反应堆物理

  • R-Z几何离散纵坐标程序的开发及验证

    汤青松;蒋校丰;

    基于离散纵坐标方法,开发了R-Z几何下、可考虑高阶各向异性散射的稳态和瞬态中子输运计算程序PINE。在求解中子时空-动力学方程时,采用全隐向后差分格式离散时间导数项,并通过重新定义截面使它与稳态方程具有相同的形式,从而可采用与稳态计算相同的程序模块。通过多个基准问题的验证表明,所开发的PINE程序具有较高的计算精度。

    2013年02期 v.33;No.127 113-117页 [查看摘要][在线阅读][下载 232K]
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  • Z-Pinch驱动的次临界包层的初步热工分析

    郭海兵;刘永康;李茂生;

    Z-Pinch产生高能脉冲中子驱动以压水堆乏燃料或天然铀为燃料的次临界包层,以能源输出为主要目标,是实现能源可持续发展的可行途径。本文通过理论计算,分析了次临界包层在连续中子脉冲作用下的材料温度和输出功率随时间的变化规律。结果表明,通过合理的设计可以使材料温度在可接受的范围内波动,系统输出功率在时间轴上可以得到稳定。

    2013年02期 v.33;No.127 118-123页 [查看摘要][在线阅读][下载 433K]
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快堆

  • 俄罗斯无机材料研究院关于快堆燃料包壳材料的研究

    郑颖;刘泽军;

    俄罗斯无机材料研究院(ВНИИНМ)是材料学研究和核燃料循环工艺、裂变核材料处理工艺等领域的著名研究机构,在快堆堆芯结构材料方面该院借助于俄罗斯丰富的钠冷快堆运行和材料学研究经验,以BOR-60和BN-600为研究试验平台,以提高BN-600和BN-800性能及开发更加先进的BN-1200为目标,开展了大量燃料棒包壳及燃料组件外套管材料的研究。本文是对ВНИИНМ近几年研究成果在俄罗斯科学杂志和研讨会上发表报告的调研、翻译和汇总,供我国有关钠冷快堆技术研究和工程设计人员参考。

    2013年02期 v.33;No.127 124-129+137页 [查看摘要][在线阅读][下载 379K]
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  • 快堆钠设备清洗方法综述

    谢淳;赵迅;刘继伟;李煦;李君瑜;禹春利;

    钠冷快堆在运行和退役期间必须对钠设备进行清洗除钠,国际上采用的清洗方法包括水蒸汽清洗法、水雾清洗法、醇清洗法和真空蒸馏法等六种主要清洗法,本文系统地概述了每种清洗法的清洗原理、特点、应用范围和缺陷,为不同环境下、不同结构形式的钠设备清洗方法的选择提供了参考价值。

    2013年02期 v.33;No.127 130-137页 [查看摘要][在线阅读][下载 2653K]
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反应堆工程

  • 发展无严重事故风险核电站的曙光 具有完全非能动安全冷却系统的压水堆核电站

    肖宏才;

    本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统。这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力。在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却系统便自然地投入运行,立即缓解事故后果,将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱。在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入,即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力,完全避免压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故,排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性,彻底解除公众对核电安全的疑虑。实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统,完全立足于采用现有成熟技术,因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目。立足于现有压水堆核电站的运行经验,只要进一步采用完全非能动原则,实现固有安全,排除严重事故风险,那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱,为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献。

    2013年02期 v.33;No.127 138-146+167页 [查看摘要][在线阅读][下载 361K]
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  • 30万千瓦核电厂提升功率下的18个月换料燃料管理研究及经济性分析

    曹泓;王丽华;

    鉴于近年来提升功率在大量现役核电厂中的成功应用,以及长周期、高燃耗、低泄漏的堆芯燃料管理技术所带来的更高的燃料利用率,本文对现役30万千瓦核电厂基于提升功率下开展了长周期、高燃耗、低泄漏的堆芯燃料管理方案研究。本文初步设计的燃料管理策略在满足有关的设计准则和要求基础上,可满足堆芯额定热功率为1 250MW的18个月长周期的堆芯燃料管理目标。与现行的堆芯燃料管理方案相比,可使核电厂在提升功率的同时进一步提高燃料利用率,经济性得到显著提高。本研究作为一项技术支持和技术储备,对30万千瓦级核电厂的功率提升和燃料管理方案优化具有较强的指导意义。

    2013年02期 v.33;No.127 147-151页 [查看摘要][在线阅读][下载 115K]
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  • 压水堆控制棒价值误差分析

    付学峰;王磊;郑继业;蔡德昌;张洪;李冬生;

    压水堆启动物理试验时,控制棒价值是比较容易超限的一个参数。本文系统分析了影响控制棒价值计算值与测量值偏差的主要因素以及各因素的影响特点、大小,并给出了部分实例分析,以期降低控制棒价值的误差,减少因控制棒价值超差对启动物理试验带来的不利影响,并在控制棒价值超差原因分析时提供帮助。分析表明,为降低控制棒价值误差,需要建立精确、合理的反射层模型,尽可能采用燃料组件的制造参数,控制棒的计算方法要考虑试验方法与工况;将注量率图试验结果、硼浓度和其他堆芯参数与控制棒价值误差分布特点相结合,进行原因查找。

    2013年02期 v.33;No.127 152-158页 [查看摘要][在线阅读][下载 420K]
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  • CAP1400堆内构件流致振动试验模拟件的设计

    丁宗华;黄磊;林绍萱;

    CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件。为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验。堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型。模型比例、模型相似关系和模型简化设计是模拟试验的重要组成部分。对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验试验件简化设计进行了详细的描述。试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能获得相对准确的实验数据。

    2013年02期 v.33;No.127 159-162页 [查看摘要][在线阅读][下载 246K]
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  • 压水堆严重事故后安全壳内辐射环境计算分析

    王晓霞;张普忠;刘新建;

    为了确保有效的缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估。而温度、压力、湿度、辐射等参数是可用性评估的重要输入条件。本文针对百万千瓦级压水堆核电机组,参考美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》(NUREG-1465)关于严重事故后放射性物质的释放阶段和释放份额的假设,计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项。对于放射性物质在安全壳内的分布,不考虑喷淋和泄漏的影响,计算并分析了严重事故后安全壳内的γ和β辐射环境条件,并与AP1000的设备鉴定源项进行了对比分析。本文的计算对于设备和仪表在严重事故后的可用性分析以及其所需耐受的辐射条件具有重要的参考意义。

    2013年02期 v.33;No.127 163-167页 [查看摘要][在线阅读][下载 374K]
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  • 基于Monte Carlo方法的压水堆相关组件内热源计算与分析

    胡也;陈义学;杨寿海;靳忠敏;

    堆芯中核燃料发生裂变时,伴随产生极强的中子及γ辐射,这些辐射在燃料组件中发生能量沉积,产生热应力、辐照损伤等诸多影响反应堆安全运行的因素。尤其对于新型含钆可燃毒物棒组件,国内对此方面的研究需要进一步开展。采用三维蒙特卡罗输运计算程序MCNP和基于ENDF/B的连续截面数据库,对压水堆18个月长、短周期装料方式的堆芯相关组件内热源的释热率分布进行详细计算,计算得出控制棒、阻力塞棒和新型含钆可燃毒物棒释热率精确计算值,并对不同版本数据库中部分关键核素截面对计算结果的影响进行比较分析,为核反应堆堆芯设计提供参考。

    2013年02期 v.33;No.127 168-174页 [查看摘要][在线阅读][下载 844K]
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核聚变

  • 加速器驱动次临界产氚反应堆ADS-T中子学初步设计与分析

    袁宝新;王明煌;蒋洁琼;汪卫华;吴宜灿;FDS团队;

    本文针对兼顾嬗变和产氚的铅合金冷却加速器驱动次临界反应堆ADS-T(ADS-Tritium),采用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析软件系统VisualBUS4.2和混合评价核数据库HENDL3.0,对散裂中子能量、产氚材料中6 Li丰度、结构钢材料、初始keff、中子能谱以及产氚组件摆放方式等产氚条件进行了敏感性分析。最后本文给出了年产氚千克级的ADS-T中子学初步方案,提供了一种有吸引力的氚生产途径。

    2013年02期 v.33;No.127 175-179+193页 [查看摘要][在线阅读][下载 728K]
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  • 加速器驱动核废料嬗变次临界堆中子学初步设计分析

    陈忠;蒋洁琼;王明煌;曾勤;柏云清;吴宜灿;FDS团队;

    针对铅合金冷却加速器驱动核废料嬗变次临界堆ADS-NWT,以次锕系核素(MA)嬗变性能为评价指标,开展了ADS-NWT中子学初步设计分析。设计采用液态铅铋作为冷却剂,选择超铀弥散金属燃料,使用大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和混合评价核数据库HENDL进行计算分析。结果表明:当MA/Pu体积比为7∶3时全堆对MA的嬗变率可达约650kg/a,同时满足能量自持并具备约1 000MW能量输出,较深的次临界度和负反应性系数表明ADS-NWT具有良好的固有安全性。

    2013年02期 v.33;No.127 180-185页 [查看摘要][在线阅读][下载 623K]
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  • 基于流固耦合的铅铋回路冷却器应力分析

    黄善清;黄群英;高胜;姜志忠;王苏豪;FDS团队;

    基于流固耦合的方法对KYLIN-II液态铅铋回路中的冷却器进行了应力分析与强度评定。首先在ANSYS Fluent中进行计算流体动力学CFD(Computational Fluid Dynamics)分析,获得了冷却器中准确的温度分布;然后将冷却器的温度以热载荷的形式导入ANSYS Mechanical软件中,并考虑流体的静压载荷,设计了两种不同工况,开展冷却器结构静力分析;最后基于JB 4732—95标准对计算结果进行应力分类和强度评定。结果表明,换热管与管壳连接处存在应力集中现象,但结构仍然满足强度要求,冷却器的结构设计方案合理、可行。

    2013年02期 v.33;No.127 186-193页 [查看摘要][在线阅读][下载 2096K]
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核燃料循环

  • 后处理中试厂放射性流体输送设备应用总结

    李鑫;秦永泉;徐云起;郭晓方;

    核燃料后处理厂处理的对象具有高放射性,输送放射性流体应尽量采用免维修或易维修设备。我国核燃料后处理中试厂采用了多种放射性流体输送设备,例如:空气升液器、蒸汽喷射泵、真空虹吸装置、特殊机械泵、扬液器、戽斗流量计、压空喷射器、罗茨鼓风机等。本文结合这些流体输送设备在中试厂主工艺厂房的应用情况和调试经验,对这些设备的特点、使用要求和实际运行情况进行了技术总结,对各种放射性流体输送设备性能进行了评价,对放射性流体输送设备的选型提出了一些建议,最后提出一些能够在大厂放化厂房中推广使用的一些设备的改进方向,为大型核燃料后处理厂等项目中放化厂房设计及相关科研提供参考。

    2013年02期 v.33;No.127 194-199页 [查看摘要][在线阅读][下载 46K]
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  • 长循环燃料管理对硼和水补给系统的影响分析

    王琳;任云;

    压水堆核电厂随着燃料经济性要求的提高和换料方案的优化,实施了长循环燃料管理,带来了相关参数的变化。本文遵照硼和水补给系统设计准则的要求,对其系统容量和能力重新进行了计算和验证。论证结果表明原有的核电厂硼和水补给系统设计基本满足长循环燃料管理的要求。

    2013年02期 v.33;No.127 200-203+218页 [查看摘要][在线阅读][下载 116K]
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核电厂

  • 压水堆核电站新型燃料相关组件抓具研究

    樊秀梅;

    文章主要阐述了一套压水堆核电站新型燃料相关组件抓具的研究情况和结构特点。通过对引进核电站各种抓具的分析研究,对某些结构和设施进行全新设计,确保抓取准确,确保在任何情况下都不会发生燃料相关组件的意外掉落和损伤,进一步提高燃料相关组件抓具的安全可靠性和操作便捷性。文章对新型燃料相关组件抓具与目前国际同类产品在功能、主要技术指标、安全保护等方面进行了比较,说明部分设计优于同类设备,具备可靠的燃料相关组件转运与装卸能力。

    2013年02期 v.33;No.127 204-208页 [查看摘要][在线阅读][下载 260K]
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  • M310机组共用辅助蒸汽系统STR设计与研究

    徐国飞;李海冰;赵振晖;

    辅助蒸汽系统作为M310堆型核电站的辅助系统,在核电站启动、运行和停运期间为相关用户提供低压蒸汽。STR系统作为辅助蒸汽系统一个子系统,在电站正常运行期间,通过主蒸汽对另外一侧的水加热来产生辅助蒸汽,并确保辅助蒸汽和主蒸汽隔离。由于存在经济性和辐射防护等问题,是否设置STR系统一直存在争议。据此,本文给出了4台M310机组辅助蒸汽系统设计方案之一,即4台机组共用1&2机组STR系统,并对该方案进行了详细分析和研究。

    2013年02期 v.33;No.127 209-212页 [查看摘要][在线阅读][下载 220K]
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核安全

  • 设备地震易损性分析方法研究

    付陟玮;张东辉;张春明;陈妍;左嘉旭;宋维;

    地震PSA可以找到核电站在地震中的薄弱环节,是评价地震对核电厂影响的一种有效的方法,易损性分析是其中重要的一个步骤。本文介绍了设备地震易损性的概念,给出了地震易损性的数学模型,讨论了设备在地震情况下的失效模式判定问题,重点研究了易损性参数及其量化的两种方法:基于分析的方法和基于测试的方法,最后得出中值易损性、随机性和不确定性分布以及HCLPF(高可信度低失效概率)能力的计算公式。另外,设备地震易损性分析需要使用真实地震经验数据、测试数据和分析数据,这些都需根据特定电厂的需要进行收集和完善。

    2013年02期 v.33;No.127 213-218页 [查看摘要][在线阅读][下载 1014K]
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  • 基于二级PSA的EPR机组烟羽应急计划区划分

    王海峰;赵锋;张启明;丁四中;

    参考NUREG-0396中烟羽应急计划区划分方法与接受准则,基于EPR机组的二级PSA结果中的严重事故释放类,对各堆芯熔化事故释放类采用概率加权,用MACCS程序计算得到某EPR机组烟羽应急计划区的大小,并以截断频率10-8/(堆.年)选取最严重事故序列的释放类(RC205)对结果进行复核。计算得到某EPR机组烟羽应急计划区内区半径3km、外区半径7km能满足接受准则。

    2013年02期 v.33;No.127 219-224页 [查看摘要][在线阅读][下载 156K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)欢迎关注本刊网站,网址:http://nuclse.cbpt.cnki.net。2)请认真阅读相关说明,并按照要求进行投稿和查询。3)"论文模板"、"版权协议模板"、"论文审查证明模板"请在我刊首页下载。4)投稿同时,请先后上传2份文件:①投稿全文;②单位盖章的论文保密审查证明扫描件(pdf格式),并将原件邮寄给编

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