快堆

  • 基于模糊控制的CEFR给水调节仿真研究

    罗家欢;陈树明;刘勇;张厚明;

    本文介绍了基于模糊控制的中国实验快堆给水调节方案,利用Matlab simulink平台搭建了仿真模块,并借助该平台对给水调节方案进行仿真研究,测试了在不同扰动下模糊控制器的控制效果,将结果与传统的PID控制进行对比,为CEFR给水调节方案提供了建议。

    2014年02期 v.34;No.131 145-150页 [查看摘要][在线阅读][下载 537K]
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  • 单个钠滴燃烧理论分析及实验设计

    石文涛;杜海鸥;

    深入研究单个钠滴的燃烧对研究雾状钠火具有十分重要的意义。本文介绍了单个下落钠滴的燃烧、运动及热传递模型,设计了单个钠滴下落的试验装置,为我国开展钠滴燃烧行为的实验研究提供了基础,并简述了在试验装置上可开展的试验及目的。

    2014年02期 v.34;No.131 151-155页 [查看摘要][在线阅读][下载 151K]
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  • 燃料元件性能分析程序中的燃料热导率模型分析

    李海;黄晨;杜爱兵;徐宝玉;

    热导率是燃料元件性能分析程序最重要的参数之一,本文介绍了各国部分性能分析程序的燃料热导率模型,按照MOX和UO2燃料分类,给出了这些性能分析程序热导率模型的计算结果,并进行分析对比,给出了国产快堆性能分析程序的热导率推荐模型。

    2014年02期 v.34;No.131 156-162页 [查看摘要][在线阅读][下载 260K]
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  • 国外超声成像技术在钠冷快堆中的应用研究

    过明亮;吕兆福;段天英;

    发展超声成像技术应用于钠冷快堆,对于提高反应堆安全具有重要意义。为此,国外多个国家开展了钠下超声成像技术的相关研究。本文通过对国外超声成像技术在钠冷快堆中的应用论证,以及钠回路实验台架的实验数据的介绍和研究,描述并分析了该技术在国外的研发进展和设计中的关键性因素,从而得出钠冷快堆中运用超声成像系统技术的可行性和一些亟待解决的问题。

    2014年02期 v.34;No.131 163-170页 [查看摘要][在线阅读][下载 1258K]
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反应堆工程

  • 先进核电厂自然对流RELAP5计算能力验证

    殷煜皓;赵锋;张启明;

    第三代核电厂是国际上最新型的核电厂,设计上均加强非能动冷却机制的应用。非能动自然对流冷却技术在AP1000核电厂非能动堆芯冷却系统、非能动安全壳冷却系统以及ESBWR反应堆中均有应用。本文结合热工水力分析程序RELAP5/MOD3.3,建立自然对流回路模型,利用流体力学推导自然对流计算,同时分别比较验证轻水、氦气以及水的两相流等多种流体的RELAP5自然对流计算能力。结果分析显示自然对流能力随冷热源高度差以及流体冷热温差的增大而增大;通过与解析结果的比较发现,RELAP5能很好地模拟自然对流现象。在环路流体为单相水和两相水时,RELAP5模拟结果与解析结果基本一致,两种表征参数误差均能控制在5%左右;当环路流体为氦气时,RELAP5模拟误差稍大。

    2014年02期 v.34;No.131 171-179页 [查看摘要][在线阅读][下载 3596K]
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  • 重水堆停堆工况下单相自然循环热阱有效性分析

    苑景田;佟立丽;曹学武;

    对重水堆核电厂停堆冷却剂丧失强迫循环后,单相自然循环热阱的有效性进行了计算分析。通过分析发现,每环路内一台或两台蒸汽发生器可用时,主热传输系统都可以建立稳定的自然循环,排出堆芯热量。一台蒸汽发生器可用时,两燃料通道内包壳由于冷却条件的不同有温差存在。在同一堆芯衰变功率水平下,主系统内自然循环流量受环路内可用蒸汽发生器数量影响较小。

    2014年02期 v.34;No.131 180-186页 [查看摘要][在线阅读][下载 954K]
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  • 热工水力子通道分析程序ATHAS的稳态验证

    刘伟;朱元兵;白宁;单建强;张博;苟军利;厉井钢;

    利用具有自主知识产权的子通道程序ATHAS对GE3×3组件进行稳态计算,并将ATHAS的预测值与实验测量值及其他子通道程序的预测值进行了对比分析,结果表明:ATHAS能够准确预测GE3×3组件内的热工水力参数分布,展示了ATHAS可靠的物理模型。本文对ATHAS进行稳态验证的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

    2014年02期 v.34;No.131 187-192页 [查看摘要][在线阅读][下载 352K]
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  • 基于燃料棒层面核热耦合的超临界水堆堆芯研究

    洪谦;牛刚;汤春桃;路璐;史国宝;

    针对超临界水堆堆芯内流体物性分布非均匀性显著、核热反馈强烈的特点,建立了适用于超临界水堆运行环境的、基于燃料棒层面的精细化堆芯中子学/热工水力耦合方法,开发了子通道程序NCEDSCWR、节块扩散计算程序MRAPS、多功能程序COUPLE,结合西屋公司组件能谱计算程序PARAGON,构建了堆芯中子学/热工耦合分析程序系统SCAP。以具有121盒燃料组件的超临界水堆堆芯进行模拟分析,研究了堆芯三维功率分布和流体物性分布的特点以及反应性参数与重要同位素密度等随燃耗的变化规律。结果表明,本文提出的精细化核热耦合方法和开发的程序系统可以应用于超临界水堆堆芯的研究与分析,相关研究结果对超临界水堆堆芯设计具有一定的指导意义。

    2014年02期 v.34;No.131 193-200页 [查看摘要][在线阅读][下载 4507K]
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  • 中国铅基研究反应堆概念设计研究

    吴宜灿;柏云清;宋勇;黄群英;刘超;王明煌;周涛;金鸣;吴庆生;汪建业;蒋洁琼;胡丽琴;李春京;高胜;李亚洲;龙鹏程;赵柱民;郁杰;FDS团队;

    针对加速器驱动次临界系统预研装置和第四代铅冷快堆的技术发展目标和实验要求,完成了具有临界和加速器驱动次临界双模式运行能力的10 MW中国铅基研究堆CLEAR-Ⅰ概念设计。CLEAR-Ⅰ采用铅铋合金冷却,利用相对成熟的燃料和材料技术,通过全堆芯遥操自动更换燃料组件实现不同的实验目标,反应堆具有良好的现实可行性、安全可靠性、实验灵活性和技术延续性。本文简要介绍了CLEAR-Ⅰ概念设计参考方案,并总结了反应堆的安全特性和技术研发进展。

    2014年02期 v.34;No.131 201-208页 [查看摘要][在线阅读][下载 582K]
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聚变

  • MCAM中Geant4自动建模方法研究

    聂凡智;胡丽琴;汪冬;王国忠;王电喜;龙鹏程;吴宜灿;FDS团队;

    Geant4是一种应用广泛的通用蒙特卡罗程序包,其计算模型可以用几何描述标记语言(GDML)描述,然而依赖手工建模耗时且容易出错。本文提出了一种基于计算机辅助设计(CAD)的Geant4自动建模方法,该方法能够把复杂的CAD几何模型自动转换为Geant4支持的GDML格式几何模型。本文在多物理耦合分析自动建模软件MCAM平台上实现了该方法,通过了包括聚变反应堆模型FDS-Ⅱ在内的测试例题的测试与校验,初步验证了其正确性和有效性。

    2014年02期 v.34;No.131 209-213页 [查看摘要][在线阅读][下载 202K]
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  • HINEG强流氘氚中子发生器方案设计分析

    宋逢泉;崔保群;宋钢;马鹰俊;祝庆军;周立鹏;廖燕飞;唐兵;王文;马瑞刚;刘超;陈立华;曾勤;黄青华;蒋渭生;吴宜灿;FDS团队;

    HINEG(High Intensity Neutron Generator)中子发生器是正在设计建造的直流/脉冲两用型强流氘氚聚变中子发生装置。本文给出装置的总体方案,并对其主要设计特点进行分析。HINEG直流中子强度的最高设计指标为3×1013 n/s,脉冲中子脉冲宽度的设计指标小于1.5ns,束流光学计算结果表明,总体方案设计可以满足设计指标要求。系统设计的主要特点包括螺线管透镜选束聚焦、高梯度均匀场加速管加速和高能段切割的脉冲化方式。

    2014年02期 v.34;No.131 214-218页 [查看摘要][在线阅读][下载 672K]
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辐射防护

  • 压抽混合式通风独头巷道内氡及氡子体浓度的计算模型及其分布规律研究

    叶勇军;王立恒;丁德馨;周星火;李向阳;钟永明;王淑云;

    压抽混合式通风是长距离独头掘进巷道内控制氡及氡子体浓度重要的通风方式,研究该种通风方式下巷道风流中氡及氡子体浓度分布规律对指导其通风和辐射防护设计具有重要的意义。为此,根据氡与氡子体之间的衰变关系,建立了风流中氡子体α潜能浓度与氡活度浓度之间的简化数学计算模型;接着,分析了独头巷道受限空间内氡及氡子体的来源,并基于巷道风流的紊流传质理论,建立了压抽混合式通风方式下风流中氡活度浓度与氡子体α潜能浓度分布的数学计算模型;最后,针对一个具体的独头巷道,探讨了通风量和岩壁氡析出率对整个巷道内氡浓度和氡子体α潜能浓度分布的影响,同时提出了独头巷道内降低氡及氡子体致工作人员剂量的防护措施。

    2014年02期 v.34;No.131 219-227页 [查看摘要][在线阅读][下载 535K]
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核安全

  • 核电厂安全壳极限抗压承载力及影响因素分析

    宋辰宁;侯钢领;周国良;

    核电厂安全壳极限抗压承载力、影响因素及其规律是核电结构安全评估、事故处理和结构设计的关键问题。本文以某安全壳为例,采用损伤塑性模型模拟混凝土的力学性能,双线形应力-应变模型模拟钢衬里和预应力钢束的材料非线性,基于ABAQUS软件系统地分析了核安全壳极限抗压承载力,并给出了结构自重、预应力、钢衬里等因素的影响规律。研究表明,当内压增大到0.87 MPa时,安全壳筒壁上部混凝土开始进入塑性;当内压增大到1.02 MPa时,钢衬里最大拉应变超过限值3 000×10-6,安全壳达到极限状态。在各种影响因素中,预应力和钢衬里对安全壳的极限内压和破坏形式起着关键作用。本文研究结果对核安全壳极限承载能力分析、结构设计和安全评定等方面具有一定的参考价值。

    2014年02期 v.34;No.131 228-235页 [查看摘要][在线阅读][下载 1208K]
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  • 压水堆核电厂安全壳过滤排放系统卸压策略分析

    袁凯;曹学武;顾健;李建立;祝圆;杨杉;

    压水堆核电厂可采用过滤排放的方式来应对严重事故下安全壳超压失效的风险。本文采用一体化事故分析程序,建立了压水堆(PWR)核电厂大型干式安全壳节点模型以及过滤排放通道模型,选取全厂断电(SBO)始发的严重事故序列,分别计算了无安全壳过滤排放的工况、过滤排放系统(EUF)在安全壳压力上升到安全壳设计压力0.52 MPa(a)时启动但不关闭工况下,安全壳的压力情况以及放射性物质向外释放的量。并分析EUF不同开启压力0.52 MPa(a)/0.625 MPa(a)/0.73 MPa(a),不同关闭压力0.30 MPa(a)/0.35 MPa(a)/0.40 MPa(a)对安全壳卸压的影响,分析表明:EUF系统的投入可以在避免安全壳超压失效的同时,有效减少气溶胶类放射性物质的释放;EUF关闭整定值较高时,相同时间段内开启次数相应增加,向环境的放射性释放量也较少;提高EUF的开启压力,会延迟放射性物质向环境释放的时间。

    2014年02期 v.34;No.131 236-241页 [查看摘要][在线阅读][下载 845K]
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  • EPR系统安全一致性评价方法研究

    王建生;

    系统安全一致性评价是一种确定论安全评价方法,对核电厂系统设计是否满足国家相关法规以及设计总体阶段所制定的安全要求进行评价,是确保核电厂安全的重要保障。系统安全一致性评价是找出系统设计薄弱环节的重要途径,进而指导系统改进设计。本文根据工程实践归纳出系统安全一致性评价方法与思路,并结合实例对评价过程进行说明。该方法已运用在三代核电EPR设计中,并已完成主要核岛系统安全一致性评价工作。该方法可供CPR1000核电厂设计改进参考,也适合运用于定期安全审查(PSR)工作。

    2014年02期 v.34;No.131 242-248页 [查看摘要][在线阅读][下载 216K]
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核技术

  • 铅铋与水自然循环流动传热比较分析

    李精精;周涛;刘梦影;邹文重;苏子威;李云博;吴宜灿;

    铅铋合金和水一样具有一定的自然循环能力,被选为加速器驱动的次临界堆中最有前景的冷却剂之一。对两者自然循环流动传热的比较分析研究,可以优化铅铋回路的设计。建立回路模型,计算铅铋及水的自然循环流量,验证了回路进行自然循环的可行性。通过比较不同温差下相关参数如流速、雷诺数、努塞尔数,得出两者流动传热差异。根据热流体理论,铅铋和水自然循环中,两者的热阻力机制都起到主导作用,水流热阻力和热绕流机制作用强于铅铋流体,因此铅铋自然循环流动传热效果不如单相水。

    2014年02期 v.34;No.131 249-256页 [查看摘要][在线阅读][下载 445K]
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  • B-Li水化学对核电金属材料腐蚀的影响

    宋利君;刘飞华;李成涛;李岩;鲁俊东;

    本文阐述了压水堆核电站一回路B-Li水化学工况控制的发展趋势,及其对腐蚀产物、降低剂量率的作用;概括了B浓度、Li浓度及pH值对镍基合金、不锈钢、锆合金的PWSCC敏感性、裂纹扩展速率、腐蚀产物释放速率等性能的影响;分析了核电站应用富集硼酸的积极作用。一回路水化学控制在较高pH有利于减少核电站金属材料的腐蚀,提高核电站的安全与可靠性。

    2014年02期 v.34;No.131 257-262页 [查看摘要][在线阅读][下载 166K]
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  • AP1000机组UNITROL 6800励磁系统浅析

    刘丹梅;赵树泉;

    海阳核电AP1000项目1、2号机组采用的是UNITROL 6800静态励磁系统。本文对其系统组成和功能进行了介绍,并简要分析了系统硬件配置、软件功能及工艺结构方面的设计特点,并提出几点运行和维护方面的建议。

    2014年02期 v.34;No.131 263-270页 [查看摘要][在线阅读][下载 1031K]
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  • 非能动冷却系统上升通道中湍流自然对流的直接数值模拟

    阳祥;陶文铨;

    湍流直接数值模拟形成的数据库可以为开发功能更完善的湍流模型提供数据支撑。本文采用直接数值模拟方法研究了在不同普朗特数(Pr)下竖直通道中湍流自然对流的平均速度、平均温度、速度和温度脉动强度、雷诺应力、湍流热通量和湍流结构的分布特性。研究结果表明:(1)湍流自然对流的平均速度和平均温度分布关于通道中心线反对称,最大速度和温度梯度出现在壁面附近区域,Pr数增加,最大速度值减小,而壁面处温度梯度增加;(2)湍流自然对流的速度脉动强度、温度脉动强度、雷诺应力和湍流热通量随Pr数增加而降低,热通量在高温壁面侧会出现负值;(3)湍流自然对流的脉动速度和温度分布没有特别规则的结构,但主流脉动速度与壁面呈一定夹角。

    2014年02期 v.34;No.131 271-277页 [查看摘要][在线阅读][下载 1506K]
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  • 矩形窄通道内临界热流密度的小波分析研究

    周涛;琚忠云;张蕾;李精精;盛程;肖泽军;

    判定临界热流密度值对于核反应堆安全具有重要价值,观察温升速率是一种可行的办法。通过小波函数对矩形窄通道内临界热流实验温升曲线进行分析,可以消除相对较弱的干扰、有效的判断临界热流密度发生值。矩形窄通道可以强化传热、降低临界热流密度值,应用小波分析处理后的实验温升曲线能够较好的证明矩形窄通道的强化换热特点。分别采用Haar函数和Daubechies函数分析判定,保证了小波分析的准确性。从分析结果中发现Daubechies函数比Haar函数对图像细节信号的处理更准确。同时将小波分析的结果与实验结果对比,基本一致。

    2014年02期 v.34;No.131 278-284页 [查看摘要][在线阅读][下载 1146K]
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  • 概率安全分析软件RiskA与RiskSpectrum的故障树计算引擎计算对比分析研究

    殷园;汪进;陈珊琦;王芳;王家群;

    本文采用完整的秦山第三核电厂PSA模型,分别用中科院FDS团队自主研发的概率安全分析软件RiskA的计算引擎RiskAT与瑞典斯堪伯奥公司开发的RiskSpectrum的计算引擎RSAT进行了计算,结果表明二者定性和定量计算结果一致,在计算性能方面,RiskA的计算速度快于RiskSpectrum。

    2014年02期 v.34;No.131 285-288页 [查看摘要][在线阅读][下载 177K]
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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

    2014年02期 v.34;No.131 290页 [查看摘要][在线阅读][下载 404K]
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