反应堆物理

• QMU认证方法及其实现途径

  马智博;应阳君;朱建士;

  某些复杂工业产品用确定性模型进行系统设计,QMU是近几年提出的源自确定性模型的系统认证新方法,它能够在综合利用试验信息和数值模拟信息的基础上,有效揭示失效模式并以简捷的信息结构对系统的综合效能做出合理的评价和认证。QMU正在快速发展并引起了美国重要技术部门的重视,但目前很少见到公开的应用实例。本文以可靠性物理和计算科学为背景论述QMU的基本思想和实现途径,并探讨QMU在不同工程问题中的使用方法以及对QMU起支撑作用的信息处理和V&V技术,以便形成统一的全系统QMU认证体系

  2009年01期 v.29;No.110 1-9页 [查看摘要][在线阅读][下载 231K]
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• 粗网节块法中非全反射边界条件下节块等效均匀化参数的计算

  黄灏;汤春桃;

  现有组件均匀化方法在组件能谱差异显著、堆芯非均匀性强烈的情况下应用效果不佳,本文提出采用Colorset均匀化方法来代替目前使用的单组件全反射边界均匀化方法,并阐述了非全反射边界条件下粗网格等效均匀化参数的计算原理、计算方法以及在C5G7-MOX二维问题上的应用结果。

  2009年01期 v.29;No.110 10-15+21页 [查看摘要][在线阅读][下载 461K]
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• 超临界水堆堆芯轴向一维物理热工耦合稳态分析

  刘占权;蒋朱敏;蒋校丰;王涛;张少泓;

  为研究超临界水冷堆堆芯可能存在的流动和核热耦合不稳定性问题,本文建立了简化的堆芯轴向一维单通道物理-热工耦合稳态分析模型,并针对文献给出的美国超临界水堆参考设计方案进行了稳态堆芯参数的计算,得出了和文献相一致的结论,为下一步开展超临界水堆核热耦合稳定性研究打下了基础。

  2009年01期 v.29;No.110 16-21页 [查看摘要][在线阅读][下载 424K]
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• 密封容器中钚材料对称属性判定算法研究

  胡广春;刘素萍;郝樊华;向永春;

  对称属性是武器用钚材料的一个重要属性。当源分布均匀对称时,在几何对称位置测量值服从正态分布,根据这个原理,在前人工作的基础上,综合运用了夏皮罗-威尔克小样本正态分布检验法,奇异值舍取的F检验法及奇异值位置关联法,建立了密封容器中钚材料对称属性的判定算法,并利用该算法对三个模型的实验数据进行分析,分析结果表明:判定算法能够准确判断钚样品的对称性。

  2009年01期 v.29;No.110 22-26页 [查看摘要][在线阅读][下载 263K]
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快堆

• 快堆主容器内氩气空间传热实验原理及分析

  吴强;张东辉;刘云焰;

  本文研究了池式快堆主容器内氩气空间模拟实验的模拟准则及原理。根据模拟准则和对流换热方程组,研究了模拟实验装置需满足的物理相似和边界相似的条件,并对氩气空间的换热状况进行了计算,确定了实验装置的设计参数范围,从理论上解决了池式实验快堆钠池覆盖气体——氩气空间模拟实验装置的模拟问题。

  2009年01期 v.29;No.110 27-32页 [查看摘要][在线阅读][下载 321K]
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• 中国实验快堆虹吸破坏装置两相流动分析

  彭燕;张东辉;

  通过对CEFR虹吸破坏装置的设备结构分析及其两相流泄漏过程研究,进而对非能动方式减少液钠泄漏量的过程有更深入地了解。通过数值模拟计算结果与实验数据的对比表明,该数值模型较好的描述了虹吸破坏装置的泄漏过程。

  2009年01期 v.29;No.110 33-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 245K]
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• 适用于Living PSA快速求解最小割集的算法研究

  胡文军;喻宏;任丽霞;钱鸿涛;宋维;乔雪冬;

  Living PSA是现今核电厂安全分析的热点之一,核电厂本身是一个非常复杂的系统,其相应的Living PSA模型也相当庞大,这样在Living PSA的应用中,计算软件的分析速度成为限制其发展的瓶颈之一。本文基于现行常用的PSA分析算法,设计了一个能够快速求解故障树的算法。该算法首先将生成的故障树转化成用于计算的标准故障树,然后对标准故障树进行模块化,生成四类基本的独立子树,最后调用优化过的最小割集算法并采用多叉树方法进行割集的合并和吸收。该算法目前已应用于核电站快速风险分析软件平台NFRISK的开发中,并通过应用于中国实验快堆的一些系统和设备的故障树分析对其进行了初步验证。

  2009年01期 v.29;No.110 39-42页 [查看摘要][在线阅读][下载 284K]
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反应堆工程

• 混合能谱超临界水堆堆芯设计分析

  程旭;刘晓晶;

  提出了一种新型的超临界水堆概念设计:混合能谱超临界水堆,它包括慢谱区和快谱区两部分。其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件,快谱区采用简单的正方形栅元燃料组件。慢谱区与快谱区的燃料组件都采用同向流动方式来简化堆芯设计。慢谱区的冷却剂出口温度远低于整个堆芯的出口温度,这大大降低了慢谱区包壳的温度峰值。此外,由于快谱区冷却剂密度很小,流速很高,故可采用较大的栅元结构,这有效地降低了包壳周向局部传热不均匀性。所以混合堆在充分继承慢谱、快谱堆芯优点的基础上,弥补两者的不足。

  2009年01期 v.29;No.110 43-49页 [查看摘要][在线阅读][下载 435K]
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• 钇对9Cr-2WVTa低活化马氏体钢力学性能的影响

  严伟;胡平;王伟;赵立君;单以银;杨柯;

  研究了稀土合金元素钇对聚变堆用低活化马氏体钢9Cr-2WVTa力学性能的影响,分析了钇在低活化马氏体钢中的冶金行为。研究结果表明,钇元素容易在钢中聚集形成富钇的块状夹杂,割裂了基体的连续性,容易破裂形成微孔;轧板中这些富钇块夹杂沿着轧制方向成条线状分布,使得在拉伸和冲击断裂时出现断口分层现象,降低了钢的力学性能。

  2009年01期 v.29;No.110 50-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 3638K]
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• 超临界水堆燃料组件内的排列研究

  秦冬;常华健;

  超临界水冷反应堆(SCWR)是第四代核能系统国际论坛(GIF)推荐的六种堆型中唯一的轻水堆型。SCWR和现有的轻水堆相比,具有热效率高,系统设备大大简化的优点。世界范围内的研究纷纷展开,其中燃料组件的设计优化及堆芯布置是一个重要的研究方向。本文分析比较了当前比较流行的几种燃料组件设计,在采用同一富集度燃料且不含可燃毒物的情况下,利用MCNP程序对这几种组件的当地功率峰值因子进行了计算,发现其离设计目标还有一段距离。本文分析了影响当地功率峰值因子的若干因素,发现对于正方形组件,在均匀慢化、降低当地功率峰值因子的同时也使得组件整体上慢化不足,表现为倍增因子降低,这主要与燃料棒的排列方式有关。通过对比分析发现,相对于正方形排列,改进过的六角形排列更容易解决充分慢化和均匀慢化之间的矛盾,实现组件设计的优化。

  2009年01期 v.29;No.110 56-61页 [查看摘要][在线阅读][下载 990K]
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• 中国实验快堆空气热交换器热工流体力学研究

  李静;

  针对中国实验快堆事故余热排放系统空气热交换器的国内外研究现状,结合中国实验快堆工程建设的需要,建立了空气热交换器的数学模型,对其在自然循环条件下的热工流体力学特性进行了分析研究。

  2009年01期 v.29;No.110 62-66+85页 [查看摘要][在线阅读][下载 538K]
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核聚变

• HENDL2.1/CG数据库的临界基准测试与分析

  何兆忠;许德政;邹俊;陈明亮;曾勤;FDS团队;

  为了检验HENDL2.1/CG数据库的制作方法,并测试主要易裂变核截面的可靠性,使用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS和《国际临界安全基准评价实验手册》中的基准临界例题,对HENDL2.1/CG数据库中的233U2、35U2、39Pu2、37Np和244Cm五个易裂变核素进行了校核。计算结果与实验结果进行了对比,相对误差在0.5%左右,验证了HENDL2.1/CG数据库能群结构和权重谱合理,主要易裂变核素截面数据可靠。

  2009年01期 v.29;No.110 67-70页 [查看摘要][在线阅读][下载 104K]
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• 多用途核数据库HENDL2.0/MG/MC的重核临界基准校验

  许德政;蒋洁琼;邹俊;何兆忠;陈明亮;郑善良;曾勤;FDS团队;

  为适应聚变-裂变混合堆设计及其相关研究的需求制作混合多用途核数据库HENDL(HybridEvaluated Nuclear Data Library)的升级版本HENDL2.0。评价核数据来源主要选用美国公布的ENDF/B-Ⅶ.0库和国际原子能机构(IAEA/NDS)发布的聚变库FENDL-2.1。利用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP以及FDS团队自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS程序进行模拟计算,对已有的一些数据较为完备的基准实验例题进行基准测试和比较分析以检验混合库HENDL2.0的有效性和可信性。

  2009年01期 v.29;No.110 71-75页 [查看摘要][在线阅读][下载 128K]
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• 中国液态金属锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ MHD实验段设计与分析

  吕若君;陈红丽;周涛;杨志义;FDS团队;

  锂铅实验回路是研究液态金属锂铅包层关键技术问题的必备装置,MHD(Magneto Hydro Dynam-ic)实验是探究液态金属在聚变强磁场环境下流动特性的重要环节。本文结合聚变堆锂铅包层设计特点和实际的工程可行性,设计了中国高温多功能液态金属锂铅实验回路DRAGON-Ⅳ中的MHD实验段。初步结果表明MHD实验段设计方案的合理性,能够满足回路的设计原则和要求。

  2009年01期 v.29;No.110 76-80页 [查看摘要][在线阅读][下载 601K]
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核安全

• 核电站风险指引设备分级的试点研究

  钱永柏;赵军;童节娟;张作义;

  风险指引设备分级通过定量化的概率风险分析、纵深防御的确定性分析和敏感性分析3个步骤来综合评估设备的安全重要性。重点研究了风险指引设备分级中的确定性分析评估方法,研究建立了一套改进的风险指引设备分级流程,并以大亚湾核电站的辅助给水系统、安全壳喷淋系统和设备冷却水系统为对象进行试点研究,验证了改进的设备分级流程是合理、有效的。

  2009年01期 v.29;No.110 81-85页 [查看摘要][在线阅读][下载 110K]
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• 备用系统可靠性动态问题方法探究

  宋维;杨红义;闵远胜;

  随着核电安全性日益受到世界公众关注,用概率论的方法对核电厂系统进行可靠性分析也越来越显示出其重要作用。在进行系统可靠性分析时,故障树方法是国际上公认的一种简单、有效、经典的方法。但随着所要分析的工程系统日趋庞大,系统工作过程日趋复杂,对含有动态过程的系统可靠性分析成为故障树方法中的棘手问题。本文以可靠性分析中的典型动态问题——备用系统的可靠性为研究对象,运用蒙特卡罗方法编程探究如何运用故障树来求解可靠性动态问题,并在进行程序验证后对一个备用系统实例进行计算,给出计算结果。

  2009年01期 v.29;No.110 86-91页 [查看摘要][在线阅读][下载 134K]
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核燃料循环

• 低品位铀矿石硫酸搅拌浸出与细菌搅拌浸出研究

  李广悦;刘玉龙;王永东;丁德馨;

  采用广东某矿的低品位铀矿石,分别开展了硫酸搅拌浸出和细菌搅拌浸出研究。结果表明:(1)对于硫酸搅拌浸出,硫酸浓度为30 g/L、矿浆浓度为25%为最佳浸出条件,铀的浸出率为92.92%。(2)对于细菌搅拌浸出,pH值为1.5、接种量为10%、矿浆浓度为10%为最佳浸出条件,铀的浸出率为95.93%。(3)细菌搅拌浸出与硫酸搅拌浸出相比,前者的酸耗降低了17.2%,浸出率提高了3%。(4)在硫酸搅拌浸出的最佳浸出条件下,若再加入1%的氯酸钠,则浸出率与细菌搅拌浸出的浸出率基本相同,但每吨铀矿石需另外消耗10 kg氯酸钠。

  2009年01期 v.29;No.110 92-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 111K]
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• 中国核学会2009年活动计划表

  <正>~~

  2009年01期 v.29;No.110 97-100页 [查看摘要][在线阅读][下载 46K]
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• 中国核学会2009年学术年会精彩预告

  2009年01期 v.29;No.110 102页 [查看摘要][在线阅读][下载 273K]
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