反应堆工程

  • 基于耐高温CRDM的堆顶结构散热性能研究

    莫少嘉;方健;段远刚;李跃忠;马若群;

    对耐高温控制棒驱动机构(CRDM)、取消强制通风的堆顶结构,采用计算流体力学(CFD)方法,基于含内热源的导热与对流耦合原理,分析堆顶结构不同通风形式下的散热性能。通过对自然对流、堆腔池辅助通风、设置围筒等方式进行分析,研究不同方式下反应堆堆顶流场及CRDM线圈的散热效果。研究结果表明:采用堆腔池辅助通风方式,通风散热性能明显优于自然对流冷却方式,线圈温度明显降低;增加围筒装置,可以使更多冷却空气约束在围筒范围内,产生“烟囱效应”,通风散热的效果更明显。采用辅助通风方式可以有效提高耐高温CRDM的设计裕量以及一体化堆顶结构的可行性。

    2024年02期 v.44;No.186 251-256页 [查看摘要][在线阅读][下载 1538K]
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  • 基于塑料闪烁体阵列探测器的中微子事例重建方法

    张余炼;郭一;魏志勇;宋金兴;孙鹏飞;郭义盼;帅嘉;闻雪;

    反中微子探测技术为反应堆监测提供了一种新的有效手段。面向核反应堆的监测,研究了基于塑料闪烁体阵列探测器的中微子事例重建方法。使用Geant4计算了中微子在探测器内的快慢信号能量和延迟时间窗。采用传统快慢信号能量结合时间窗进行中微子事例重建,其重建效率为97%。考虑到中微子事例的主要本底,以模拟的阵列探测器各单元响应作为输入变量,引入多变量分析方法,系统分析了反中微子探测器对事例和本底的响应。结果表明,该重建方法的中微子总重建效率为78.6%的同时,可以拒绝84%具有时间关联的快中子本底与72.4%偶然符合的γ本底。证明了多变量分析方法抑制反中微子探测器宇宙线本底的有效性。

    2024年02期 v.44;No.186 257-265页 [查看摘要][在线阅读][下载 1414K]
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  • 蒙特卡罗程序中螺旋曲面的处理方法研究

    崔军;李爽;马小雅;陈超;陈晨晨;

    随着反应堆的发展,核反应堆设计中的燃料元件趋于多样化。十字螺旋燃料元件便是其中一种,相较于传统的压水堆燃料元件,螺旋状结构元件能够在保证强换热能力的同时维持运行工况下的材料强度和结构完整性,从而提高反应堆安全性和经济性。为了更好描述粒子在燃料组件中的行为,就需对粒子输运方程进行求解。常见求解粒子输运方程方法有确定论和蒙特卡罗方法。相较于确定论方法,蒙特卡罗方法基本可表述任意形状几何。但在目前常见的蒙特卡罗程序中,均未发现有关螺旋曲面几何形状的研究。因此开发了蒙特卡罗程序中螺旋曲面的相关描述方法,并且提出了两种距离求解方法:逼近法和逼近法优化-固定步长调节策略。通过仿真实验比较,发现后者可有效提高计算效率。

    2024年02期 v.44;No.186 266-273页 [查看摘要][在线阅读][下载 986K]
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  • 反应堆热工水力验证性数据库的建设与展望

    黄茜;胡梦岩;彭翠婷;张祎轩;刘宇生;杨军;

    核反应堆热工水力性能有关的实验数据主要来自于核电厂实际运行及模拟反应堆事故瞬态的试验台架。几十年来,各国建设了众多反应堆热工水力试验台架,例如LOFT、LOBI、PKL、ROSA、ATLAS、ACME等,并获取了一系列实验数据,这些数据可用于核电厂设计及反应堆安全性的验证和评估,亦为开发新的热工水力程序提供确认数据。国际上已经建立了一些数据库,例如TIETHYS、STRESA和SANIS等,来更好地保存和利用这些有价值的台架信息与实验数据。随着实验数据的不断累积与完善,验证性数据库建设开始提上日程。基于自主化三代堆技术的发展和自主化核电软件验证的需求,在建设并运行相关大型试验台架的基础上,国内开始建设相关验证性实验数据库。本文详细介绍了国际大型热工水力试验台架验证性数据库的主要内容和建设框架,参考一些其他核能相关的数据库,讨论了目前我国相关试验台架数据库的需求与进展,提出了反应堆热工水力验证性数据库的相关建议。

    2024年02期 v.44;No.186 274-285页 [查看摘要][在线阅读][下载 1401K]
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  • 基于非结构网格粒子输运的蒙特卡罗模拟计算研究

    王立鹏;陈森;张信一;姜夺玉;胡田亮;曹璐;李达;陈立新;

    传统的构造实体几何的建模方式不能满足复杂几何输运、多物理耦合计算和大尺度核辐射效应模拟等问题,目前MCNP程序允许在非结构化的网格下跟踪粒子,它是作为一个网格空间嵌入在传统的构造实体几何之中,非结构网格几何采用有限元程序ABAQUS创建,使用MCNP的径迹长度估计器计算非结构网格单元内的输运结果,并在非结构网格上执行单元对单元的跟踪,结果可以输出到ABAQUS或者Paraview进行可视化和其他物理分析。本文分析了两种典型的基准实验:Ueki固定源和Godiva临界源问题,模拟结果表明,UM几何的运行时间和与CSG几何的计算偏差与输入网格单元的数量、单元的阶数成正比,同样阶数的四面体比六面体结果误差更小,本文的非结构网格计算结果与传统的构造实体几何结构结果具有很好的一致性。

    2024年02期 v.44;No.186 286-294页 [查看摘要][在线阅读][下载 1355K]
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  • 高温气冷堆热态功能试验中一回路加热动态特性研究

    刘俊峰;王成龙;秋穗正;李文姝;苏光辉;田文喜;马晓珑;

    高温气冷堆反应堆压力容器堆内构件由石墨和碳化硼烧结陶瓷材料组成,热态功能试验过程中需对一回路堆内构件进行加热除湿。针对高温气冷堆一回路热试系统特点,采用COMSOL Multiphysics 5.4计算软件构建了压力容器、蒸汽发生器和主氦风机三维数值模型,并通过示范工程加热试验值验证了模型的可靠性,并获得了一回路加热过程中温度场动态特性。为了解决高温气冷堆示范工程一回路首次加热效率低的问题,提出了将辅助蒸汽通入到蒸汽发生器,并动态调整辅助蒸汽运行参数来加热一回路氦气的方法,结果表明:相较于主氦风机单独加热方式,外加辅助蒸汽热源可节省加热时间约31.3 h,同时可将堆芯最终平衡温度由250℃提高至265℃;在满足运行准则的前提下,更有利于碳砖和石墨堆内构件的除湿。该研究结果为高温气冷堆一回路热试提供了有力支持。

    2024年02期 v.44;No.186 295-301页 [查看摘要][在线阅读][下载 1371K]
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  • 液态金属快堆负荷跟踪能力研究

    王晓婷;朱建敏;张薇;

    液态金属快堆的负荷跟踪控制模式尚处于理论研究阶段,液态金属快堆的物理热工特性相比压水堆有较大差异,对反应堆的运行和反应性的控制带来较大挑战。为实现其负荷跟踪能力,需设计合理可行的液态金属快堆反应堆控制策略和相应的控制系统。本文以液态金属快堆为研究对象,建立了系统程序模型,并在此基础上搭建反应堆控制系统模型。结合液态金属快堆实现负荷跟踪能力的运行要求和液态金属冷却剂的物性特点,提出了液态金属快堆的控制系统策略。对正常运行瞬态和大幅度负荷快速变化瞬态进行计算模拟以验证反应堆控制策略。结果表明,典型的运行工况下,控制系统方案具备良好控制性能,液态金属快堆具备负荷跟踪能力和较高的运行灵活性。负荷跟踪能力的研究为后续液态金属快堆的灵活运行奠定基础,有助于拓展液态金属快堆的应用场景,提高运行经济性。

    2024年02期 v.44;No.186 302-308页 [查看摘要][在线阅读][下载 1267K]
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  • 游泳池式轻水反应堆池壁池底及关键构件老化评估

    蔡光博;杨笑;李保青;李艾娟;陈晓亮;

    核反应堆老化问题是决定反应堆安全运行的重要因素之一。中国原子能科学研究院游泳池式轻水反应堆(简称49-2堆)是一座典型的延寿运行的研究堆,也是中国目前运行时间最长的反应堆,开展老化研究对评估其继续延寿运行具有重要意义。本文主要以游泳池式轻水反应堆池底池壁(L03铝材)作为研究对象,对某些点缺陷的腐蚀情况进行分析,结果表明,49-2堆一次水水质条件引起铝合金的化学腐蚀较小,通过水下摄像机的检查,发现点缺陷无扩大和其他性质的变化,同时对池底地脚螺栓的检测,发现螺栓腐蚀程度轻微,X射线探伤表明内部无结构损伤情况,可侧面判定反应堆池壁池底的腐蚀情况较为良好,不会产生破口失水事故的发生。该结果对许可证延续申请具有重要参考价值。

    2024年02期 v.44;No.186 309-313页 [查看摘要][在线阅读][下载 935K]
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  • Si合金化对10Cr铁/马钢在液态铅铋共晶环境中的液态金属脆化敏感性的影响

    卓洪;钟志淮;温涛;肖军;王浩;龚星;

    铁素体/马氏体钢是第四代液态铅铋冷却快堆燃料包壳和其他堆内构件的重要候选结构材料。Si合金化是目前国内外改善铁/马钢在铅铋环境中的腐蚀性能的关键技术手段,但Si的加入对应力腐蚀开裂敏感性(即“液态金属脆化”)的影响规律还有待深入研究。本文通过开展慢应变速率拉伸实验,对比研究了4种不同Si含量对10Cr铁素体/马氏体钢在350℃、贫氧和饱和氧铅铋以及氩气环境中的拉伸断裂行为,并结合断口分析,确定了Si对液态金属脆化敏感性的影响规律。结果表明,在所有Si含量下,铅铋对屈服强度和最大抗拉强度均没有显著影响,铅铋的影响主要体现在延伸率出现了明显下降;屈服强度随Si含量的变化基本保持不变,最大抗拉强度则呈现小幅度增大趋势;在氩气环境中,延伸率随Si含量的增加而增大。在贫氧铅铋环境中,延伸率的下降幅度与Si含量大体呈正相关。这说明Si含量越多,10Cr铁素体/马氏体钢的液态金属脆化敏感性越大。

    2024年02期 v.44;No.186 314-321页 [查看摘要][在线阅读][下载 1691K]
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  • 活化石墨处理技术综述

    陈师;肖雨佳;但贵萍;何艳荣;

    石墨作为反应堆中的慢化剂和反射层,在核电厂、实验堆、生产堆中均有大量使用,随着这些反应堆的老化和退役,产生了大量的活化石墨,据不完全统计,全球已产生活化石墨约25万吨。活化石墨含多种放射性核素,且其含维格纳能不宜直接处置,活化石墨处理一直是一个世界性难题。近年来,国内外针对活化石墨的处理技术开展了大量研究,包括气化法、部分净化(去污)法、固化法及高温熔盐法等,本文基于活化石墨的来源和特点,对近年来活化石墨处理方法以及研究进展进行了调研和分析,并对并对活化石墨处理研究进行了展望。

    2024年02期 v.44;No.186 322-332页 [查看摘要][在线阅读][下载 1015K]
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核电厂

  • 关于核电厂压力容器顶盖热套管磨损下沉导致控制棒卡涩问题的研究

    许友龙;毛欢;刘莞;郑丽馨;李洋;

    热套管在国内被认为是控制棒驱动机构的部件之一,其吊挂在驱动机构密封壳底部,采用非固定式安装结构形式。欧美核工业界一般把热套管视为压力容器顶盖的内部构件之一,对控制棒驱动杆起导向作用,同时对顶盖贯穿件起保护作用。在冷却剂的流动冲击下,热套管会发生振动并与密封壳底部互相磨损,致使热套管下沉甚至断裂,从而可能会导致控制棒卡涩。此类问题对于我国M310及其改进型机组具有较高的反馈价值。本文将分析国内外核电厂压力容器顶盖热套管磨损下沉导致控制棒卡涩问题的研究现状、事件原因和维修策略,并提出合理建议。

    2024年02期 v.44;No.186 333-340页 [查看摘要][在线阅读][下载 975K]
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  • 脉冲涡流检测中核电运行机组电磁干扰研究

    李邱达;胡恩义;夏炜铭;张维;王冬冬;陈兴乐;郭韵;

    脉冲涡流主要应用于壁厚的腐蚀检测工作,因其可在带保温的情况下进行检测工作而受到无损检测行业的关注。由于脉冲涡流对于在役运行的核电机组的检测,更容易受到电磁环境的干扰,研究从脉冲涡流检测信号的频谱分析入手,论证了核电在役机组低频电磁场干扰对检测信号的强干扰作用。研究在役机组空间电磁干扰的频谱识别,并通过实验验证了其对脉冲涡流时域检测信号的影响。根据研究结果,提出用检测信号与空间参考信号作差,来消除空间电磁干扰的差分检测模式,可较好地抑制在役机组的电磁干扰问题。在核电机组运行状态下,通过现场实验验证了探头差分模式下脉冲涡流在役检测效果。

    2024年02期 v.44;No.186 341-349页 [查看摘要][在线阅读][下载 1253K]
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  • 基于有限元法的核电厂防异物堵板分析与优化

    裴石磊;郭轶波;黄帅;王晨;毛金城;

    为探究不同材料蜂窝结构堵板对核电厂作业工况的减重效果与相应的力学性能,借助有限元分析软件(ANSYS)分别对各个材料以实心堵板、蜂窝堵板和空心结构堵板进行静态变形计算与评定和动态仿真分析。首先进行静态载荷分析,对堵板的关键部位施加法向垂直荷载模拟工作中持续荷载;对堵板采用动态冲击仿真分析与实验,比较了五种材料的三种不同结构堵板主要受载荷部位的变形影响;通过冲击仿真,对比动力学冲击形变量与塑性变形量,判断不同材料的力学特性以找到选取最优解。结果表明:在施加静态载荷与动态冲击时,蜂窝结构堵板的减重效果最佳,在不同的加载条件下性能最好;7010铝合金重量轻,承载能力强,能很好地吸收冲击,更适合应用于核电厂堵板。采用7010蜂窝铝板,综合加工工艺优化与样件实验,堵板重量由19.3 kg降低为13.2 kg,极大地提高了产品的实用性。

    2024年02期 v.44;No.186 350-359页 [查看摘要][在线阅读][下载 1310K]
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  • 面向核电厂应急软件的低代码开发平台构建

    侯雪燕;谢明亮;谢政权;魏巍;马国扬;

    核应急是核能事业持续健康发展的重要保障。目前从核应急业务需求、性能提升及新技术应用等方面,国内多个核电厂面临核应急业务相关软件更新维护、升级改造等困难。本文基于低代码理念构建的核应急软件开发平台,形成了面向核应急业务软件的基础框架组件、业务逻辑算法开发组件、任务开发组件、监控图开发组件、核应急GIS展示组件、基于深度学习的机组状态诊断及预测组件等,通过可视化组态、图形化组态,以拖拉拽、组态和配置等低代码方式快速实现核应急软件各个业务功能开发,缩短了电厂核应急管理软件的开发周期,提升了软件稳定性及更新维护水平,更好满足核电厂应急响应、监管指标改进等各项需求。

    2024年02期 v.44;No.186 360-366页 [查看摘要][在线阅读][下载 943K]
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  • 福清核电主给水泵勺管故障保位研究与工程实践

    汤吉星;严亮;黄毓鑫;

    目前国内在运M310核电机组主给水泵大多采用的是德国福伊特公司(Voith)生产的未带勺管保位功能的液力耦合转速控制系统,该控制系统在PLC控制电源失去、勺管位置传感器故障、勺管位置控制器(VEHS)故障等多种故障情况下,勺管无法保持在当前位置,将导致主给水泵转速大幅波动失去控制,进而导致蒸发器水位波动,严重情况下将引起机组甩负荷、跳机、跳堆等情况。本文以提高主给水泵稳定性和可靠性为出发点,通过分析主给水泵液力耦合器原理及控制方式,研究主给水泵增加勺管故障保位功能,提出了针对性的改造方案,同时对改造工程实施风险及控制要点进行分析,给出建议的应对措施。改造方案已在福清核电成功实施并实现了预期改造目标,对同类核电机组主给水泵增加勺管故障保位功能改造具有借鉴意义。

    2024年02期 v.44;No.186 367-376页 [查看摘要][在线阅读][下载 1865K]
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  • 基于多孔介质方法的铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器设计优化研究

    杨宇鹏;王成龙;张大林;苏光辉;秋穗正;田文喜;

    本文提出了基于多孔介质方法,铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器开展数值模拟,并通过与三维数值模拟结果的对比验证了多孔介质模拟方法的正确性。基于此方法,对给定工况条件的铅铋螺旋管蒸汽发生器开展了设计研究。在1.5 MW功率目标下,发现四层螺旋管的布置方式具有最优综合性能。在此基础上,通过综合性能评价指标对不同工况条件下不同几何参数的螺旋管蒸汽发生器开展性能评价,并运用多元线性拟合探究在工况以及几何范围内综合性能最佳的几何模型,最高性能提升达到3.37%。本研究为铅铋螺旋管式直流蒸汽发生器数值模拟及设计优化提供新的方法参考。

    2024年02期 v.44;No.186 377-384页 [查看摘要][在线阅读][下载 1190K]
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  • 非能动安全壳冷却系统DBC工况下流动传热特性研究

    梁潇;肖术芳;陶俊;谢小飞;

    拓展非能动安全系统的应用场景、简化安全系统及支持系统的设计、提高电厂经济性是三环路压水堆优化创新的主要方向之一,使用非能动安全壳冷却系统(PCS)应对设计基准工况(DBC)是重要技术选项,在DBC工况下利用PCS有效导出安全壳内热量,使安全壳内温度、压力及相应的放射性释放满足限值要求。本文基于三环路压水堆开式非能动安全壳冷却系统,采用RELAP/SCDAP-SIM程序建模,开展该系统在DBC工况下的流动传热特性研究,分析影响该系统应对DBC可行性的关键因素。研究结果表明,在不改变换热器形式的情况下,为了应对DBC工况,换热器传热管数量与严重事故工况相比将增加约2.5倍,该系统在安全壳内的布置成为限制其可行性的关键因素。传热管管径和壁厚对系统自然循环能力和导热功率影响较小。系统冷热芯位差不能过高,否则无法建立有效的自然循环。蒸汽冷凝换热系数是系统导热功率的关键影响因素,有必要开展在DBC环境条件下安全壳内蒸汽冷凝换热实验,获得与真实条件更加符合的换热系数。本文研究成果为PCS应对DBC相关的系统、换热器设计及工程验证提供参考。

    2024年02期 v.44;No.186 385-394页 [查看摘要][在线阅读][下载 3387K]
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  • 基于CFD的绕丝元件棒束通道内流动传热特性研究

    高勇;程毅;崔军;李爽;邹旭毛;马蓓蓓;

    绕丝型燃料具有功率密度高、换热效果好等特点,相较于圆棒格架型燃料,能有效减小堆芯体积,实现反应堆紧凑布置。以四绕丝元件棒束通道内的流动传热特性研究对象,使用三维计算流体力学(Computational Fluid Dynamics, CFD)软件Fluent进行了数值模拟,主要研究绕丝螺距对流动传热特性的影响以及交混效应的特点。研究结果表明,随着绕丝螺距的减小,通道内的平均温度降低、压降增大;在绕丝作用下,通道间出现了明显的横向交混,横向交混随着绕丝螺距的增大而减弱;在对元件棒周向温度进行分析时发现热点主要集中在绕丝与元件棒的接触点附近,在进行热工安全分析时需要重点关注此处的传热恶化。

    2024年02期 v.44;No.186 395-403页 [查看摘要][在线阅读][下载 1609K]
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  • 坩埚式堆芯捕集器换热器力学特性分析

    朱光昱;简丽君;郭超;李春;依岩;

    基于田湾核电厂堆芯捕集器的设计参数,采用COMSOL软件搭建了一个多物理场耦合仿真模型,对核电厂严重事故初期阶段,坩埚式堆芯捕集器的运行情况进行了数值模拟研究。结果表明,当牺牲材料与堆芯熔融物混合后形成的熔融池温度超过2 100 K时,换热器底部钢壳会发生熔化,少量的熔化不会对堆芯捕集器的力学性能产生明显影响。此外,换热器竖直壁面中心区域会的热膨胀量较大,会对外部冷却流道造成明显的挤压。结合上述计算结果,对坩埚式堆芯捕集器的换热器设计提出了建议,为相关设备的研发奠定了基础。

    2024年02期 v.44;No.186 404-409页 [查看摘要][在线阅读][下载 1235K]
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  • CPR1000核电厂工业供汽的反应堆和供汽回路协同控制研究

    周洺稼;蔡振;商超皓;贺成龙;李秋白;

    工业供汽是核能综合利用的一种主要方式,反应堆与供汽回路的协同控制是核电厂实现工业供汽的关键。本文提出了一种协同控制方案:优化反应堆控制系统(RRC)堆机接口信号的匹配程度,制定供汽回路的控制策略。通过系统程序的数值模拟与计算分析,结果表明:使用合理的反应堆控制系统堆机接口方案和供汽回路控制策略,反应堆控制系统能够应对运行瞬态,核电厂能够保持安全稳定运行。

    2024年02期 v.44;No.186 410-415页 [查看摘要][在线阅读][下载 1215K]
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  • 可压缩液体中的气泡球形稳定性的研究

    张宇宁;周星;郑潇潇;丁志凌;

    可压缩液体中气泡的球形稳定性对核电站设备及其附属的过流部件的稳定运行起着至关重要的作用。本文利用匹配渐进展开式的方法,建立了可压缩液体中气泡球形扰动的理论模型。利用气泡的泡壁马赫数将泡壁附近的液体分为内场和外场,将内场的流体近似为不可压缩液体,使用拉普拉斯方程计算。外场的流体认为是可压缩液体,用波动方程来描述。通过内外匹配渐进展开法推导了可压缩液体中气泡的球形扰动方程。基于扰动方程中焓的两种表示方式(用压力近似焓或直接用焓表示),讨论了这两种方程预测的气泡球形扰动振荡特性相关物理量(扰动振幅、扰动振幅变化速度和扰动振幅变化的加速度)的差异。通过对比,发现这两种方程预测结果的差异主要体现在上述物理量的极值处,并且直接用焓表示的方程预测的极值更大。此外,还定量研究了初始气泡半径和环境压力对两种方程预测结果的影响。

    2024年02期 v.44;No.186 416-427页 [查看摘要][在线阅读][下载 1165K]
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  • 柱形空泡动力学研究综述

    席新铭;边豪杰;王笑语;张宇宁;

    空化现象是核工程领域的重要研究内容,而柱形空泡动力学是其前沿方向。本文从理论和实验两个方面对柱形空泡的研究进展进行了综述。首先,本文从流体力学基本方程出发,对三种典型形式的柱形空泡动力学方程进行了详细的推导和系统的整理。然后,对这三种柱形泡动力学方程进行了比较,指出了它们在方程的形式和适用范围上的差别。此外,文章分析了方程中一些重要参数对方程预测结果的影响。实验研究方面,本文展示了柱形空泡典型的高速摄影图片以及空泡半径随时间的变化。通过将实验结果与理论结果进行对比,发现二者具有良好的一致性。

    2024年02期 v.44;No.186 428-436页 [查看摘要][在线阅读][下载 986K]
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核安全

  • 基于原子发射光谱法的钠气溶胶在线监测装置工程化应用研究

    王荣东;杜海鸥;朴君;杨燕婷;王国芝;韩新梅;申凤阳;

    钠气溶胶是钠冷快堆出现钠泄漏及钠火工况时产生的特征性产物,空气中存在的极早期微量钠气溶胶监测对相关事故监测和事故处置意义重大。为了解决工程应用领域钠气溶胶在线监测手段空白问题,研制了一款基于原子发射光谱法的钠气溶胶在线监测装置,并以该装置为主体设计了一套面向工程应用的探测系统,并开展了少量真实钠气溶胶环境、钠泄漏钠火工况下的系统运行试验。结果表明,钠气溶胶在线监测系统对真实钠燃烧产生的钠气溶胶同样具有采样和分析检测功能,采样设计满足探测器分析需求,监测系统对钠火产生的钠气溶胶响应迅速、灵敏,具备早期探测钠泄漏、钠火的能力,并实现了联锁报警等系统功能,具备了工程化应用前景和条件。

    2024年02期 v.44;No.186 437-442页 [查看摘要][在线阅读][下载 1146K]
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  • 石墨炉原子吸收法测定一回路冷却剂中锌的方法研究

    邓伟;侯涛;

    压水堆核电厂采用一回路加锌技术能够有效降低电站的堆芯外辐射场,降低人员辐照剂量。采用加锌技术的核电厂需要监测一回路冷却剂中的锌含量,通常采用电感耦合等离子体发射光谱法或石墨炉原子吸收光谱法进行测定。石墨炉原子吸收光谱法检测限低、准确度高,但高浓度的硼酸基体严重干扰测定。本文为国内首次研究采用乙醇作为基体改进剂,在石墨炉升温过程中去除硼酸,消除干扰。经验证,方法有效,从根本上解决了使用石墨炉原子吸收光谱法测定一回路冷却剂锌含量时存在的问题。

    2024年02期 v.44;No.186 443-447页 [查看摘要][在线阅读][下载 832K]
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  • 自主化核设计软件瞬态分析模型的安全评价问题探讨

    戴阿灿;田欣鹭;王昆鹏;攸国顺;韩向臻;黄旭阳;靖剑平;

    受制于缺乏足够的瞬态数据,核设计软件瞬态分析模型的确认普遍存在不充分的问题,也给核设计软件的安全评价工作带来了较大的困难。本文介绍了在国内现有的数据基础上,针对核设计软件瞬态分析模型,所采用合理的安全评价的方法。本文的研究成果可为核设计软件瞬态分析模型的确认提供参考。

    2024年02期 v.44;No.186 448-452页 [查看摘要][在线阅读][下载 801K]
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  • 浮动式反应堆事故气载放射性多舱输运仿真分析

    刘哲;杨亚鹏;李国强;冯宗洋;

    浮动式反应堆受限于特殊的使用环境容易发生事故,事故后气载放射性会在舱室之间传递影响可居留性。为详细分析其事故后气载放射性在舱室之间的传递过程,利用计算流体力学方法开展了破口事故下气载放射性从堆舱中向邻舱的输运过程,对比分析了采取堆舱排风及机舱排风对气载放射性输运的控制效果。结果表明:堆舱放射性泄漏后,气载放射性经泄漏口进入机舱,局部浓度相异;排风系统在舱室内形成局部循环流,使气载放射性汇于主流经排风口排出舱室。堆舱循环流在压力容器与泄漏口之间形成气幕,阻止气载放射性迁移;机舱循环流会在泄漏口机舱侧产生指向机舱的速度,加强气载放射性向机舱的迁移。同时采用堆舱及机舱排风在排风时间达到180 s时可使机舱气载放射性浓度相比无通风情况下降92.5%。

    2024年02期 v.44;No.186 453-463页 [查看摘要][在线阅读][下载 2065K]
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  • 基于PCA-SVM的小型自然循环铅冷快堆传感器故障诊断方法研究

    马永健;冯云;孙培伟;魏新宇;

    离岸式小型自然循环铅冷快堆运行在恶劣环境下,且通常少人值守,在这种情况下,传感器故障可能对系统的安全性产生严重影响。为及时检测和诊断传感器故障,提出了一种结合主成分分析(PCA)和支持向量机(SVM)的方法。所提方法基于数据驱动,不需要系统的详细数学模型或特定状态的先验知识。采用PCA方法,能够有效降低数据维度。使用MATLAB/Simulink中构建的小型铅冷快堆动态模型,产生传感器数据,以训练和建立故障诊断模型,并进行了性能测试,验证了所提出的故障诊断方法的准确性和有效性。

    2024年02期 v.44;No.186 464-471页 [查看摘要][在线阅读][下载 1357K]
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  • 核应急航空辐射监测能力量化评估模型

    孟凡兴;杨明;王浩然;宋振涛;张文峰;杨金政;王永军;

    为了更好地解决核应急救援航空辐射监测队伍能力评估指标中的不确定性、提高核应急航空辐射监测能力评估准确性,在构建评估指标体系的基础上,将层次分析法(AHP)与模糊综合评价法(FCE)有机结合,建立核应急航空辐射监测能力评估模型。该模型根据核应急航空辐射监测队伍应急准备、应急响应、应急救援、总结分析情况,综合各要素关键评估内容,形成了以核应急航空辐射监测能力为总目标,下设4项一级指标和16项二级指标的核应急航空辐射监测能力量化评估模型;通过AHP法计算指标权重,采用FCE法计算综合得分,实现对核应急航空辐射监测能力的综合量化评估。通过实例验证表明,AHP-FCE模型具有良好的适应性与合理性,为核应急救援航空辐射监测队伍能力评估提供参考。

    2024年02期 v.44;No.186 472-479页 [查看摘要][在线阅读][下载 953K]
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  • 基于ABAQUS程序的严重事故用电气连接件仿真分析

    陈毅斌;邵明坤;

    为研究压水堆核电厂在发生严重事故工况时,氢气燃烧产生的瞬时高温对1E级电气连接件的热影响,本文利用ABAQUS有限元仿真软件,对某核电厂严重事故时氢气燃烧环境下的1E级电气连接件进行整机热仿真分析,得出了电气连接件温度场云图和电气连接件密封圈处的温度变化曲线。根据仿真结果对密封圈进行高温试验,验证了1E级电气连接件可以耐受严重事故工况氢气燃烧的高温环境,并顺利通过了严重事故氢气燃烧试验,缩短产品研发周期,减少前期投入约200万元,为产品设计选型提供分析指导。对同类电气连接件及其他电气设备,在核电厂严重事故环境中的设计选材具有一定参考价值。

    2024年02期 v.44;No.186 480-486页 [查看摘要][在线阅读][下载 1230K]
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  • “华龙一号”蒸汽发生器排污系统事故排放管线试验研究

    刘飞;

    “华龙一号”的蒸汽发生器排污系统(TTB)通过在安全壳内排污管线上增加事故排放管线,实现了在蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)中调节破损蒸汽发生器的水位和压力,从而实现承担安全功能的要求,但是如何验证事故排放管线的排放能力是调试阶段的难题。本文通过分析蒸汽发生器的结构特性,确定了试验排放过程的液位起点与终点,研究了排放液位差与排放流量的对应关系,在计算得到排放流量后对试验结果进行综合误差分析,最终验证事故排放管线试验结果满足安全准则要求。本文研究的蒸汽发生器排污系统事故排放管线试验为其他核电项目的调试提供了很好的借鉴和指导。

    2024年02期 v.44;No.186 487-490页 [查看摘要][在线阅读][下载 793K]
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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。

    2024年02期 v.44;No.186 492页 [查看摘要][在线阅读][下载 546K]
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