- 冯伟;黄晨;杜爱兵;李正操;
对国产T92钢进行200keV的Xe离子辐照试验,使用透射电子显微镜(TEM)考察该能量下不同辐照损伤剂量对其微观结构的影响,研究结果表明:T92钢典型的微观组织结构主要包括马氏体板条结构,碳、氮化合物颗粒和位错网络;辐照导致M23C6颗粒出现非晶化,且随着辐照损伤剂量的增加,非晶化越来越明显;辐照损伤剂量较小(1.4dpa和6.8dpa)时,辐照试样中出现黑斑结构(空位和间隙原子簇),所有的辐照试样中没有发现辐照产生的位错环和空洞。
2014年03期 v.34;No.132 302-306页 [查看摘要][在线阅读][下载 164K] [下载次数：117 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：152 ] - 别业旺;张东辉;陈晓亮;范振东;杨勇;
反应堆燃料元件破损后,为了确保运行安全和及时处理破损事故,必须对破损的燃料组件进行定位操作。本文广泛调研了国际上钠冷快堆中采用的各种燃料破损定位方法,介绍了定位原理,评析各种方法的应用范围和缺陷,展望了燃料破损定位技术的研发趋势,为我国钠冷快堆燃料破损定位方法的选择提供了参考依据。
2014年03期 v.34;No.132 307-315页 [查看摘要][在线阅读][下载 258K] [下载次数：240 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：273 ] - 宋婧;肖会文;王明煌;邹俊;刘超;曾勤;蒋洁琼;FDS团队;
使用IAEA基准池式纳冷快堆例题BN-600对FDS团队自主开发的大型集成多功能中子学计算分析系统VisualBUS4进行测试,通过与国际上其他单位的程序和数据库计算结果进行对比分析,其中有效增值因子、燃料多普勒系数、不锈钢多普勒常数、燃料密度系数、不锈钢密度系数、吸收体密度系数、纳密度系数、轴向膨胀系数、径向膨胀系数及有效缓发中子份额的计算结果均介于其他单位测试值之间,与平均值符合的较好。测试结果初步验证了VisualBUS4在复杂快中子堆型设计中正确性和可靠性。
2014年03期 v.34;No.132 316-321页 [查看摘要][在线阅读][下载 175K] [下载次数：105 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：254 ] - 黄文杰;米争峰;王密;贾云腾;
快堆以金属钠作为冷却剂,但金属杂质铁、钡和锡的存在会对其导热性能产生不利影响。为了监控钠的品质,建立了电感耦合等离子体-原子发射光谱(ICP-AES)测定钠中痕量元素铁、钡和锡的方法。本实验在惰性-真空手套箱中称取熔化的钠,取出后以乙醇-水体系直接溶解,然后加入共沉淀剂镧溶液,将待测离子铁、钡、锡和基体钠分离,最后用ICP-AES进行测定。此法对铁、钡和锡的检测范围是2.0~30μg/g Na。对高纯钠进行了加标回收实验,铁、钡和锡的平均回收率分别是97.9%、95.8%、93.5%,相对标准偏差分别是1.5%、1.2%、1.8%。本方法已用于净化钠和中国实验快堆一回路钠中的杂质分析,测定结果令人满意。
2014年03期 v.34;No.132 322-326页 [查看摘要][在线阅读][下载 104K] [下载次数：82 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：215 ]
- 张丽;闵琪;何树延;吴莘馨;
热气导管是高温气冷堆中氦气循环的重要流道,其在各工况下的结构完整性与稳定性关系到反应堆是否能运行安全。本文详细分析了热气导管在事故工况下所承受的压力载荷,包括绝热纤维对管壁的压力以及一回路失压事故时发生氦气泄漏产生压力;并根据得到的压力载荷计算了热气导管承受外压时的结构稳定性。计算结果表明热气导管在事故工况的压力载荷作用下能够保持结构的完整性并且不会发生失稳。
2014年03期 v.34;No.132 327-331页 [查看摘要][在线阅读][下载 163K] [下载次数：162 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：134 ] - 白成斐;王磊;付学峰;王闯;张松文;李军德;张洪;
宁德核电站一号机组作为世界首例首循环采用钆作为可燃毒物的大型商用压水堆,堆芯首次启动物理试验是检验堆芯设计的重要依据。本文叙述了宁德核电站一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差均满足验收准则。
2014年03期 v.34;No.132 332-336页 [查看摘要][在线阅读][下载 118K] [下载次数：119 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：250 ] - 杨旭;周涛;汝小龙;林达平;方晓璐;
在反应堆运行时,由于燃料棒、堆内构件等部件会受到高压过冷态的冷却剂的腐蚀冲刷的影响,会产生许多不溶性腐蚀产物。利用FLUENT软件模拟不溶性粒状腐蚀产物在堆芯燃料棒流域里沉积分布。对液相采用标准k-ε模型预测通道内流场与近壁面区域的湍流变化,对腐蚀产物颗粒物采用DPM模型(离散相模型)来跟踪颗粒的运动轨迹。研究发现:在堆芯流域腐蚀产物颗粒在对称面附近形成高浓度区域,在入口段腐蚀产物颗粒浓度比出口段高。在包壳入口段表面呈大面积附着沉积,这会改变堆芯中子通量分布和包壳材料的热导率,引起堆芯轴向功率偏移;而在包壳出口段表面呈点状沉积,这会导致包壳出现点蚀现象。点蚀区域会引起传热恶化,破坏包壳完整性。针对腐蚀产物颗粒沉积规律和堆内组件的腐蚀特点,提出定时定点、针对局部强化清理等缓解措施。
2014年03期 v.34;No.132 337-342页 [查看摘要][在线阅读][下载 192K] [下载次数：359 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：16 ] |[阅读次数：218 ] - 姜建军;陈振伟;冉小兵;任红兵;
岭澳核电站3号机组在热态功能试验期间发现多组堆芯过滤装置损坏。本文通过对堆芯过滤装置的失效原因进行分析,针对性地提出了改进方案,并通过机械试验的方式模拟堆芯过滤装置滤网脱落或断裂的失效过程,从而验证了分析结果的准确性以及新型堆芯过滤装置性能的优越性。
2014年03期 v.34;No.132 343-347页 [查看摘要][在线阅读][下载 276K] [下载次数：58 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：119 ]
- 袁凯;邹杰;佟立丽;曹学武;
非能动先进压水堆核电厂在严重事故下,安全壳可能发生失效,导致大量放射性物质向环境释放。本文针对非能动先进压水堆核电厂可能发生的早期失效、中期失效、晚期失效三种释放类别,建立百万千瓦级非能动先进压水堆的事故分析模型,分别针对自动卸压系统第二级卸压阀误开启,DVI管线上发生当量直径为4英寸的破口,以及热管段发生当量直径为2英寸的破口的典型严重事故序列,在研究事故进程的基础上,分析事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,最终计算释入环境的裂变产物源项。本文分析结果可为严重事故管理以及厂外放射性后果评价提供支持。
2014年03期 v.34;No.132 382-389页 [查看摘要][在线阅读][下载 405K] [下载次数：254 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：234 ] - 王强;黎国民;况德军;
数字化反应堆保护系统(Reactor Protection System,RPS)作为重大改进项在CPR1000压水堆机组岭澳核电站首次引入,设计方案经历了多次变更和优化,最终伴随着岭澳核电站成功商运后完成了方案固化。本文介绍了基于阿海珐公司提供的安全级数字化仪控平台(TELEPERM XS,TXS)在岭澳核电站反应堆保护系统最终实现方案,进而重点分析反应堆保护系统方案实现特性。上述论述对后续核电站反应堆保护系统方案实现及其国产化研制提供了借鉴和参考意义。
2014年03期 v.34;No.132 390-396页 [查看摘要][在线阅读][下载 447K] [下载次数：129 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：8 ] |[阅读次数：167 ] - 佟立丽;曹学武;
本文开发了针对蒸汽发生器(SG)二次侧复杂流道结构的气溶胶沉积模型,并移植在核电厂一体化严重事故分析程序中。并以600 MW压水堆核电厂为研究对象,基于原模型与新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型,对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)源项进行了计算,并对新模型对安全壳旁路释放类的影响进行了分析。结果表明,采用新的二次侧气溶胶沉积模型后将会有更多的气溶胶沉积在SG二次侧,新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型导致安全壳旁路释放类中对环境释放份额减少26.6%~71.1%。
2014年03期 v.34;No.132 397-402页 [查看摘要][在线阅读][下载 225K] [下载次数：239 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：181 ]