特约稿件

  • 气泡泡壁传质效应及其应用综述

    沈钧炜;张宇宁;冼海珍;

    气泡泡壁传质效应指的是气泡在液体中通过扩散、对流等质量传输机制而生长或溶解的物理过程及相关效应,其在医学、声学、核领域均有广泛的应用。影响传质效应的参数主要包括气泡用于传质作用的界面面积、溶解气体的浓度、周围流场的作用等。本文对已有的传质效应及相关物理模型进行了一个较为系统的综述,对传质效应所涉及的传质方程求解、泡壁运动方程求解、阈值条件计算等进行了数学解析求解。此外,对非牛顿流体、液态金属等介质中的传质效应研究以及高浓度模型做了简要的描述与分析。

    2021年06期 v.41;No.172 1091-1104页 [查看摘要][在线阅读][下载 1347K]
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反应堆工程

  • 铅铋流体热工力学及安全特性研究进展

    周涛;漆天;陈娟;冯祥;

    加速器驱动的次临界反应堆(ADS)是最有前景的嬗变技术之一,铅铋流体作为堆内靶件和冷却剂,其热工安全特性成为广泛关注的热门课题。目前国内外已经开展了一些程序计算、数值模拟和实验研究,也得到了相应铅铋流体热工及安全特性。研究表明:气体注入可在一定范围内增强流体自然循环;气体注入率超过一定范围会降低流体自然循环流量。铅铋自然循环中,热分层最严重的区域存在于变温段;且在回路中,热分层状态不同;回路温差较大时,流速提高,热分层现象较明显。对于流动铅铋介质中的控制棒落棒,正常工况条件下,落棒时间随着铅铋流速的增大而增大;地震工况下,控制棒配重增加,初始加速度比正常工况要大,在曲线上呈现为速度时间曲线斜率较正常工况大。在未来研究中,进一步强化实验研究是应该努力的重要方向;开展多数学方法特别是新数学方法比较研究;要确定论与非确定论结合,发现铅铋流体机理特性,明确其可靠性标准;提升其自然循环能力,强化增重和自凝固等其安全特性。

    2021年06期 v.41;No.172 1105-1118页 [查看摘要][在线阅读][下载 3230K]
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  • 某三代核电反应堆堆内构件安装工艺流程优化研究

    张宝存;

    具有世界先进水平的某型三代压水堆核电机组,其反应堆是用来维持可控自持链式核裂变反应、以实现核能利用的装置,而反应堆内部构件是确保反应堆能够正常维持可控核裂变反应的重要核心部件,具有安装工艺流程复杂、技术难度大、安装精度高的特点。堆内构件安装工艺流程优化研究成果作为国家科技重大专项课题的研究成果之一,依据三代压水堆堆内构件的结构特点、基本功能和安装技术要求,对其安装工艺流程进行优化改进,从而实现了安装工艺流程的简化,安装精度和施工效率的提高、施工周期的缩短、施工成本减少的目的,同时为后续三代大型先进压水堆堆内构件安装提供了良好的借鉴。

    2021年06期 v.41;No.172 1119-1125页 [查看摘要][在线阅读][下载 1737K]
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  • 控制棒驱动机构专用电机驱动器可靠性鉴定试验与评估

    肖丽丽;靳峰雷;夏凡;王明政;杨孔雳;谷继品;吴宣东;赵跃东;张浩;

    控制棒驱动机构专用电机驱动器是重要驱动控制设备,可靠性指标较高。在分析其失效机理后,根据阿伦尼斯模型,提出了单应力水平加速寿命试验方案,并与提前评定方案相结合,给出了评估方法。针对某控制棒驱动机构专用电机驱动器进行了可靠性鉴定试验,并对试验数据进行可靠性评估,评估结果远超过指标要求。该试验方案和评估方法可用于指导一般核电产品。

    2021年06期 v.41;No.172 1126-1129页 [查看摘要][在线阅读][下载 819K]
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  • HFETR辐照孔道内中子注量率敏感性分析

    刘红倩;刘水清;康长虎;屈英前;

    精确确定辐照孔道内样品中子注量率分布是开展辐照实验设计的基础,本文对HFETR辐照孔道中子注量率分布的重要影响因素进行了敏感性分析。结果表明,辐照孔道之间的影响随着孔道间距离的增大而减小,距离最近的孔道影响可达8%;考虑所有燃耗步求得的样品中子注量比只考虑中间燃耗步的更精确,两者偏差随着辐照注量的增加而减小,最大偏差达6%;孔道周围燃料元件轴向燃耗均匀分布与近似余弦分布时的样品中子注量率偏差达4%,后者计算精度提高约45%;考虑计算效率和计算精度,计数栅元高度取1.5~2.5 cm较为合适。

    2021年06期 v.41;No.172 1130-1137页 [查看摘要][在线阅读][下载 1341K]
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  • 反应堆压力容器直接安注工况下的旁流现象数值仿真分析

    张明乾;林润;

    采用直接安注技术的反应堆在发生大破口事故(LB-LOCA)时,从直接安注接管进入压力容器的冷却水会有一部分在反应堆压力容器环腔内高速水蒸汽的夹带下不经过堆芯而从破口冷管段直接流出,这部分旁流量会减少流经堆芯的冷却水,对堆芯安全性至关重要。本研究以典型百万千瓦级三环路压水堆中一个环路的冷管段发生LB-LOCA事故为例,建立了再淹没阶段的反应堆环腔数值模型,采用CFD方法研究了反应堆内汽液两相流动规律,获得了安注水通过直接安注接管进入压力容器后的旁流份额和环腔内液位的动态变化特性。研究结果表明,计算得到的两相流动特性与类似实验观察到的关键物理现象一致。本研究建立的数值模型和分析方法能够应用在直接安注技术方案论证设计中。

    2021年06期 v.41;No.172 1138-1144页 [查看摘要][在线阅读][下载 1373K]
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核电厂

  • 高性能核安全级控制显示操作系统软件设计技术研究

    石桂连;王晓燕;李萌;杜乔瑞;马忠刚;

    核安全级控制显示操作设备(Nuclear safety classified control and information display,SCID)是核电站数字化仪控系统的关键设备,实现运行操作人员与数字化核安全级控制保护系统人机交互功能。本文对我国SCID的需求进行了分析,得出研制高性能SCID的必要性;提出了基于商用实时嵌入式操作系统的SCID软件总体设计方案,并对此方案中涉及的核电安全要求的确定性、系统的自诊断、系统的信息安全防范进行重点设计;随后针对商用操作系统使其达到核电同等质量水平出发,详述了商用操作系统选型和商品级物项适用性确认(Commercial Grad Dedication,CGD);目前高性能核安全仪控安全显示在防城港3&4号机组成功应用,成为我国首款获得工程应用的高性能SCID产品。

    2021年06期 v.41;No.172 1145-1153页 [查看摘要][在线阅读][下载 1578K]
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  • 浸渍活性炭燃点影响因素研究

    俞杰;马莉娜;张伟;刘群;魏鹏;张渊;侯建荣;李永国;张雪平;

    本文以椰壳活性炭为基材,研究了浸渍剂TEDA含量、KI含量、风速、堆积体积对燃点的影响规律,并利用均匀性试验设计建立数学模型,对改性活性炭燃点进行燃点预测以及实验验证。结果表明:TEDA浸渍后的活性炭燃点低于基炭,随着TEDA含量的升高,活性炭燃点收敛于335℃;少量的KI能够显著降低活性炭的燃点,但随着KI浸渍比例的再升高,其燃点有所升高,但不会高于基炭;燃点随通过活性炭层空气流速和堆积体积的增大而降低。均匀性试验设计得到的回归方程燃点计算值与实际测量值具有较好的一致性,可以利用此方程在一定范围内对燃点进行预测。

    2021年06期 v.41;No.172 1154-1158页 [查看摘要][在线阅读][下载 1005K]
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  • 核电厂钢制安全壳泄漏率测试系统的开发与验证

    冯利法;黄海涛;

    针对核电厂钢制安全壳泄漏率测试的要求,设计与开发了一套基于LabVIEW软件平台及Compact-RIO嵌入设备的泄漏率测试系统。系统采用了全数字化通讯、RS-485总线技术、采集与分析分离等技术,简化了系统了设计,提高了拓展性及可靠性,并在AP1000钢制安全壳整体泄漏率试验中应用与验证,现场验证表明:系统稳定可靠、计算结果准确可信,可满足钢制安全壳泄漏率测量的要求。系统已在国内AP1000机组役前及在役钢制安全壳整体泄漏率试验中得到了成功应用。

    2021年06期 v.41;No.172 1159-1168页 [查看摘要][在线阅读][下载 1896K]
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  • 核安全级(1E)铂电阻温度计及组件自主化研制

    黄美良;陈蜀志;鞠华;陈洁;郑雅文;赵安中;王华;

    依托自主三代核电"华龙一号"技术需求,中广核工程有限公司联合重庆材料研究院有限公司成功开发了主回路直接测温仪表及组件工程样机,通过了三代核电环境条件的质量鉴定试验,实现产品供货。研制过程中解决了关键材料、总体结构、加工工艺、试验验证及性能评价等技术难题。

    2021年06期 v.41;No.172 1169-1174页 [查看摘要][在线阅读][下载 1215K]
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  • 用于控制系统现场调试的核电汽轮机仿真模型研究

    李江宽;杨里平;林萌;景兴天;

    为实现对CPR1000核电汽轮机控制系统快速且安全的现场调试,建立了基于RELAP5程序的汽轮机仿真模型以替代实际汽轮机设备。计算结果表明,汽轮机模型在满功率稳态工况下的主要参数计算值与实际机组运行数据之间的误差满足要求;在线性升降功率、负荷阶跃变化、甩负荷等动态工况下的主要参数计算结果与实际机组运行数据变化趋势一致,说明所建立的汽轮机仿真模型可以替代实际CPR1000核电汽轮机与控制系统连接,完成对汽轮机控制系统控制逻辑正确性的定性调试。

    2021年06期 v.41;No.172 1175-1182页 [查看摘要][在线阅读][下载 1877K]
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  • 铅铋合金固态氧控旁路性能影响因素研究

    李小波;王译锋;朱卉平;刘芳;牛风雷;

    求解复杂的几何结构体内长时段瞬态氧浓度时,点堆模型比计算流体动力学(CFD)方法具有明显计算优势,未来能更好地移植到模型预测系统中。本研究结合液态铅铋合金(LBE)腐蚀经验公式与氧化铅(PbO)溶解模型,同时基于点堆模型并使用汇编语言编程,研究CRAFT回路的氧控旁路性能的影响因素。分析了主回路质量流量、氧控旁路质量流量与主回路质量流量比、质量交换器(MX)内温度、PbO装量的影响。研究表明主回路质量流量、PbO装量与回路建立平衡的时长及平衡氧浓度值正相关,氧控旁路质量流量与主回路质量流量比与其反相关,而MX内温度与平衡氧浓度值正相关。因此,可通过提升氧控旁路与主回路的流速比提高控氧性能,MX的运行温度和氧化铅装量应与回路匹配。

    2021年06期 v.41;No.172 1183-1188页 [查看摘要][在线阅读][下载 1619K]
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  • 核电厂数字化仪控系统I/O卡件备件数量优化

    张磊;夏林路;周世梁;陈浠毓;

    数字化仪控系统(DCS)是核电厂的神经中枢,是一种以微处理器为基础,采用控制功能分散显示、操作集中、兼顾分而自治和综合协调的设计原则的仪表控制系统,它对机组的安全、经济运行起着至关重要的作用。I/O卡件是DCS与现场仪表交互的关键部件,当I/O卡件出现故障时,需要及时更换,所以I/O卡件需要一定数量的备件。如果备件过少,系统可用率达不到要求,反之会导致总费用过高。基于马尔可夫模型,提出了一种可用率约束条件下,考虑共因失效的I/O卡件备件数量优化方法。并采用概率检测器PRSIM实现了对马尔可夫模型的定量分析,得出了满足可用率的约束条件的最少备件数,达到降低核电厂DCS运行维护费用的同时,保证其安全可靠运行的优化效果。

    2021年06期 v.41;No.172 1189-1194页 [查看摘要][在线阅读][下载 1441K]
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  • 基于SOP的核电厂火灾事故处理程序的自主开发

    吴广君;董旭;吕晓;杨自军;梅亮;

    核电厂火灾事故处理程序(FAIOp)是状态导向法事故处理程序(SOP)的重要组成部分。为完成阳江核电厂FAIOp开发,本文研究了SOP的基本原理和FAIOp的作用,分析研究了FAIOp的结构、主要内容、与其它程序的接口关系等。在此基础上针对阳江核电厂的现状,提出了FAIOp程序的正向开发流程,并完成了FAIOp程序开发。

    2021年06期 v.41;No.172 1195-1200页 [查看摘要][在线阅读][下载 1497K]
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核安全

  • 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06期 v.41;No.172 1201-1209页 [查看摘要][在线阅读][下载 1860K]
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  • 基于Duhamel积分的横梁动载冲击分析

    谢庆;

    以多自由度体系的动力特性分析为基础,对瞬态冲击下的横梁进行多体动力学分析,在此基础上对旋转机械瞬态冲击的横梁进行了动力学响应测试。以Duhamel积分为基础研究了冲击载荷下旋转机械的扭转时间、扭转弧长轨迹和冲击力矩的大小,并将其与实测数据对比,理论分析数据与解体检测的数据基本吻合。以此为基础对横梁瞬态的扭转冲击能量进行了分解,对三种不同假设条件下的能量耗散进行了数值分析,结合横梁的具体结构进一步研究了碰撞过程横梁的水平和垂直振动变化情况。以减小垂直振动冲击为目标,提出了相应的解决措施和方案。

    2021年06期 v.41;No.172 1210-1214页 [查看摘要][在线阅读][下载 943K]
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  • 基于蒙特卡罗方法的碳化硅包壳失效概率论评价

    邓阳斌;殷园;巫英伟;田文喜;秋穗正;苏光辉;

    碳化硅(SiC)包壳是一种极具前景的反应堆事故容错包壳。本文基于大量实验数据,考虑尺寸效应开发了单相SiC材料、SiCf-SiC复合材料、多层SiC包壳的失效预测模型。基于此,采用核燃料性能分析程序开展了压水堆燃料pin-by-pin性能分析和包壳失效概率计算,完成了全堆芯尺度包壳安全特性不确定性评价,并以失效概率最大的燃料棒为例,通过蒙特卡罗模拟计算深入剖析了包壳应力和安全状态的关键影响因素。

    2021年06期 v.41;No.172 1215-1222页 [查看摘要][在线阅读][下载 2719K]
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  • 单层和双层安全壳核岛厂房飞机撞击的振动对比分析

    薛卫;王俊峰;杨燕红;吴昊;

    目前主流三代核电堆型,如EPR、VVER、"华龙一号"(HPR1000)等多采用双层安全壳设置方式,其中外壳可用来抵抗大型商用飞机的恶意撞击,内壳可起到防止核辐射泄漏的作用。为提升经济性,可将双层壳优化为单层壳,使其既能抵抗飞机撞击又能作为辐射屏障,但其可行性需要进行研究。本文建立了精细化的单层壳和双层壳反应堆厂房有限元模型,并采用飞射物—靶体相互作用方法对三种撞击工况下厂房牛腿、内部结构楼层及设备支撑点处的加速度时程和反应谱进行了对比分析。基于对比结果,从振动响应方面,对商用飞机撞击作用下双层壳优化为单层壳的可行性进行了评估。

    2021年06期 v.41;No.172 1223-1233页 [查看摘要][在线阅读][下载 2682K]
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  • CEFR一台一回路泵停运叠加失厂外电非对称工况的三维瞬态热工水力特性数值模拟

    马翔凤;陆道纲;梁江涛;符精品;刘一哲;杨军;郭忠孝;张钰浩;

    一台一回路泵停运叠加失厂外电事故下堆容器及堆内非对称三维热工水力特性对于池式快堆的设计与安全运行十分重要。池式钠冷快堆结构复杂,流动路径多,现有系统程序难以准确获得快堆非对称事故下的三维热工水力特征。本研究基于三维数值计算方法,建立CEFR冷热钠池全尺寸一体化模型,模拟了CEFR一台一回路泵停运叠加失厂外电这一典型非对称瞬态事故工况下的三维热工水力行为,特别是主泵惰转及返流的瞬态过程,揭示了钠池内三维非对称流场、温度分布及IHX进出口温度等关键热工参数的瞬态变化特性。计算结果表明,在事故前1 500 s,冷却剂自停运环路IHX出口向上返流至热钠池并通过正常环路IHX出口进入冷钠池,正常环路IHX出口平均温度在600 s左右出现极大值约491.9℃,而停运环路IHX出口温度持续上升并逐渐与正常环路趋于一致。该计算结果可为该工况下反应堆安全评价及结构应力分析提供关键数值参考。

    2021年06期 v.41;No.172 1234-1243页 [查看摘要][在线阅读][下载 2651K]
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  • MCCI过程中的化学反应模型研究

    曹瑛;沈梦思;林萌;常岩;

    严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)对压水堆的安全分析十分重要,其中化学反应过程既释放了化学能,又产生大量易燃气体氢气,对安全壳的完整性造成威胁。本文基于国产化自主开发的严重事故程序cosSA,分析其MCCI化学反应计算模型,以典型百万千瓦级压水堆为建模对象,计算严重事故下MCCI现象并重点评估化学反应过程产生的影响。计算结果表明,化学反应早期阶段释放出相当于传至混凝土壁面总热量20%的化学能,从而对熔融物向混凝土的传热计算以及安全壳混凝土壁面熔蚀产生影响;化学反应还消耗混凝土分解释放的水蒸气产生大量氢气触发了安全壳内的燃烧,并且不凝性气体逐渐聚集使安全壳缓慢升压最终导致安全壳超压失效。

    2021年06期 v.41;No.172 1244-1250页 [查看摘要][在线阅读][下载 1703K]
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  • 丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施分析

    侯丽强;张明;李峰;刘一泽;罗炜;刘兆东;黎春梅;郑洪涛;

    为研究丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故应对措施,建立了某先进压水堆的一体化计算模型,针对丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故,分析了不同应对措施的缓解效果。结果表明,在丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故下,若汽动辅助给水泵可以成功运行,则堆芯热量可以被有效排出,一回路压力、温度、水位将维持在相对稳定的状态;若非能动余热排出系统投入成功,则堆芯热量同样可以被有效排出,一回路压力、温度呈现逐渐下降的变化趋势,堆芯则始终处于淹没状态;若汽动辅助给水泵运行失效且非能动余热排出系统投入失败,一回路压力、温度将会上升,而堆芯则会发生裸露,面临熔毁风险。此外,研究结果也表明,在不同应对措施组合下,丧失交流电源叠加丧失最终热阱事故的应对时间是不同的。可以为先进压水堆优化改进关键技术研究提供支持。

    2021年06期 v.41;No.172 1251-1259页 [查看摘要][在线阅读][下载 2409K]
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  • 湍流情况下气溶胶微小通道沉积规律数值模拟研究

    涂卓;曹学武;

    本文利用数值模拟方法研究湍流情况下气溶胶微小通道内的沉积规律。通过对Muyshondt实验的模拟并与实验数据对比验证了雷诺应力模型(RSM)和离散相模型(DPM)的适用性。分析了颗粒粒径、气体流量对气溶胶沉积的影响,并利用修正后的DPM模型研究了通道弯曲度对气溶胶沉积的影响。结果表明在湍流情况下,气溶胶在微通道内沉积占优机制为湍流扩散,主要影响粒径较小的气溶胶颗粒,随着雷诺数增大,湍流扩散增强,颗粒总沉积率增大;在弯曲通道内,气溶胶颗粒沉积率随粒径变化呈现先增大后减小的趋势,由于惯性碰撞作用增强,颗粒总沉积率相比水平通道显著增大,但进一步增大通道弯曲度对颗粒总体沉积率的影响不显著。

    2021年06期 v.41;No.172 1260-1267页 [查看摘要][在线阅读][下载 2046K]
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  • 大型钠冷快堆1E级DCS的紧急停堆系统可靠性计算分析与评价

    张强;李磊实;黄婧;尹宝娟;

    国产1E级分布式控制系统(DCS)首次应用于大型钠冷快堆,其可靠性对反应堆的安全至关重要。针对大型钠冷快堆,采用独立于设计方马尔可夫分析法的故障树分析方法,选择保护系统中紧急停堆系统的拒动概率进行审评复核计算,建立故障树可靠性计算分析模型进行计算,并与设计方提供的可靠性计算结果比较分析。结果表明,1E级DCS保护系统中紧急停堆系统的拒动概率计算结果与设计方计算结果相对偏差在8%以内,两种方法的计算结果符合技术规格书要求,表明设计方计算结果是可接受的,为大型钠冷快堆1E级DCS的核安全审评提供了技术支持。

    2021年06期 v.41;No.172 1268-1274页 [查看摘要][在线阅读][下载 1872K]
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  • 安全壳超压排放工况下乏池水洗效果增强措施研究

    高圣钦;付亚茹;梅其良;孙大威;

    在CAP1400核电厂安全壳超压排放工况下,安全壳内的水蒸气和不凝性气体的混合气体将被排往乏燃料池,为安全壳卸压,同时乏燃料水池可对其中的放射性物质起到水洗去除的作用。为了增强该工况下乏池对放射性物质的水洗去除效果,减少安全壳超压排放造成的厂外剂量后果,本文针对CAP1400核电厂安全壳超压排放工况下的水洗过程,选取多个水洗关键参数进行敏感性分析,以研究其对乏池水洗气溶胶的总去污因子(DF)的影响,根据分析结果和工程实际,提出了增强乏池放射性水洗效果的措施和建议,可为超压排放装置的优化设计等提供参考。

    2021年06期 v.41;No.172 1275-1280页 [查看摘要][在线阅读][下载 1604K]
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  • AP1000堆型核电厂安全性能指标研究

    张泽宇;张彬彬;张小婷;丁珊珊;

    核电厂安全性能指标(SPI)是国家核安全局核电厂运行期间总体安全状况的表征。安全系统不可用度指标(SSUI)是SPI体系中的一类指标,用于评价重要的事故缓解系统在需要其投入时的可用性。AP1000核电厂因其系统设计的特殊性,无法简单沿用国内现有运行核电厂的结论。本文采用风险指引型决策理念,识别了AP1000核电厂中执行SSUI中指定功能要求的系统,利用概率安全分析(PSA)模型计算这些系统的风险重要度并进行分析,并综合多种因素选择SSUI监测对象。随后,针对1E级直流和不间断电源系统(IDS),确定系统不可用度范围与安全级别的对应关系。

    2021年06期 v.41;No.172 1281-1288页 [查看摘要][在线阅读][下载 1232K]
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核技术

  • 基于指纹定位技术的放射源定位方法研究

    杨静远;金珊;韩冬傲;黄家祺;夏小涵;

    放射源定位是放射性物质安全监管的重要内容之一。目前基于移动式探测器的定位方案存在应用条件、部署成本、监控时效等诸多方面的挑战。本文提出一种基于指纹定位技术的放射源定位方法,讨论了基于多探测器的放射源指纹定位系统设计方案,建立了基于环境辐射监测系统的仿真模型,设计了基于WKNN和XGBoost的放射源指纹定位算法并进行了实验仿真。结果表明:在4顶点探测器布置仿真模型中,基于WKNN和XGBoost的算法定位精确度差异不大,定位精度小于25米的精确度分别为89.1%和90.18%,基于XGBoost算法的放射源定位方法实时性较高,运行时间为WKNN算法的7.8%。

    2021年06期 v.41;No.172 1289-1296页 [查看摘要][在线阅读][下载 1242K]
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  • 总中子法在钚溶液系统浓度测量中的应用研究

    赵子凡;梁庆雷;杨海峰;霍小东;刘国荣;李井怀;

    目前被动中子法在国外钚浓度在线监测中应用较多,我国对于此项技术在钚溶液系统浓度测量中的研究则相对较少。钚溶液中的自发裂变中子和(α,n)中子,部分在慢化过程中直接被吸收,部分经慢化、吸收、裂变释放出诱发裂变中子,部分逃脱吸收最终泄漏出溶液系统,在中子探测器中形成计数,原则上可由"点模型"方程推算出溶液中的钚浓度。本文以钚溶液系统为对象,开展了总中子计数法推算钚浓度的研究,深入探讨了钚同位素组成比例和钚溶液中(α,n)中子的影响,实现了钚浓度计算程序。设计并搭建了验证实验,使用3He探测器和涂硼探测器实测了7个不同浓度的钚溶液样品的总中子计数率,钚浓度计算程序给出的钚浓度值与化学标定值符合良好。结果表明,考虑了钚溶液中(α,n)中子和钚同位素组成比例的影响后,利用基于"点模型"方程的总中子法进行钚浓度分析具有很好的精度,为后续进一步将中子法应用于钚浓度在线监测打下了良好的基础。

    2021年06期 v.41;No.172 1297-1302页 [查看摘要][在线阅读][下载 1382K]
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  • 分体装配式自给能传感器绝缘电阻影响因素分析

    谷中鑫;胡润勇;尹小龙;王广金;张敬祎;刘伯宇;

    为了比较分体装配式自给能传感器各参数对绝缘电阻的影响,以及进一步为了解决从传感器结构设计方面提高绝缘电阻的问题。本文将根据分体装配式自给能传感器结构特点,建立探头绝缘电阻、引线绝缘电阻以及整体绝缘电阻的计算模型。研究分析传感器探头内材料电阻率、发射体与绝缘壳体配合间隙、发射体偏心、发射体与芯线连接段长度以及引线电缆长度对绝缘电阻的影响。通过理论分析和计算,传感器引线电缆长度是影响整体绝缘电阻的关键因素,发射体偏心和配合间隙对整体绝缘电阻的影响可以忽略不计,尤其对于引线长度10 m以上的传感器。本文对自给能传感器的结构设计具有参考价值。

    2021年06期 v.41;No.172 1303-1309页 [查看摘要][在线阅读][下载 1439K]
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  • Me-TODGA和TODGA萃取及辐照性能的对比研究

    苏哲;何喜红;曹智;袁洁琼;谢书宝;张虎;何辉;叶国安;

    N,N,N’N’-四辛基-3-氧戊二酰胺(TODGA)是最常用的酰胺荚醚类萃取剂,N,N,N’N’-四辛基-2-甲基-3-氧戊二酰胺(Me-TODGA)是TODGA的一种衍生物,有望取代TODGA应用于高放废液分离流程。本文对比研究了Me-TODGA和TODGA萃取三价锕系、镧系元素以及Sr(Ⅱ)、Zr(Ⅳ)、Pd(Ⅱ)等裂片元素的性能,并考察了吸收剂量对两者萃取性能的影响。结果表明,Me-TODGA和TODGA萃取高浓度金属离子时会出现三相,加入0.50 mol/L TBP-煤油溶液作相改良剂时,可防止三相的出现;Me-TODGA/TBP体系对于锕系、镧系、裂片元素的萃取能力弱于TODGA/TBP体系,有利于三价锕系和镧系元素反萃以及裂片元素的洗涤。Me-TODGA和TODGA萃取Eu(Ⅲ)和Sr(Ⅱ)分配比的对数值都随吸收剂量线性下降,但Eu(Ⅲ)和Sr(Ⅱ)的分离因子随吸收剂量变化较小。Me-TODGA的辐照稳定性相对于TODGA较差,加入TBP后体系的耐辐照性能有所改善。

    2021年06期 v.41;No.172 1310-1316页 [查看摘要][在线阅读][下载 1252K]
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  • 国家废源库废放射源近地表处置活度限值研究

    范泽;圣锋;吴宏;陈运利;王杰;王洪祖;

    在统计分析国家废源库现存废放射源核素种类、数量、活度分布的基础上,对废放射源进行了分类筛选,以废放射源近地表处置为目的,从长期安全性的角度,推导了可近地表处置的主要核素的活度上限值。并以此限值估算了国家废源库废放射源近地表处置的减容效果。

    2021年06期 v.41;No.172 1317-1323页 [查看摘要][在线阅读][下载 909K]
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  • 核损害赔偿责任公约法律体系下运营者场内财产的除外责任初探

    梁晨晨;

    就核损害赔偿责任的除外责任,一般而言国际公约及国内法均规定了战争、武装冲突、受害人故意等情形,个别公约提及了巨大自然灾害,然而,鲜有公约或国内法对发生核事故的核设施的边界进行详细探讨,也因此在实践中核设施的场内财产边界划分产生诸多问题。本文旨在通过对国际公约及其磋商文件的分析,为运营者的场内财产除外责任的边界进行探讨,并通过对各国相关国内法的借鉴,为解决实践中的问题提出相应结论和参考。

    2021年06期 v.41;No.172 1324-1331页 [查看摘要][在线阅读][下载 757K]
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  • H杂质在Mo-Ta晶格中成键机制的研究

    蔡宗坚;刘睿;

    Mo-Ta合金作为一种有高熔点、抗辐照等特点的材料,被视为聚变工程中制造第一壁的潜在材料。目前有关Mo-Ta合金与H杂质相互作用的研究还不完善,本文研究了H杂质在体心立方Mo53Ta1合金中间隙位置的成键机制。通过基于密度泛函的第一性原理方法,通过Material Studio的CASTEP(Cambridge Serial Total Energy Package)模块计算了Mo53Ta1-H体系的溶解能,态密度与布居数。溶解能计算结果表明:H原子在Mo-Ta合金中更倾向于存在与四面体间隙位置;通过分波态密度与布居数,分析了H、Mo、Ta之间不同电子轨道间电子转移情况与不同原子间的成键情况。得出Mo、Ta间为金属键,H与Ta和Mo之间存在共价作用,且H与Ta之间的共价作用更强。

    2021年06期 v.41;No.172 1332-1340页 [查看摘要][在线阅读][下载 1318K]
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  • 核级减压阀抗震计算方法研究及试验验证

    陈一伟;张正春;张跃;李海涛;石红;

    基于workbench软件针对一种核级减压阀进行了抗震性能分析,进行了固有频率及安全停堆地震载荷下的应力分析,并根据ASME应力评价规范,在风阀危险点处的应力及应变进行评定。最后,对该减压阀进行抗震试验并与分析结果进行对比。结果表明,应力分布均未超过风阀所能承受的应力极限值,即所设计的减压阀符合设计规范,能够满足工况要求,实验结果与分析结果具有高度一致性。论文分析结果为该类核级减压阀的抗震分析提供了依据并通过试验方式验证了该分析方法的有效性。

    2021年06期 v.41;No.172 1341-1346页 [查看摘要][在线阅读][下载 1583K]
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  • 双碳目标下我国核电发展趋势分析

    张蕴;

    核电具备能量密度高、单机功率大、可长期稳定运行等突出优势,适用于承担大型电网基负荷,能够大规模替代化石能源,是全球大国应对气候变化和能源结构低碳化转型的最现实选择,也是我国实现"双碳目标"的必然选择。与其他能源相比,核电有其特殊性,尤其是安全性和可靠性,给核电的大规模发展带来了诸多不确定性。本文从面向国家重大需求角度出发,分析"双碳目标"下我国核电的发展趋势、面临的主要问题与挑战,为我国核电的可持续发展提供参考建议。

    2021年06期 v.41;No.172 1347-1351页 [查看摘要][在线阅读][下载 760K]
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  • 核科学与工程第41卷2021年总目录

    <正>~~

    2021年06期 v.41;No.172 1352-1364页 [查看摘要][在线阅读][下载 467K]
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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06期 v.41;No.172 1366页 [查看摘要][在线阅读][下载 576K]
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