特约稿件

  • 第五代核能系统概念及其特征

    吴宜灿;李亚洲;金鸣;陈珊琦;王明煌;邹小亮;汪进;王芳;周涛;蒋洁琼;宋勇;宋婧;杨琪;吴庆生;刘超;洒荣园;张勇;王磊;陈建伟;高胜;李春京;柏云清;赵柱民;胡丽琴;FDS凤麟核团队;

    本文在分析未来能源结构对核能需求以及核能自身发展面临挑战的基础上,提出了第五代核能系统"核5G"(N5G)概念。"核5G"是基于"从源头确保核安全"的基本理念,具备亲近性、灵活性、智能性等技术特征,可满足未来能源多元共生应用需求的第五代核能系统。在此基础上,本文还进一步梳理了未来发展所需关键技术。

    2021年02期 v.41;No.168 201-210页 [查看摘要][在线阅读][下载 838K]
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反应堆工程

  • ADS次临界堆堆芯功率控制策略研究

    刘依诺;胡杨;李楚豪;梁乐华;惠天宇;曾文杰;

    ADS次临界堆的功率控制与临界堆有本质的不同,临界堆大多以控制棒为控制手段来调节功率,而ADS次临界堆以控制棒和外中子源作为控制手段来调节功率。因此ADS系统的控制更为复杂且具有特殊性,有必要确定ADS次临界堆的控制策略。将控制棒反应性和外中子源强度同时设为受控对象,针对不同的堆芯相对功率偏差下,选择不同的受控对象,实现ADS堆芯功率控制。结果表明:采用切换受控对象的方案比单独以控制棒为受控对象的控制方案具有更优的控制效果。

    2021年02期 v.41;No.168 211-217页 [查看摘要][在线阅读][下载 1366K]
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  • 检测金属钠中7种杂质含量的ICP法

    王磊;王海平;王海卫;张国威;

    600MW示范快堆(CFR600)以金属钠作为冷却剂,金属钠中杂质钾、钙、铁、硅、铋、钡、锡的存在不仅会影响金属钠的导热性能,还会导致管道阻塞,严重危害反应堆的安全。为了监测钠的品质,建立了通过电感耦合等离子体发射光谱仪(ICP-OES)同时检测钠中钾、钙、铁、硅、铋、钡、锡的方法。通过无水乙醇和水溶解金属钠,加入硝酸将溶液酸化后加热,将乙醇除去。最后,使用标准加入法,将处理好的试样溶液通过ICP-OES进行测定。采用此方法,通过一次操作就能准确获得金属钠中7种杂质的检测结果。相比之前的测量方法,减少了前处理的时间,降低了人员操作的危险性,操作也更加简便。

    2021年02期 v.41;No.168 218-222页 [查看摘要][在线阅读][下载 696K]
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  • 小型核热推进反应堆概念设计

    张淑凡;李卫;孙兴昂;焦守华;柴翔;

    与化学推进相比,核热推进具有大推力、高比冲、长寿命、可重复启动等特点。本文基于核热推进飞行器的工作特点,通过综合考虑飞行器飞行性能和反应堆内传热性能,分析了反应堆半径、高度、冷却通道直径等设计参数对飞行器飞行性能的影响规律,探究了不同设计参数之间的影响规律,获得了满足热工设计准则的反应堆设计边界,阐明了燃料表面最高温度等热工设计准则对堆芯尺寸、推力和比冲的限制,探讨了设计参数对飞行器飞行性能的影响规律。通过综合考虑反应堆热工特性和飞行器飞行性能,本文提出了一种适用于核热推进系统的小型核反应堆概念设计。并利用蒙特卡罗程序OpenMC评估了该设计的中子学特性。模拟结果表明,该设计在控制棒插入和拔出条件下都满足临界要求,且控制棒的插入对于反应堆功率峰因子的影响较小。

    2021年02期 v.41;No.168 223-229页 [查看摘要][在线阅读][下载 881K]
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  • CAP1400核电厂堆腔辐射漏束屏蔽设计研究

    黎辉;王梦琪;郑征;

    介绍了CAP1400机组堆腔屏蔽设计特点,介绍了CAP1400机组RPV区域堆腔中子屏蔽设计的分析方法、过程和关注事项。采用高精度的蒙特卡罗程序,建立精细化的反应堆厂房辐射场计算模型,基于先进的减方差技巧进行方案设计,对比分析堆腔屏蔽设置前后反应堆厂房辐射场变化,论证了设置中子屏蔽的必要性,最终实现CAP1400核电厂堆腔中子屏蔽的最优化设计。

    2021年02期 v.41;No.168 230-235页 [查看摘要][在线阅读][下载 894K]
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  • CARR寿期对控制棒价值的影响研究

    冉怀昌;朱吉印;甄建霄;乔雅馨;

    以铪为吸收体的研究堆中,控制棒价值随着燃耗加深而减小。使用蒙特卡罗软件MVP-BURN建模计算在寿期内堆芯燃料组件的组成、控制棒中铪的成分随燃耗变化,使用MCNP计算程序计算不同寿期棒栅效率曲线。计算得到,控制棒价值与燃耗呈线性关系,在一个换料周期内吸收能力减少大约为1.4%。在同一个换料周期内,随着寿期进行,控制棒总价值逐渐增加。在寿期初,反应堆由于裂变毒物的影响,堆芯的剩余价值快速降低,控制棒总价值快速上升。中毒平衡后,随着燃耗加深,控制棒总价值随燃耗线性增加。控制棒价值的积分曲线随着寿期进行而趋于平缓,微分价值趋于更均匀。

    2021年02期 v.41;No.168 236-240页 [查看摘要][在线阅读][下载 873K]
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核聚变

  • EAST装置ICRF天线电特性分析与优化研究

    李家豪;杨庆喜;宋云涛;赵燕平;张新军;

    射频波加热是磁约束核聚变装置的重要加热方式。本论文基于EAST装置离子回旋共振(ICRF)加热天线结构和运行参数,运用高频分析方法对ICRF天线开展电特性分析模拟,获得ICRF天线射频电势和电场分布特性,初步评估了天线电特性。基于天线电场分布特性和分析结果,从天线结构和运行相位两方面对ICRF天线电特性进行了优化,优化后通过分析结果表明:ICRF天线射频鞘电势和电场均有很大的改善和降低。分析方法和结果为EAST装置ICRF天线和其他同类装置设计、分析提供了有益的参考和借鉴。

    2021年02期 v.41;No.168 241-246页 [查看摘要][在线阅读][下载 1001K]
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核电厂

  • 基于β因子法的核电DCS共因故障定量分析研究

    林颖杰;郑伟智;刘静波;孙洪涛;

    随着多重冗余的核电数字化仪控系统的逐步推广运用,共因故障成了不可忽视的重要失效模式。为解决共因故障的定量分析问题,本文从实际工程应用出发,根据假设给出了两种β因子的评估方法。基于可靠性框图(Reliability Block Diagrams,RBD),针对安全级核电DCS紧急停堆系统(Reactor Trip System,RTS)整理出了逻辑系统的失效模型,并给出包含共因故障的系统平均失效概率计算公式,带入实例进行计算分析。最后通过分析给出了有效降低共因故障的措施,可为核电DCS可靠性分析提供参考,具有重要的工程应用价值。

    2021年02期 v.41;No.168 247-252页 [查看摘要][在线阅读][下载 754K]
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  • AP1000机组一回路除氧技术的开发与应用研究

    侯涛;孟宪波;范赏;姜磊;吴旭东;

    针对AP1000机组一回路除氧的困难,提出采用脱气塔+EHT (流出液暂存箱)自循环、低压加氢催化除氧补给水上充下泄稀释,组合化学除氧的应对策略。同时对传统化学/物理除氧的制约因素优化,如制定机组启动时的一回路抽真空度验收标准、采用总气体含量测量对静动排气的效果验收、优化联氨添加量、优化联氨添加时机、优化化学除氧温度平台、采用联氨定性的快速检测方法、优化联氨添加方式、联氨泄漏判断、取样监测频率、热力除氧与氮气覆盖等。开发出一套除氧方法,有效解决了AP1000机组启动的一回路除氧问题,将热试除氧时间从西屋公司主导的70h降至12h,并成功实现在酸性条件、无辐照环境下除氧的最佳纪录。本文为国内外首次对一回路除氧开发和采用脱气塔+EHT自循环的预物理除氧方法、首次采用低压加氢催化除氧补给水上充下泄稀释降低氧含量的方法,为国内首次采用总气体含量测量量化评估一回路静动排气效果,为后续项目试验提供经验和参考。

    2021年02期 v.41;No.168 253-264页 [查看摘要][在线阅读][下载 1082K]
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  • 某核电机组一回路升温期间安注管道异响事件分析

    任文星;孙景义;周兴强;郭广富;

    本文针对某核电机组在一回路冷态水压试验升温过程中,非能动堆芯冷却系统安注管道发生异响事件进行了深入的研究分析,利用伯努利方程和达西公式对模型进行流体计算,结合系统布置、设备结构等特点,发现4台主泵以50%转速运行的工况下,会在堆芯补水箱内部建立起反向流,造成系统内压力脉动,从而引起水锤产生异响。表明通过主泵运转对堆芯补水箱连同一回路共同升温的策略不可行,为后续CAP1400机组水压试验升温操作提供了良好的借鉴。

    2021年02期 v.41;No.168 265-269页 [查看摘要][在线阅读][下载 814K]
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  • 压水堆核电厂换料后反应堆首次临界试验稀释均匀标准优化研究

    洪志强;郭远熊;叶鉴尧;

    某核电厂换料后启动物理试验期间传统的硼稀释均匀标准要求反应堆一回路冷却剂与稳压器之间的硼浓度偏差小于20×10-6,为此统计现场平均执行的硼稀释后等待均匀时间为1.6h,影响了核电厂大修关键路径工期成本。为解决反应堆临界试验过程中一回路冷却剂与稳压器之间的硼浓度偏差对核电厂带来不利影响的问题,本文结合多年的工程实践和试验应用经验,研究了反应堆首次临界试验原理,分析了逼近临界过程中反应堆中子注量率走势变化,计算了不同硼浓度偏差对反应堆临界条件判断的影响,在保证核安全的前提下,提出了新的可行的稀释均匀优化标准,应用后满足了机组控制要求,缩短了大修启动物理试验工期,提高了电厂经济性。

    2021年02期 v.41;No.168 270-273页 [查看摘要][在线阅读][下载 734K]
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  • 秦山320MW核电机组消防系统改进

    杨云斐;

    秦山320MW核电机组是我国大陆首个自主设计、建造、运营的核电机组。其消防系统参照当时火电企业消防准则和国外核安全法规进行设计和建造。随着国内外核电厂消防系统相关核安全导则的建立和完善,为提升消防系统能力,实现地震工况下向核安全相关厂房提供消防水的功能,秦山核电厂进行了消防系统的应力计算、抗震分析,经过反复论证,最终确定了一套最优的整体改造方案。经过系统功能论证和一个燃料循环周期的运行验证,新消防系统实现了预期改进目标。该项目是对在运系统的整体改造,在我国大陆同类型运行核电厂尚属首次,相关技术和研究成果填补了国内空白,对同类核电机组消防系统的设计优化具有借鉴意义。

    2021年02期 v.41;No.168 274-282页 [查看摘要][在线阅读][下载 833K]
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  • 三门核电厂蒸汽发生器隐藏盐返回评估

    苗丽;胡苧尹;钟铁;聂雪超;

    核电厂二回路化学控制的主要目的是确保蒸汽发生器(SG)传热管的完整性。SG传热管二次侧在电厂正常运行期间,由于水的沸腾蒸发和热量积累等原因会存在化学物质的"隐藏"浓缩,导致局部区域(特别是狭缝内)形成恶劣的化学环境,引起传热管腐蚀并影响SG的安全运行。三门核电厂101大修期间,对2#SG开展隐藏盐返回取样试验,实验结果表明SG传热管结垢垢层底部及SG狭缝区域内高温pH_T均为中性或弱碱性环境,在推荐的安全范围内,SG传热管发生腐蚀可能性低。

    2021年02期 v.41;No.168 283-289页 [查看摘要][在线阅读][下载 849K]
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  • 含钆首循环长周期低泄漏装载技术研究

    马兹容;宿健;周胜;

    为找到含钆首循环实现长周期低泄漏堆芯装载的方法,以在"华龙一号"含钆首循环实现长周期低泄漏堆芯装载。通过研究含钆首循环长周期高泄漏堆芯装载方案的堆芯特性,找到制约含钆首循环实现长周期低泄漏堆芯装载的关键因素为循环寿期内轴向功率偏移变化大。对轴向功率偏移在首循环寿期内大幅变化的成因进行了深入的分析,并基于成因找到了针对性的优化方法。根据优化方法,设计了"华龙一号"含钆首循环长周期低泄漏堆芯装载方案。计算结果表明,上述方法能改善含钆首循环的轴向功率分布,并在保证堆芯安全的前提下实现"华龙一号"含钆首循环长周期低泄漏堆芯装载。因此,本研究建立的优化技术能够用于含钆首循环长周期低泄漏堆芯装载设计,由此节省首循环燃料费。

    2021年02期 v.41;No.168 290-297页 [查看摘要][在线阅读][下载 958K]
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  • 钠冷快堆直流式蒸汽发生器节流装置阻力特性研究

    朱丽娜;王博;武志广;

    钠冷快堆采用直流式蒸汽发生器,为了抑制其产生两相流动不稳定性现象,需在蒸汽发生器换热管入口设置节流装置。由于节流装置设计为非常规的几何结构,必须通过试验研究确定节流装置的阻力系数以及几何结构参数变化对于其阻力特性的影响规律。本文以蒸汽发生器节流装置为研究对象,通过试验研究了孔径尺寸、雷诺数变化对于节流装置阻力特性的影响规律。研究发现节流装置阻力系数对节流孔径的变化十分敏感,不同节流孔径下的阻力系数随雷诺数的变化较小。通过本试验得到的不同节流孔径下的节流装置的阻力系数值,将为钠冷快堆蒸汽发生器同类型节流装置的结构设计和优化提供理论依据。

    2021年02期 v.41;No.168 298-305页 [查看摘要][在线阅读][下载 1033K]
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  • 基于拉丁超立方抽样的某核岛厂房概率SSI分析研究

    宋孟燕;张超琦;孙晓颖;

    根据美国核电规范ASCE4-16关于概率土-结构相互作用(SSI)分析的规定,对某核电厂反应堆厂房进行了基于抽样概念的概率SSI分析研究,分析中主要考虑了地震输入、场地特性以及构筑物刚度和阻尼等关键变量的不确定性,采用ASCE4-16中建议的拉丁超立方抽样方法和数量,以及各关键变量的概率物理模型,将基于抽样概念的概率SSI分析结果与基于EPRI-103959建议的确定性-概率SSI分析结果进行了对比,并对结果进行了拓展分析。经过初步分析,概率SSI分析方法更能够表征SSI系统的真实动力响应,且受刚度和地震输入波样本的影响更为明显。本文的研究工作为后续采用抽样方法进行核电厂地震概率风险分析(SPRA)工作奠定了基础,形成的方法同时也适用于概率场地响应分析(PSRA)工作中。

    2021年02期 v.41;No.168 306-312页 [查看摘要][在线阅读][下载 1054K]
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  • 核电厂常规岛蒸汽系统液压阻尼器漏油原因分析及对策

    王松;陈英杰;张通;

    近年来核电厂常规岛蒸汽系统液压阻尼器液压油泄漏故障多有发生,个别位置液压油泄漏缺陷频发,造成较大的经济损失和设备运维成本。阻尼器液压油泄漏有多方面的原因,本文针对常规岛蒸汽系统高周低幅振动工况下发生的液压油泄漏缺陷阻尼器进行了解体检查,对活塞杆单一位置持续磨损造成液压油密封失效的原因进行了分析。从运行工况、密封部位结构合理性、材质硬度及耐磨性和阻尼器工作行程方面制定了相应的工程改进建议和对策,从而延缓或消除活塞杆磨损造成的阻尼器液压油泄漏。

    2021年02期 v.41;No.168 313-319页 [查看摘要][在线阅读][下载 789K]
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核安全

  • 非等压条件下单相自然循环回路的比例分析

    邱志民;陆道纲;丰立;刘丽芳;陈俊;王忠毅;孔晓宁;张钰浩;

    非能动安全设计是第三代核电技术AP1000的显著特点。在非LOCA事故工况下,非能动安全设计中的非能动余热排出系统(PRHRS)自然循环特性直接影响余热排出效果。本文进行了非能动自然循环整体回路一、二次侧热工水力学行为研究。对于上述特性的试验研究通常会在缩比的实验台架上进行,运行压力会低于原型压力以减小工程难度,这使得一些相似性分析中等物性条件难以得到满足。针对上述情况,本文对非能动余热排出系统单相自然循环回路进行非等压条件下的比例分析,通过一维单相自然循环系统控制方程无量纲化分析,获得相似性准则数。基于上述研究,得出以下结论:低压下模拟单相自然循环回路是可行的,其可行性可通过失真度来判断;回路中流体的密度、热膨胀系数对于模拟有重要影响,Richardson数在整体自然循环回路的模拟中最为重要,其失真度可以保持在可接受的范围内;通过对PRHR换热器一二次侧进行相似性分析,发现其一二次侧耦合传热特性对相似性准则数要求相对较为宽松。

    2021年02期 v.41;No.168 320-328页 [查看摘要][在线阅读][下载 753K]
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  • CPR1000机组全厂断电事故后备模式研究

    李龙;吴震华;许俊俊;

    与法国CPY机组相比,CPR1000机组辅助给水系统(ASG)和水压试验泵汽轮发电机组(LLS)进行了设备换型,其运行参数和驱动方式相应改变,与之相关的全厂断电事故后备模式存在优化空间。本文通过分析全厂断电事故后果及处理策略,制定后备模式确定原则,提出CPR1000机组全厂断电事故后备模式参数优化方案。分析表明,将全厂断电事故后备模式的温度参数下调,可为核电厂应急组织多争取额外40min以恢复电源,有利于提升机组的安全水平。

    2021年02期 v.41;No.168 329-333页 [查看摘要][在线阅读][下载 718K]
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  • 核电厂失水事故下锆合金包壳脆化行为及机理研究进展

    卢俊强;陆辉;曾奇锋;

    本文通过回顾现有国际上通用的核电厂失水事故(LOCA)安全准则的历史来源和基本原理,阐述了LOCA工况下堆芯可冷却性的内涵,介绍了早期发现的锆合金包壳氧化程度、峰值温度和鼓胀爆破区域的脆化行为及其机理,以及基于这些机理建立的确保LOCA下包壳完整性的基本思想和安全准则。通过归纳总结近些年来核工业界对高燃耗锆合金包壳LOCA工况下脆化行为的研究成果,概述了包括氢增氧致β相脆化、失稳氧化和包壳内表面吸氧等新发现的锆合金包壳脆化现象及其机理,分析了这些新的脆化机理对LOCA工况下堆芯可冷却性的影响,同时还介绍了基于新现象建立的LOCA安全准则的最新进展,这些认识可为我国自主化新锆合金包壳研发及性能试验、核电厂LOCA安全分析提供借鉴,对于抗事故燃料包壳材料在LOCA工况下的性能评价也有一定的参考价值。

    2021年02期 v.41;No.168 334-347页 [查看摘要][在线阅读][下载 1016K]
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  • CPR1000机组加热器控制线缆感应电问题分析及处理

    高瞻;段琰璞;

    国内某CPR1000核电机组在调试过程中发现清污机加热器控制线缆在断电情况下存在电压,威胁人员和设备安全。试验人员通过试验确认电压为附近带电线缆所产生的感应电,通过增加中间继电器、改用直流控制的措施进行了改造,降低了感应电,在实现设备正常功能的同时保证了人员和设备安全。本研究系统地梳理了影响感应电的因素及解决感应电的方法,可应用于同类问题的解决。

    2021年02期 v.41;No.168 348-351页 [查看摘要][在线阅读][下载 778K]
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  • 严重事故熔池关键现象的MPS模型优化

    朱影子;熊进标;

    在核反应堆严重事故中,未熔化的燃料元件或堆内结构件掉落到熔池中,由衰变热加热继续熔化,由于各结构件之间存在密度差,熔化之后会在熔池内发生分层现象。此现象在瞬态熔池形成过程起着关键的作用,并影响压力容器下封头热流密度的分布,进而影响其完整性。针对此过程,本文对移动粒子半隐式法(MPS)进行了改进,并利用改进后的程序模拟密度较小的固体块在密度较大的液体中熔化并分层的现象。分别模拟了伍德合金熔化和两种互不相容液体的分层现象,并与文献中已有的实验结果对比,模拟结果和实验结果吻合良好。本文还将两个现象结合,模拟了伍德合金在液体中的熔化分层现象,并预测了其熔化过程。

    2021年02期 v.41;No.168 352-358页 [查看摘要][在线阅读][下载 956K]
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  • 核电厂严重事故下辐射环境蒙特卡罗模拟及方法应用研究

    王学栋;郭丁情;佟立丽;曹学武;

    本文基于核电厂严重事故下辐射环境的蒙特卡罗模拟需求,针对模拟计算中经常存在的深穿透区域计数结果很难或者无法收敛的问题,在相关理论基础上,结合蒙特卡罗正算输运的特点建立了迭代计算产生偏倚参数的具体方案,形成了一套完整的全局减方差方法的应用流程。为了验证方法的应用效果,本文针对核电厂模型开展了相关迭代计算,并与直接模拟的情形进行了对比,对比结果表明,采用通量权窗指导粒子输运,问题几何的全局范围内都实现了减方差的效果,模拟质量和效率(品质因数)都获得了大幅度提升,初步验证了方法在解决深穿透问题方面的有效性。

    2021年02期 v.41;No.168 359-365页 [查看摘要][在线阅读][下载 866K]
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  • 典型事故工况下超临界水堆CSR1000的非能动安全特性研究

    杨雯;任彦昊;吴攀;单建强;

    超临界水堆是第四代反应堆中仅有的水冷堆,具有热效率高、系统简化、经济性好、有效防止核扩散等特点。本文结合压力容器式超临界水堆CSR1000的特点,设计了一套完全非能动的安全系统,用以提升CSR1000反应堆的安全性,系统包括堆芯补水箱、余热排出系统、自动泄压系统、重力驱动冷却系统和非能动安全壳冷却系统。将这套非能动安全系统应用于中国超临界水堆CSR1000,并采用经过验证的系统分析程序SCTRAN对CSR1000的三种典型事故(卡泵事故、失流事故和失水事故)进行了安全分析。分析结果显示,在发生瞬态和事故时,非能动安全系统的设备各司其职,快速动作,可以保证反应堆的堆芯安全。事故工况下,反应堆的最高包壳温度为850℃,低于相应的包壳温度限值。计算结果验证了非能动安全系统的可行性。

    2021年02期 v.41;No.168 366-377页 [查看摘要][在线阅读][下载 1093K]
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  • 非能动停堆组件热工水力设计程序开发与验证

    黎闫;

    液体悬浮式非能动停堆组件主要用于对钠冷快堆发生无保护失流事故的缓解,作为国内钠冷快堆中首次研发使用的设备,开发适用于非能动停堆组件的热工水力设计程序是十分有必要的。本文通过分析非能动停堆组件工作原理及结构特点,建立非能动停堆组件的质量守恒方程、能量守恒方程、动量守恒方程和导热方程,利用交错网格思想进行网格划分,采用半隐差分格式和施主元法进行离散求解,并在此基础上完成了非能动停堆组件热工水力设计程序的开发。通过与Mathematica程序的计算结果及非能动停堆组件的水力试验结果进行对比,验证了程序的准确性和高效性。

    2021年02期 v.41;No.168 378-385页 [查看摘要][在线阅读][下载 828K]
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热工水力

  • 自然循环流量对倾斜向下弧形加热表面CHF值影响的实验研究

    陆道纲;靳愚;王汉;高尚;张泽皓;刘少华;

    通过压力容器外部冷却实现的熔融物堆内滞留技术作为三代核电严重事故缓解措施被广泛研究,压力容器下封头外表面临界热流密度值是决定该技术能否成功的关键物理量。众多学者先后开展了探索实验比例尺度、循环方式和入口过冷度对临界热流密度值影响的实验研究,也有学者利用强迫循环代替自然循环探索流量对临界热流密度值的影响,但目前鲜有在自然循环条件下研究流量影响临界热流密度值的实验。针对该问题,本实验采用二维切片试验段研究了自然循环流量对倾斜向下弧形加热表面临界热流密度值的影响。实验中通过改变台架自然循环高度和入口过冷度获得不同自然循环流量下的临界热流密度值。结果表明:自然循环实验中流量受到入口过冷度和循环高度的双重影响,在同一循环高度下,临界热流密度值随循环流量增大而增大。而在不同循环高度间,临界热流密度值随自然循环流量的变化规律不明显,值得深入研究;在其他条件相近的情况下,自然循环得到的临界热流密度值比强迫循环低15%左右。

    2021年02期 v.41;No.168 386-394页 [查看摘要][在线阅读][下载 934K]
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  • 开式自然循环系统实例优化设计研究

    李贵敬;王天泽;陈先培;刘佳伟;

    本文以核电厂安全壳非能动余热排出系统设计为应用背景,以某开式自然循环系统为研究对象,采用自主开发仿真程序结合新型优化算法的分析方法,开展针对该系统的实例优化研究。通过参数敏感度分析确定了由传热管高度、传热管根数、传热管内径、绝热管直径和绝热上升段高度构成的优化变量向量,以系统运行1400s单位面积累积换热量作为优化目标,利用改进遗传算法获得在满足循环系统稳定性要求下的最优结构参数。结果表明,经优化后的系统运行1400s时单位面积累积换热量增加了20.8%,有效地改善了系统的换热能力。研究结果为系统结构参数的选取提供了数据支撑,具有一定的理论参考价值。

    2021年02期 v.41;No.168 395-401页 [查看摘要][在线阅读][下载 851K]
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  • LOCA下小型抑压式安全壳内流动与传热现象初步研究

    陈耀峰;王升飞;方圆;林盛盛;

    将沸水堆抑压技术应用到小型堆的安全设计中是当前小堆研究的热点之一。当壳内管道发生破口事故时,高温高压的蒸汽迅速喷入安全壳,导致压力、温度迅速升高,而抑压系统则可以使安全壳迅速降压。实际事故工况下的气体为蒸汽和不凝性气体混合物。按照从简到繁的研究方法,本文以没有相变的热空气作为工质进行数值模拟,研究气体在抑压系统中的流动传热特性。通过在Fluent中建模并得到不同工况下抑压系统内气体体积分数、温度和压力云图。计算结果表明,在抑压开始阶段,容器压力分布呈现层状结构;干湿井连通管出口存在明显压力振荡,改变破口气体流速和温度,振荡程度加剧。

    2021年02期 v.41;No.168 402-409页 [查看摘要][在线阅读][下载 1036K]
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核技术

  • 核化工厂大型排风道三通连接构件优化研究

    魏刚;闫征;汪朝晖;赵俊龙;袁超;李凤臣;

    核化工厂区排风道距离长,阻力大,消耗了相当一部分风机压头,为减少厂区风道阻力,需要重点研究支风道与主风道连接处的局部阻力。本文针对核化工厂区大型排风道的一种常用"T"形三通连接形式,运用三维模拟技术,从节能减阻、预防回流与减少污染物沉积的角度对其进行了优化计算分析,确定了优化措施,达到了减少阻力和避免污染积累的目的,为良好工程实践提供了理论支撑。

    2021年02期 v.41;No.168 410-416页 [查看摘要][在线阅读][下载 999K]
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  • Purex流程中酸度对锆钌净化的影响

    张志成;王辉;支冬安;夏良树;

    在保证Purex流程中钌高净化效率的基础上,尽量提高锆的去污效率,以优化Purex流程去污工艺。本文通过搭建台架试验平台,采用多级萃取方式,模拟Purex流程中共去污过程,开展了1AF酸度和1AS酸度对铀锆钌在流程中的分布情况及对锆钌去污效果的影响研究。研究结果表明:提高1AF酸度不利于锆的去污,有利于钌的去污;提高1AS酸度可以加强锆钌的洗涤,有利于锆钌的去污。30℃条件下,当1A槽采用3.5mol/L硝酸进料,3mol/L硝酸洗涤时,铀的回收率达99.9%,锆的去污系数达30.38,钌的去污系数达8.69。

    2021年02期 v.41;No.168 417-426页 [查看摘要][在线阅读][下载 984K]
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  • Purex流程中铀、钚、锆、钌混合溶液界面污物的成因研究

    支冬安;张志成;王辉;夏良树;

    本文采用Ce模拟Pu,以U、Ce、Zr、Ru混合溶液模拟乏燃料溶解液,磷酸二丁酯(HDBP)模拟降解产物,采取单级萃取方式研究乏燃料溶解液中界面污物的生成情况,定性分析了界面污物的基本组成,探讨了界面污物的成因。结果表明,铀、锆、铈会都会参与界面污物的生成;铀、锆对界面污物的生成有促进作用,铈对界面污物生成的影响不大,而硝酸浓度对界面污物的生成起逆向作用。

    2021年02期 v.41;No.168 427-432页 [查看摘要][在线阅读][下载 754K]
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  • 曲率分块自适应稀疏变换的中子信号通信研究

    李祥;刘用泽;

    为加快野外测井过程中中子信号的压缩传输通信速度,以及提高获取重构中子信号的信噪比,通过稀疏变换基对中子信号稀疏表示,用硬阈值法滤波稀疏系数求取阈值-稀疏度函数曲线,以曲线最大曲率节点作为自适应阈值,求得最佳稀疏度,并构造自适应有效稀疏基,压缩稀疏系数向量分块传输稀疏信号。实验表明,压缩感知自适应有效稀疏基解决了中子稀疏系数选择难题,加快了中子通信系统传输速度,提高了信噪比。对现场脉冲中子铀定量测井仪系统提供了研究帮助。

    2021年02期 v.41;No.168 433-439页 [查看摘要][在线阅读][下载 837K]
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  • 基于磁性多参数的铸造奥氏体不锈钢热老化状态评估研究

    史芳杰;李乾武;杨广宇;薛飞;遆文新;

    研究了应用磁性无损检测方法评估核电站主管道用铸造奥氏体不锈钢(CASS)的热老化状态,结果表明在400℃下热老化不同时间,CASS的冲击功随着热老化时间延长逐渐降低,受材料组织不均应等因素影响,单一磁性参数与CASS的热老化时间之间无对应的单调规律;以磁性多参数测试为基础,结合主成分分析和非线性多元回归对测得的磁性数据建立数学模型,对同一批材料的冲击功预测偏差在25%以内;磁性多参数表征方法可以克服单一参数评估带来的数据无规律性,在CASS热老化状态无损评估方面具有良好的工程应用前景。

    2021年02期 v.41;No.168 440-445页 [查看摘要][在线阅读][下载 838K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办的原子能技术类核心期刊,本刊已纳入中文科技期刊要目总览(2020版)、中国科技核心期刊、中国科学引文数据库(CSCD)来源期刊核心库,被多家国内外著名检索系统收录。自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专家和科研人员。期刊收录核科学技术与工程类具有创造性科研成果文章,主要栏目设置:核反应堆工程与物理、核聚变、核安全、核化学等核科学与工程相关栏目。欢迎专家学者投稿并请注意以下事项:

    2021年02期 v.41;No.168 448页 [查看摘要][在线阅读][下载 945K]
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