特别约稿

  • 大规模替代化石及其他有限能源的固有安全高温核动力

    吕应中;

    为充分发挥核能的巨大潜力,使之在21世纪内早日更大规模地替代煤炭和其他化石与水力能源,本文介绍如何通过创造性地改进融盐冷却球床高温堆一回路的热工水力设计,实现"在任何功率下长期自动运行生产高温核能方法"。该方法在充满高沸点(融盐)一次载热剂的深池内,采用特别简单的一体化回路布置,使融盐沿水平方向流过位于池底的环状堆芯,吸收其中球形燃料元件的裂变热,升温后由中央流道上升;再通过位于池顶、淹没在融盐内的敞口式超低阻力换热器,可完全利用自然循环,将全部裂变能量输送给二次载热剂。冷却后的融盐依靠重力沿下降流道回到位于池底的堆芯。由于载热剂利用上升与下降流道间密度差产生的浮力进行自然循环,故无需任何循环泵。由于采用在线连续换料方法,该融盐反应堆可保持在很低的过剩反应性下运行。反应堆具有较大负温度系数,故可不依靠设置刚性控制棒系统,只跟随外负荷变化自动调节其堆芯裂变功率。此种固有安全核动力堆具有高度简单的反应堆结构,高度透明的安全性,高度灵活的功率范围与厂址选择,与比其他同类先进高温反应堆更低的投资和运行成本,其单堆的功率大小没有限制,既可与小型模块式电站竞争,又可建成以超过世界最大水电站的巨型电站,从而可以全面地大规模代替化石及其他受自然资源制约的能源,并与未来廉价的大规模可再生能源配合,保证世界可持续发展。

    2011年01期 v.31;No.118 1-8+14页 [查看摘要][在线阅读][下载 394K]
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反应堆物理

  • 反应率线性外推含钆燃料燃耗计算方法的改进

    陈国华;俞陆林;蒋校丰;张少泓;

    传统预估-校正方法(Predictor-Corrector Method,PC方法)在采用较大步长进行含钆燃料燃耗计算时会出现显著的误差。为此,日本学者提出了微观反应率线性外推方法(Projected Predictor-Corrector Method,PPC方法),获得明显的改进效果。本文从钆的微观反应率随核子密度变化关系出发,进一步在PPC方法的基础上,针对155Gd和157Gd这两种核素,采用了反应率对数线性外推的方法。针对含钆压水堆组件的比较结果表明,当采用的燃耗步长大于25 d时,本文方法优于PPC方法。

    2011年01期 v.31;No.118 9-14页 [查看摘要][在线阅读][下载 547K]
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  • 垂直加热通道内超临界水流动稳定性参数敏感性分析

    侯东;许志红;林萌;刘鹏飞;杨燕华;

    给出了无量纲分析法与频域法相结合的稳定性分析方法的详细描述,并定义了影响稳定性的关键无量纲数。针对垂直加热通道内超临界水进行了密度波稳定性分析,并建立了稳定性边界。对系统入口阻力因数、出口阻力因数、摩擦因数、进出口压降和流动方向等进行了参数敏感性分析,结果表明高的入口阻力因数有利于系统的稳定,但高的出口阻力因数和高的摩擦因数不利于系统的稳定,系统进出口压差对系统的稳定性影响较小,向上流动比向下流动更有利于系统的稳定。计算结果对超临界水堆的堆芯和系统设计具有指导性作用。

    2011年01期 v.31;No.118 15-21页 [查看摘要][在线阅读][下载 301K]
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  • 超临界水堆堆芯新型燃料组件设计分析

    刘晓晶;杨婷;程旭;

    超临界水堆(SCWR)作为六种第四代未来堆型中唯一的水冷反应堆,具有良好的经济性与技术延续性。本文采用最新开发的热工-物理耦合计算程序对超临界水堆方形燃料组件进行稳态热工与中子物理耦合分析,提出一种新型的超临界水堆堆芯燃料组件设计。现有单排组件设计与新型双排燃料组件设计的计算结果表明,双排组件具有功率径向分布均匀,包壳温度峰值小,慢化剂温度较低等优点。

    2011年01期 v.31;No.118 22-27页 [查看摘要][在线阅读][下载 537K]
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快堆

  • 池式钠冷快堆电厂运行方案仿真研究

    张厚明;段天英;刘国发;

    以Matlab软件Simulink为仿真软件平台,通过理论分析、推导,建立了池式钠冷快堆电厂各主要系统的模型,包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷、热钠池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道、泵模型及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的功率调节系统模型并采用闭环控制来控制步进电机运行。基于这些模型构建了池式钠冷快堆电厂的模型。在反应性扰动,一、二回路流量扰动及负荷降低时对"堆跟机"运行方案仿真,分析所获得的仿真结果,结果表明池式钠冷快堆电厂采用"堆跟机"方案时运行良好,此方案可作为池式钠冷快堆电厂的运行方案。

    2011年01期 v.31;No.118 28-40页 [查看摘要][在线阅读][下载 1157K]
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  • 钠喷射火灾实验研究

    杜海鸥;王荣东;胡文军;

    介绍了喷射钠火试验的设计思路和如何对钠流进行散流喷射,同时描述控制系统和数据采集系统的设计和建造。通过对比实验中和程序FEUMIX计算中的温度和压力曲线,得到如下结论:试验中钠流主要以柱状钠火燃烧,在钠喷射过程中燃烧区空气温度上升非常迅速,并观察到最初的钠喷射高温峰值。采用FEUMIX以10%雾化份额计算的空气温度与在200 s时试验中燃烧区上空1500 mm处空气温度值非常一致,但压力曲线差异很大。

    2011年01期 v.31;No.118 41-47页 [查看摘要][在线阅读][下载 395K]
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  • 快堆工程信息管理系统方案研究

    吕绯;赵佳宁;

    在已经完成的中国实验快堆信息资源规划方案的基础上,应用先进的信息资源管理解决理念,研究得出快堆信息管理系统的建设方案;同时,研究得出快堆信息资源管理系统的系统结构、逻辑结构、物理结构、开发平台、运行平台等相应的技术路线,为后续的研究开发工作提供了方案性的指导。

    2011年01期 v.31;No.118 48-53+67页 [查看摘要][在线阅读][下载 322K]
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反应堆工程

  • 船舶核动力装置安全目标的初步研究

    张永发;童节娟;蔡琦;周羽;

    安全目标是核电厂进行安全评价的重要基础和判定准则,对安全评价工作具有非常重要的影响。目前,核电厂安全目标的认识和制定已经经历了较长的时间,形成了以国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)为主的两大体系。文章概要地介绍了两个组织所确定的定性和定量安全目标,以及我国核电厂安全目标的发展和应用现状。最后,在吸收上述经验的基础上,提出了制定船舶核动力装置安全目标的若干建议和注意事项,尝试研究了核动力装置安全目标的宗旨、体系、内容和实现手段等。

    2011年01期 v.31;No.118 54-60页 [查看摘要][在线阅读][下载 139K]
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  • 小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究

    王高鹏;刘长亮;叶忠昊;

    利用MAAP4程序对方家山核电站进行建模,针对事故后果较为严重的小破口事件进行了计算分析,得到了假设事故下电厂系统的反应以及相应的严重事故现象。对事故中发生的DCH(安全壳直接加热)现象和安全壳失效以及裂变产物向环境的释放进行了分析。随后,本文根据相关的严重事故管理导则和该事故的特点,对缓解该事故的策略进行了研究和计算分析。计算结果表明采取的事故缓解措施是有效可行的,从而为方家山及类似的三环路电厂严重事故的缓解提供了一种有效可行的策略。

    2011年01期 v.31;No.118 61-67页 [查看摘要][在线阅读][下载 430K]
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核安全

  • 秦山三期重水堆核电站风险监测器研发进展

    吴宜灿;胡丽琴;李亚洲;罗月童;袁润;王芳;王家群;顾晓慧;汪进;陈珊琦;王强龙;黄群英;汪建业;张振华;陈明军;曾春;宋明海;苏长松;彭晓春;张刚平;

    核电站风险监测系统(Risk Monitor)可对核电站的运行风险进行实时监测和预测,是概率安全评价(PSA)技术的高级应用之一。FDS团队广泛调研了国际现有核电站风险监测系统的研发现状,深入研究了风险监测系统涉及的各种关键算法并探索了相关实现技术,基于前期自主研发的大型集成概率安全分析软件RiskA发展了通用核电站风险监测系统RiskAngel,并以此为基础结合秦山三期重水堆核电站的安全特点和实际应用需求开发了秦山三期重水堆核电站风险监测器(TQRM)。本文总结了核电站风险监测系统的发展现状及趋势,对TQRM系统的设计思想、总体架构、主要功能、关键算法、技术特点及相关测试应用进行概要介绍。

    2011年01期 v.31;No.118 68-74+85页 [查看摘要][在线阅读][下载 327K]
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  • RiskA计算引擎在核电站概率安全评价中的应用

    王家群;王芳;汪进;顾晓慧;袁润;殷园;汪建业;李亚洲;胡丽琴;吴宜灿;曾春;宋明海;苏长松;彭晓春;张刚平;

    研究分析了R&R Workstation平台的计算引擎配置问题,实现了该平台下调用FDS团队自主研发的RiskA计算引擎。基于上述工作,采用真实核电站的概率安全评价模型,对RiskA计算引擎进行了正确性校核,并与CQUANT引擎进行了计算速度比较。测试表明正确实现了在PRAQUANT下对于RiskA计算引擎调用,RiskA的定性分析和定量计算结果正确,在计算速度上RiskA远快于CQUANT。

    2011年01期 v.31;No.118 75-79页 [查看摘要][在线阅读][下载 263K]
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  • 三维停堆剂量率计算程序研发及其在EAST上的应用

    吴亮亮;应栋川;邱岳峰;王国忠;张延云;宋婧;何桃;周少恒;熊健;李佳;

    为了精确分析核装置停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,本文基于停堆剂量计算的严格二步法思想,发展了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP和欧洲活化计算程序FISPACT的耦合三维停堆剂量计算程序,实现了中子输运、材料活化和光子剂量计算的自动耦合。将该程序初步应用于EAST装置停堆剂量计算,得到了托卡马克装置停堆后周围空间辐射剂量场的三维空间分布信息,为EAST装置的辐射防护工作提供重要的参考依据。

    2011年01期 v.31;No.118 80-85页 [查看摘要][在线阅读][下载 316K]
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核电厂

  • 内陆核电厂硼的排放控制

    方岚;刘新华;吴浩;张志银;

    通过比较二代加压水堆核电厂(CPR1000)和第三代压水堆核电厂(AP1000)的工艺废液处理系统的设计,估算了核电厂硼的排放浓度和排放总量,探讨了内陆核电厂废液处理系统的设计改进思路,并以污水硼排放限值、硼环境质量标准为评价依据,分析了硼排放对受纳水体的影响,最后对内陆核电厂硼的排放控制提出建议。

    2011年01期 v.31;No.118 86-92页 [查看摘要][在线阅读][下载 147K]
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  • 田湾核电站反应堆厂房轴流风机失速预防措施

    刘春龙;裴俊敏;

    介绍轴流风机旋转失速的产生机理及其危害,分析田湾核电站反应堆厂房轴流风机防止失速的必要性,介绍采取的预防措施,评价气流分离器的防失速效果,可为电站进行类似方面的风机选型或改造提供借鉴,为轴流风机运行、维修提供参考。

    2011年01期 v.31;No.118 93-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 156K]
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  • “第一届中国(国际)核电仪控技术大会”征文通知

    <正>各有关单位:随着我国核电的快速发展,对满足核电需求的仪控技术与装置的研究、设计、制造、选型、应用、维护以及国产化水平都提出了越来越高的要求。为了更好地推动我国核电仪控技术的发展,促进产学研用的紧密结合,同时促进我国核电学术界的国际交流,中国核学会与中国仪器仪表学会共同研究决定联合举办"第一届中国(国际)核电仪控技术大会"。

    2011年01期 v.31;No.118 21页 [查看摘要][在线阅读][下载 13K]
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  • 中国核学会2011年活动计划表

    <正>~~

    2011年01期 v.31;No.118 97-101页 [查看摘要][在线阅读][下载 65K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。篇幅为1万字左右。2)文题简明(20个汉字以内);中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名、省名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论);关键词为3~5个。

    2011年01期 v.31;No.118 103页 [查看摘要][在线阅读][下载 276K]
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