反应堆物理

  • 全隐式龙格库塔法求解点堆动力学方程

    王伟吉;叶金亮;方成跃;

    强刚性问题时数值求解点堆中子动力学方程组的难点之一。该文用基于高斯-勒让特求积公式节点的全隐式龙格库塔法(简称GLFIRK)求解点堆动力学方程组。该方法是B稳定的,而且计算精度高,对于E级GLFIRK,其计算精度为2E阶。该文在阶跃、线性和正弦等不同反应性加入条件下对点堆动力学方程组进行了计算,计算结果表明,该方法计算精度高、计算速度较快、适应能力较好,可满足一定的工程应用要求。

    2014年03期 v.34;No.132 289-295页 [查看摘要][在线阅读][下载 932K]
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  • 燃耗信任制中燃耗计算的敏感性因素研究

    沈季;周明;陈志宏;

    在OECD/NEA发布的Phase-IA基准题的基础上,采用SCALE程序包对影响燃耗计算结果的因素进行研究。分析堆芯运行参数以及控制棒和可燃毒物对燃耗计算以及乏燃料系统临界安全的影响,给出各因素保守性结论。

    2014年03期 v.34;No.132 296-301页 [查看摘要][在线阅读][下载 345K]
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快堆

  • 200 keV Xe离子辐照后国产T92钢微结构变化研究

    冯伟;黄晨;杜爱兵;李正操;

    对国产T92钢进行200keV的Xe离子辐照试验,使用透射电子显微镜(TEM)考察该能量下不同辐照损伤剂量对其微观结构的影响,研究结果表明:T92钢典型的微观组织结构主要包括马氏体板条结构,碳、氮化合物颗粒和位错网络;辐照导致M23C6颗粒出现非晶化,且随着辐照损伤剂量的增加,非晶化越来越明显;辐照损伤剂量较小(1.4dpa和6.8dpa)时,辐照试样中出现黑斑结构(空位和间隙原子簇),所有的辐照试样中没有发现辐照产生的位错环和空洞。

    2014年03期 v.34;No.132 302-306页 [查看摘要][在线阅读][下载 164K]
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  • 钠冷快堆燃料破损定位方法综述

    别业旺;张东辉;陈晓亮;范振东;杨勇;

    反应堆燃料元件破损后,为了确保运行安全和及时处理破损事故,必须对破损的燃料组件进行定位操作。本文广泛调研了国际上钠冷快堆中采用的各种燃料破损定位方法,介绍了定位原理,评析各种方法的应用范围和缺陷,展望了燃料破损定位技术的研发趋势,为我国钠冷快堆燃料破损定位方法的选择提供了参考依据。

    2014年03期 v.34;No.132 307-315页 [查看摘要][在线阅读][下载 258K]
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  • 基于池式钠冷快堆的VisualBUS4基准检验分析

    宋婧;肖会文;王明煌;邹俊;刘超;曾勤;蒋洁琼;FDS团队;

    使用IAEA基准池式纳冷快堆例题BN-600对FDS团队自主开发的大型集成多功能中子学计算分析系统VisualBUS4进行测试,通过与国际上其他单位的程序和数据库计算结果进行对比分析,其中有效增值因子、燃料多普勒系数、不锈钢多普勒常数、燃料密度系数、不锈钢密度系数、吸收体密度系数、纳密度系数、轴向膨胀系数、径向膨胀系数及有效缓发中子份额的计算结果均介于其他单位测试值之间,与平均值符合的较好。测试结果初步验证了VisualBUS4在复杂快中子堆型设计中正确性和可靠性。

    2014年03期 v.34;No.132 316-321页 [查看摘要][在线阅读][下载 175K]
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  • 电感耦合等离子体-原子发射光谱法测定钠中的铁、钡和锡

    黄文杰;米争峰;王密;贾云腾;

    快堆以金属钠作为冷却剂,但金属杂质铁、钡和锡的存在会对其导热性能产生不利影响。为了监控钠的品质,建立了电感耦合等离子体-原子发射光谱(ICP-AES)测定钠中痕量元素铁、钡和锡的方法。本实验在惰性-真空手套箱中称取熔化的钠,取出后以乙醇-水体系直接溶解,然后加入共沉淀剂镧溶液,将待测离子铁、钡、锡和基体钠分离,最后用ICP-AES进行测定。此法对铁、钡和锡的检测范围是2.0~30μg/g Na。对高纯钠进行了加标回收实验,铁、钡和锡的平均回收率分别是97.9%、95.8%、93.5%,相对标准偏差分别是1.5%、1.2%、1.8%。本方法已用于净化钠和中国实验快堆一回路钠中的杂质分析,测定结果令人满意。

    2014年03期 v.34;No.132 322-326页 [查看摘要][在线阅读][下载 104K]
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反应堆工程

  • 高温气冷堆热气导管的结构稳定性分析

    张丽;闵琪;何树延;吴莘馨;

    热气导管是高温气冷堆中氦气循环的重要流道,其在各工况下的结构完整性与稳定性关系到反应堆是否能运行安全。本文详细分析了热气导管在事故工况下所承受的压力载荷,包括绝热纤维对管壁的压力以及一回路失压事故时发生氦气泄漏产生压力;并根据得到的压力载荷计算了热气导管承受外压时的结构稳定性。计算结果表明热气导管在事故工况的压力载荷作用下能够保持结构的完整性并且不会发生失稳。

    2014年03期 v.34;No.132 327-331页 [查看摘要][在线阅读][下载 163K]
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  • 宁德核电站一号机组首循环启动物理试验结果分析

    白成斐;王磊;付学峰;王闯;张松文;李军德;张洪;

    宁德核电站一号机组作为世界首例首循环采用钆作为可燃毒物的大型商用压水堆,堆芯首次启动物理试验是检验堆芯设计的重要依据。本文叙述了宁德核电站一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差均满足验收准则。

    2014年03期 v.34;No.132 332-336页 [查看摘要][在线阅读][下载 118K]
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  • 不溶性粒状腐蚀产物在压水堆堆芯内沉积的数值模拟

    杨旭;周涛;汝小龙;林达平;方晓璐;

    在反应堆运行时,由于燃料棒、堆内构件等部件会受到高压过冷态的冷却剂的腐蚀冲刷的影响,会产生许多不溶性腐蚀产物。利用FLUENT软件模拟不溶性粒状腐蚀产物在堆芯燃料棒流域里沉积分布。对液相采用标准k-ε模型预测通道内流场与近壁面区域的湍流变化,对腐蚀产物颗粒物采用DPM模型(离散相模型)来跟踪颗粒的运动轨迹。研究发现:在堆芯流域腐蚀产物颗粒在对称面附近形成高浓度区域,在入口段腐蚀产物颗粒浓度比出口段高。在包壳入口段表面呈大面积附着沉积,这会改变堆芯中子通量分布和包壳材料的热导率,引起堆芯轴向功率偏移;而在包壳出口段表面呈点状沉积,这会导致包壳出现点蚀现象。点蚀区域会引起传热恶化,破坏包壳完整性。针对腐蚀产物颗粒沉积规律和堆内组件的腐蚀特点,提出定时定点、针对局部强化清理等缓解措施。

    2014年03期 v.34;No.132 337-342页 [查看摘要][在线阅读][下载 192K]
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  • 堆芯过滤装置的设计改进

    姜建军;陈振伟;冉小兵;任红兵;

    岭澳核电站3号机组在热态功能试验期间发现多组堆芯过滤装置损坏。本文通过对堆芯过滤装置的失效原因进行分析,针对性地提出了改进方案,并通过机械试验的方式模拟堆芯过滤装置滤网脱落或断裂的失效过程,从而验证了分析结果的准确性以及新型堆芯过滤装置性能的优越性。

    2014年03期 v.34;No.132 343-347页 [查看摘要][在线阅读][下载 276K]
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核聚变

  • 液态铅铋合金流动速度场测量技术研究

    鲍国刚;朱志强;贺建;高胜;洒荣园;FDS团队;

    液态铅铋合金是先进反应堆-加速器驱动的次临界系统(ADS)优选的靶材和冷却剂材料,液态铅铋流动速度场的测量是优化堆芯组件分布以及靶窗结构的一种重要手段。同时,冷却剂流动速度也是反映反应堆热工水力特征的重要参数之一。本文采用实验研究的方法,设计旋转搅动装置,通过对常温水与液态铅铋的流动速度场测量,验证了超声多普勒测速技术用于液态铅铋合金速度场测量的可行性。

    2014年03期 v.34;No.132 348-352页 [查看摘要][在线阅读][下载 176K]
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  • 蒙特卡罗粒子输运权窗减方差方法研究及在ITER屏蔽分析中应用

    郑华庆;宋婧;郝丽娟;孙光耀;胡丽琴;FDS团队;

    屏蔽问题是聚变中子学研究密切关注的问题,蒙特卡罗粒子输运中的权窗减方差技术是处理屏蔽计算深穿透难题的重要方法。本文对权窗减方差方法开展研究,并在超级蒙特卡罗计算软件SuperMC中实现。先采用混凝土基准例题进行校验,再将该方法应用于国际热核聚变实验堆ITER的屏蔽分析,计算结果和MCNP进行对比,符合偏差要求,通过权窗减方差的应用,计算效率也有明显提升,证明了方法和程序的正确性和有效性。

    2014年03期 v.34;No.132 353-357页 [查看摘要][在线阅读][下载 191K]
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  • 等离子体参数对中性束注入下快离子自举电流影响

    黄千红;龚学余;曹锦佳;杨磊;

    本文数值研究了等离子体参数对大纵横比托卡马克装置中性束注入时产生的快离子净电流密度分布的影响。研究表明净电流密度的大小随背景等离子体温度的增大而增大,随等离子体密度的增大而减小,等离子体有效电荷对净电流密度的大小影响较小,但随有效电荷的增大净电流密度的峰值向等离子体边缘偏移。

    2014年03期 v.34;No.132 358-362页 [查看摘要][在线阅读][下载 142K]
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核动力循环

  • 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,发现与实验结果吻合良好。

    2014年03期 v.34;No.132 363-368页 [查看摘要][在线阅读][下载 233K]
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  • 低价值控制棒中子吸收体材料燃耗相关数据的制作及验证研究

    杨伟焱;毕光文;杨波;汤春桃;

    本文从燃耗方程出发给出了燃耗计算相关数据的内容,提出了使用蒙卡燃耗计算程序作为基准程序进行燃耗计算相关数据制作和验证的方法。应用该方法制作了低价值控制棒中子吸收体材料铽(Tb)和镝(Dy)同位素燃耗计算相关数据。数值计算结果表明,新制作的燃耗计算相关数据具有很高的计算精度。最终给出了满足低价值控制棒中子吸收价值要求的铽镝合金设计方案的计算结果。

    2014年03期 v.34;No.132 369-376页 [查看摘要][在线阅读][下载 484K]
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  • 超临界水冷堆燃料管理经济性比较与分析

    蔡光明;阮良成;刘学春;

    超临界水冷堆热效率高,其预期的燃料经济性高。本文将超临界水冷堆CSR1000与目前主流的压水堆、沸水堆进行燃料管理经济性比较,给出了超临界水冷堆燃料经济性更低的意外结论。因此超临界水冷堆能否真的成为第4代核能系统还有待商榷。

    2014年03期 v.34;No.132 377-381页 [查看摘要][在线阅读][下载 161K]
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核安全

  • 非能动先进压水堆核电厂严重事故下裂变产物行为研究

    袁凯;邹杰;佟立丽;曹学武;

    非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项。本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持。

    2014年03期 v.34;No.132 382-389页 [查看摘要][在线阅读][下载 405K]
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  • 基于TXS平台的数字化反应堆保护系统实现特性

    王强;黎国民;况德军;

    数字化反应堆保护系统(Reactor Protection System,RPS)作为重大改进项在CPR1000压水堆机组岭澳核电站首次引入,设计方案经历了多次变更和优化,最终伴随着岭澳核电站成功商运后完成了方案固化。本文介绍了基于阿海珐公司提供的安全级数字化仪控平台(TELEPERM XS,TXS)在岭澳核电站反应堆保护系统最终实现方案,进而重点分析反应堆保护系统方案实现特性。上述论述对后续核电站反应堆保护系统方案实现及其国产化研制提供了借鉴和参考意义。

    2014年03期 v.34;No.132 390-396页 [查看摘要][在线阅读][下载 447K]
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  • 气溶胶模型对安全壳旁路释放类事故源项的影响

    佟立丽;曹学武;

    本文开发了针对蒸汽发生器(SG)二次侧复杂流道结构的气溶胶沉积模型,并移植在核电厂一体化严重事故分析程序中。并以600 MW压水堆核电厂为研究对象,基于原模型与新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型,对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)源项进行了计算,并对新模型对安全壳旁路释放类的影响进行了分析。结果表明,采用新的二次侧气溶胶沉积模型后将会有更多的气溶胶沉积在SG二次侧,新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型导致安全壳旁路释放类中对环境释放份额减少26.6%~71.1%。

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核电厂

  • RCC-M标准2007版与2000版的差异分析

    李小燕;胡岩;

    介绍了RCC-M 2007版在设备鉴定、材料、制造和焊接、无损检验等各卷章的变化介绍了更新项。并对其更新的原因及对国内设计者和制造商的影响进行了分析。针对国内引进法国EPR核电机组设计自主化和设备国产化,对国内设计院和设备制造厂提供借鉴。

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  • AP1000机组停堆运行

    胡俊锋;郭宏恩;

    西屋公司开发了AP1000第三代核电技术,并在中国三门、海阳进行首堆建造。目前这两个厂址都相继进入调试阶段,因此深入地研究AP1000机组的运行操作是非常必要的,特别是AP1000引入了一些新的设计。这些新的设计将导致机组运行、特别是停堆运行,相比传统的压水堆而言,发生了一些显著的变化。本文介绍AP1000机组停堆工况下的主要操作和注意事项,指出停堆运行工况下压力/温度控制要求和方法,概要停堆运行各模式和状态下运行限制条件和停堆运行的主要风险。通过本文的介绍,进一步提高技术、调试和运行人员对电站停堆运行的理解。

    2014年03期 v.34;No.132 409-416页 [查看摘要][在线阅读][下载 192K]
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计算机应用

  • 国家核应急平台总体框架及关键技术研究

    袁锋;申利峰;李旭东;朱光莹;宋亚峰;曾锁田;

    核应急工作是核能事业可持续发展的重要保障,是我国公共危机管理的重要组成部分。本文在分析了核应急业务体系与特点的基础上,首次明确给出了核应急平台的定义;提出了由一体化平台、六个层次、八大应用、两套体系构成的国家核应急平台总体框架,指出其应按国家、省市、核设施单位三级结构规划部署,并以核应急流程为主线描述平台应具有的功能;讨论了针对建立国家核应急平台所需的关键技术,如资源整合利用技术、WebGIS技术、数字化预案技术和核应急辅助决策技术等,对技术原理进行了详细的分析。

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  • 核电站模拟仪控系统数字化改造规划及实施策略

    王洪涛;顾毅;

    在运核电站模拟仪控系统面临技术老化和物理老化的问题,采用数字化DCS技术对在运核电站通用仪控系统的大范围升级改造具有技术复杂、影响面广、投资大,项目执行周期长、单次实施时间紧(只能在机组大修期间实施)等特点。从改造必要性、仪控系统设计基准、数字化仪控技术特点、仪控系统功能分析、仪控系统安全分级、仪控系统架构方案,仪控系统数字化改造全生命周期各关键阶段的工作任务、仪控系统数字化改造风险分析等几方面对在运核电站模拟仪控系统数字化升级改造需重点关注的问题进行了初步分析和论述。在此基础上,结合国外核电站仪控系统数字化改造的经验和教训,对我国在运核电站模拟仪控系统的数字化改造升级策略提出建议。

    2014年03期 v.34;No.132 423-432页 [查看摘要][在线阅读][下载 462K]
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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査证明扫描件(pdf格式),并将原件邮寄给编

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