反应堆工程

  • 大亚湾核电厂反应堆一回路开口后泄漏率试验优化

    罗文博;王保生;圣国龙;杨自军;

    大亚湾核电厂《安全相关系统和设备定期试验监督要求》中规定,在打开了反应堆冷却剂系统的任何操作之后,都需要将一回路压力提升到绝对压力15.8 MPa,执行一回路泄漏率试验。试验超出运行技术规范对第二道屏障15.5±0.1 MPa的参数要求限制,存在安全风险。通过对反应堆一回路开口后泄漏率试验的研究,分析了核电厂一回路开口后泄漏率试验的设计目的、稳压器安全阀换型对试验内容的影响。综合考虑大亚湾核电厂系统及设备的实际情况,经过试验风险分析及优化试验先决条件的参数,制定了该试验的优化方案。结果表明,大亚湾核电厂反应堆一回路开口后泄漏率试验压力由15.8 MPa调整为15.5 MPa,可以在满足核安全要求的前提下降低试验的安全风险,减少超正常运行范围时限。

    2018年05期 v.38;No.153 733-738页 [查看摘要][在线阅读][下载 616K]
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  • 错对中对错层布置的控制棒驱动线性能影响分析

    吴小飞;聂常华;闫晓;杨祖毛;孙立恒;王晓衡;张林;邢立淼;

    CENTER高通量工程试验堆控制棒驱动线考虑到压力容器底部的安装空间紧张采用错层布置方式,需要开展抽插阻力测试、控制棒驱动线落棒试验进行对比,了解错对中值对两种不同布置高度的控制棒驱动线的运行及落棒性能影响,为驱动线的设计定型和安全评定提供必须试验依据。试验结果表明,错对中值增大对不同布置高度的控制棒驱动线落棒性能及抽插阻力的影响趋势是一致的,但在相同错对中值条件下布置于相对低位的长管座型驱动线上下运行所受抽插阻力相对更小,落棒时间更快、落棒冲击力更大。

    2018年05期 v.38;No.153 739-744页 [查看摘要][在线阅读][下载 681K]
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  • EPR高能管线破口喷射防护的设计改进及SEC海水冷却管线腐蚀渗漏的快速处理

    李山领;

    核电领域高能管线破口喷射对周围重要物项造成破坏,及SEC冷却管线易受海水腐蚀渗漏的问题,现行的处理方法,存在着种种缺陷,针对于此,特发明一种管道增强补漏器,其结构简单实用,能快速有效的处理管道泄漏,又能预防高能管线破裂的发生。

    2018年05期 v.38;No.153 745-749页 [查看摘要][在线阅读][下载 646K]
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  • 超临界水冷反应堆内带定位格架的类三角形堆芯通道流动传热特性研究

    王为术;许鹏;徐维晖;朱晓静;毕勤成;

    采用结构化多面体网格和商用CFD软件对反应堆堆芯棒径D=8 mm,栅距比P/D=1.4超临界水冷反应堆内带定位格架类三角形堆芯通道内超临界水流动与传热特性进行研究。研究结果表明:采用SSG湍流模型计算得出的内壁温度与实验数据吻合良好。定位格架会导致工质产生扰动,阻流片型定位格架比标准型定位格架对流体扰动影响大。定位格架可强化堆芯通道内超临界水传热,阻流片型定位格架末端强化换热能力要优于标准型定位格架。

    2018年05期 v.38;No.153 750-756页 [查看摘要][在线阅读][下载 719K]
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  • 锂热管结构材料对热管冷却反应堆中子物理特性影响

    洪兵;徐刚;李桃生;张光雨;柏莹;邹小亮;王明煌;高胜;

    锂热管反应堆是空间核反应堆的主要堆型之一,而锂热管结构材料的性能直接影响着反应堆经济性与安全性。本文以美国新墨西哥大学HP-STMCs锂热管堆芯方案为研究对象,采用SuperMC程序对Nb-1Zr,PWC-11,Mo-14Re,W-4Re,T-111以及ASTAR-811C几种候选锂热管结构材料的中子经济性与掉落临界安全特性进行分析研究。结果表明,上述几种候选结构材料的中子经济性依次为:PWC-11≈Nb-1Zr> Mo-14Re> W-4Re> ASTAR-811C> T-111;其中使用PWC-11、Nb-1Zr、Mo-14Re以及W-4Re结构材料时其管壁厚度变化对反应堆的有效增殖因子无显著影响;发生掉落事故情况下,临界安全分析结果表明结构材料的谱移吸收价值为:T-111>ASTAR-811C>W-4Re>Mo-14Re>PWC-11>Nb-1Zr。综合考虑锂热管反应堆的中子经济性与安全性,推荐使用Mo-14Re合金作为热管结构材料。

    2018年05期 v.38;No.153 757-762页 [查看摘要][在线阅读][下载 783K]
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  • 非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究

    贾斌;马帅;史强;高新力;靖剑平;石兴伟;

    本文为了更加真实准确的模拟非能动核电机组复杂的热工水力工况,提高事故分析计算精度,开展了非能动压水堆热工水力多尺度耦合计算分析研究。首先应用热工水力系统分析程序RELAP5对AP1000机组进行系统建模,并开展冷却剂强迫流动完全丧失事故(全失流事故)的分析计算,得到堆芯相关热工水力参数。然后将RELAP5程序的计算结果作为边界条件,分别利用子通道程序COBRA-Ⅳ、计算流体力学程序FLUENT以及基于两个程序的耦合程序对AP1000堆芯组件进行建模,并分别开展全失流事故过程中堆芯热工水力分析计算。最终通过三个程序计算结果的对比,表明应用耦合程序开展堆芯热工水力分析的方法可行,建立的堆芯组件模型合理,计算结果更加接近真实情况,有效减少了单一程序计算的过度保守性。

    2018年05期 v.38;No.153 763-773页 [查看摘要][在线阅读][下载 1533K]
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  • 秦山CANDU堆医用~(60)Co生产对ROP停堆整定值影响分析

    王军;牟小川;胡威;刘忠国;

    秦山CANDU重水堆在顺利开展工业~(60)Co放射源生产的基础上,变更D型钴调节棒为医用调节棒,生产医用~(60)Co。医用钴调节棒在设计上与工业钴调节棒有等效的反应性控制能力,但他们细微的差别还是会对ROP停堆保护参数产生很小的影响。本文计算医用钴调节棒堆芯下的ROP停堆整定值,并与同样工况下工业钴调节棒堆芯下计算的停堆整定值进行比较,分析医用~(60)Co生产对ROP停堆整定值的影响。

    2018年05期 v.38;No.153 774-778页 [查看摘要][在线阅读][下载 614K]
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核聚变

  • 托卡马克中离子回旋频率范围内快波电流驱动的研究

    黄楠顺;尹岚;吴梓钰;李伟伦;鞠沛杉;马婧雯;

    在现在和未来的先进托卡马克装置中,离子回旋频率范围内的快波电流驱动都是一种不可或缺的非感应电流驱动方式。本文利用全波方程得到波电场和磁场分布,代入扩散系数并求解Fokker-Planck方程,采用自行编写的程序对快波在等离子体中的电子吸收功率和驱动电流等物理量进行数值求解。初步研究了快波频率和等离子体温度对电子吸收功率及电流驱动效率的影响,结果显示快波能传播到托卡马克等离子体的中心区域并被电子吸收;快波频率对电子吸收快波功率有显著的影响,在70~100 MHz波频率范围内电子对快波吸收效果较好,能有效驱动电流;另外在该频段内随着等离子体温度的升高,电子吸收效果变差。

    2018年05期 v.38;No.153 779-783页 [查看摘要][在线阅读][下载 661K]
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  • T91和316L钢在氧控铅铋中600小时后腐蚀产物分析

    李明扬;姜志忠;陈刘利;黄群英;凤仪;FDS凤麟核能团队;

    本文开展了铅铋反应堆典型候选结构材料T91和316L钢在温度480℃、氧质量分数10~(-6)%、流速0.3 m/s的铅铋合金环境中600 h的初步腐蚀实验研究。利用显微镜(SEM)、能谱仪(EDS)和X射线衍射仪(XRD)等微观测试手段,对材料的腐蚀界面形貌及产物进行了分析,初步结果显示:在实验条件下T91和316L钢基体均未发生铅铋渗透及溶解腐蚀现象,腐蚀类型均为氧化腐蚀。T91钢样品表面氧化层较厚(约11μm),且分为内外两层:外层结构疏松,主要成分为Fe_3O_4。内层结构致密,主要成分为(Fe,Cr)_3O_4;而316L钢表面单层氧化层较薄(约1μm),主要成分为(Fe,Cr)_3O_4。

    2018年05期 v.38;No.153 784-789页 [查看摘要][在线阅读][下载 874K]
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核电厂

  • 反应堆压力容器制造质量分析模型及应用

    黎志万;

    反应堆压力容器制造与监造的根本目的在于提高制造质量安全保证。通过建立反应堆压力容器制造质量分析模型,重点分析了制造质量不符合项产生的工艺原因。通过质量分析,有益于提高监造能力,实践"监造是业主的眼睛和承制厂制造质量的放大镜"的核心监造文化理念;有益于监造对质量制造质量不符合项的处理采取有针对性的措施,确保反应堆压力容器制造质量。

    2018年05期 v.38;No.153 790-795页 [查看摘要][在线阅读][下载 692K]
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  • 重载运输系统在核电站钢安全壳筒体环运输中的应用

    丁海明;王洪金;杨照东;晏桂珍;杨中伟;

    为保证CAP1400非能动大型先进压水堆核电机组钢安全壳(CV)筒体环运输精度控制和施工安全,综合考虑现场实际路况,通过对比液压平板车运输工艺,提出将重载运输系统应用于筒体环运输的新工艺和技术。阐述了重载运输系统应用于筒体环的运输工艺,分析了该运输方法的使用条件,优化了筒体环加固方式,节省了工装用料,有效降低了施工成本。

    2018年05期 v.38;No.153 796-803页 [查看摘要][在线阅读][下载 1124K]
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  • 安全壳空气净化系统计算分析

    陆松;胡北;赵磊;

    M310技术的吸收奠定了我国目前商用核电站设计的技术基础,随着我国核电技术的发展,引进技术不能完全满足新型核电厂的设计。安全壳空气净化系统用于保证安全壳内安全的工作条件,新堆型核电厂的设计与在运电站相比变化较大,必须重新计算系统的容量,但是对于安全壳内放射性物质的过滤计算,我国尚无相对成熟的计算方法,本文选用行业内不同领域的相关计算方法进行推算分析,以期找到有关系统容量计算的合适方法。结果表明:全面通风、活度平衡计算方法可定性分析本系统容量和运行时间,类比计算只能简单确定系统风量,洁净室计算方法不适用于本系统,气载放射性浓度与时间相关的微分方程还需进一步研究;在参考时间段内,有害物散发量不变的情况下,系统风量与自由容积成比例,在固定风量情况下,净化时间与自由容积成比例。

    2018年05期 v.38;No.153 804-811页 [查看摘要][在线阅读][下载 632K]
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  • 单根C/C翅片热管传热分析及优化

    陶杰;柴宝华;韩冶;卫光仁;冯波;龙俞伊;

    基于吸液芯纯导热传热模型,建立热管式辐射器传热单元三维数学模型。使用PHOENICS程序对模型进行求解,得到铜和C/C两种翅片热管稳态运行时的工作特性。与铜翅片相比,C/C翅片整体等温性更好,能够高效地辐射散热;同时可以降低传热单元的质量。若蒸发段壁温较低,增大翅片宽度,传热单元中的热管会遇到声速极限,传热功率受到限制;提高蒸发段壁温,则热管声速极限现象消失。C/C翅片热管传热优化分析结果表明,翅片宽度不宜大于100 mm,厚度以0.6 mm最佳。

    2018年05期 v.38;No.153 812-817页 [查看摘要][在线阅读][下载 792K]
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  • 压水堆核电机组应急柴油发电机安注泵加载程序分析和优化研究

    李力;杜宇;杨庆明;毛欢;

    压水堆应急柴油发电机组在失去全部厂外电源的情况下(正常,故障或事故工况),能够为保证核电机组安全停堆和保证应急厂用系统执行相关功能的设备提供电能。我国自主研发的三代核电机组,采用能动+非能动的理念,相比于只采用能动理念的二代压水堆核电机组,厂外电源丧失时需要由厂内电源(应急柴油发电机组)供电的设备数量和重新加载时间有很大不同。为了保证应急柴油发电机组安全功能有效实现,需对相关负载设备运行特性进行分析和优化,本文以安注泵为例阐述了压水堆核电厂应急柴油发电机组加载负荷优化分析。

    2018年05期 v.38;No.153 818-824页 [查看摘要][在线阅读][下载 641K]
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  • 基于噪声信号分析和HMM-SVM混合模型的乏燃料剪切机故障诊断研究

    陈甲华;邹树梁;

    对乏燃料剪切机运行状态进行监测和故障诊断是保证其正常运行,避免酿成严重事故的重要保障。剪切机的工作噪声中包含了丰富的信息,采集后经小波包变换提取其能量特征后可以很好地表征剪切机的故障状态。本文对剪切机工作噪声信号通过三层小波包分解进行特征提取,构建了HMM-SVM混合模型用于剪切机故障的智能诊断。该模型结合了隐马尔可夫模型良好的动态建模能力和支持向量机良好的分类能力及小样本泛化能力强的优点。实验证明,HMM-SVM混合模型用于乏燃料剪切机的故障诊断可取得优于单独HMM或SVM模型的良好效果。

    2018年05期 v.38;No.153 825-832页 [查看摘要][在线阅读][下载 668K]
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  • 池壳式研究堆全厂断电应对策略研究

    张丹;冉旭;张航;张勇;周科;董化平;鲜麟;

    池壳式布置常用于较高功率和较高压力的研究堆,堆本体采用压力壳方式,同时将压力壳浸入水池,有利于采用非能动方式导出堆芯余热,在全厂断电事故后,她有多种可能的余热导出方式。本文采用Relap5程序对某池壳式研究堆全厂断电下的应对策略进行了研究,分析了不同工况下的余热导出及堆芯安全情况,就不间断电源是否可用分别建议了事故后的应对措施。

    2018年05期 v.38;No.153 833-838页 [查看摘要][在线阅读][下载 600K]
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  • 核电厂主控室火灾场景分析及风险评价

    宋维;胡文超;李朝君;陈妍;左嘉旭;史强;郭添榕;

    主控室是核电厂火灾概率安全评价的主要关注对象之一。本文对典型核电厂的主控室火灾场景进行分析并对由其导致的反应堆堆芯损坏频率进行计算评价,主要使用事件树方法演绎火灾场景,通过火灾模拟计算确定火灾场景的危害,最后在电厂内部事件一级PSA模型的基础上建立火灾风险评价模型,完成主控室火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了4个火灾场景,分别能够导致不同的电厂始发事件,并对相关的操纵员动作产生较大影响。风险定量化结果表明:主控室火灾导致的堆芯损坏频率为1.953×10~(-9)/堆年。

    2018年05期 v.38;No.153 839-843页 [查看摘要][在线阅读][下载 611K]
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  • “华龙一号”SGTR事故最大蒸汽排放量计算分析的独立验证

    张明兴;郑静;刘洪印;

    采用合理的方法和假设对"华龙一号"蒸汽发生器传热管破裂事故时最大蒸汽排放量进行计算分析,并将最大蒸汽排放量独立验证计算结果与初步安全分析的计算结果进行了对比分析,二者的相对误差为2%,计算结果基本一致。结果表明蒸汽发生器传热管破裂事故最大蒸汽排放量的安全分析计算结果是合理的,用于蒸汽发生器传热管破裂事故放射性分析是可行的。

    2018年05期 v.38;No.153 844-849页 [查看摘要][在线阅读][下载 612K]
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  • 主蒸汽管道断裂事故工况下停堆功率对安全壳影响分析

    石兴伟;胡健;雷蕾;乔雪冬;温丽晶;刘福东;

    停堆功率水平对主蒸汽管道破口质能释放速率和释放总量影响较大,因此有必要研究分析主蒸汽管道破裂事故工况下停堆功率对安全壳完整性影响,以得到安全壳失效的安全裕度。应用非能动安全壳分析程序,建立了大功率非能动反应堆非能动安全壳冷却系统的热工水力模型,并以主蒸汽管道断裂事故为基准研究对象,研究了不同停堆功率水平下安全壳的响应。分析结果表明,保持设计液膜覆盖率,停堆功率为30%额定功率时安全壳内压力峰值最高;随着壳外液膜覆盖率降低,停堆功率为0%额定功率对应的安全壳内压力峰值增高但安全壳不会失效;干壳时,停堆功率为0%额定功率时安全壳超压失效。

    2018年05期 v.38;No.153 850-854页 [查看摘要][在线阅读][下载 603K]
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  • AP1000核电厂爆破阀研制技术难点分析

    熊冬庆;卫东;王闯;赵立彬;邓冬;沈伟;

    爆破阀是AP1000核电厂中的重要设备,也是AP1000核电厂最早进行国产化的设备之一。详细介绍爆破阀在AP1000机组中的运用情况、设计要求及主要特点,结合国内外爆破阀研究情况,总结了爆破阀研制过程中设计和制造的技术难点。通过对各技术难点深入剖析,使得研制单位在爆破阀国产化及后续技术改进过程中目标明确,为我国后续核电项目研制出高可靠性的爆破阀产品。

    2018年05期 v.38;No.153 855-859页 [查看摘要][在线阅读][下载 599K]
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  • 核电厂电气设备间火灾概率安全分析研究

    史强;陈海英;胡文超;马帅;宋维;

    电气设备间是核电厂火灾风险评价的重要内容之一。本文对典型核电厂的电气设备间进行火灾风险分析,使用事件树方法演绎分析火灾场景并确定火灾场景的危害,最后在核电厂电气设备间火灾序列演绎分析的基础上建立火灾风险评价模型,完成电气设备间火灾风险定量化。火灾演绎分析结果获得了6个火灾场景,分析各火灾场景对核电厂始发事件和系统设备的影响。风险定量化结果表明:电气设备间火灾导致的堆芯损坏频率为1.42×10~(-9)/(堆·年)。

    2018年05期 v.38;No.153 860-863页 [查看摘要][在线阅读][下载 551K]
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核化学

  • 吸附沉淀法处理含铀废水试验研究与应用

    路艳;边宇博;汪兆金;

    随着环保监管要求的逐步提高,原有的树脂吸附-石灰沉淀法满足不了新的排放要求,现对"717"树脂吸附-钙盐沉淀法进行改进性试验研究及生产应用。结果表明:三台"717"树脂吸附塔串联可将含铀废水铀含量由100 mg/L降至50μg/L以下,吸附效率可达99.9%以上;控制反应时间为30分钟、氢氧化钙投加量为30 kg/m3、氯化钙加入量为5 kg/m3时,氢氧化钙—氯化钙沉淀法能将废水中氟离子浓度由700 mg/L降至10 mg/L以下;通过生产应用试验,采用氢氧化钙—氯化钙沉淀法处理吸附尾水,具有较好的沉淀效果,排放废水中的铀、氟浓度均能满足排放要求及标准。

    2018年05期 v.38;No.153 864-871页 [查看摘要][在线阅读][下载 580K]
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  • AP1000核电厂放射性废液复用与排放研究

    刘巧芬;肖三平;刘红坤;刘昱;姚兵;

    AP1000核电厂的放射性废液的复用与排放是水资源管理部门所关心的重要内容之一。对AP1000核电厂放射性废液的几种复用方案从技术可行性、经济合理性和工艺可靠性三个角度进行了研究,重点研究了反应堆冷却剂流出液、地面疏水和设备疏水、洗手废液、化学废液四类放射性废液的特性,包括废液产生量、放射性活度浓度、氚浓度等与废液复用潜在用户化学和容积控制系统、乏燃料池冷却系统用水关键指标的匹配程度。结果表明,反应堆冷却剂流出液、洗手废液和化学废液不具备复用可行性,建议处理后排放;地面疏水和设备疏水具备复用至乏燃料池冷却系统的可行性,建议经过处理后,复用做乏燃料池蒸发补给水。采用该复用方案后,单机组放射性废液排放量减少了1 660 m3/a,占放射性废液产生总量的55%,对实现内陆核电厂放射性废液"近零排放"具有重要意义。

    2018年05期 v.38;No.153 872-878页 [查看摘要][在线阅读][下载 566K]
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核技术

  • 燃料转运通道安装推迟对“华龙一号”首堆示范工程工期影响分析及计划优化

    马瀛;王其龙;邢辉;孙传艺;

    "华龙一号"反应堆厂房预应力系统张拉工作意外地成为燃料转运通道安装的前置条件,经设计反复计算和论证,仍无法放松该约束条件,并对项目总工期造成4个月以上的影响。本文通过对计划的逻辑调整与压缩等各种可行性分析,研究并寻求一个较为科学合理的计划优化方案,以最小的风险尽可能地消除这种影响。

    2018年05期 v.38;No.153 879-887页 [查看摘要][在线阅读][下载 860K]
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  • 伊犁盆地西南缘侏罗系沉积旋回划分及其与铀成矿的关系

    李盛富;陈洪德;邱余波;徐新文;任满船;王谋;

    根据岩性在垂向上的变化特征,结合煤层的发育情况,伊犁盆地西南缘侏罗系划分为8个沉积旋回。该划分方案主要以地层中比较稳定的煤层做为一个旋回结束的标志,但是在煤层不发育的部位,或者研究区以外的盆地其他地区,在地层划分和对比过程中就会出现人为的不确定性。本文运用旋回地层学理论,利用能敏感地反映岩性尤其是泥、砂含量变化,有效记录地层序列中沉积旋回和沉积环境特点的自然伽马测井曲线,采用累积残差、滤波处理等方法,正弦波拟合等手段,在研究区侏罗系地层识别出了6个完整的向上变细—向上变粗的沉积旋回,以及1个向上变细的正旋回。划分出的沉积旋回在区域内稳定出现,且不受煤层等其他标志层出现或缺失的影响。在侏罗系地层中旋回厚度最大的分布在西山窑组上段,最小的地层分布在三工河组。但是旋回厚度变化最独特的是西山窑组下段,旋回厚度呈阶梯式逐渐增大,而西山窑组下段就是伊犁盆地铀成矿潜力最大的地层。旋回厚度的变化对应沉积速率的变化,由此可以推测沉积速率成阶梯状、逐渐增大的层位,应该是以后找矿工作中的重要目的层。

    2018年05期 v.38;No.153 888-899页 [查看摘要][在线阅读][下载 1211K]
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  • 我国核电厂“十三五”期间运行事件趋势预测分析

    李光辉;董毅漫;刘黎明;李小丁;张黎辉;曲云欢;

    核电厂发生运行事件所涉及的系统范围很广,包括仪控、电气、机械等与核安全相关的各个系统,集中反映了运行核电厂的设备缺陷、质量控制、人因失误、管理松懈等方面的问题,能够从侧面反映核电安全状况。在总结2006—2015年期间我国运行核电机组发生运行事件数量的基础上,建立了机组随时间发生运行事件的分析模型,并对我国核电厂在"十三五"期间的运行事件进行了的趋势预测分析,可为核安全监管提供参考。

    2018年05期 v.38;No.153 900-907页 [查看摘要][在线阅读][下载 623K]
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  • 一种长寿命钍基快谱堆芯的物理研究

    杨昆;李川;阮毅;

    钍(232Th)作为一种潜在的增殖燃料,长期以来仅作为其他矿产资源开采的废渣而未得到合理利用,国内外对钍在原位增殖—焚烧(Breed-and-Burn,B&B)堆芯中物理性能的研究较少。本文以金属钍作为反应堆的核燃料,给出了一种新型长寿命堆芯的配置方案。该堆芯在寿期内无需停堆换料,且达到平衡态后能自稳临界运行而无需反应性控制系统。研究表明,理论上钍燃料可以实现B&B模式,其开环模式具备极高的核燃料利用效率。

    2018年05期 v.38;No.153 908-913页 [查看摘要][在线阅读][下载 697K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

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    2018年05期 v.38;No.153 914页 [查看摘要][在线阅读][下载 454K]
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