反应堆工程

  • 大科学工程项目管理实施借鉴——以ITER项目为例

    邢超;吴凤凤;

    国际热核聚变实验堆(ITER)计划是目前全球规模最大、影响最深远的,也是我国第一次以平等身份参与的国际大科学合作项目。ITER计划是将最先进的管理理念、科学的管理组织模式和现代化的管理工具充分融合的国际大科学工程,对ITER计划项目组织管理的研究能够为我国科技项目管理实施提供借鉴。通过对ITER计划项目组织管理的研究,总结了ITER项目组织管理的四大特点,并基于与当前大科学工程管理理念和管理方法的比较,从系统论、控制论和信息论等管理理论的角度,分析了大科学工程组织实施特性在ITER项目中的应用,进而结合我国科技工作的历史、特点和现状,提炼出我国科技计划项目实施可借鉴的管理方法和经验,包括系统规划总体设计、严格的过程控制、积极有效的过程信息反馈、适度的模块化组织分工。

    2017年03期 v.37;No.145 341-347页 [查看摘要][在线阅读][下载 120K]
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  • 大功率非能动压水堆DVI管破叠加IRWST失效触发严重事故分析

    石兴伟;兰兵;靖剑平;高新力;毕金生;张春明;

    应用MELCOR 2.1程序,建立了大功率非能动压水堆核电厂主要回路系统及安全壳的热工水力模型,并以直接注水管线破口叠加内置换料水箱失效触发严重事故为对象进行了独立计算。计算结果与MAAP 4.04程序计算结果趋势一致,分析表明:MELCOR 2.1新版本对严重事故计算合理可信;部分非能动安全设施的启动有效地降低了主回路系统压力,防止高压熔堆,缓解了堆芯熔化进程,从而验证了非能动安全设施的有效性。

    2017年03期 v.37;No.145 348-354页 [查看摘要][在线阅读][下载 2364K]
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  • 一种用于船用反应堆屏蔽结构优化的方法

    宋英明;赵云彪;李鑫祥;王珂;张泽寰;罗文;朱志超;

    本文研究了一种基于神经网络和遗传算法的船用反应堆屏蔽优化方法,并开发了可视化操作界面。给出船用反应堆四层屏蔽结构模型,将蒙特卡罗方法计算的归一化中子透射率与训练后的神经网络预测值进行对比,验证了神经网络方法预测的准确性。通过将神经网络预测结果作为遗传算法适应度函数的参数进行约束寻优,能够快速找到船用反应堆模型最佳的屏蔽结构参数,大幅度提高了反应堆屏蔽结构优化计算效率。

    2017年03期 v.37;No.145 355-361页 [查看摘要][在线阅读][下载 1627K]
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  • 超临界水堆燃料棒流致振动简化模型

    刘雨;陆道纲;汪喆;吴立村;

    在超临界水堆中,当超临界水流过带有绕丝的燃料棒时可能诱发其发生振动,使得燃料包壳发生疲劳现象。带有的接触的非线性有限元模型使得计算量大大增加,而且其计算精度仍有待实验验证。本文针对超临界水堆流致振动实验,将绕丝的影响简化为弹簧,建立燃料棒流致振动的简化模型,并通过有限元模型对燃料棒的固有特性进行分析,验证了模型的正确性。最后,以功率谱对模型加载,求得了超临界水堆燃料棒的位移响应和1δ解。

    2017年03期 v.37;No.145 362-366页 [查看摘要][在线阅读][下载 690K]
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  • 先进压水堆核电厂安全壳内滤网设备压损研究

    殷勇;熊国栋;艾华宁;黄亮;王浩宇;于江;

    在AP1000机组中,安全壳内滤网设备用于过滤失水事故后循环冷却水中的杂质,确保非能动堆芯冷却系统(PXS)正常运行。压损是滤网设备重要性能指标,滤网设备压损不能超过规定限值,以保证事故后有足够的循环冷却水可以冷却堆芯。滤网设备压损分为过滤部分压损和流道部分压损,文中通过试验手段和模拟计算的方法分别得出了一种新型滤网设备的各部分压损值。研究结果表明,在电厂极限工况条件下,该新型滤网设备过滤部分最大压损为0.329kPa,流道部分最大压损为0.636kPa,总压损为0.965kPa,远远小于1.72kPa的设计要求值。本研究结果为此种新型滤网设备下一步投入实际使用奠定了坚实基础。

    2017年03期 v.37;No.145 367-373页 [查看摘要][在线阅读][下载 1558K]
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反应堆物理

  • 熔融锂液滴与冷却剂在不同温度下的相互作用实验研究

    游曦鸣;佟立丽;曹学武;

    针对未来聚变装置中严重事故时可能发生的液态锂与冷却剂相互作用及爆炸过程,建立实验装置并在其上开展了熔融锂液滴与冷却剂相互作用实验研究。观测了不同初始温度下锂液滴与冷却剂相互作用的爆炸过程,对不同工况下的峰值压力进行了比较,并分析了熔融锂液滴初始温度和冷却剂初始温度对爆炸作用的影响。研究结果表明,熔融锂液滴与冷却剂接触面积的显著增大是产生压力峰值的关键因素,当熔融锂液滴温度超过300℃,冷却剂温度超过50℃时,熔融锂液滴与冷却剂相互作用爆炸强度明显增大;但是当冷却剂温度超过70℃时,爆炸反应反而受到了抑制。同时,在评估熔融锂液滴与冷却剂相互作用风险时,蒸汽爆炸作用的影响不可忽视。

    2017年03期 v.37;No.145 374-379页 [查看摘要][在线阅读][下载 737K]
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  • 基于蜕变测试的热传导程序的验证测试研究

    闫仕宇;阳小华;李萌;谢金森;

    核电设计与分析软件的数值计算程序的验证测试过程,受制于代码中数值算法执行的正确性,但存在Oracle问题,即测试人员很难构造或者得到程序的预期输出来验证程序计算结果是否正确。蜕变测试无需程序预期值来验证结果,已应用于软件测试领域,其蜕变关系是关键。本文应用蜕变测试技术,以堆芯燃料元件热传导程序为例,从数值计算模型中导出蜕变关系,实例初步验证该蜕变关系的有效性,也表明蜕变测试技术可以在核电设计与分析软件验证测试中发挥作用。

    2017年03期 v.37;No.145 380-385页 [查看摘要][在线阅读][下载 558K]
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  • 放射性废物水泥固化桶外混合技术分析

    陈良;吴雪松;饶仲群;文佳艳;

    对放射性废物水泥固化的两种桶外混合工艺——连续供料混合工艺和批次混合工艺——的技术特点及其在国内核电厂的应用情况进行了详细介绍;分析了它们的优缺点,连续供料混合器结构小巧,但因受水泥及树脂进料流量不稳定的影响,以及混合时间不足的影响,得到的水泥浆的均匀性较差;批次混合器能将废物与水泥充分混匀,但在工程应用中必须解决水泥浆从混合器中顺利排卸出来的问题;这两种桶外混合工艺都具备废物装桶率较高的优势,但需要解决对混合器清洗以及由此而产生的二次废物的处理问题。针对这两种桶外混合工艺存在的问题,给出了相应的改进建议。

    2017年03期 v.37;No.145 386-392页 [查看摘要][在线阅读][下载 631K]
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  • 液态铅铋共晶合金中纳米颗粒的热泳运动研究

    刘亮;周涛;方晓璐;王尧新;杨旭;

    采用液体中的固体颗粒热泳理论,对铅铋共晶合金(LBE)中金属纳米颗粒的热泳现象进行研究。计算LBE中不同种类纳米颗粒的热泳速度,并观察不锈钢纳米颗粒在不同流体中的热泳速度。对LBE中不同种类纳米颗粒热泳速度的计算结果表明,LBE中纳米颗粒的热泳速度随着温度梯度的增加而增加,随粒径的减小而增加;不锈钢颗粒的热泳速度要比碳纳米管颗粒低两个量级,与铜纳米颗粒的热泳速度相近。对不锈钢纳米颗粒在不同流体中热泳速度的计算结果表明,不锈钢颗粒在LBE中的热泳速度要比在水和四氟乙烷中低1个量级,比在机油和乙基乙二醇中高2个量级。

    2017年03期 v.37;No.145 393-398页 [查看摘要][在线阅读][下载 1055K]
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核聚变

  • 方管内液态铅锂流动MHD压降初步测量与分析

    叶竞;朱志强;周涛;孟孜;黄群英;FDS团队;

    磁流体动力学(MHD)实验是研究聚变堆包层内液态铅锂在强磁场环境下流动特性的重要方法。本文基于中国多功能液态铅锂实验回路DRAGON-IV开展方管MHD压降测量实验,在磁场强度为1.88T和最大铅锂流量为0.36m~3/h时,方管实验段均匀磁场区压降为13.27kPa,与理论值偏差为2.30kPa,并对导致实验误差的因素进行了分析。

    2017年03期 v.37;No.145 399-404页 [查看摘要][在线阅读][下载 1001K]
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  • 中国氦冷固态实验包层模块In-box LOCA事故分析研究

    胡星;贾江涛;孟孜;倪木一;陈志斌;张斌;FDS团队;

    中国氦冷固态实验包层模块(CN HCCB TBM)将在ITER 2号窗口进行测试,在测试期间,聚变中子和TBM内部材料发生核反应,产生氚和其他放射性物质。考虑到ITER的运行和工作人员与公众的安全,在进入ITER测试之前需要进行事故安全分析。本文应用MELOCR对HCCB TBM及其氦冷系统(HCS)进行建模,开展了TBM增殖区冷却板流道破口事故(In-box LOCA)安全研究,并对泄压罐体积,破口面积,隔离阀关闭延迟时间等关键参数进行敏感性分析。结果表明:在保守假设流道全破裂的工况下,box压力超过其压力限值4 MPa,而单根流道和5根流道破裂的工况下,box均未超过其压力限值;安装泄压罐和改变隔离阀关闭延迟时间能够有效的控制box压力。

    2017年03期 v.37;No.145 405-412页 [查看摘要][在线阅读][下载 2017K]
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核电厂

  • 核电厂安全系统冗余度研究

    吴宇翔;尚臣;闫林;袁霞;

    本文对核电厂安全系统冗余度的概念进行了澄清,认为不能简单地将安全系列的数量机械地等效于冗余度。N+1的冗余度满足单一故障准则的强制性要求,N+2的冗余度是实现在线维修的可选项。进而介绍了国际上主要核电机型的安全系统配置和冗余度,说明了冗余度与运行灵活性的具体关系。在冗余度研究的基础上,对三环路压水堆的两种安全系统配置方案(两个系列带母管和三个独立系列)进行了分析比较。两种方案均为N+1冗余度,但是对非能动部件(母管)单一故障的考虑有所差异。通过对我国和国际核安全法规、用户要求文件及相关标准的研究发现,非能动部件的单一故障问题不应成为这两个方案选择的决定因素。综合考虑安全性利益及经济性代价,两个系列带母管的方案是更加优化更平衡的设计。

    2017年03期 v.37;No.145 413-421页 [查看摘要][在线阅读][下载 1048K]
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  • 核电厂大范围损伤管理导则研究现状

    余蕴;赵博;喻新利;孙金龙;种毅敏;

    火灾、地震、水淹、极端天气条件等超设计基准外部事件可能造成核电厂大范围损伤,不仅使得电厂的系统与设备大面积失效,还导致正常的应急体系无法运转。目前,国内外都在开展应对核电厂大范围损伤的研究,以完善核电厂的纵深防御体系,降低大范围损伤事故产生的后果。本文调研了国内外核电厂大范围损伤的研究现状,分析了美国核电厂的大范围损伤管理导则、灵活多样的处理策略及台湾地区核电厂的断然处置措施,并对国内大范围损伤管理导则的研究与开发提出了一些思路与建议。

    2017年03期 v.37;No.145 422-426页 [查看摘要][在线阅读][下载 544K]
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  • 核电厂数字化SOP对人因失误的影响

    张力;青涛;戴立操;罗克川;周杰;

    主控室中数字化状态导向规程SOP(State-oriented Procedure)的应用使操纵员执行事故处理的逻辑和信息显示方式都发生了重大变化。本文介绍了SOP规程的原理,描述了数字化主控室中操纵员执行SOP处理电厂事故的流程。以核电厂主控室现场调研、行为观察、模拟机实验和操纵员访谈为依据,发现数字化SOP在操作控制、信息显示、班组合作等方面带来了大量可能导致人因失误的因素,以及可能出现的新的人误模式,可期为SOP规程的优化提供支持。

    2017年03期 v.37;No.145 427-433页 [查看摘要][在线阅读][下载 569K]
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  • 核电站氚的排放量及浓度限值比较分析

    乔亚华;王亮;叶远虑;刘福东;

    氚是核电站运行过程中向环境中排放较大的放射性核素之一,控制核设施中氚的产生和排放量越来越引起人们的重视。本文通过分析核电站产生氚的主要途径,结合国际上的运行经验参数,对比分析了不同国家、不同堆型核电站氚的排放量和浓度限值。分析结果表明:三十年间,全球核电站流出物中气态氚的排放量显著高于液态氚,重水堆是各堆型核电站中氚排放的主要贡献者,也是氚排放所致公众剂量的主要来源。为了更加有效的控制氚的排放,法国等国家核安全监管机构根据电站的装机容量、排放工艺、堆型等制定了各自国家核电站氚的年排放总量限值;加拿大等国的监管机构根据剂量限值制定了导出排放限值,该值的优点是便于审查核电站正常运行时氚的排放量;其它核电国家则是以剂量限值的形式提出了氚的排放限值。

    2017年03期 v.37;No.145 434-441页 [查看摘要][在线阅读][下载 392K]
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核安全

  • 国外核潜艇反应堆系统事故浅析

    卢川;张丹;鲜麟;

    本文针对国外已发生的核潜艇反应堆系统事故进行了梳理分析研究,发现国外核潜艇反应堆系统事故多发生于早期型号,近年各国在役及新一代核潜艇未出现反应堆系统发生事故的报道。此外,还发现各国已发生的核潜艇反应堆系统事故中,失水事故和反应性事故所占比例最大。本文研究表明,通过先进核安全方法及技术的采用、核安全文化的重视、核安全监管力度的加强,反应堆系统事故可不会给核潜艇带来额外的事故风险,核反应堆及核安全能够不成为制约核潜艇发展的主要因素。

    2017年03期 v.37;No.145 442-449页 [查看摘要][在线阅读][下载 134K]
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  • 核电厂事故规程自动化水平对人员心智负荷和作业绩效的影响研究

    青涛;张力;周杰;罗克川;

    核电厂控制系统的数字化改变了操纵员在事故处理中的角色,带来了新的人因问题。本文以核电厂事故规程为研究对象,探讨规程的数字化对操纵员心智负荷和作业绩效的影响,实验以三种自动化水平的规程为自变量:纸质规程、电子规程、基于计算机的规程。实验结果显示:当自动化水平较高时,人员作业绩效较好且心智负荷有降低的趋势。实验结果可为核电厂操纵员培训及事故规程的自动化设计提供参考。

    2017年03期 v.37;No.145 450-457页 [查看摘要][在线阅读][下载 762K]
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  • 应用分层模型进行核电站设备可靠性参数估计

    陈妍;何亮;余少青;陈海英;张春明;

    目前国内对于从多个核电站统计的设备失效数据进行各特定核电站设备可靠性参数估计的方法研究尚少。本文研究了用于可靠性参数估计的分层模型以及实现分层模型的两种方法:带Kass-Steffey修正的参数经验贝叶斯方法和马氏链蒙特卡洛方法。以设备需求失效的稀少失效数据样本为例,推导了带Kass-Steffey修正的Beta-Binomial模型原理并编程求解,研究了马氏链蒙特卡罗方法及软件计算,对比了核电站后验失效概率的计算结果。计算表明:两种方法得到的部分失效概率后验估计的均值相差0~25%;95分位值相差5%~15%,两种方法都可用于稀少数据的样本估计。

    2017年03期 v.37;No.145 458-463页 [查看摘要][在线阅读][下载 230K]
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核燃料

  • 核燃料后处理厂钚的水解聚合及应对措施

    张春龙;朱礼洋;何辉;洪哲;刘新华;赵善桂;

    核燃料后处理是提取钚的重要途径,钚在后处理PUREX工艺流程中主要以溶液形式存在。钚溶液化学行为非常复杂,工艺运行过程中疏忽或瞬间不稳定的条件都有可能导致钚的水解和聚合。而聚合物一旦形成就很难破坏,会严重干扰萃取分离等工艺指标,同时也会导致潜在的工业安全问题和核临界安全风险。本文介绍了钚水解聚合领域的研究结果,结合核燃料后处理工艺的特点,分析了钚水解聚合的影响因素和安全风险,并提出了应对措施。

    2017年03期 v.37;No.145 464-469页 [查看摘要][在线阅读][下载 786K]
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  • 压水堆乏燃料干法贮存技术应用研究

    袁呈煜;刘彦章;莫怀森;

    介绍了国际上乏燃料干法贮存技术的产生背景以及技术发展历程,总结了国际上各种乏燃料干法贮存技术特点并进行了归类。鉴于我国压水堆乏燃料离堆贮存的需求,分析了国际上广泛应用于压水堆的三类乏燃料干法贮存技术的技术特点。最后基于我国核电厂乏燃料管理的现状,提出了我国压水堆乏燃料干法贮存在近期和远期的技术选择建议。

    2017年03期 v.37;No.145 470-476页 [查看摘要][在线阅读][下载 1401K]
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  • 乏燃料组件燃料棒更换装置抓爪结构的数值分析和试验研究

    侯硕;刘青松;余冰;韩克平;李文龙;彭祥阳;

    燃料组件是核电站核反应堆的关键设备之一,涉及燃料组件的维修特别是乏燃料组件破损棒更换维修属于高风险作业。本文主要针对乏燃料组件燃料棒更换装置的核心零件燃料棒抓爪的结构进行研究,通过结构力学分析得到抓爪较优壁厚数值,然后通过有限元计算抓爪的强度固化结构参数,最终进行抓爪试制,并通过抓爪试验台模拟抓爪的实际工况对抓爪进行性能测定,确保抓爪满足使用要求。

    2017年03期 v.37;No.145 477-481页 [查看摘要][在线阅读][下载 826K]
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核技术

  • X射线辐射场平方反比规律的研究

    赵瑞;吴金杰;余继利;廖振宇;周振杰;杨扬;

    X射线辐射场强度随着距离的变化而变化,同一射线在不同距离处其强度是不同的。为了研究X射线辐射场强度和距离的平方反比规律,采用PTW-30013指形电离室进行辐射场均匀性测量,并在均匀的辐射场中用PTW-32002球形电离室进行平方反比规律的验证。结果表明:在对管电压为100kV、120kV、150kV三个防护水平辐射质在不同距离经空气衰减修正后,在一定距离内,X射线辐射场强度能够很好地满足距离的平方反比规律,其相对偏差不超过1%。由于散射光子的影响,平方反比规律误差随着距离的增大而有所增加。对于能量越高的X射线,平方反比规律更好。

    2017年03期 v.37;No.145 482-486页 [查看摘要][在线阅读][下载 907K]
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  • 十字焊点对定位格架水力特性影响的数值研究

    卢志威;

    作为定位格架重要的结构特征之一,其内条带间的十字焊点的形状与定位格架的强度及水力特性密切相关。为深入研究该十字焊点形状对定位格架水力特性的影响规律,以5×5燃料组件定位格架为研究对象,采用ANSYS CFX12.1对燃料棒束通道内的流动现象进行数值模拟研究,得到了通道内的流场分布。研究结果表明:增加十字焊点直径能削弱格架下游近格架区域子通道内冷却剂的涡流强度以及子通道间的搅混强度,同时增强格架下游远格架区域子通道内的涡流强度以及子通道间搅混强度;增加十字焊点直径对格架下游子通道内的搅混强度影响较小;定位格架的形状阻力系数随十字焊点直径的增大而增加。以上结果说明采用较大直径的十字焊点可使定位格架下游区域的换热能力趋于均衡,从而使堆芯温度分布更加均匀,但同时也会产生较大的压力损失。

    2017年03期 v.37;No.145 487-494页 [查看摘要][在线阅读][下载 2142K]
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  • 快堆一回路钠的放射性监测技术研究

    徐迟;谢淳;洪顺章;俞晓琛;米争峰;

    快堆一回路钠具有高放射性,无法使用γ谱仪直接测量其中的放射性核素,本文介绍了一种在线监测放射性核素的技术。设计了可组合和拆分的分段准直器,通过拆分准直器可以提高探测效率,而通过组合准直器可以降低死时间效应。采用点源模拟法对γ谱仪进行效率刻度,6种标准点源的能量区间包括了所有待测核素的能量范围。采用本技术对中国实验快堆一回路钠的监测结果表明,现阶段监测到的放射性核素为~(24)Na、~(22)Na以及~(124)Sb,由本研究中的效率刻度计算,~(124)Sb的放射性活度为104 Bq/g量级。

    2017年03期 v.37;No.145 495-500页 [查看摘要][在线阅读][下载 601K]
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  • 大流比全逆流混合澄清槽结构参数的试验研究

    徐培昇;

    本文以大流比全逆流混合澄清槽水力学试验结果为基础,结合假设推理,研究了混合室内两相接触相比及澄清室两相界面与相口高度、相口宽度、重相堰高度等各结构参数的相关性,分析推演了其相关性的影响机理,为全逆流混合澄清槽的工程设计和调试提供了有力依据。

    2017年03期 v.37;No.145 501-508页 [查看摘要][在线阅读][下载 1452K]
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  • 安全壳消氢系统催化板效率试验影响因素分析

    孙超;邵会福;杜正建;王建国;凌学会;

    本文通过对某核电站安全壳消氢系统(EUH)非能动氢复合器催化板效率试验的试验方法和催化板本身特性的分析,确认对催化板消氢效率试验结果影响较大的因素,并且针对这些影响因素给出相应的应对措施。大修期间的试验数据表明本文给出的各项应对措施是非常有效的,对其他核电项目具有参考意义。

    2017年03期 v.37;No.145 509-513页 [查看摘要][在线阅读][下载 689K]
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  • 北方某核电厂升功率物理试验优化的论证及实施

    郭建;曹云龙;

    在核电厂反应堆换料后提升堆芯功率的物理试验中,在不同的功率平台氙浓度的分布需要等待24h才能稳定。随着软件的升级,已经可以计算氙毒未稳定情况下的理论数据库。本文采用SCIENCE软件对不同功率平台不同运行时间间隔的通量图试验结果进行模拟计算,理论分析表明,机组在功率平台稳定6h进行物理试验是满足安全要求的。根据该电厂1号机组第4循环首次启动物理试验的结果进行分析比较,得出结论:在不同的功率平台,堆芯连续稳定运行6h后,进行通量图测量试验是可行的。

    2017年03期 v.37;No.145 514-519页 [查看摘要][在线阅读][下载 845K]
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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),并将原件邮寄给编辑部。5)投稿同时,请提供一份所有作者签名的版权协议,并将原件邮寄给编辑部(您完成投稿后,我刊将默认您已经阅读并接受"版权协议",但仍需要原件)。

    2017年03期 v.37;No.145 522页 [查看摘要][在线阅读][下载 347K]
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