• 如何加快中国核电的发展

    温鸿钧;

    要加快核电建设,就要按国家对核电的要求发展;要符合国际核电发展基本态势;要充分利用我国已有基础和经验;要紧紧抓住当前最紧迫的中心任务;要面对复杂形势,谨慎行事,规避风险;增强自主创新研发能力。

    2006年01期 1-8页 [查看摘要][在线阅读][下载 513K]
    [下载次数:256 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:14 ] |[阅读次数:0 ]
  • 电力市场中核电适应的交易方式与竞价方式探讨

    丁震行;龙三强;

    结合我国区域电力市场改革的目标、核电的成本特征和市场特征,通过对核电在不同电力市场模式、交易方式和竞价方式下的适应性分析,提出了适合核电的电力市场模式、交易方式和竞价方式。

    2006年01期 9-14+8页 [查看摘要][在线阅读][下载 454K]
    [下载次数:227 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:8 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电行业非连续性需求的供应风险

    魏其岩;田志龙;

    任何企业的供应需求都可以分为连续性需求和非连续性需求。在分析目前一般供应风险研究成果的基础上,对于非连续性需求的定义、特征以及在非连续性需求条件下更加突出的供应风险和后果进行了初步探讨,并分析了核电站行业供应的非连续性特点以及相应的风险防范措施。非连续性需求条件下供应风险的分析和研究,有助于相关企业重视和防范由此导致的风险。

    2006年01期 15-19+71页 [查看摘要][在线阅读][下载 480K]
    [下载次数:164 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • 蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序系统的研究与发展

    吴宜灿;李莹;卢磊;丁爱平;胡海敏;曾勤;罗月童;郑善良;黄群英;陈义学;

    在广泛调研和分析现有几何建模方法特点的基础上研发了具有可视化用户界面的自动建模程序系统MCAM。它可以实现多种商用软件CAD模型与MCNP模型之间的相互转换,且提供了模型建立、预处理、属性分析等基本功能和计算结果可视化及基于医学映像建模接口等扩展功能。全面系统地介绍了MCAM的设计思想与原理、总体结构、主要功能和国际合作协议框架下的应用测试等情况。实践表明,它是一个实用的MCNP计算辅助工具和核设计与核分析质量保证工具。

    2006年01期 20-27+78页 [查看摘要][在线阅读][下载 686K]
    [下载次数:883 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:110 ] |[阅读次数:0 ]
  • HT-7超导托卡马克上聚变中子产额和中子注量率分布计算

    傅彦彰;朱玉宝;陈珏铨;

    利用所编制的三维托卡马克中子计算程序,计算了HT-7装置上中子产额随等离子体中心离子温度与密度的变化。同时计算了中子注量率及其在空间不同位置与方位角的分布特性。考虑了离子温度与密度分布的形状因子不同所带来的误差。计算结果为中子诊断和中子辐射防护等提供了依据。

    2006年01期 28-32+38页 [查看摘要][在线阅读][下载 296K]
    [下载次数:109 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • ~(239)Pu的积分检验

    刘萍;

    介绍了10个钚金属快临界基准实验和5个钚溶液热临界基准实验的239Pu的积分检验。检验工作中的239Pu来自评价库ENDF/B-Ⅶ和CENDL-3。积分检验计算采用连续能级蒙特卡罗(M-C)程序 MCNP5。基准检验结果表明,对10个快装置而言,与ENDFBV-Ⅱ库的239Pu相比,CENDL-3的239Pu给出了较好的keff值,两库的中心裂变率的计算结果是接近的。然而,对5个钚溶液热临界基准装置而言, 基于CENDL-3的keff值的计算结果平均高于实验值0.37%,ENDF/B-Ⅶ的计算结果与实验值符合得稍好于CENDL-3的结果,表明CENDL-3的239Pu的俘获截面有待于进一步的改进。

    2006年01期 33-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 205K]
    [下载次数:35 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 随机游走大气扩散模型在核事故应急中的开发和应用

    池兵;方栋;李红;

    烟羽浓度预测是核事故早期应急响应放射性后果评价系统的主要内容之一。描述了大气扩散本身随机的特点,介绍了自行开发随机游走大气扩散模型Random Walk,并与现有欧共体开发的核应急决策支持系统RODOS中的拉格朗日烟团模型RIMPUFF进行比较验证。结果表明,两者计算结果相当吻合,但Random Walk计算出的烟羽范围比RIMPUFF计算出的稍小。随机游走大气扩散模型Ran- dom Walk能够较好的模拟核事故发生条件下的大气扩散过程,可以作为核事故应急决策系统的一个大气扩散模块,为早期应急和后果评价提供更接近实际的信息。

    2006年01期 39-45页 [查看摘要][在线阅读][下载 561K]
    [下载次数:875 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:53 ] |[阅读次数:0 ]
  • 研究堆控制棒通道冷却剂流动阻力特性实验研究

    张伟;薄涵亮;孙常龙;贾海军;

    可移动线圈电磁驱动机构是一种新型的控制棒驱动机构,应用于研究堆。控制棒、跟随组件等在控制棒通道内上下移动,同时冷却剂冲刷控制棒和跟随组件。所以控制棒通道内的流体阻力特性直接关系到整个堆芯的流量分配和控制棒跟随组件是否能得到足够的冷却。在进行了控制棒通道的阻力特性实验后,得到了多种运行工况下阻力与流速、棒位等参数的关系,以及影响驱动线阻力特性的因素。

    2006年01期 46-50页 [查看摘要][在线阅读][下载 207K]
    [下载次数:164 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 一种基于守恒方程的反应堆故障诊断方法

    唐虎;高祖瑛;董玉杰;

    介绍了一种直接利用守恒方程进行反应堆故障诊断的方法。该方法强化了利用控制体定性守恒方程通过定性推理确定故障源发控制体的能力,并且以产生式规则集来描述反应堆部件的故障模式和控制体内质量、动量、能量异常之间的关系,具有维护和使用的灵活性。最后以10 MW高温气冷实验堆的两个事故为例对该方法进行了例证。

    2006年01期 51-56页 [查看摘要][在线阅读][下载 439K]
    [下载次数:132 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • 带螺旋缠绕管的双面加热管套管直流蒸汽发生器稳态换热研究

    余建辉;贾宝山;

    介绍了一种新型的内管为螺旋管的管套管式双面加热直流蒸汽发生器。为编写稳态换热分析程序建立了一种固定二次侧焓值边界计算模型。该模型依据二次侧流体相的变化,将蒸汽发生器划分为三个分区:单相液区、两相区和单相汽区。程序的计算结果与文献中实验结果吻合较好,并从计算结果分析得出了该蒸汽发生器的一些结构参数对换热效果的影响规律。

    2006年01期 57-62+50页 [查看摘要][在线阅读][下载 294K]
    [下载次数:280 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • ADS原理验证装置快热耦合次临界堆设计

    于涛;史永谦;夏普;廖义香;鲜文平;胡彩荣;

    作为加速器驱动洁净核能系统(ADS)原理验证装置“启明星”一号的次临界驱动堆,堆芯采用快- 热耦合方式组成,由天然金属铀组成快中子能谱区能有效地嬗变锕系元素(MA),低浓铀元件组成热中子能谱区能有效地嬗变裂变产物(FP)。使用MCNP程序对次临界实验装置进行设计计算,确保keff在 0.90-1.00之间。

    2006年01期 63-66+56页 [查看摘要][在线阅读][下载 244K]
    [下载次数:237 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • .NET技术在核电厂设备失效报告系统中的应用

    徐莉;郑伟;李禾;郝保水;王琦;

    介绍了一个基于.NET的核电厂设备失效报告系统的设计。由于使用了基于组件的开发方法,使得系统具有易扩展、维护成本低的特点。使用本系统能够进一步提高核电站设备运行数据的采集和统计分析工作的效率及核安全管理水平。

    2006年01期 67-71页 [查看摘要][在线阅读][下载 380K]
    [下载次数:67 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 大亚湾核电站反应堆厂房楼层反应谱分析评估

    李忠诚;李忠献;

    大亚湾核电站核岛厂房的抗震分析遵循技术输出国-法国M310型机组的土建技术规范RCC-G, 采用简化的阻抗函数法计算地基岩土的作用。根据大亚湾厂址的地基岩土特点,拟采用更为精确的三维连续半空间边界子结构法来考虑地基岩土的作用,并与原设计进行对比。另外,在原设计中采用多组时程作为地震输入,取各组计算结果的平均值作为设计值的基础(称为“平均”法)。在研究中基于相同的时程,拟分别采用“平均”法和更为常用的“包络”法,处理多组时程的响应。基于上述两方面,通过反应堆厂房的地震响应计算,得到核电站系统设备重要的设计基础数据-楼层反应谱(FRS),并将计算的楼层反应谱同设计谱进行比较,从而对设计方法及其结果进行评估,为电站的抗震设计裕量评估和安全管理提供可资参考的结论。

    2006年01期 72-78页 [查看摘要][在线阅读][下载 343K]
    [下载次数:486 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:31 ] |[阅读次数:0 ]
  • 广东核电基于知识库的决策支持系统

    叶志强;徐家树;

    决策支持系统是决策者有力的辅助决策工具,构建决策支持系统是一项复杂的系统工程。以广东核电信息建设为背景,介绍决策支持系统的构建过程。基本方法是,以关系数据库为基础进行知识的组织、挖掘与获取、构建知识库,然后构建基于知识库的决策支持系统。实践表明,该方法有一定的实用价值。

    2006年01期 79-82+87页 [查看摘要][在线阅读][下载 268K]
    [下载次数:215 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:7 ] |[阅读次数:0 ]
  • ITER中国液态锂铅实验包层模块活化特性分析与废料处理

    陈明亮;黄群英;郑善良;吴宜灿;

    使用中子学程序系统VisualBUS和活化数据库EAF-99对DFLL-TBM的高级子模块DLL-TBM 的活化特性进行了计算和分析,包括DLL-TBM各部件在不同停堆时间的活度、衰变余热和剂量率。活化计算所需要的三维中子能谱通过MCNP/4C中子/光子输运程序和国际原子能机构发布的FEND1.0 数据库计算得到。在活化计算分析的基础上,参照欧洲聚变堆安全和环境评估(SEAFP)策略中有关核废料的处理标准评估了TBM各区材料在退役后的废料处理工作,包括核废料应该采用何种适当的方式进行处理及其被完全清除干净的可行性。

    2006年01期 83-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 270K]
    [下载次数:165 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • ITER中国液态锂铅实验包层模块结构热应力数值模拟

    陈红丽;吴宜灿;柏云清;

    使用有限元程序对中国向国际热核实验堆ITER实验包层工作组提交的双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)的两种结构设计方案即双冷LiPh包层DLL和单冷准静态LiPb包层SLL进行热应力数值模拟,在包层结构设计、热工水力学设计和中子学计算基础上,给出包层结构温度场和应力场分布, 依据ITER高温结构设计标准,进一步对包层高温部件进行力学性能分析。根据这些模拟结果,分析两种结构基本设计方案的合理性和可行性,并作为进一步优化分析的基础。

    2006年01期 88-91+96页 [查看摘要][在线阅读][下载 430K]
    [下载次数:207 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • ITER中国液态锂铅实验包层模块结构设计与加工

    刘松林;汪卫华;龙鹏程;李春京;吴宜灿;

    根据ITER实验包层的发展目标,实验要求,限制条件,结合聚变发电反应堆FDS-Ⅱ DLL/SLL包层方案设计了DFLL-TBM原型结构,给出了加工工艺和装配序列方案。该实验模块特点是极向LiPb 流道易于布置FCI流道插件,“フ”型隔板和“盒形”背板式联箱简化冷却方案和结构。这种简单的结构易于加工制造,易于派生出在ITER不同运行阶段实验的系列模块,符合在ITER进行SLL-TBM和DLL- TBM两种包层模块实验的策略。

    2006年01期 92-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 379K]
    [下载次数:251 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:17 ] |[阅读次数:0 ]
  • 中国核学会2006年学术活动计划表

    2006年01期 97-98页 [查看摘要][在线阅读][下载 63K]
    [下载次数:19 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 下载本期数据