- 郑恩祖;吕红;罗福红;何世贤;
蒸汽发生器管板二次侧表面温度场瞬态分析用于得到瞬态工况下管板二次侧附近流体的温度场分布,为管板的疲劳断裂分析提供输入数据。通过对法国管板二次侧表面温度场瞬态分析软件MYRTE的研究,在掌握软件建模和分析方法基础上,采用FLUENT实现管板二次侧流体温度场的瞬态计算。通过在控制方程中添加附加的质量源项和能量源项建立了二次侧流场的计算模型。质量源项中添加通过流量分配板流失的质量;能量源项中添加通过流量分配板的焓通量和来自一次侧的释热。计算得到的二次侧流体区域速度场和温度场分布与MYRTE计算结果符合较好,二次侧流体温度从入口至管板中心处是缓慢升高的,管板中心处加热较为明显。同时绘制出二次侧流体温度随时间变化的曲线图,可以为管板的疲劳断裂分析提供输入参数。
2017年06期 v.37;No.148 889-894页 [查看摘要][在线阅读][下载 2335K] [下载次数：135 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 李原野;王明煌;廉超;蒋洁琼;
本文针对加速器驱动次临界系统进行钍资源利用的优势,提出了铅基加速器驱动次临界钍焚烧堆(CLEAR-Th)概念。该概念采用钍钚混合氧化物燃料,冷却剂采用液态铅铋,T91钢作为包壳材料和结构材料,初始有效增殖因数keff设计为0.98,1.5GeV能量的质子流强工作在10mA以内,使用大型集成中子学计算与分析系统VisualBUS和混合评价核数据库HENDL进行计算分析。初步结果表明:CLEAR-Th设计实现了稳定焚烧钍产能的设计目标,有望实现稳定的闭式钍铀燃料循环,并具有长寿命次锕系物质生成量低、固有安全性良好等特点。
2017年06期 v.37;No.148 895-901页 [查看摘要][在线阅读][下载 1076K] [下载次数：94 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 王娅琦;陶书生;李世欣;尹宝娟;赵力;张泽宇;
M310及改进型机组在我国运行核电机组中占有重要比例,对其共性问题进行总结和梳理不仅有助于提高已建成核电厂的安全运行水平,也可对今后核电厂的设计、建造、运行提供帮助和指导。本文列出六条M310型机组共性问题的筛选准则,梳理出M310型核电厂设计类和运行类共性问题共46项,并给出了这些问题存在的方面和系统。对M310型机组的共性问题进行总结为核电厂的运行和监管提供有益的参考。
2017年06期 v.37;No.148 902-907页 [查看摘要][在线阅读][下载 293K] [下载次数：112 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ]
- 邹颖男;严振杰;
区别于中国二代+压水堆电站(CPR)、法国新型三代压水堆核电站(EPR)及美国以往典型压水堆核电站,CAP系列核电用电缆鉴定试验首次增加了贝塔(β)辐照的要求。针对β射线的本质是散射的电子束或电子云,鉴定试验无法对其进行考核的问题,对β射线的特性进行了研究,提出了β辐照试验的鉴定方法。本文重点研究了β射线的破坏机理,通过对比γ射线和β射线的损伤影响,提出了β辐照的试验方案,重点讨论了γ射线和β射线转换方案,通过辐照剂量与断裂伸长率的关系曲线,确定β射线和γ射线的转换关系,为后续电缆开展鉴定试验提供了理论依据。
2017年06期 v.37;No.148 908-912页 [查看摘要][在线阅读][下载 671K] [下载次数：97 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：3 ] - 宋伟;杨庆喜;宋云涛;秦成明;赵燕平;张新军;
为实现EAST装置等离子体高参数、稳态运行目标,需要高功率外部辅助加热,离子回旋共振(ICRF)加热是主要的辅助加热手段之一。由于ICRF天线运行频率高,因此ICRF天线的射频损耗较大,在天线表面的热负载较大。本文对EAST ICRF天线进行电磁分析的基础上得到天线的射频损耗分布。根据天线的射频损耗分布完成冷却流道设计,并通过对天线的热结构分析推算电流带的使用寿命,同时验证冷却流道结构设计的可行性与可靠性。
2017年06期 v.37;No.148 913-919页 [查看摘要][在线阅读][下载 3667K] [下载次数：99 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 章明德;匡波;张项飞;
针对典型的超临界压力下自然循环回路,建立模型,分别采用基于延拓的非线性数值算法和基于频域法的matlab程序计算并判断回路的静态和动态稳定性;使用无量纲相似准则数对加热段入口温度、回路当量直径及加热段进出口局部阻力进行了参数效应分析。结果表明:静态不稳定主要发生在加热段入口温度较低的工况;回路当量直径和加热段出口局部阻力对静态稳定性影响不显著;而增大加热段入口局部阻力提升静态稳定性;动态不稳定主要发生在加热功率较高的工况,增大加热段入口局部阻力或在一定范围内增大直径可以提高回路动态稳定性;增加加热段出口局部阻力降低回路动态稳定性。使用抽样方法,在回路系统参数的可能选取范围内,综合研究了回路参数对稳定性影响,在无量纲参数空间表示计算结果,分别得到无量纲参数空间内的静态不稳定域和动态不稳定域。
2017年06期 v.37;No.148 920-928页 [查看摘要][在线阅读][下载 2711K] [下载次数：103 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 程昌浩;颜拥军;祁铁涛;屠荆;
干式储藏 ~(137)Cs源由于其自身结构特点,放射源发射的γ射线中含有反散射光子,采用此类型的储藏源校准剂量计,会存在一定的偏差。本文首先建立了多源照射器实验室三维模型,利用该模型理论计算并分析了实验室墙壁对反散射峰计数的影响。然后测量 ~(137)Cs能谱,采用两种方式扣除康普顿坪并计算出反散射峰与全能峰的计数之比。实验解谱结果表明,在实验室内离源6m处反散射光子与661.66keV光子计数之比为0.090 9,实验解谱数据与蒙卡模拟数据相对偏差为-13.8%。
2017年06期 v.37;No.148 929-935页 [查看摘要][在线阅读][下载 2356K] [下载次数：74 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 费立凯;沈峰;白宁;高彬;龚春鸣;雍兴平;佟延文;
本文依据大功率压水堆主泵及试验台架设计参数,通过RELAP5程序建立主泵试验台架模型。并依据主泵样机试验规范对热态试验、惰转试验、汽蚀试验工况进行模拟分析。通过与热态试验、惰转试验工况的理论值比较,验证RELAP5建模的准确性。对于惰转试验工况,记录惰转流量、扬程随时间的瞬态变化。对于汽蚀试验工况,随着体积流量的减小,发生汽蚀现象的入口压力减小;并且可以较准确预测发生汽蚀现象的压力点。通过对主泵试验工况的模拟分析,证明RELAP5模拟主泵试验具备一定的适用性,可为主泵试验提供指导。
2017年06期 v.37;No.148 936-942页 [查看摘要][在线阅读][下载 1829K] [下载次数：164 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ]
- 伍时建;尚尔涛;刘攀;金挺;聂照宇;
以核电厂反应堆在地震和失水事故下的结构动力响应分析为工程背景,对反应堆结构的动力响应分析开展了研究。分析研究形成了-套可用于新核电站反应堆结构设计的完整设计分析系统,介绍了该方法所使用的分析模型,明确了动力学分析模型中考虑的重要因素。克服了结构复杂性、载荷多样性,结构非线性、材料非线性、接触非线性和流固耦合等多重非线性因素,更加精确的模拟了反应堆结构,提高了计算精度。该方法对我国自主开展反应堆事故工况下的设计和安全分析具有良好的推广和应用前景。
2017年06期 v.37;No.148 943-947页 [查看摘要][在线阅读][下载 2659K] [下载次数：113 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ] - 赵传奇;胡文超;刘巧凤;靖剑平;张春明;
主控室是对核电厂正常运行和事故状态实施控制的场所,为了保护控制室内操作人员,法规要求对控制室进行可居留性分析。在一般计算模型中,为了简化模型,没有考虑衰变子核对于人员剂量的贡献。本文中,针对通用主控室模型在考虑了衰变链对人员剂量的影响的基础上,建立了核素平衡方程,并开发了主控室可居留性剂量评价程序CROSS进行计算。基于RG1.183规定的冷却剂丧失事故(LOCA)源项,使用CROSS程序分别在非放射性通风系统新风模式和应急可居留系统通风模式下对主控室可居留性进行了分析。计算中对比了是否考虑衰变子核对个人剂量的影响。计算结果表明,考虑衰变链后,对于非放射性通风系统新风模式:个人有效剂量增到了1.28倍,其中主要增加为内照射有效剂量,增到了1.64倍;对于应急可居留系统通风模式:个人有效剂量增到了1.27倍,其中主要增加为内照射有效剂量,增到了1.30倍。在核电厂事故工况下计算主控室人员剂量时,需要考虑衰变链对个人有效剂量的影响。
2017年06期 v.37;No.148 948-954页 [查看摘要][在线阅读][下载 1504K] [下载次数：84 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 李璐;黄咸家;毕昆;刘晓爽;罗夏;姜羲;
区域模型软件CFAST(Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport)是经过美国核管会检验和验证的五款可用于核电评估的火灾模拟软件之一。本文针对火灾条件下的电缆温升,考虑了电缆芯的材料热特性,提出了改进的电缆温度预测一维热传导模型。同时,针对ICPMP(International Collaborative Project to Evaluate Fire Models for Nuclear Power Plant Applications)标准实验5种火灾工况,通过该实验的数据对改进模型进行了验证,得到了其优于原模型结论。
2017年06期 v.37;No.148 955-962页 [查看摘要][在线阅读][下载 1598K] [下载次数：111 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 张盼;刘宇生;温丽晶;胡文超;许超;
试验验证是支撑新型先进压水堆核电技术的设计和核安全审评的重要手段,考虑到建设1∶1尺度的试验装置会导致高昂的建造成本,通常会开展比例试验研究。为了保证比例试验装置的重要现象与原型核电厂的现象具有相似性,试验获得的数据可以支撑原型电厂的设计,需要开展充分的比例分析工作。基于比例分析的重要性,文章以非能动核电厂AP1000的全厂断电事故为研究背景,采用H2TS方法开展了比例分析,重点关注了主回路自然循环阶段蒸汽发生器(SG)内的热工水力学行为,获得了相应的相似准则,并进行了失真分析,得出以下结论:当SG的高度比和流通面积比与系统级的高度比和流通面积比一致时,SG装置的关键现象与原型SG的关键现象之间存在相似关系;采用等物性模拟全厂断电事故情况下,蒸汽发生器换热能力远大于堆芯衰变功率,能够满足堆芯冷却的功能需求,蒸汽发生器换热量不存在失真。
2017年06期 v.37;No.148 963-968页 [查看摘要][在线阅读][下载 296K] [下载次数：147 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ]
- 胡文超;韩静茹;赵传奇;靖剑平;毕金生;张春明;
随着核电的快速发展,核电站卸载的乏燃料越来越多。为了解决这个问题,国际上提出的处置方法是嬗变,但是MA嬗变的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。由于压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是研究了在压水堆可燃毒物组件中添加MA并利用ORIGEN-S程序进行嬗变计算。通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯的影响,初步探索出压水堆MA嬗变的设计方案,为我国现阶段进行压水堆MA嬗变奠定了基础。
2017年06期 v.37;No.148 969-975页 [查看摘要][在线阅读][下载 2407K] [下载次数：125 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 张江云;周春林;王文龙;李海涛;郑大吉;邹德光;李子彦;陈启兵;
高通量工程试验堆(简称HFETR)除气加压系统给主冷系统提供静压,并除去一次水中辐射分解的气体,从而保证反应堆的运行安全。本工作应用RiskSpectrum软件,对HFETR运行期间除气加压系统开展概率安全评价(PSA)。通过整合部分法考虑共因故障,建立了以除气加压系统运行失效为顶事件的系统故障树模型,定量给出HFETR发生除气加压系统失效概率为2.013×10~(-4)。同时,以除气加压系统模型及运行可靠性数据为基础,进行了割集、重要度、灵敏度等分析,较全面地分析了该系统的风险水平,为系统升级和改造提供了重要参考。
2017年06期 v.37;No.148 976-983页 [查看摘要][在线阅读][下载 2348K] [下载次数：76 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 王亮;黄凯;李云召;叶远虑;王昆鹏;周林;
PWR-GALE是美国核管会编制并使用的压水堆核电厂气液态流出物源项计算程序,现有的配套核数据库已有长达四十年之久未进行更新,无法确定是否能够满足先进压水堆的计算和审评需求,需要通过基于最新版本的核评价数据库制作新的配套数据库对其进行适用性的评价。因此,本文基于核评价数据库ENDF/B-VII.0,提取衰变子库中相关信息,根据直接裂变产额、衰变信息以及保留的裂变产物核素得到更新的沿衰变链归并的产额数据,通过中子学-燃耗耦合计算获得了更新的中子微观反应截面数据;并与现有的配套数据库进行了对比分析;然后,通过计算一系列面向不同机型的算例进行了整体的对比验证与分析。结果表明:现有的PWR-GALE配套核数据可以满足先进压水堆的计算和评审需求。
2017年06期 v.37;No.148 984-991页 [查看摘要][在线阅读][下载 3596K] [下载次数：94 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 陆浩然;汪长安;
高放废物的固化是防止核废料放射性扩散的第一道安全屏障。磁铁铅矿结构的LaMgAl_(11)O_(19)材料,因其高包容性、高致密、低核素浸出率、抗辐照稳定性等优点,被认为是核燃料循环后端克服玻璃固化技术固有缺陷、最具应用前景的新一代高放废物晶格固化候选陶瓷材料之一。本文采用柠檬酸溶胶-凝胶湿化学工艺制备了LaMgAl_(11)O_(19)陶瓷材料,借助X射线衍射、扫描电子显微镜及高分辨投射电子/选取衍射技术对材料的化学组分、微观形貌及电子衍射花样进行了表征;对LaMgAl_(11)O_(19)陶瓷材料经去离子水浸泡前后的组分、微观形貌、抗潮解性能进行了分析。结果表明,LaMgAl_(11)O_(19)陶瓷材料具有单一的六方磁铁铅矿型结构;经谢乐公式计算并结合扫描电子显微镜表征结果,1 500℃下保温4h样品的平均晶粒粒径为89.4nm;经去离子水浸泡48h后的LaMgAl_(11)O_(19)材料发生了潮解,因Mg~(2+)离子的溶出造成磁铁铅矿结构的失稳。本研究为后续商用高放废物晶格固化候选材料的实践应用提供了理论依据。
2017年06期 v.37;No.148 992-999页 [查看摘要][在线阅读][下载 2764K] [下载次数：174 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ]
- 王奇;付鹏涛;
本研究较为系统地分析了美国3 400MW_(th)压水堆的运行数据,为AP1000氚源项的研究提供了重要的技术支持。通过统计分析得到现实和保守的AP1000机组氚排放量推荐值分别为25.1TBq/a和44.4TBq/a,气氚和液氚的平均释放比例为12%和88%,发现美国压水堆机组的液氚排放量的极大值集中出现在大修所在季度。另外,本研究初步分析了同一厂址规划6台AP1000机组的可行性。本研究为传统的基于理论模型计算的AP1000机组的氚源项设计方法提供了新思路,同时也为AP1000工程项目的源项评审提供了重要依据。
2017年06期 v.37;No.148 1000-1007页 [查看摘要][在线阅读][下载 3113K] [下载次数：127 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 马崇扬;张东辉;王长茂;别业旺;
堆坑是中国实验快堆(CEFR)的重要组成部分,它采用通风冷却的方法来降低堆坑混凝土温度,防止其温度过高、脱水而导致支撑堆容器的力学性能降低。本文对丧失外电源事故下的堆坑内部温度分布进行了二维数值模拟,采用Jones-Launder的k-ε低Reynolds数湍流模型。得到了堆坑温度场、保温层外壁和混凝土内壁在竖直方向的温度分布、混凝土内壁最高位置温度随时间的变化,为CEFR运行提供参考。
2017年06期 v.37;No.148 1008-1012页 [查看摘要][在线阅读][下载 788K] [下载次数：80 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 陈鹏;陈莹莹;崔浩;李冰;李雳;侯杰;黄力;卢媛媛;
为保证核动力厂应急控制中心在发生放射性大量释放事故时的可居留性,为其设计和安装了应急通风过滤系统,碘吸附器是该通风系统的主要碘过滤装置。碘吸附器的工作原理决定了其吸附效率受工作环境的温度、相对湿度、进风碘浓度等因素影响。针对某核动力厂应急控制中心设计特征,研究了在RG1.183DBALOCA和S3事故源项下,碘吸附器的吸附效率与室内工作人员接受的有效剂量、甲状腺当量剂量的对应关系,进行了线性拟合,给出了拟合系数,可用于事故后果快速剂量估算。
2017年06期 v.37;No.148 1013-1018页 [查看摘要][在线阅读][下载 706K] [下载次数：73 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 李虎伟;黄志超;依岩;初永越;熊文彬;别业旺;
为促进概率安全分析技术在核电厂管道在役检查领域的更好应用,本文介绍西屋用户集团(WOG)开发的核电厂管道风险指引型在役检查(RI-ISI)优化方法,并重点从管段失效可能性分析、后果判断、风险重要度划分等三方面分析对比了该方法与EPRI型RI-ISI方法的不同。此外,以国内某M310核电机组为例,本文基于国家安全局牵头开发的标准电厂分析风险(SPAR)模型,在国内当前技术条件基础上使用简化WOG方法完成该核电厂辅助给水系统管道环焊缝的RI-ISI优化分析。计算表明,使用WOG方法开展RI-ISI后,受检焊缝数量减少55%,而相应导致的内部事件一级概率安全分析风险增量则基本为零,可以满足NNSA-0147和NNSA-0153等技术文件中推荐的风险准则。总的结论为,使用WOG方法开展核电厂管道RI-ISI优化是可行的。
2017年06期 v.37;No.148 1019-1025页 [查看摘要][在线阅读][下载 570K] [下载次数：96 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：2 ] - 乔雪冬;毕金生;孙微;靖剑平;王昆鹏;张春明;贾斌;
本文利用反应堆热工水力软件TRACE对三回路国产先进压水堆发生小破口失水事故进行模拟计算,得到事故过程中反应堆系统压力、水位、破口流量的变化和安注系统的投入情况,将计算结果与CATHARE程序的计算结果进行对比、分析和讨论,两程序计算结果在趋势上较符合,验证了TRACE程序在计算小破口事故的准确性。
2017年06期 v.37;No.148 1026-1032页 [查看摘要][在线阅读][下载 1576K] [下载次数：218 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ]
- 宋美琪;刘晓晶;程旭;
在停堆或失水等事故工况下,超临界水冷堆将经历跨临界泄压过程,系统压力从超临界状态降到拟临界点22.064MPa以下。而对于次临界区,临界点附近的临界热流密度值很低,极易发生沸腾临界,导致加热棒壁面温度迅速升高,因此跨临界泄压过程是超临界水冷堆失水事故安全分析的关键。目前,跨临界泄压瞬态过程可以通过系统程序进行计算,但依然缺乏有效的实验验证。故本文依托上海交通大学的超临界流体多功能实验回路(Supercritical WAter MUltiPurpose loop,SWAMUP)跨临界泄压过程的实验,利用德国核安全中心(GRS)开发的系统程序ATHLET3.0进行建模计算,分析跨临界泄压过程传热特性。通过调节次临界区临界热流密度、最小膜态沸腾温度、骤冷前沿模型等相关参数,对计算模型进行敏感性分析,为跨临界泄压瞬态过程的准确计算提供参考。计算结果表明,加热棒壁面是否发生温度飞升取决于所选用的临界热流密度和最小膜态沸腾温度的值;骤冷前沿模型的使用可以实现壁面再湿润,降低壁面温度。
2017年06期 v.37;No.148 1053-1060页 [查看摘要][在线阅读][下载 4282K] [下载次数：110 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 赵常有;王加琦;付学峰;蔡德昌;张博平;
堆芯功率能力验证是堆芯设计安全论证中的重要内容,本文介绍了CPR1000电厂功率能力验证的计算方法以及该方法遇到的问题,从燃耗点选取、功率台阶选取、技术规范以及事故子项设置几个方面给出了堆芯功率能力验证的优化方向,可以在保证计算精度的情况下大幅提高计算速度。
2017年06期 v.37;No.148 1061-1065页 [查看摘要][在线阅读][下载 418K] [下载次数：82 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 于淼;刘国明;霍小东;易璇;杨海峰;邵增;
核临界安全是核工业发展的特殊安全问题,其中临界事故的分析评价具有重要的学术意义和工程价值。CAACS程序是自主开发的圆柱形溶液系统临界事故分析程序,可以实现计算临界事故的裂变次数,裂变功率、温度随时间的变化等功能。为了验证自主开发的CAACS程序,本文利用瞬态基准实验对程序进行验证,并于其他程序作了对比。结果表明:CAACS程序的计算结果与实验测量值符合较好,与国外同类程序具有相当的技术水平和精度,可为后处理厂建设提供事故分析的技术手段,为后续的临界瞬态研究奠定基础。。
2017年06期 v.37;No.148 1066-1070页 [查看摘要][在线阅读][下载 553K] [下载次数：39 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 王鹏;黄树桃;王驹;赵永安;邬伦;蔡恒;高敏;王洪斌;
针对高放废物地质处置选址与场址评价阶段的信息化建设工作,采用GIS技术、数据管理技术、数据分析技术等,旨在基于地学信息数据模型的构建,建立统一的、一体化的、高度综合的高放废物地质处置预选区地学信息库,以覆盖地质、水文地质、地球物理、地球化学等多学科研究内容。着重讨论了预选区地学信息数据模型建设的方法和技术,并通过预选区地学信息库的工程实例说明了数据模型的成功应用。预选区地学信息数据模型的建设可以为场址筛选、场址性能评价等研究工作提供技术支持,对高放废物地质处置研发工作的推进也将起到积极作用。
2017年06期 v.37;No.148 1071-1078页 [查看摘要][在线阅读][下载 3108K] [下载次数：83 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ]