用特点,为此类型反应堆的物项分级提供指导。

    2022年05期 v.42;No.177 1146-1151页 [查看摘要][在线阅读][下载 596K]
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  • 基于SOM神经网络应急柴油发电机组故障诊断研究

    李金蓉;邓先红;张乐;陈浩森;段忠平;郝文杰;于大鹏;

    应急柴油发电机组是核电厂安全相关的重要设备,及时准确的故障诊断确保应急柴油发电机组能够正常运行对核安全有着重要的意义。本文梳理核电应急柴油发电机组故障种类,总结故障集、参数集、故障特征数据,利用MATLAB神经网络工具箱建立SOM神经网络实现应急柴油发电机组故障类型的聚类和仿真,准确诊断某时刻应急柴油发电机组出现的单一故障及双重故障。仿真结果表明:SOM神经网络具有故障识别能力,但在对出现两种或两种以上故障诊断过程需要重新建立故障样本,操作比较繁琐,不具备实际操作性,后续对复合神经网络的故障诊断进行研究,保持SOM神经网络诊断准确性的同时兼顾可操作性。

    2022年05期 v.42;No.177 1152-1157页 [查看摘要][在线阅读][下载 684K]
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  • AP1000核电厂主泵变频器故障分析与对策

    刘新利;

    本文分析了三代核电AP1000自主化依托项目主泵变频器的关键作用,并实施了风险评估。通过对自主化依托项目主泵变频器在调试和运行过程中所发生故障的分析,提出了相应的解决对策和改进措施,并经验反馈至国和一号示范项目的主泵变频器制造和设备管理,提升了主泵变频器的安全性和可靠性,进而保障核电站的安全性、可用率和经济效益。

    2022年05期 v.42;No.177 1158-1163页 [查看摘要][在线阅读][下载 675K]
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  • 基于三维CFD分析软件CYCAS的湍流浮力流动模拟研究

    陈美兰;厉井钢;

    严重事故中晚期,破口附近或者安全壳隔间之间的湍流浮力流动与安全壳内气体流场相互作用,直接影响安全壳内气体流场分布特性和氢气燃爆风险后果。本文应用一款三维计算流体力学(CFD)分析软件CYCAS,基于大尺寸安全壳台架流动实验PANDA OECD/SETH和PANDA HYMERES实验,开展了复杂湍流浮力流动的模拟和验证研究。结果表明,低速的湍流浮力流可在装置顶部形成分层分布,而射流在障碍物的作用下降低速度、但同时可能增强湍流脉动,有利于对分层分布的消散作用,三维CFD分析软件CYCAS可以有效模拟复杂的湍流浮力流动及其与大气流场的相互作用。在此基础上,基于某三代核电厂开展了安全壳内湍流浮力流动及其与大气流场相互作用的模拟分析。本研究表明,CYCAS软件可应用于压水堆核电厂严重事故安全壳内复杂湍流浮力流动模拟及氢气分布计算分析。

    2022年05期 v.42;No.177 1164-1171页 [查看摘要][在线阅读][下载 794K]
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  • 核电厂海啸水灾事故仿真研究

    朱光昱;王昆鹏;梁兵;靖剑平;

    采用COMSOL Multiphysics软件搭建了一个基于浅水方程组的二维仿真模型,通过插值函数编辑了计算域内防波堤等地形高度参数,对海啸发生后核电厂区内的洪水演进过程进行了仿真模拟。讨论了不同的最大天文潮位和风暴潮增水、海啸波高组合叠加状态下,核电厂区内的水淹情况和建筑物受到的冲击力,以及防波堤在洪水发展过程中提供的保护作用。计算结果可为核电厂安全级蓄电池、应急柴油发电机组及应急配电装置的布置提供建议。

    2022年05期 v.42;No.177 1172-1177页 [查看摘要][在线阅读][下载 542K]
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  • 基于风险指引的核电厂应急电源供电对象选取方法

    张政铭;李肇华;杨亚军;

    应急电源是缓解核电厂全厂断电事故的重要设备,合理选取供电对象可以有效增强应急电源的事故缓解功能。本文提出了一套选取应急电源供电对象的通用方法,并采用条件堆芯损坏概率定量评估供电对象变化对电厂安全性的影响,为制定应急电源投用策略提供决策支持。随后将该方法应用于某典型非能动核电厂,基于风险评价结果就该型核电厂应急电源的供电对象选取提出了见解。

    2022年05期 v.42;No.177 1178-1184页 [查看摘要][在线阅读][下载 570K]
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  • 内压荷载下安全壳承载力分析简化方法及程序开发

    鲁正;谢孟宏;范俏巧;宋梦燕;蒋迪;宋孟燕;

    内压荷载下安全壳的承载能力是评估安全壳安全性和可靠性至关重要的指标。本研究从理论上建立了简化的核安全壳力学计算模型,考虑材料的弹塑性以及各组分材料的协同变形,推导了内压荷载下安全壳轴向、环向应变响应的计算公式,方便进行应力计算及破坏判定等。本研究给出了详细的计算流程,并基于Python语言开发了核安全壳力学计算实用软件NCMC。此外,通过现有研究成果对该程序的准确性和合理性进行了验证,结果表明:该程序的计算结果与文献结果吻合良好,进一步验证了程序的可靠性。

    2022年05期 v.42;No.177 1185-1191页 [查看摘要][在线阅读][下载 618K]
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后处理

  • 沉淀-混凝-离子交换组合工艺处理含铀分析废液

    任萌;卢长先;杨海涛;张海明;周显明;

    在核燃料元件的研制与生产过程中,由于进行理化检测分析,会产生较多含铀分析废液。采用沉淀-混凝-离子交换组合工艺处理含铀分析废液。实验分别研究了以上三个单元在废液处理中的铀的去除效果。结果表明,当控制沉淀pH 5~6;加入2.5~3倍废液体积的Ca(OH)_2饱和溶液混凝,混凝pH控制在7~9,以及采用强碱性阴离子树脂作为吸附剂,控制吸附原液pH为5~7时,最终含铀分析废液中的铀总去除率可达99.7%。通过工程化试验,采用沉淀-混凝-离子交换组合工艺处理该体系含铀分析废液,铀总去除率高(>99%),运行成本低,可应用于其他相似组成的含铀废液的处理以及铀的回收。

    2022年05期 v.42;No.177 1192-1200页 [查看摘要][在线阅读][下载 841K]
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  • 电芬顿技术处理洗涤废水中特定污染物的实验研究

    张川;林佳逸;高瑞发;

    核电厂放射性区域的工作人员换下的劳保用品在洗涤时所产生的洗涤废水存在COD(BOD_5)、LAS、TP等污染物,而针对核电厂洗涤废水带用放射性,因此处理工艺需要产生放射性废物少、占地面积小等特点。在这个背景下,采用生物法和混凝法并非最优的处理方式。电芬顿技术作为一种环境友好型高级氧化处理技术,目前还未被应用到核电领域。采用电芬顿工艺对实验室配制的洗涤废水进行处理。通过研究pH、外加电流、H_2O_2投加量、板间距等参数对模拟洗涤废水去除COD效果的影响,优化处理工艺参数,最终出水COD、LAS、BOD_5、TP去除率分别为91%、97%、94%及90.3%,为核电厂洗涤废水运用电芬顿技术提供了基础。

    2022年05期 v.42;No.177 1201-1205页 [查看摘要][在线阅读][下载 661K]
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  • 高燃耗乏燃料组件包壳氢化物应力再取向对运输安全影响的评价方法研究

    汪俊;申腾;

    目前国内外压水堆核电厂所使用的核燃料组件逐步向长周期高燃耗转变。高燃耗组件燃料棒锆合金包壳内的氢化物应力再取向现象显著,导致包壳强度和韧性降低,在厂外运输中更易受到外部作用而破裂,失去对燃料芯块的包容限制功能。本文通过对氢化物应力再取向机理的分析,确定乏燃料包壳能够保持强度和韧性的条件,并结合具体型号的乏燃料组件运输容器设计,提出并实践了一种通过容器内温度场分析判断高燃耗乏燃料组件厂外运输条件下保持安全性的方法。

    2022年05期 v.42;No.177 1206-1211页 [查看摘要][在线阅读][下载 933K]
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核动力

  • 静默式海洋热管堆堆芯三维热力耦合研究

    刘博;高新力;刘利民;丛腾龙;肖瑶;顾汉洋;

    热管冷却反应堆的固态堆芯属性使得热管堆的热膨胀效应较为显著,其堆芯传热与结构力学特性耦合的特点与传统堆芯存在较大差异。为针对静默式海洋热管冷却反应堆NUclear Silence Thermo Electric Reactor(NUSTER)的堆芯设计方案进行优化和安全评估,研究采用完全热力耦合的分析方法,应用有限元分析软件ABAQUS针对NUSTER堆芯功率密度最高的发热单元开展热、力学及安全特性分析。结果表明堆芯组件间气隙等参数设计对堆芯温度、应力场有较大影响;与本文提出的热管堆堆芯安全限值相比,NUSTER堆芯设计的热、力学特征参数均具有较大安全裕量。

    2022年05期 v.42;No.177 1222-1233页 [查看摘要][在线阅读][下载 1237K]
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  • 国外空间核动力装置应用安全机制分析及启示

    郭筱曦;田岱;朱安文;刘飞标;王颖;

    空间核动力装置在未来以深空探测为代表的航天任务中有重要应用。美国对空间核动力的研究和应用起步较早,经多年实践发展出一套较为成熟的核安全机制;我国通过嫦娥三号和嫦娥四号两次工程实施,初步建立了国内相关管理机制。本文梳理了国际社会讨论形成的适用于空间核动力装置应用安全的指导意见和工作依据,研究了美国涉核航天任务安全性分析、评审、审批和监督程序与组织实施情况,分析得出了美国相关机制和程序的特点,在总结国外经验教训的基础上,形成了可为国内进一步完善相关机制和程序提供有益参考的启示建议。

    2022年05期 v.42;No.177 1212-1221页 [查看摘要][在线阅读][下载 853K]
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  • 核科学与工程期刊简介

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办,中国原子能出版社承办的核领域核心期刊。被多家国际著名检索系统收录,并被列为核领域的中文核心期刊,自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专家和科研人员。期刊连续9版入选北大核心期刊要目总览,2015年申报并成功入选中国科协精品科技期刊工程,2017年《核科学与工程》文章在“第二届中国科协优秀科技论文遴选计划”中被评为优秀论文,为核领域唯一入选此奖项的期刊。

    2022年05期 v.42;No.177 980页 [查看摘要][在线阅读][下载 724K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办的原子能技术类核心期刊,本刊已纳入中文科技期刊要目总览(2020版)、中国科技核心期刊、中国科学引文数据库(CSCD)来源期刊核心库,被多家国内外著名检索系统收录。自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专家和科研人员。期刊收录核科学技术与工程类具有创造性科研成果文章,主要栏目设置:核反应堆工程与物理、核聚变、

    2022年05期 v.42;No.177 1236页 [查看摘要][在线阅读][下载 473K]
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