• 高取向热解石墨单色中子束级次分析

    王子军;李天富;余周香;刘荣灯;李玉庆;贺林峰;刘蕴韬;孙凯;

    高取向热解石墨HOPG具有优异的中子反射性能,在中子散射技术中广泛用作中子单色器,而使用它获得单色中子时可能会伴随严重的次级污染。本文分别使用晶体衍射方法和飞行时间方法,分离出HOPG单色后的初级、次级和三级衍射束,并测量得到了各级次中子的相对强度。测量结果显示,在没有冷中子源时,中国先进研究堆反射谱仪样品位置中子束次级含量与初级相当,给单色束带来严重污染。室温下铍过滤器可以过滤掉所有次级中子,但初级中子强度也明显衰减。蒙特卡罗中子光路模拟和分析给出次级中子含量高是由于室温条件下导管出口中子能谱过硬,而在使用冷中子源后,次级中子含量可显著降低。

    2021年05期 v.41;No.171 885-890页 [查看摘要][在线阅读][下载 826K]
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  • 基于蜕变测试的点燃耗程序验证研究

    王丽君;李萌;

    由于核素数量庞大,并且存在短半衰期核素和闭环燃耗链,难以构造预期输出,点燃耗程序验证面对测试预言问题。这使得高度依赖于测试预言的传统测试方法不可用,甚至无效。蜕变测试虽然是解决测试预言问题一种有效方法,因蜕变关系难以识别,因此尚未能在核设计软件验证中广泛应用。在分析燃耗计算物理性质的基础上,识别蜕变关系,并将蜕变测试应用于点燃耗程序的验证。实验表明在没有测试预言的情况下,通过比较程序的多次输出,蜕变测试能有效地检测出程序缺陷。此外,即使原始程序以及TTA检测失效,蜕变测试仍然揭示了代码缺陷。本研究为蜕变测试在核设计领域的应用提供有益参考。

    2021年05期 v.41;No.171 891-898页 [查看摘要][在线阅读][下载 745K]
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  • SuperMC可视化方法及其在ITER Clite模型上的验证

    曹佩;甘佺;曹承龙;郭里;

    随着反应堆模型设计的日益复杂,不直观地物理参数设置方式费时且容易出错,大大增加了蒙卡输运计算前期的计算成本。为了增强蒙特卡罗输运软件的可视化程度,本研究以中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC为平台,提出了一种基于数据预处理的权窗下边界值分布可视化方法,对生成的权窗下边界值的可靠性进行实时的检查。本文在ITER Clite模型上进行可视化方法的验证,结果表明:借助已有的源信息分布可视化方法,可以直观地检查源位置、能量以及方向分布信息设置的正确性;通过可视化地分析权窗下边界值分布的覆盖趋势和平滑度,能够及时终止生成权窗的迭代过程,输运计算结果也证明使用可视化方法选择的权窗下边界值可以替代人工经验,进一步提升蒙卡软件的易用性。

    2021年05期 v.41;No.171 899-906页 [查看摘要][在线阅读][下载 843K]
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  • 先进压水堆核电厂余热排出系统全压设计研究

    方俊;赵嘉明;郑云涛;杨长江;

    针对先进轻水堆,美国核管会要求在设计中尽可能降低发生界面LOCA(Inter-system Loss-of-Coolant Accident)的可能性。提高余热排出系统(Residual Heat Removal System,简称RHR系统)低压部分的设计压力,是先进压水堆从设计上降低发生界面LOCA风险的措施之一。为了确保在极端的超设计基准事故下,暴露在一回路运行压力下的RHR系统不发生破裂,开展了RHR系统全压设计研究。从相关的法规导则要求、系统设计应对的超设计基准事故、如何确定RHR系统的设计压力,以及验收准则这几个方面展开调研,采用RELAP5程序对超设计基准事故开展了模拟计算,给出全压设计的输入曲线,明确了RHR系统相关设备的全压设计要求,并给出相应的结论。研究成果可用于指导先进压水堆RHR系统的设计以及存在发生界面LOCA风险的其他系统的设计。

    2021年05期 v.41;No.171 907-913页 [查看摘要][在线阅读][下载 547K]
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  • 高灵敏离线式硼表测量装置研究

    桂龙刚;石苗;李军;

    本文针对压水堆核电厂离线式硼表的圆柱形容器结构进行了改进优化,以减少流体通过探测装置的滞留时间,并对该结构的测量灵敏度进行了分析。首先,采用Fluent模拟比较流体在圆柱形和蛇形管两种结构中的滞留时间长短;其次,利用Geant4分别模拟蛇形管结构中的截面形状、慢化厚度以及管壁材料这三种因素对测量灵敏度的影响。得出在相同条件下,流体在蛇形管结构中的滞留时间约为1 s,但在圆柱形容器结构中约为9.5 s,所以采用蛇形管结构可以有效减少流体在探测装置中的滞留时间;当蛇形管结构同时采用矩形截面形状、锆合金材料和2 cm左右厚的聚乙烯慢化层时,可以获得较高的测量灵敏度。

    2021年05期 v.41;No.171 914-919页 [查看摘要][在线阅读][下载 918K]
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  • 基于相关系数的核电主泵振动异常定位方法研究

    侯修群;蒋庆磊;包彬彬;苗碧琪;李元姣;张梦阳;

    在工业互联网的大背景下,核电厂积累了大量过程监测数据,但大多数据都未进行标记,无法将其直接应用于以数据驱动为核心的智能预警诊断。采用现场的报警门限值仅能对少量的振动异常进行定位,忽略了大量未超报警门限但波动明显的振动异常现象。针对该问题,提出一种基于相关系数的振动异常定位方法,该方法将振动数据与对应时间的相关系数作为衡量振动数据的波动指标,并通过历史数据统计计算波动阈值,进而对波动异常数据进行定位。核电主泵的振动监测数据表明,提出方法能有效检测数据的波动异常现象并实现了振动异常起始点的定位,为核电设备智能诊断方法的研究提供了大量有效的数据。

    2021年05期 v.41;No.171 920-928页 [查看摘要][在线阅读][下载 866K]
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  • CPR1000机组真空泵振动超标原因分析与处理

    高瞻;项洪一;

    国内某核电厂1~4号机抽真空初期均存在真空泵振动超标现象,振动一度达到10 mm/s以上,严重影响真空泵的正常运行。对比发现,凝汽器容量大、抽真空初期抽气量超标是导致真空泵振动大的主要原因。为解决振动超标问题,本研究采用流体力学方法,针对真空建立初始阶段的抽真空管路建立模型并进行分析计算,得到了真空泵最小抽气量对应抽气隔离阀的开度。现场通过调节抽气隔离阀开度,降低真空泵抽气量,保证了真空建立阶段真空泵组在正常情况下运行,从而保证了机组和设备安全。

    2021年05期 v.41;No.171 929-934页 [查看摘要][在线阅读][下载 935K]
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  • 核电厂屏蔽主泵安装焊接技术研究

    苗明华;尹清斌;王江涛;谢春法;李瑞波;

    作为核主泵的泄漏防护屏障,CANOBY密封环的焊接质量关乎核电厂的安全运行。结合ASME焊接规范,针对密封环焊接工艺评定的制定思路、执行标准、重要变素以及焊工资质评定进行分析研究。根据核主泵的安装逻辑,提出了一种施工工艺进行验证。结果表明,ASME BPVCⅢ-NB分卷的特殊要求是对ASME BPVC IX卷重要变素的重要补充,两者结合起来是保证焊接工艺评定正确开展的前提。分阶段焊接密封环焊缝的施工工艺行之有效,焊接过程得到良好控制,保障了核主泵焊接质量一次性合格。

    2021年05期 v.41;No.171 935-940页 [查看摘要][在线阅读][下载 611K]
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  • 核电厂防甩装置吸能特性试验研究

    王春霖;王立帅;刘成毅;

    为减轻核电厂高能管道破裂产生的后果,通常需设置防甩装置来吸收甩动能量,尽量减少可能的破坏,防甩装置的吸能特性需重点研究,国内首次利用汽车碰撞试验台进行核电厂防甩装置的动态冲击试验,本文详细介绍了试验设备、试验过程,验证了防甩装置在特定冲击能量下的吸能特性,获取了典型的加速度、速度和位移时程曲线,U-bolt最大冲击力和变形量,以及不同冲击能量对吸能特性的影响,动态冲击试验有助于防甩装置的设计及优化,有效减轻管道破裂甩动产生的后果。

    2021年05期 v.41;No.171 941-947页 [查看摘要][在线阅读][下载 731K]
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  • 压水堆核电厂化学控制效能指标计算方法研究

    张裕;方军;陈红雨;林根仙;吴义兵;刘灿帅;张锦浙;

    压水堆核电厂化学控制效能指标将一二回路关键水化学参数组合成单一的控制指标,实现了电厂化学控制有效性的直观反映和超标项的准确反映,为化学控制改进提供建议。目前,国内外陆续提出了CPI指标、CEI指标、IPC指标和中国压水堆核电厂化学控制效能指标。其中,CPI指标仅从一个维度,控制二回路杂质离子浓度、溶氧等关键的化学参数,未关注一回路水化学参数和杂质超标累积时间,存在季度隐藏和对标天花板等局限性。CEI指标和IPC指标,将控制范围扩展到一回路杂质离子浓度和源项等关键领域,从五个维度控制全厂化学指标;另外,CEI指标和IPC指标关注杂质离子的长时间累计效应,弥补了CPI指标的"季度隐藏效应",突破了CPI指标的"对标天花板",提高了对标结果的区分度。国内在充分借鉴CPI、CEI、IPC指标优点的基础上,结合我国核电机组特点提出了具有中国特色的化学控制效能指标。中国压水堆核电厂化学控制效能指标针对国内M310、CPR1000机组设计计算方法、参数类型及限值,从六个维度控制机组的水化学工况,关注在用水箱杂质,为国内压水堆核电厂的一、二回路系统化学控制提供依据与指导,为国产核电机组走出去提供技术支撑。

    2021年05期 v.41;No.171 948-957页 [查看摘要][在线阅读][下载 910K]
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  • 多机组核电厂动态人因可靠性分析:现状与展望

    邹衍华;张力;

    发展核电对于优化我国能源结构、缓解环境污染和保证能源安全具有重要意义。核电发展是大势所趋,但安全是其重要前提。人因可靠性分析(HRA)作为核电厂风险评估的重要组成部分,是保障核电厂安全运行的重要技术手段。福岛事故后,多机组核电厂HRA成为近年来的研究热点。然而,现行的HRA方法并未考虑多机组运行特征对人因可靠性的影响、且动态性不足,如果直接将其应用于多机组核电厂人因可靠性研究,则将无法保证分析结果的准确性。本文详细阐述了开展多机组核电厂动态HRA研究的必要性和重要性,从HRA方法研究、多机组人因可靠性研究,以及动态HRA研究等三个方面对多机组动态人因可靠性分析的研究现状进行了评述,指出了当前研究所存在的缺陷与不足,并对未来的研究工作进行了展望。

    2021年05期 v.41;No.171 958-965页 [查看摘要][在线阅读][下载 551K]
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  • 核设施厂房的地震响应优化研究

    王芳;李小军;杨建华;

    与核电项目相比,核设施结构具有局部跨度大、楼层高、错层多,洞口多的特点,复杂的结构布置直接影响到设备和管道的抗震分析。通过对比结构的三维有限元模型和集中质量杆模型,认为三维有限元模型能更真实的反应结构的动力特性,尤其是平面外的局部地震响应;而且结构节点的铰接模拟和刚接模拟对竖向地震响应有不可忽视的影响。针对核设施结构的特点,采用ANSYS和ACSSASSI软件对厂房实例进行分析,通过调整优化结构方案来降低地震响应以保证结构和设备的抗震安全性。结果表明楼层反应谱的谱值对于增加梁构件并不敏感,只有通过增加墙体、柱子或楼板厚度才能有效的降低楼板局部的谱值;较大洞口处的平面外地震响应相对异常,重要抗震设备要布置要尽量避开洞口。

    2021年05期 v.41;No.171 966-974页 [查看摘要][在线阅读][下载 975K]
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  • 钠水反应试验回路中氢离子扩散数值模拟研究

    许业强;裴志勇;

    蒸汽发生器事故保护系统钠水反应监测模块的功能实现是提高系统可靠性的关键,为此建立微小泄漏钠中氢离子扩散数学模型,采用CFD软件,对蒸汽发生器事故保护系统中氢离子扩散和输运过程进行了数值模拟,通过数值模拟研究了蒸发器、缓冲罐以及连接管道中氢离子浓度随时间的变化;同时,研究了采用注氢模拟蒸汽发生器发生钠水反应时钠水反应产物的扩散行为,为氢计布置选点提供依据。前述研究为获得高功能可靠性的钠水反应监测模块设计提供依据和指导。最后给出了蒸汽发生器事故保护系统设计验证应重点开展的试验内容。

    2021年05期 v.41;No.171 975-981页 [查看摘要][在线阅读][下载 947K]
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  • 核电厂应急柴油发电机电子调速器性能仿真验证

    王玥;马正茂;苏成;赵乐挺;

    核电厂应急柴油发电机电子调速器在研发过程中,须对电子调速器功能进行仿真验证,以节省开发时间成本,同时可降低调速器样机与柴油发电机进行配机联调时出现重大技术问题的风险。以国内核电主流应急柴油发电机12PC2-6B为目标机型,建立了柴油发电机组的仿真模型。柴油发电机仿真模型包含气缸、进排气阀门、进排气管、涡轮增压器及曲轴等关键的核心部件,可以全面而具体的反映发动机的瞬态性能。基于调速器样机的实际控制算法,建立了电子调速器的仿真模型。在配机试验之前,将电子调速器仿真模型与柴油发电机组仿真模型进行仿真联调,模拟在起动、加载、卸载、超速保护等工况下的柴油发电机组的转速响应,对电子调速器控制算法进行了仿真验证。

    2021年05期 v.41;No.171 982-988页 [查看摘要][在线阅读][下载 731K]
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  • CPR1000蒸汽发生器管子——管板液压胀接技术研究

    王岩;陈一伟;邓冬;张跃;石红;

    蒸汽发生器是一回路与二回路之间防止放射性物质泄漏的关键防护屏障。该防护屏障中管子—管板结构是最薄弱的环节,一旦管子—管板胀接后的密封结构出现失效,核电站二回路将会受到辐射污染,进而影响核电站的安全可靠运行。本文较为详细的介绍了CPR1000蒸汽发生器管子—管板液压胀接过程,并依据管子—管板胀接验收准则,进行了胀接后的接头密封性试验、拉脱力试验及100%轮廓度检查,为蒸汽发生器的管子—管板胀接制造工艺技术提供行业制造经验反馈借鉴意义。

    2021年05期 v.41;No.171 989-994页 [查看摘要][在线阅读][下载 704K]
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  • 分层熔池下金属熔融物堆外蒸汽爆炸研究

    陈鹏;展德奎;张娟花;夏少雄;赵鑫海;

    压力容器下封头由于"热聚焦"效应在金属层位置最易发生失效,金属熔融物进入堆坑与冷却剂接触后有可能触发堆外蒸汽爆炸,威胁堆坑和安全壳的完整性。为了评估熔融物堆内滞留(IVR)策略下金属熔融物堆外蒸汽爆炸强度,本文使用MC3D软件建立侧边环向破口几何模型,研究熔融物液滴氧化、熔融物碎片氧化以及氧化热、产氢速率等参数对于蒸汽爆炸强度的影响,分析现象对应的机理,并对参数的重要度进行排序。敏感性分析结果表明,预混阶段熔融液滴氧化使得蒸汽和氢气空泡份额增加,导致爆炸阶段蒸汽爆炸强度被减弱;与熔融物液滴氧化相比,熔融物碎片由于比表面积大,外围的蒸汽更容易穿过氢气膜与碎片接触而持续发生氧化反应,碎片氧化反应产生的大量反应热使得蒸汽爆炸强度显著增强;金属熔融物在爆炸阶段,蒸汽空泡效应和氢气空泡效应对蒸汽爆炸强度影响较弱,占主导作用的影响因素为氧化热量。

    2021年05期 v.41;No.171 995-1003页 [查看摘要][在线阅读][下载 961K]
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  • 基于概率安全评价重要度分析的提升核电厂设计阶段经济性研究

    刘维理;贾龙飞;

    概率安全评价(PSA)是以概率论为基础的风险量化评价技术,在核电厂设计阶段,当前通常用于评价核电厂的风险、发现设计上的薄弱环节、提升电厂安全性。本文从PSA重要度和敏感性分析结果的角度,探讨在核电厂设计阶段采用PSA提升经济性的方法。

    2021年05期 v.41;No.171 1004-1007页 [查看摘要][在线阅读][下载 622K]
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  • 小型压水堆核电厂钢制安全壳冷却系统方案计算分析

    黄政;蔡盟利;

    针对某小型压水堆核电厂提出了两种钢制安全壳冷却系统方案。采用MELCOR系统程序计算该系统的换热能力,研究其运行特性,并对影响系统换热钢壳面积影响进行分析。结果表明:该系统能够在事故发生后有效降低安全壳空间温度压力。安全壳吸热对于早期抑制压力峰值有重要作用;而对于长期排热,与水箱和外界环境的对流换热才是主要贡献。对全钢壳方案,早期通过水箱的换热功率要高于通过大气的换热。但一定时间后将低于与环境换热的功率。对于部分混凝土壳方案,混凝土壳部分较大的热容有利于早期降温降压;但壳内热量较晚才能传递到壳外,并在通风流道内建立循环流动。计算结果为工程设计提供了参考。

    2021年05期 v.41;No.171 1008-1015页 [查看摘要][在线阅读][下载 725K]
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  • 矩形窄缝通道入口堵流的PIV实验研究

    姚维一;曲文海;熊进标;张滕飞;柴翔;刘晓晶;

    板式燃料元件堆芯结构紧凑,传热效率高,但燃料板间窄缝通道易发生堵塞事故,造成局部传热欠佳。针对矩形窄缝通道入口堵流,利用粒子图像测速技术(PIV)开展常温常压不同雷诺数下(2 400~9 600)25%堵塞份额的流场测量实验。分析堵塞体下游时均速度场、涡量场、脉动速度场,探讨入口堵流对窄缝通道内流场特性的影响和雷诺数效应。研究发现,入口堵流下游流场可分为主流区、剪切层、回流区、低速区、再附区、恢复区。与主流区相比,其他区域流速低,剪切流动在回流区内产生一对漩涡,再附区后流动逐渐趋向于稳定,高湍流脉动速度与高雷诺剪切应力主要分布于剪切层和漩涡中,流动雷诺数效应显著,随着雷诺数增大,回流区、低速区高湍流强度区域面积增大,再附区、再发展区向下游移动。

    2021年05期 v.41;No.171 1016-1022页 [查看摘要][在线阅读][下载 845K]
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  • 中国示范快堆安全壳热工设计参数分析及研究

    李世锐;任丽霞;胡文军;

    核电厂安全壳是防止放射性物质泄漏的最后一道实体屏障,对缓解或降低严重事故的放射性后果起到关键作用。中国示范快堆的安全壳采用具有隔离功能和密封性功能等设计特点的厂房结构,合适地确定其设计基准是安全壳设计的首要问题。本文分析比较了世界钠冷快堆在安全壳设计时的内部机械载荷设计基准,提出示范快堆安全壳的设计应考虑假想堆芯解体事故(HCDA)及后续钠泄漏对安全壳的温度压力载荷影响。结合示范快堆的设计,确定了HCDA下安全壳内的事故情景。使用钠火分析软件对事故情景进行了热工计算,并对部分关键参数进行了敏感性分析。通过分析计算,得到示范快堆安全壳的热工设计参数。

    2021年05期 v.41;No.171 1023-1028页 [查看摘要][在线阅读][下载 726K]
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  • 固体壁面边缘附近激光诱导空化泡非球形特征的实验研究

    张湘晴;张宇宁;裘勖;

    依托高速相机实验系统,本文对固体壁面边缘附近的单个空化泡的动力学行为开展了实验研究。基于不同特征点处的空化泡半径及泡壁运动速度等统计参数,重点探析了空化泡溃灭过程中的非球形特征及其随时间和距离的变化,为后续单空泡动力学的理论研究提供了实验依据,获得的结论如下。首先,在空化泡振荡的各个阶段中,空化泡溃灭阶段的非球形程度比生长阶段更为显著。其次,在空化泡溃灭阶段,当空化泡距离壁面边缘较近时,空化泡泡壁半径八个典型位置的标准差可高达0.20,表明此时空化泡非球形程度很高,必须予以考虑。最后,空化泡与固体壁面边缘之间的距离越大,空化泡的非球形程度越弱,可以近似为球形溃灭。

    2021年05期 v.41;No.171 1029-1041页 [查看摘要][在线阅读][下载 1135K]
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  • 均匀液滴喷射性能的实验研究

    薛松龄;柴宝华;王泽鸣;朱锦新;

    液滴式辐射器中液滴的喷射性能决定了液滴层中液滴的直径、间距、速度等参数,进而决定了整个液滴层的辐射散热性能。利用Rayleigh-Weber射流理论初步确定产生均匀液滴流的频率范围,完成了喷射实验装置的设计。通过实验研究了工质压力、扰动频率、喷孔的直径、喷孔长径比对均匀液滴流产生的影响。

    2021年05期 v.41;No.171 1042-1046页 [查看摘要][在线阅读][下载 736K]
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  • 电子加速器驱动次临界系统的靶物理设计及耦合计算

    张新营;刘滨;付鹏;盛洁;

    为避免ADS所存在的技术及成本问题,考虑电子加速器驱动次临界系统的技术路线。利用加速器产生的高速电子通过韧致辐射作用产生高能光子,高能光子与靶材料发生光核反应产生外源中子来驱动次临界系统。为了系统地研究eADS的综合性能,论文设计了韧致辐射靶和光核反应靶,建立整个耦合系统模型,用于电子、光子和中子耦合的堆芯物理计算。计算结果显示:90 MeV能量以内的电子与靶作用,均能产生较高的热中子通量,并可用于驱动次临界堆芯的持续裂变反应;驱动eADS所需的电子流强在几毫安以内,在技术上也可实现,因此认为eADS具有较高的可行性。

    2021年05期 v.41;No.171 1047-1054页 [查看摘要][在线阅读][下载 916K]
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  • 商品级数字化设备关键特性识别及其验收方法的研究

    孙武;王眷卫;崔泽朋;张源;

    基于美国的核电质量保证体系,安全级系统中使用商品级物项时,可通过商品级物项适用性确认技术以确保其质量的可靠性。商品级物项可分为数字化设备和基于传统硬件(无软件)的设备。在国内,针对基于传统硬件设备的适用性确认技术已有一定的应用。但是,针对数字化设备的适用性确认技术尚未广泛应用。随着我国核电站仪控系统升级换代的需求日益增加,数字化设备的应用势必将成为主流,而商品级物项适用性确认技术作为将数字化设备应用于安全级系统的一种方法,其重点和难点是数字化设备的关键特性的识别和验收方法,而相关内容尚未在国内形成统一的标准。本文通过对数字化设备的关键特性的分析研究,总结出数字化设备的通用关键特性,并提出了一套针对数字化设备的验收方法,可为商品级数字化设备适用性确认提供参考。

    2021年05期 v.41;No.171 1055-1059页 [查看摘要][在线阅读][下载 659K]
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  • 高注量辐照RPV钢的热处理微观结构及其对再辐照损伤行为的影响研究

    石见见;邹群;金旸;李良才;王兴刚;吴奕初;刘向兵;

    应用三维原子探针和纳米压痕技术研究了高温高注量质子初始辐照、辐照后退火及再辐照条件下核反应堆压力容器(RPV)钢中的微结构演变,及其与力学性能之间的关系。三维原子探针结果表明:初始辐照(1.6 dpa)条件下,RPV钢中产生了大量的富Mn-Ni-Si团簇;辐照后经500℃1 h退火处理,富Mn-Ni-Si团簇基本回复,但仍然存在少量包含Mn和Ni的稳态团簇;再辐照(0.1 dpa和1.6 dpa)时,RPV钢中又产生了新的富Mn-Ni-Si团簇,其数密度和平均尺寸随再辐照注量的增加而增加;初始辐照和再辐照的RPV钢中均未有富Cu原子团簇析出。纳米压痕结果表明初始辐照、辐照后退火和再辐照的RPV钢中均产生了明显的硬化现象。稳态团簇是退火后的RPV钢的硬度高于未辐照样品的硬度的主要原因。富Mn-Ni-Si团簇是高温高注量质子辐照国产低Cu含量RPV钢的一个硬化源。

    2021年05期 v.41;No.171 1060-1066页 [查看摘要][在线阅读][下载 772K]
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  • 核电站5G和无线通信技术电磁兼容应用的研究

    刘景宾;乔宁;郭银辉;杨静远;丁超;

    随着计算机和网络技术的发展,手机和无线通信等设备的工作频率越来越高,并已全面进入我们的生产和生活,这类技术给我们带来方便的同时,也给核电站数字化设备的安全运行带来了隐患。本文对核电厂数字化设备电磁兼容试验的相关项目和要求进行了梳理和分析,国内核电站如早期的M310及之前机组并未考虑1 GHz以上的电磁兼容试验,新建的核电站如"华龙一号"等三代机组开始考虑了高频频带,但相关试验只做到了6 GHz。此外,核电现场对于手机和无线设备的使用并不严格,这些都大大增加了核电厂电磁环境的复杂度,使对电磁敏感的数字化设备暴露在高频率的电磁环境下,而设备出厂前进行的相关鉴定试验和措施很可能无法包络住目前现场的实际环境,需要采取额外的补充鉴定、屏蔽手段、距离限制等措施。

    2021年05期 v.41;No.171 1067-1074页 [查看摘要][在线阅读][下载 752K]
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  • 百万千瓦级压水堆严重事故下裂变产物释放分析

    袁显宝;魏靖宇;张永红;张彬航;周建军;毛璋亮;杜晓超;石强;郭盼;

    严重事故工况下,可能会导致安全壳失效,使大量裂变产物释入环境。本文以百万千瓦级核电厂为对象,利用一体化程序研究不同破口事故叠加全厂断电事故下裂变产物CsI在一回路和安全壳内的质量以及裂变产物向环境释放的源项,并分析安全壳喷淋措施对控制裂变产物向外释放的影响。分析结果表明,小破口事故、中破口事故和大破口事故下释放到环境的裂变产物质量差别较小,主要为向环境释放时间上的差异。开启安全壳喷淋时能够有效控制裂变产物向环境的释放,其中小破口事故下产生的气溶胶质量高于其他两种事故,且气溶胶主要以扩散电泳的方式沉积在安全壳内。开启堆腔注水措施能够保证压力容器的完整性,降低了进入安全壳的裂变产物的质量,能够有效控制非挥发性裂变产物向环境的释放。本文计算结果可以为事故条件下应急措施的制定和厂外源项后果评价提供参考。

    2021年05期 v.41;No.171 1075-1083页 [查看摘要][在线阅读][下载 827K]
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  • 核电厂阀门电动装置开关工作模式探讨

    杨静远;赵世成;陈阳阳;刘景宾;刘平;

    核电厂1E级阀门电动装置是安全级阀门的控制设备,对保证核电厂安全运行至关重要。电动装置的驱动控制回路和工作模式对阀门的运行可靠性有较大影响。本文分析了在扭矩关阀工作模式下引起的阀门锤击现象,提出了优化驱动控制回路和增加自锁离合器两种解决方案。进行了自锁离合器模拟试验,研究了转速、延时时间、扭矩开关设定值和阀门刚度对阀门最大停止扭矩的影响。结果表明:阀门电动装置开关工作模式应采取有效措施避免阀门锤击现象,并考虑上述因素对阀门最大停止扭矩的影响。

    2021年05期 v.41;No.171 1084-1090页 [查看摘要][在线阅读][下载 749K]
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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,

    2021年05期 v.41;No.171 1092页 [查看摘要][在线阅读][下载 431K]
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