反应堆工程

  • “华龙一号”调试首堆试验研究

    刘勇;

    "华龙一号"调试首堆试验是指针对该型机组采用了新概念设计和具有新设计特性的构筑物、系统和部件("新"物项)而开展的全新的、唯一的、独特的或特殊的调试试验。基于国内外核电调试有关法规和导则的研究,通过分析风险因素和代价因素并结合良好实践反馈,采用多元化特性评价和试验可执行的再评价,给出"华龙一号"调试首堆试验的选取原则、选取方法及试验清单,并就各项首堆试验的具体内容进行了简要说明。通过调试首堆试验能全面正确地验证"华龙一号"所有"新"物项的性能符合设计要求和有关规定及准则,能为机组后续安全稳定地运行提供有力保障。

    2021年03期 v.41;No.169 447-451页 [查看摘要][在线阅读][下载 646K]
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  • 小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统设计研究

    吕明宇;梁胜莹;王冲;

    在快堆蒸汽发生器中,由于运行条件和腐蚀等原因常导致传热管泄漏。高压水/水蒸气向钠侧喷射,剧烈的钠水反应可能会对蒸汽发生器造成严重破坏。为了能够更准确地预测、核算发生小泄漏时钠水反应事故对邻管(靶管)的影响,设计小泄漏钠水反应靶管损耗试验系统,对泄漏率测量、水系统控制与注射等关键技术进行了详细阐述,并与韩国、印度等钠水反应装置进行对比分析,表明:针型阀启停和高精度注射泵相结合的方式保证了测量的准确性;针型阀与气体定压相结合的方法可灵活控制注水启停及反应的发生。同时,系统设置了氩气加压系统,对系统的安全性提供了双重保障。

    2021年03期 v.41;No.169 452-459页 [查看摘要][在线阅读][下载 844K]
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  • 熔盐堆热管式非能动余热排出系统瞬态分析研究

    刘明皓;王成龙;张大林;秋穗正;张玉龙;

    MSRE作为目前唯一具有完备运行经验的熔盐堆系统,其余热排出系统无法满足第四代反应堆非能动安全设计需求。基于热管式非能动余热排出系统(HP-PRHRS)概念设计,结合高温热管技术,本研究为MSRE初步设计了一套非能动余热排出系统,以提升反应堆系统的非能动安全特性。基于HP-PRHRS结构和熔盐堆运行特点,本文对MSRE堆开展了典型事故工况下系统的瞬态特性分析,包括无保护反应性引入事故、无保护堆芯入口过冷事故、无保护失流事故、冷冻阀开启故障事故和热管部分失效事故。分析结果表明,在各事故条件下,系统关键温度参数均在安全限值范围之内,HP-PRHRS系统能够有效导出燃料盐衰变热,确保反应堆系统安全,从而理论验证了HP-PRHRS概念设计的可行性与合理性。

    2021年03期 v.41;No.169 460-470页 [查看摘要][在线阅读][下载 1228K]
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  • 超临界水对流换热的宽范围数据分析及换热关联式的建立

    蔡文熠;匡波;

    由于超临界流体在拟临界区复杂的物性变化,其管内流动的对流换热模式与亚临界流体有很大不同。除实验研究和理论分析外,许多学者建立了用于预测换热系数的超临界流体换热关联式,但现有的关联式均不能在宽广的参数范围上取得满意的预测效果。因此,在建立了超临界水竖直上升流宽范围换热实验数据库的基础上,运用机器学习方法分析了影响换热的典型无量纲数与努塞尔数的关系,建立客观评价指标,选出适当的关联形式并建立新的换热关联式。换热关系的非线性分析结果表明,其非线性特征在密度比上的表现最为显著。结合非线性特征的趋势和客观评价指标的对比,在换热关联式中引入对数型的密度比项,由此提出宽范围的超临界水竖直上升流换热关联式,其在数据库上的预测表现明显优于现有关联式。

    2021年03期 v.41;No.169 471-478页 [查看摘要][在线阅读][下载 931K]
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  • 气溶胶水洗过滤效率实验研究

    王俊豪;李玉祥;高圣钦;佟立丽;曹学武;

    AP系列核电厂,在严重事故下采用乏池水洗作为应对安全壳超压失效的重要措施之一,能够显著减小放射性物质向环境的释放,因此,为了评估事故的放射性后果,有必要解明水洗现象和规律。本文建立了气溶胶水洗实验装置,使用TiO2作为模拟气溶胶,通过粒径谱仪测定了水洗前后的气溶胶浓度。实验分别研究了粒径、载气流量、淹没深度及不同鼓泡器形式对气溶胶水洗净化因子DF的影响。实验结果表明:水洗可以有效去除大量气溶胶,减少放射性源项;在低温情况下,随着载气流量的增加,气溶胶水洗净化因子DF逐渐减小;但是随着淹没深度的增加,水洗净化因子DF逐渐增加;同时,随着粒径的增加,气溶胶的净化因子DF先减小后增加。

    2021年03期 v.41;No.169 479-484页 [查看摘要][在线阅读][下载 734K]
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  • 核电厂控制棒价值测量评价方法改进研究

    刘晓黎;周金满;王晨琳;陈亮;

    控制棒价值测量是核电厂物理试验的一项重要的内容。试验测量得到的棒价值需要与理论值进行比较,确保其偏差小于要求的限值。该试验不但验证堆芯满足核设计和技术规格书的要求,以保证安全分析结果的有效性。国内各压水堆电厂的大量试验数据表明,传统的控制棒计算方法得到的理论数据用于测量评价往往出现较大偏差。本文通过对传统的控制棒计算方法产生偏差的原因进行了研究,并对目前核电厂使用的两种主要的控制棒测量方法进行了分析,根据两种测量方法,分别进行了理论计算方法的改进。通过电厂实测数据对比验证,针对两种不同测量方法的评价方法改进可有效降低控制棒价值实测值与理论值的偏差。

    2021年03期 v.41;No.169 485-490页 [查看摘要][在线阅读][下载 700K]
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  • 基于SP_3方法的动力堆中子噪声分析程序研究

    龚禾林;陈长;赵文博;彭星杰;李庆;于颖锐;

    本文基于SP_3方程和有限元方法研制了中子噪声分析程序CORCA-NOISE。以国际原子能机构发布的三维压水堆基准例题对程序进行了测试,数值结果表明该程序对通量、k_(eff)等稳态参数的计算具有很高的精度。在此基础上基于IAEA 2D基准例题对中子噪声分析进行了初步的计算,给出了在给定输入扰动条件下的中子噪声振幅、相位的空间分布。本程序的研发为下一步深入研究动力堆中子噪声问题打下了基础。

    2021年03期 v.41;No.169 491-499页 [查看摘要][在线阅读][下载 1480K]
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  • 某三代核电厂电气厂房外侧至常规岛主蒸汽及主给水管道断裂防护设计研究

    赵振晖;徐国飞;盛峰;

    为提高核电厂的经济性,拟取消电气厂房外侧至常规岛第一跨防甩击件,开展本课题研究。首先开展防护目标研究,确定了防护目标;其次,采用LS-DYNA动态模拟分析法进行了甩击效应研究;最后采用对比分析法进行了喷射效应研究。根据研究结果,甩击效应及喷射效应对防护目标的破坏不会影响核安全,可取消相应消防甩击件。本研究成果已应用于实际工程,具有良好的经济和社会效益。

    2021年03期 v.41;No.169 500-514页 [查看摘要][在线阅读][下载 3801K]
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  • 风险指引型方法在“华龙一号”机组设备分级的试点研究

    邓伟;王怡明;杨健;马超;

    国内现有核电厂系统、设备分级主要采用确定论方法,电厂运行经验表明某些风险不重要的系统、设备分级要求太过保守,不尽合理。随着概率安全分析(PSA)及风险指引型技术的发展,逐步形成了一种风险指引型设备分级的思路及方法。本文重点研究了风险指引设备分级的方法及流程,并以"华龙一号"机组安全壳喷淋系统为对象进行试点研究。初步的分析结果表明,"华龙一号"机组具备了开展风险指引型设备分级工作的基础,可以在后续机组的设计及运行中应用风险指引型设备分级方法,进一步开展优化分析,有效提升核电厂的安全性和经济性。

    2021年03期 v.41;No.169 515-520页 [查看摘要][在线阅读][下载 702K]
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核聚变

  • 软X相机冷却回路分析与测试

    张胜;卢军;高先和;胡学友;石朝毅;陈琛;

    软X射线相机用于测量托卡马克装置放电时等离子体辐射的软X射线在空间上的分布。在真空室烘烤时,软X射线相机周围的温度会达到250℃,需对探测器进行冷却。针对软X射线相机冷却需求,主要介绍了软X相机闭循环冷却回路的设计结构,并对冷却回路进行了热学仿真分析及实验测试。高压冷却气体通过密闭管道与探测器的换热器进行热交换,热交换后的气体经气体冷却装置冷却后通过压缩机加压后再次送入冷却管道,实现相机冷却。通过热学仿真以及实验测试结果表明,当外界环境为250℃时,通过闭循环冷却系统可将探测器的温度降到50℃以下,低于探测器的正常工作的极限温度75℃。通过仿真分析和实验测试,验证了冷却系统设计的有效性。

    2021年03期 v.41;No.169 521-526页 [查看摘要][在线阅读][下载 1341K]
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核电厂

  • 国内M310核电厂厂外220kV备用电源单相断线故障对核电厂安全级电气系统的影响分析

    张奇;孔静;陈子溪;

    核电厂电气系统单相断线故障由于不易探测,继电保护装置应对不灵敏且其导致的核安全风险极大等原因已成为国际核安全监管当局研究的热点和难点。本文针对国内M310堆型核电厂电气系统的特点并结合单相断线故障特点,指出核电厂厂外220 kV备用电源输电线路单相断线故障是引发核安全风险最为严重的电气系统。本文结合M310核电厂电气系统特点,运用对称分量法对厂外220 kV备用电源输电线路单相断线故障展开分析,并根据分析结果阐述了核电厂厂外备用220 kV输电线路的保护系统,无法完全应对该故障的原因。同时,详细分析了该故障对于核电厂厂内安全级电气系统安全稳定运行带来的风险及危害。最后,本文针对发现的可能存在的核安全风险提出了建议的应对措施。

    2021年03期 v.41;No.169 527-532页 [查看摘要][在线阅读][下载 633K]
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  • 国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验研究

    高超;刘勇;孙朋朋;尚臣;

    快速冷却功能是我国自主三代核电技术所采用的一项新设计特性。其作用是在事故工况下,由安注信号触发大气排放阀的开启并自动调节,从而对反应堆冷却剂系统实施快速冷却,确保中压安注尽快注入。为验证快速冷却功能的正确性和与设计的符合性,经研究需开展调试首堆试验。该文描述了国内先进压水堆核电厂快速冷却功能首堆试验的实施方案和设计方法,以确保调试工作高效有序的开展,并为机组后续的安全稳定运行提供有力保障。与此同时,快速冷却功能首堆试验的结果也可用于同系列堆型的设计优化、调试、维修和运行等工作。

    2021年03期 v.41;No.169 533-537页 [查看摘要][在线阅读][下载 671K]
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  • 核反应堆一回路溶解氢浓度理论计算及影响因素分析

    刘主根;杨魁;

    一回路水在反应堆的强辐射条件下会分解,产生的强氧化性产物是引起结构材料和设备腐蚀的重要原因。向其中加入氢气不仅能抑制水的辐照分解,降低水中氧化性辐解产物浓度,还能消除水中的游离氧。本文介绍了利用亨利定律计算一回路溶解氢浓度理论值的方法,并通过对比研究了一回路溶解氢浓度的实际测量值与理论计算值的关系,发现理论计算值与实际测量值基本符合,且理论值稍高,其主要原因是氢气具有极强的穿透力,使得一回路中的溶解氢不断地从蒸汽发生器传热管一次侧扩散至二次侧,造成实际氢浓度的下降。一回路溶解氢浓度主要受容控箱内氢气压力的影响,此外,也与一回路换水量、SEC换档及机组调峰有关。结合运行经验,建议一回路溶解氢浓度控制在(30±3)mL/kg范围内,以规避溶解氢浓度短时超限值的风险。

    2021年03期 v.41;No.169 538-543页 [查看摘要][在线阅读][下载 667K]
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  • 秦山二期REA系统自动补给跳闸问题原因分析与解决

    苑景凯;邱波;王友森;张伟强;

    秦山二期1号机组自2018年9月以来,反应堆硼和水补给系统(REA)存在自动补给因硼酸流量不一致延时30s跳闸的故障。自动补给故障不能运行将导致容积控制箱液位低时无法得到自动补给进而影响反应堆一回路水装量。文章通过故障树分析法结合REA系统设备运行控制原理及电磁流量计的原理,通过现场一系列数据分析、试验,最终确定导致REA系统自动补给因硼酸流量不一致跳闸的根本原因是气动蝶阀1REA015VD开启时间设置不合理导致硼酸回路被抢流。通过适当调节延长1REA015VD开启时间有效解决了该疑难问题,确保了核电机组安全稳定运行,值得在同类电站相似问题中进行推广。

    2021年03期 v.41;No.169 544-551页 [查看摘要][在线阅读][下载 1399K]
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  • 基于长寿期运行的核电厂埋地管完整性管理技术体系构建

    黄红科;刘朝;魏松林;章强;但体纯;肖调兵;

    介绍了基于长寿期运行的核电厂埋地管完整性管理技术体系构建的方法和应用实践,包括埋地管基础数收集与测绘及信息系统建立、埋地管风险分级、埋地管检查与评估、埋地管老化管理大纲体系四个主要方面,为核电厂开展埋地管完整性管理工作提供了参考。

    2021年03期 v.41;No.169 552-560页 [查看摘要][在线阅读][下载 961K]
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核安全

  • 空间中氦气与氢气分布相似性分析

    王田林;曹学武;

    安全壳内氢气积聚和不凝性气体存在时的蒸汽冷凝是核电厂严重事故时所重点关注的现象,通常采用氦气替代氢气开展相关实验研究。针对使用氦气替代氢气开展实验研究的相似性问题,基于氢气与氦气等体积流量、等浮力以及等浓度分布相似三种方法使用GASFLOW模拟分析了含圆盘障碍物的封闭空间内氦气与氢气的分布特征。采用三种相似方法能够使得空间中氢气与氦气浓度分布相似,基于等体积流量相似方法氦气与氢气浓度随时间的变化同步。

    2021年03期 v.41;No.169 561-568页 [查看摘要][在线阅读][下载 1322K]
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  • 用量化评估方法探析核设施实物保护系统设计优化

    仇春华;柏志军;何斯琪;谭俊龙;张仁和;王黎明;

    核设施实物保护系统作为保护核设施免遭恐怖主义袭击的主要手段,其有效性对于确保核设施安全至关重要。当前,我国核设施实物保护系统的设计过于依赖法规标准,缺少针对不同威胁的区别化设计方案,设计过程中的有效性分析验证缺少数据支撑,影响了实物保护系统功能的发挥。为了探究通过优化设计提高核设施实物保护系统有效性的方法,本文从影响核设施实物保护系统有效性的主要因素分析入手,探讨了当前核设施实物保护系统设计中存在的一些不足,并通过定量分析的方法论证了核设施实物保护系统设计优化的可能方案,为优化核设施实物保护系统设计提供了相关建议。

    2021年03期 v.41;No.169 569-575页 [查看摘要][在线阅读][下载 691K]
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  • 核电厂主变压器绝缘受潮故障分析与对策

    郭述志;段琰璞;杨庆学;

    本文介绍了某核电厂500 kV主变压器故障情况,通过电气量、非电量参数及解体检查,全面地分析了变压器故障原因。结果表明:由于外部潮气进入变压器本体内部,在低温低负荷情况下,水分积聚在油纸绝缘上,导致油纸绝缘击穿放电而造成该变压器损坏。为避免此类事故的发生,结合核电厂主变压器安装周期长、长期低负荷运行等特点,提出应对措施。

    2021年03期 v.41;No.169 576-580页 [查看摘要][在线阅读][下载 991K]
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  • 基于运行事件分析的核电安全管理探讨

    修炳林;姜波;郭永阔;

    经验反馈作为降低核电厂事故发生率、保障核安全的一项重要管理措施,已在整个核电业界得到了广泛应用。通过对2017—2019年运行事件相关因素进行统计分析,找出核电厂人因、设备管理的共性问题,梳理安全管理提升的重点,针对性探讨推进行业经验反馈,加强设备健康状态诊断,使用信息化新技术提升技防能力等行业管理改进措施,持续提高核电厂的安全管理水平。

    2021年03期 v.41;No.169 581-587页 [查看摘要][在线阅读][下载 857K]
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  • 反应堆安全壳电气贯穿件绝缘支撑盘耐潮性能试验研究

    陈青;郭星;王广金;邱新媛;王江武;周寒;段绪星;罗峰;

    近年来我国在运核电厂相继发生两起反应堆安全壳中压电气贯穿件绝缘支撑盘绝缘击穿短路故障,造成反应堆非计划停堆停机,发生故障的中压电气贯穿件均为国外同一厂家同一批次设计生产的产品。上述故障造成核电厂巨大经济损失的同时,也对反应堆的安全稳定运行提出了挑战。本文针对发生故障的绝缘支撑盘和中国核动力研究设计院同类型产品开展试验研究,力求找到中压电气贯穿件绝缘支撑盘故障的主要原因,为电厂运维和产品设计生产提供参考依据。试验分析结果表明:中压电气贯穿件绝缘支撑盘在材料选型和成型工艺等方面存在一定缺陷,导致其绝缘耐潮性能不佳,是发生绝缘击穿故障的主要原因。

    2021年03期 v.41;No.169 588-592页 [查看摘要][在线阅读][下载 1658K]
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  • 核电厂HRA相关性问题研究及应用

    张佳佳;田秀峰;宫宇;钱鸿涛;王小海;

    在概率安全分析(PSA)中,人员可靠性分析(HRA)的重要性逐渐突显,其中,HRA相关性问题的处理对PSA结果有较大影响,逐渐成为核安全审评和核工业界重点关注的问题。国内外HRA相关性处理的理论众多,然而用于工程实践的可供操作的理论十分有限。本文对核电厂HRA相关性问题,包括基本概念、相关性因素和水平、联合人误概率等进行研究,总结形成了应用于核电厂工程实践的HRA相关性分析的一般方法和步骤。应用该分析方法和步骤,以国内某核电厂一级PSA结果中同一最小割集的人员相关性组为例,分别采用SPAR-H和NUREG-1921方法建模进行对比分析。结果表明,对最小割集HRA相关性处理与否对结果影响较大,且两种分析方法的相关性处理结果有较大差异。建议在同一项目中使用的HRA相关性分析的方法应保持一致,定性分析和定量分析并重,尽可能详细记录分析过程的所有信息,保证分析结果可追溯、可审查、可再现和可更新。

    2021年03期 v.41;No.169 593-598页 [查看摘要][在线阅读][下载 659K]
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  • 核电厂地震PSA中应急柴油发电机相关性分析

    冯丙辰;王照;杨建峰;

    为弥补现有地震概率安全评价中设备相关性简化处理方法的不足,以CPR1000核电厂应急柴油发电机组为例,对不同的相关性分析方法进行了研究。采用不同方法对应急柴油发电机组联合失效的概率进行计算,得到了联合失效的易损度曲线和地震导致全厂断电事故的频率。结果证明,上述方法能比较实际地反映核电厂应急柴油发电机组相关性的影响,避免现有简化处理方法过于保守的问题。通过分析不同方法的特点和适用性,为后续核电厂地震概率安全评价中相关性的处理提出了建议。

    2021年03期 v.41;No.169 599-604页 [查看摘要][在线阅读][下载 693K]
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  • 方家山核电厂凝汽器海水泄漏对水质影响分析及处理对策

    田民顺;

    方家山核电厂自2014年投运以来二回路凝汽器海水泄漏事件时有发生,影响了核电厂的安全、稳定、经济运行。通过建立凝汽器海水泄漏后对二回路水质影响的模型,计算、分析了凝汽器海水泄漏对二回路水质影响趋势及程度,为凝汽器泄漏处理原则的确定提供理论基础。从系统的角度对凝汽器海水泄漏监测的及时性和灵敏性、监测取样的代表性、凝结水精处理系统投运方式和策略、凝汽器泄漏处理的应急演练等方面进行了探索,通过对上述方面的技术改进和人员技能提升,降低凝汽器海水泄漏对机组运行的影响。同时也为核电同行及时发现、处理凝汽器泄漏提供很好的借鉴。

    2021年03期 v.41;No.169 605-614页 [查看摘要][在线阅读][下载 845K]
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快堆

  • 基于三维离散纵标方法的大型钠冷快堆一回路~(24)Na源项计算研究

    王事喜;吴明宇;周培德;

    钠冷快堆一回路~(24)Na的饱和比活度是堆本体和一回路钠工艺间屏蔽设计的源项数据。本文以中国示范钠冷快堆(CFR600)堆本体为研究对象,使用JSNT程序对堆本体内一回路钠活化进行三维计算研究,通过研究获得了主容器内冷却剂活化反应率分布及一回路钠的饱和比活度,研究结果与二维离散纵标法程序设计结果进行了对比,二者符合较好。研究结果表明:JSNT程序对大型钠冷快堆一回路钠活化计算结果可靠,可获得精细的三维~(24)Na产生率分布,计算方法可用于同类型反应堆一回路钠活化及其他堆型反应堆冷却剂活化计算。

    2021年03期 v.41;No.169 615-620页 [查看摘要][在线阅读][下载 1441K]
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  • 钠滴着火特性和预燃模型综述

    石文涛;杜海鸥;申凤阳;王荣东;王国芝;刘淑慧;

    与碳氢化合物燃料液滴着火特性不同,液态钠滴在常温空气中会自发着火,钠滴着火延迟时间及着火极限受着火前的预燃阶段控制。预燃阶段钠滴主要发生表面氧化反应,该阶段的特性及表面氧化的速率模型是钠滴燃烧研究的一个重点。目前国内用于快堆雾状钠火安全分析程序的预燃模型是通过氧气向钠滴表面传输来控制表面氧化反应速率,着火延迟时间由钠滴温度升高到沸点(1 156 K)进行计算。基于温度的化学动力学控制模型以及传质与化学动力学组合控制模型被开发出来用于描述钠滴的预燃阶段,通过不同模型对不同初始条件钠滴着火特性的数值计算和分析对比,这两种模型可以预测不同条件下的钠滴着火极限,计算结果更加符合钠滴实际着火特性。

    2021年03期 v.41;No.169 621-630页 [查看摘要][在线阅读][下载 1119K]
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  • 中国实验快堆大泄漏反应事故模拟计算分析

    王冲;徐帅;朱桓君;

    大泄漏钠-水反应是钠冷快堆的设计基准事故,可能会导致二回路边界的破坏,导致放射性外泄,研究大泄漏钠水反应事故对反应堆安全分析具有重要的意义。本文建立了中国实验快堆大泄漏反应事故的计算分析模型,计算了反应区压力、反应区温度、二回路管道、重要设备中压力和流量以及缓冲罐气腔体积和缓冲罐钠液位增量等参数变化。将计算结果和中国实验快堆安全分析报告计算结果进行对比,验证了大泄漏钠水反应分析程序的正确性。

    2021年03期 v.41;No.169 631-638页 [查看摘要][在线阅读][下载 768K]
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核技术

  • 气泡微细化沸腾触发温度数值模拟研究

    朱光昱;郭勇;元一单;刘宇生;李炜;

    气泡微细化沸腾(MEB)现象具有极高的换热能力,成功工程化应用后将极大提升核电厂中高热负荷设备的安全裕量。本文参照以往研究获得的可视化研究结果,采用Fluent建立相关模型,综合考虑气膜附近Marangoni对流、蒸发冷凝作用以及温度对物性参数的影响,结合数值模拟手段和沸腾不稳定性分析对MEB现象的发生机理进行了研究。结果表明,在不同过冷度下,汽液界面处的蒸汽平均流速随着壁温升高而增大。蒸汽平均流速达到该过冷度下Helmholtz失稳极限速度时对应的壁温与在实验获得的MEB触发壁温十分接近,说明Helmholtz失稳可能是导致MEB现象中气膜发生破裂的原因。

    2021年03期 v.41;No.169 639-643页 [查看摘要][在线阅读][下载 1771K]
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  • DCS信息监视与控制系统报警卡转换工具研制

    王五妹;

    报警卡作为报警信息页,其能够指导操作员对报警做出正确的判断和响应,是电厂主控室操作员响应报警的重要依据。电厂因设计变更、画面优化等需求需对报警卡内容进行更新,为提升报警卡数据更新的效率和准确率,维修人员自主研发一套可以实现报警卡自动转换的工具软件,能够实现可编辑版报警规程文档与DCS系统报警卡数据文件的自动转换。本文分析了可编辑版报警规程文档的解析过程,数据提取的思路和方法;研究了DCS系统报警卡数据文件的格式,自动生成的原理等。经过测试验证,证明KIC系统报警卡转换工具生成的数据文件满足KIC系统的稳定运行要求。

    2021年03期 v.41;No.169 644-648页 [查看摘要][在线阅读][下载 940K]
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  • 基于任务分析的核电厂计算机化运行规程人机界面研究

    刘海宇;李力;李骜;

    为使核电厂计算机化运行规程人机界面更好地适应运行任务,本文首先通过计算机化运行规程使用行为分析和任务分析,确定计算机化运行规程执行所需的功能信息清单。再依据功能信息的重要性和层次性等因素,结合经验反馈及人因工程原则,设计一种计算机化运行规程人机界面功能布局方案。该功能布局方案能够满足计算机化运行规程执行的任务需求,同时预留了向Ⅲ类计算机化规程系统升级的可扩展性,能够为相关核电项目计算机化运行规程的开发和设计提供参考。

    2021年03期 v.41;No.169 649-656页 [查看摘要][在线阅读][下载 659K]
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  • 大空间内混合气体迁移及外部冷却影响试验研究

    薛伟;李颖;佟立丽;陈松;潘楠;

    核电厂严重事故条件下,外部冷却对安全壳内混合气体行为的影响可能带来额外的氢气风险。本文对大空间内混合气体迁移行为及外部冷却的影响进行了试验研究。试验中采用氦气来替代氢气,试验开始阶段将一定体积份额的水蒸气和氦气混合物注入试验容器。混合气体在初始动量的作用下,向容器上部空间迁移,在空间内形成上部氦气体积浓度高、中下部氦气体积浓度低的分层现象。当混合喷放停止一段时间后开启外部冷却系统,由于外部冷却带走热量使得空间内蒸汽产生冷凝,随着系统温度和压力的下降,氦气体积浓度呈现快速上升的趋势。结果表明,外部冷却增强了对流换热,使得容器内温度更加均匀,但蒸汽冷凝引起氦气体积浓度大幅升高。

    2021年03期 v.41;No.169 657-661页 [查看摘要][在线阅读][下载 859K]
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  • 基于非下采样轮廓波变换的中子/X射线图像融合算法研究

    贺林峰;张晓敏;武梅梅;林强;袁石磊;刘晓光;杨民;

    由于中子与X射线的成像特性存在很好的互补性,将这两种成像模式下的DR(Digital Radiography)图像进行融合,可以丰富图像细节的信息量。本研究提出了基于简化脉冲耦合神经网络(PCNN)的非下采样轮廓波变换(NSCT)域中子/X射线图像融合算法,所提出的方法通过NSCT算法对源图像进行多尺度、多方向分解,有效地保留了各层信息,使得融合图像展现出良好的清晰度和对比度。同时,为了更好地保留源图像的信息,本研究对图像的不同频带分别采用取平均、绝对值取大和结合PCNN系数的融合规则进行融合。通过选取结构较为复杂的石英表、机械表以及结构相对较为简单的U盘进行中子与X射线图像采集,并利用多种客观评价指标定量评价基于小波变换融合、拉普拉斯变换融合、NSCT融合、NSCT-PCNN融合、Zhu的方法以及本文提出的方法生成中子与X射线融合图像的质量。实验结果证明,本文所提出的融合算法能够显著提高图像融合效果,获得清晰的目标信息,提高了图像对比度,同时保留丰富的细节信息,在客观评价标准和视觉效果上均优于其他典型方法。

    2021年03期 v.41;No.169 662-674页 [查看摘要][在线阅读][下载 3271K]
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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03期 v.41;No.169 676页 [查看摘要][在线阅读][下载 1561K]
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