- 刘忠国;王文聪;史星金;冯进军;
RBGSS技术将为CANDU6重水堆提供另外一种进入保证停堆状态的方法。本文介绍了RBGSS的技术方案,分析了RBGSS技术的优势,结合秦山CNADU6反应堆的运行实践,探讨了RBGSS技术在机组大修和小修过程中的应用方法,评价了RBGSS技术的安全性和经济性。最后讨论了RBGSS可能存在的问题。
2016年05期 v.36;No.141 590-594页 [查看摘要][在线阅读][下载 331K] [下载次数：70 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 刘同先;吴磊;陈长;李庆;
海南昌江核电厂等CNP650压水堆采用Mode-A控制模式,该模式采用黑体控制棒,有很好的基负荷运行能力,但负荷跟踪能力相对较差。而对一些具有小电网的国家或地区,负荷跟踪运行能力具有一定的市场需求。不调硼负荷跟踪通过棒控系统自动完成,大大减轻了操纵员负担;负荷跟踪过程基本不需要频繁地调硼操作,允许简化化学和容积控制系统设计,减少了废液处理成本。为此,在CNP650压水堆上进行了不调硼负荷跟踪研究。负荷跟踪过程主要有两个控制任务:一是反应性补偿;二是功率分布控制。根据不调硼负荷跟踪的控制任务,重新进行了控制棒的设计、分组和布置,设置两套独立控制的控制棒组(功率补偿棒组和轴向偏移控制棒组),分别用于堆芯反应性控制和轴向功率分布控制,以实现不调硼负荷跟踪。使用SCIENCE程序包进行典型的12h~3h~6h~3h、100%—50%—100%功率水平的日负荷循环计算来进行不调硼负荷跟踪分析。计算步骤为:进行三维堆芯模型计算;根据三维堆芯模型建立一维堆芯模型;在一维模型基础上,进行模拟计算。完成了海南昌江核电厂平衡循环寿期末典型的日负荷循环不调硼运行分析,模拟计算结果表明在CNP650压水堆上不调硼负荷跟踪运行模式是可行的。
2016年05期 v.36;No.141 595-600页 [查看摘要][在线阅读][下载 786K] [下载次数：104 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：0 ] - 齐媛;杨丽丽;李如源;孙国臣;
国内运行核电厂曾出现重要厂用水泵特性试验不合格的情况,对于现场已安装投运的泵,发现异常后很多实验台架上能够进行的检测在现场无法实施,加之缺陷处理的时间压力大,使得原因分析和处理存在较大难度,尤其根据试验条件下的数据论证泵能否满足最苛刻条件下的安全准则的分析更为困难。鉴于重要厂用水泵的安全功能以及出现异常后的处理难度,给出了此类情况下原因排查的思路,并结合具体事件重点阐述了重要厂用水泵叶轮缺陷处理期间判断机组能否继续运行的安全论证方法。最后指出了该方法在其他问题上可能的应用,并提出了部分电厂定期试验大纲相关条款的不足之处。
2016年05期 v.36;No.141 601-605页 [查看摘要][在线阅读][下载 179K] [下载次数：42 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 吴燕华;何兆忠;陈堃;
为研究氟盐冷却高温堆(Fluoride-salt-cooled High temperature Reactor,FHR)非能动余热排出系统的控流装置——涡流二极管在低流速下的性能参数,建立了实验装置,测试了在水工质下由3D打印尼龙材料涡流二极管的单向特性,并由实验结果得到相同结构尺寸的涡流二极管在FliBe工质下的压降值。研究结果表明,本文实验流量范围内测得的涡流二极管单向性随雷诺数的增加不断升高,最大值为23。正向流动阻力系数随雷诺数的升高不断降低,反向流动阻力系数随雷诺数的增大先增大后降低。研究结果还表明本文研究的涡流二极管结构不适用于小功率氟盐冷却高温堆非能动余热排出系统的设计。
2016年05期 v.36;No.141 606-610+616页 [查看摘要][在线阅读][下载 565K] [下载次数：117 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 刘乐;黄禹;徐良旺;
以AP1000核电站蒸汽发生器为原型,建立蒸汽发生器二次侧"平均通道"模型,利用计算流体动力学软件ANSYS CFX,基于相界面模型对蒸汽发生器二次侧两相流流动和沸腾换热过程进行研究。结果表明:数值模拟计算方法能准确模拟蒸汽发生器二次侧汽液两相流沸腾和传热过程;满负荷运行时,流体由预热区经过泡核沸腾区过渡到稳定沸腾区,含汽率和传热系数沿流动方向逐渐增大,出口含汽率与该型号蒸汽发生器设计值符合较好,平均传热系数的模拟结果和Jens&Lottes经验关联式的预测值基本一致。
2016年05期 v.36;No.141 611-616页 [查看摘要][在线阅读][下载 768K] [下载次数：308 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：12 ] |[阅读次数：0 ]
- 杨庆湘;王丽华;姜赫;邹森;
核电厂设计和运行相关核安全法规、导则要求核电厂换料后必须进行物理启动试验。随着堆芯换料设计日趋成熟,试验程序和试验方法得到充分检验。为提升运行经济性,各核电厂设计和运行人员不同程度地开展了换料后物理启动试验优化的研究与实施。本文基于压水堆核电厂监管要求和核电厂运行要求分析,针对物理启动试验优化提出了定性评价、物理分析和试验验证的系统性论证方法,并以秦山核电厂320 MWe机组为例,进行了完善的研究与可行性论证。实施物理启动试验优化后,核电厂换料大修时间大幅缩短,相比以往可提前约2天进入满功率运行,显著提高了核电厂运行负荷因子,提升了运行经济性。
2016年05期 v.36;No.141 617-623页 [查看摘要][在线阅读][下载 693K] [下载次数：120 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ] - 马立平;
研究放射性核素在饱和被压实缓冲/回填材料中的迁移对于核废物处置具有十分重要的意义,为了用数学模拟的方法准确地对放射性核素迁移进行描述和预测,首先必须精确地求出有关的放射性核素迁移参数——弥散系数、吸附系数等,其中最重要之一就是弥散系数。目前确定放射性核素在被压实缓冲/回填材料中迁移弥散系数的方法主要有经验公式法和示踪实验。本工作结合放射性核素铀迁移的室内实验,应用概率理论计算了被压实缓冲/回填材料中核素迁移水动力弥散系数,讨论了被压实缓冲/回填材料水动力弥散系数和地下水流速对放射性核素在被压实缓冲/回填材料中迁移的影响。最后总结分析了具体的实现步骤。
2016年05期 v.36;No.141 624-627页 [查看摘要][在线阅读][下载 167K] [下载次数：172 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 唐向阳;尹荣才;康武;张捷;孟庆阳;
在溶胶凝胶法制备尺寸范围为2~3 mm、球形度≤1.10的大直径UO2球过程中,对影响UO2球的球形度以及球尺寸的因素进行了试验研究,其中影响UO2球的球形度的因素包括胶凝介质、表面活性剂、胶凝温度和溶胶密度;影响UO2球尺寸的因素包括分散头与载带流液面间的距离、载带流流量及流动稳定性和溶胶流量。最终确立了最佳工艺参数,经过试验验证,制得UO2球尺寸在2~3 mm范围内合格率达到93%以上,球形度小于1.1的比例平均达到89%以上,满足球型反应堆UO2技术要求。
2016年05期 v.36;No.141 628-633页 [查看摘要][在线阅读][下载 611K] [下载次数：118 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 梁立振;赵祥学;王艳;胡纯栋;韦江龙;谢远来;
中性束注入器偏转磁铁是剥离束流中剩余离子的关键设备,它与剩余离子吞食器等内部部件构成了中性束注入器的束偏转系统。束偏转系统的性能对中性束注入器束流的品质及其束传输效率发挥着重要作用。本文根据EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak,EAST)中性束注入器对束偏转系统的要求,对其偏转磁铁各性能参数进行了估算。为中性束注入器设计了一台用以剩余离子180°偏转的偏转磁铁。该偏转磁铁采用H型二极电磁铁结构;其磁极端面设计为138cm×47cm的圆角矩形结构;其线圈设计为每侧2饼,每饼2层,每层8根的串联结构,导线选用外方内圆空心铜导体,以满足偏转磁铁稳态运行的需要。该设计的偏转磁铁在370 A励磁电流条件下,可提供80keV氘离子束偏转所需的磁场。实验测试结果显示:500 A励磁电流稳态运行条件下,偏转磁铁线圈冷却水温升约21.5℃,该设计结构的偏转磁铁满足EAST中性束注入器满参数稳态运行和未来运行参数逐步提高的需要。
2016年05期 v.36;No.141 634-639页 [查看摘要][在线阅读][下载 691K] [下载次数：78 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 张琭;吴纯良;詹佳硕;郑向阳;吴强;
中国实验快堆(CEFR)采用的过热器作为钠-水回路的压力边界,对反应堆安全承担着重要的作用。一旦其传热管汽侧由于结垢腐蚀发生泄漏,将导致严重的钠水反应事故发生。因此对CEFR过热器汽侧结垢规律的研究对快堆安全运行起到至关重要的作用。本文针对不同的水质工况研究过热器的结垢规律,同时还拟合出了相应的结垢速率公式,对过热器的清洗周期提出相应的指导意见,对今后过热器安全稳定运行具有重要意义。
2016年05期 v.36;No.141 640-645+650页 [查看摘要][在线阅读][下载 937K] [下载次数：59 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 孙妍妍;陆道纲;曾晓佳;赵亮;赫连仁;贾唐堂;马翔凤;
快堆核电站设计特点是高温薄壁,与压水堆的低温厚壁比起来,更需要考虑抗震设计。区别于传统的叠层橡胶和铅芯橡胶等隔震技术,本文提出了基于电磁阻尼原理的隔震技术。为了验证其有效性,制作了一个简易的电磁阻尼隔震支座,用作一个贮水容器的支撑。针对该水容器支撑系统在振动台上进行了抗震实验,验证了电磁阻尼隔震技术的有效性。
2016年05期 v.36;No.141 646-650页 [查看摘要][在线阅读][下载 612K] [下载次数：83 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ]
- 邓伟;卢放;王玉卿;
电厂运行阶段的概率安全分析工作通过建立反映电厂实际设计及运行特点的PSA模型,可以定性及定量评价电厂运行阶段的安全性,帮助电厂寻找设计及运行中的薄弱环节,为电厂管理提升及后续技术改造提供技术支持和见解。而且,运行阶段的PSA模型也是电厂开展一系列PSA应用工作的基础。本文首先总结运行电厂的特点及运行阶段PSA模型开发的主要关注事项,并结合秦山第二核电厂运行阶段的PSA模型开发给出电厂运行阶段PSA的技术路线、主要分析结果、分析见解及改进建议,为后续相似工作的开展提供参考和建议。
2016年05期 v.36;No.141 663-670页 [查看摘要][在线阅读][下载 515K] [下载次数：161 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：6 ] - 苑景凯;
对核电厂的重要系统实施健康状态监督,确保系统设备的性能能够可靠地满足电厂安全和发电的目标,落实核电厂的维修规则,提高核电厂设备的可靠性,是核电厂设备可靠性管理体系AP-913中的重要一环。为进一步推进核电厂设备管理优化工作,基于设备可靠性管理流程AP-913的指导思想,并结合中国核电目前正在开展的核电厂设备可靠性管理提升,本文对核电厂系统监督做了研究,阐述核电厂系统监督的概念及目的,给出适用于我国核电厂系统监督实施流程,并从核电厂系统设备实际出发,着重归纳了系统监督计划开发方法。助推行业内电厂设备可靠性管理的提升,优化WANO组织规定的有关核电厂设备可靠性的业绩目标,进而提高核电厂的运行业绩。
2016年05期 v.36;No.141 671-678页 [查看摘要][在线阅读][下载 470K] [下载次数：145 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：0 ] - 乌晓燕;钟志民;
为保证核电厂安全可靠运行,要求核安全级电缆在整个寿期内能经受LOCA工况,执行安全相关功能。本文以绝缘电阻为指标,以我国已运行核电厂中使用较多的2个厂家制造的核安全级电缆为样品,分析比较了不同加速老化速率、不同累积热-辐照输入对电缆耐LOCA工况能力的影响。结果表明,不同厂商制造的电缆耐相同LOCA工况的能力存在差异:在一定的加速老化速率及累积能量输入范围内,老化速率、累积能量输入对电缆A耐LOCA工况的影响不明显;而累积能量输入对电缆B耐LOCA工况能力的影响较明显。
2016年05期 v.36;No.141 679-682页 [查看摘要][在线阅读][下载 342K] [下载次数：141 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 贾斌;吴晗;乔雪冬;潘昕怿;吴晓燕;张春明;苏岩;
本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。
2016年05期 v.36;No.141 683-692页 [查看摘要][在线阅读][下载 1984K] [下载次数：192 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：9 ] |[阅读次数：0 ] - 李永华;赵德鹏;白晋华;贺克羽;赵树峰;
根据核行业经验和福岛核事故经验反馈,美国核管会在2014年将用于审查美国核电厂安全分析报告的《标准审查大纲》新增了19.3章"非能动先进轻水堆非安全级系统的监管要求"。其中"增强的设计标准"从纵深防御的角度全面提高了非能动先进轻水堆事故72h后和地震后所使用的重要非安全级系统的可靠性和可用性要求。非能动先进轻水堆AP1000设计与标准审查大纲的一致性评估是核安全监管当局的审查重点,也是核电厂设计的重要工作之一。首先介绍了非安全级系统监管要求的演变历程和实施步骤,其次评估了AP1000设计与《标准审查大纲》19.3章要求的一致性,并进一步从可用性、抗震能力、飓风、内部灾害以及水淹防护等多个因素重点分析AP1000设计能否满足"增强的设计标准"要求。最后针对AP1000无法满足《标准审查大纲》19.3章的情况给出具体解决方案的建议。
2016年05期 v.36;No.141 693-700页 [查看摘要][在线阅读][下载 264K] [下载次数：82 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 李小龙;徐春艳;刘新华;何玮;杨晓伟;
日本福岛事故后,东京电力公司利用福岛第一核电厂原有的反应堆厂房、汽轮机厂房、高温焚烧厂房、工艺主厂房以及新设置的废液净化处理装置和废液贮槽,在现场建立了事故后废液滞留和循环处理系统,基本实现了事故废液的贮存、净化和循环利用。自2011年6月29日开始,东京电力公司约以周为间隔实时发布现场废液积存量/处理状况报告。本文统计了2011年6月29日—2014年1月8日期间先后发布的132份状况报告中有关现场各相关厂房和贮槽内废液积存量的数据,分析了福岛事故后废液滞留和循环处理进程,研究了福岛事故后建立的废液滞留和循环处理系统的组成、功能和运行特点及将其应用于废液滞留和循环处理中的经验与不足,并提出了关于事故后废液包容滞留的若干建议,为我国开展核电厂事故废液包容滞留措施研究提供借鉴。
2016年05期 v.36;No.141 701-708页 [查看摘要][在线阅读][下载 935K] [下载次数：125 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ]
- 杨海峰;邵增;霍小东;
乏燃料水池中存放乏燃料组件,依靠池水带走衰变热、屏蔽放射性,失去冷却是乏燃料水池最严重的事故工况之一。在池水逐渐蒸干和快速流失两种失冷方式下,基于可能的事故过程,研究芯块和池水温度升高、棒栅距失控、组件严重损毁、中子吸收体失效等各种假设情景对临界安全的影响,并对各种假设情景的可信度进行了评估。研究结果表明:水的丧失使系统的慢化能力大幅减弱,燃料温度升高引起的多普勒负反馈效应,都增加了系统的次临界安全裕量。即使在水池补水、重新淹没乏燃料的过程中,在可信的堆积模型下,系统也能够保证次临界安全。在不可信的中子吸收体硼钢损坏的情景下,得到非常保守的系统keff以及相应的缓解措施,仅供参考。基于目前的知识和工程经验,乏燃料水池失冷事故,在可信事故工况下,是可以保证次临界安全的。
2016年05期 v.36;No.141 709-714+722页 [查看摘要][在线阅读][下载 878K] [下载次数：131 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 邵增;刘国明;程和平;
本文根据聚变-裂变混合能源堆方案设计和燃料组件功率分布的特点,利用自主开发的蒙卡-燃耗耦合程序,开展了详细的燃料管理方案设计研究,分别设计了整体后处理的燃料管理方案、双循环燃料管理方案以及分批燃料管理方案,针对这些类型的燃料管理方案,进行了燃耗分析计算,研究了各种燃料管理方案下各区燃耗及主要裂变核素成分随燃耗的变化。根据各燃料管理方案的主要特点和计算分析结果,对比总结了它们的优点和缺点。本文为今后的聚变-裂变混合能源堆提供了燃料管理上的建议,也为进一步的经济性分析优化研究打下了基础。
2016年05期 v.36;No.141 715-722页 [查看摘要][在线阅读][下载 737K] [下载次数：72 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 申红;
UF_6泄漏是核燃料循环设施发生频率最高的事故,针对UF_6特性,本文分别对在高温高压下UF_6气态泄漏和液态泄漏的释放途径及源项进行了分析计算与比较,本文的分析计算对于深入理解UF_6泄漏现象,为事故后果评价提供准确事故源项具有重要意义。
2016年05期 v.36;No.141 723-727页 [查看摘要][在线阅读][下载 197K] [下载次数：102 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ]