反应堆物理

  • 快中子堆启堆试验

    王洲;

    以大、中型池型试范快堆为例,介绍有关快堆启堆的两个主要试验阶段的经验:(1)装料前预备工作、充钠、堆整体试验;(2)装料、逼近临界及提升功率试验。

    2010年02期 v.30;No.115 97-109页 [查看摘要][在线阅读][下载 276K]
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  • 基于虚拟仪器技术的池式热堆Rossi-α测量装置设计

    曾和荣;冯琦杰;谷振军;刘耀光;韩伟实;

    设计了一套基于虚拟仪器技术的池式热堆Rossi-α测量装置,该测量装置以PXI-6602高速同步计数卡为硬件测试平台,利用Labview8.5程序开发出了测量装置所需的数据采集和数据处理分析程序。此外,先用Fluke-282任意波形发生器产生一路频率和幅值分别为200 Hz和5 V的方波信号,再用已开发好的Labview应用程序对这路信号进行了脉冲计数统计涨落仿真测试,试验结果表明,所设计的测量装置达到了测量使用要求。

    2010年02期 v.30;No.115 110-114页 [查看摘要][在线阅读][下载 212K]
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  • 聚变堆用CLAM钢管件冷推弯成形数值模拟及试验研究

    郭训忠;陶杰;刘红兵;李鸣;胡立兵;

    为解决CLAM钢的冷成形困难的问题,争取使其早日服役于核聚变环境,利用有限元数值模拟软件对CLAM钢管材的室温冷推弯过程进行了数值模拟,对影响弯头冷成形的工艺参数进行了优化以及对冷成形效果进行预报,由此确定了相对优化的工艺参数;并使用摩擦因子约为0.07的表面涂层对管坯进行润滑处理,结合有限元模拟结果进行了实际冷成形。研究表明,在厚度分布以及表面质量等方面,实验结果和模拟结果吻合,实际成形效果优良。因此,数值模拟的优化计算可以较好地指导聚变堆用难变形材料CLAM钢弯头的室温冷成形。

    2010年02期 v.30;No.115 115-121页 [查看摘要][在线阅读][下载 314K]
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快堆

  • 中国实验快堆C31系统HPGe γ谱仪效率刻度的点源模拟

    熊文彬;段天英;仇春华;刘浩杰;岑韬;

    中国实验快堆燃料破损覆盖气体监测系统γ谱仪采用的是ORTEC公司的HPGe γ谱仪,监测对象是覆盖气体(氩气)。由于很难找到谱仪效率刻度相对应的标准气体体源,对谱仪的效率刻度带来了困难。本文在参考大量文献的基础上利用点源模拟的方法来进行HPGe γ谱仪的全能峰效率刻度,解决了中国实验快堆燃料破损覆盖气体监测系统(C31系统)谱仪效率刻度的困难。

    2010年02期 v.30;No.115 122-126页 [查看摘要][在线阅读][下载 214K]
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  • 概率安全分析平台NFRisk设计与验证

    胡文军;宋维;任丽霞;钱鸿涛;

    为了提高国内在概率安全分析领域的技术能力,研发概率安全分析软件自主化和国产化的方法变得十分迫切和重要。概率安全分析平台NFRisk在遵循结构简化—模块化—割集生成—割集最小化的思路下,自主开发设计了结构化简,模块化,故障树向二元决策图的转换,割集求解以及割集最小化等算法,独立完成了概率安全分析平台NFRisk的管理设计,核心算法联合设计,同时独立完成了基于三类典型故障树的NFRisk平台的验证。

    2010年02期 v.30;No.115 127-134页 [查看摘要][在线阅读][下载 288K]
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反应堆工程

  • 模块式高温气冷堆三维中子动力学计算分析

    宋英明;周志伟;马远乐;

    模块式高温气冷堆是国际上公认的安全性好、发电效率高、用途广的先进堆型。本文研究开发了三维圆柱几何堆芯多群中子动力学改进准静态方法模拟计算程序。对给定的模块式高温气冷堆堆芯物理模型进行了模拟计算。初始状态下,该程序计算结果与中子扩散程序CITATION吻合很好。动态情况下,模拟了堆芯反应性、堆芯相对功率以及堆内r,z网格上各群点中子注量率三维分布随时间的变化,计算结果与理论分析一致。

    2010年02期 v.30;No.115 135-143页 [查看摘要][在线阅读][下载 1005K]
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  • CANDU堆中铀-钍自持循环的研究

    王天磊;李金鸿;

    研究了在重水反应堆CANDU中实现U-Th燃料自持循环的可行性。研究结果表明,采用外圈为高233U浓度的钍基燃料,内三圈为低233U浓度的钍基燃料方案,就可以实现在CANDU功率堆中U-Th的自持循环。

    2010年02期 v.30;No.115 144-149页 [查看摘要][在线阅读][下载 115K]
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  • 静载荷与地震载荷作用下ITER重力支撑系统有限元静力分析

    梁尚明;闫喜江;莫春华;侯炳林;李鹏远;简广德;刘德权;周才品;

    针对ITER重力支撑系统的特点,提出了ITER重力支撑系统的有限元静力分析方法。应用AN-SYS软件,建立了ITER重力支撑系统三维实体模型。采用精度比较高,且计算规模又可以接受的单元网格划分方法,进行网格划分。在Volume之间的界面上定义接触单元。得到了支撑系统有限元模型。对同时受静载荷与地震载荷作用的ITER重力支撑系统进行了有限元静力分析。获得了支撑系统各零件的应力分布及最大应力,分析了这些零件的强度。结果表明:TF腿、韧性板、环形支撑和支撑圆柱的最大应力分别出现在TF腿与等效环向壳连接处、韧性板与其下法兰焊接的拐角处、环形支撑上端面与其内部加强筋的交接处、支撑圆柱的上端面,这些最大应力都小于其相应的许用应力,按照ASME压力容器评定标准,支撑系统各零件均满足强度要求。静力分析的结果为ITER重力支撑系统的设计或改进提供了可靠的理论依据。

    2010年02期 v.30;No.115 150-154页 [查看摘要][在线阅读][下载 326K]
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  • 整体针翅管混合管束滑油冷却器强化换热试验研究

    牛广林;阎昌琪;孙中宁;石帅;王镭;

    对混合管束滑油冷却器和光管滑油冷却器进行对比试验研究,发现当滑油体积流量相同时,前者单位体积换热量较高,压降较小,换热能力强,综合性能优越,表明在同样换热量条件下可以使冷却器小型化。

    2010年02期 v.30;No.115 155-159页 [查看摘要][在线阅读][下载 100K]
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核聚变

  • 软化热处理与预变形对CLAM钢塑性的影响分析

    黄波;黄群英;李春京;刘少军;FDS团队;

    CLAM钢是中国ITER液态测试包层模块的首选结构材料,其塑性是影响测试包层冷却流道加工制造的关键因素之一。本文对CLAM钢进行退火软化热处理,测试其拉伸性能,并研究经过5%、10%和15%预变形,均分别在600℃、700℃和800℃回火30 min后,CLAM钢塑性的回复情况,以获得预变形量和回火工艺与CLAM钢塑性之间的关系,为制备包层模块及其冷却流道提供材料技术支持。研究表明:退火态CLAM钢塑性较正常热处理态CLAM钢有较大提高,在预变形和回火过程中,其塑性随预变形量的增大而下降,随回火温度的上升而提高。

    2010年02期 v.30;No.115 160-165页 [查看摘要][在线阅读][下载 210K]
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  • 液态金属回路DRAGON-Ⅱ锂铅合金流动与传热三维数值模拟

    汪卫华;朱志强;李晋岭;黄群英;高胜;FDS团队;

    高温热对流实验回路DARGON-Ⅱ实验时液态金属锂铅流动的详细流场难以精确测量,利用CFD软件FLUENT对锂铅流动与传热特性进行三维数值模拟,给出了实验工况时实验样品区的详细流场包括温度分布、速度分布与压力分布等,验证了理论分析和实验测量结果,为不同流速、温度时液态锂铅流动对聚变堆候选结构材料低活化钢的腐蚀特性、相容性实验参数的确定提供理论依据和数据参考。

    2010年02期 v.30;No.115 166-171页 [查看摘要][在线阅读][下载 579K]
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  • EAST钨杂质输运特性分析

    王君一;陈一平;FDS团队;

    用基于蒙特卡罗方法的杂质输运程序DIVIMP模拟了EAST在加热功率Pin=8 MW的情况下边界层钨杂质输运过程并分析了钨杂质输运特性,其目的是为了合理设计第一壁和偏滤器靶板部件。DIVIMP模拟得到了低再循环、高再循环和脱靶运行条件下钨杂质在边界层的分布情况。模拟结果显示,钨在脱靶情况下所产生的杂质密度比其他运行模式所产生的杂质密度小。与碳杂质输运特性的模拟结果相比,钨杂质的密度有明显的下降,总体分布在1015m-3数量级上。

    2010年02期 v.30;No.115 172-176页 [查看摘要][在线阅读][下载 548K]
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核安全

  • 秦山二期扩建工程低温超压事故PSA分析

    李琳;赵博;

    低温超压事故在电厂停堆期间发生频率较高,并有可能导致堆芯熔化,是停堆工况下一个重要的安全问题。本文对一回路发生低温超压事故进程进行研究和分析,参考相关资料建立事件树,进行定量化计算,得到低温超压事故导致的堆芯损坏频率,并进行简单的结果评价。

    2010年02期 v.30;No.115 177-180页 [查看摘要][在线阅读][下载 83K]
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  • 安全壳在事故情况下的完整性分析

    林诚格;赵瑞昌;刘志弢;

    现有的安全壳完整性分析,主要针对设计基准事故条件下安全壳内部压力的响应进行分析。而AP1000的安全壳事故承压分析不仅包括设计基准事故,还包括严重事故情况下的完整性分析。安全壳完整性分析的过程中所使用的程序、设定的条件都是较为保守的,这就使得安全壳有很大裕度。而在相关试验数据愈加充分并且人们对相关事故进程与机理的认知有较大提高的条件下,使用最佳估算来对安全壳完整性进行分析能够在保证基本裕度的条件下,较合理地减小其设计保守性,为今后我国更大功率的非能动核电厂安全壳设计与建造提供方便。

    2010年02期 v.30;No.115 181-192页 [查看摘要][在线阅读][下载 212K]
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