反应堆物理

• 基于离散纵标法的三维耦合燃耗与活化计算方法的发展

  邱岳峰;张延云;邹俊;吴亮亮;曾勤;陈明亮;吴宜灿;FDS团队;

  燃耗与活化分析在反应堆的燃耗管理与辐射屏蔽设计分析中起关键性的作用。基于一维、二维的输运程序的燃耗与活化分析方法难以解决复杂几何和强烈各向异性散射问题。本文通过耦合三维离散纵标(SN)方法粒子输运程序以及指数欧拉法活化计算程序,发展了快速精确的三维耦合燃耗与活化计算方法。该方法考虑了共振自屏效应动态修正,并采用重要核素保留及假想裂变产物等多种有效途径处理燃耗后核素。采用IAEA-ADS基准例题进行测试,结果较好地证明了程序的可靠性与有效性。

  2011年02期 v.31;No.119 97-103页 [查看摘要][在线阅读][下载 614K]
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• 核动力装置非线性模型预测协调控制仿真研究

  苏杰;

  为了进一步提高核动力装置的动态控制性能,本文在阐述核动力装置汽轮机和直流蒸汽发生器的数学模型的基础上,提出将非线性模型预测协调控制算法应用于核动力装置主要参数的控制中,包括控制结构和控制器设计。仿真结果显示,当核动力装置负荷的工况变化时,多变量非线性预测控制律下汽轮机相对转速和蒸汽发生器出口压力的变化能较快地稳定下来。由此表明,所采用的多变量非线性预测控制算法能够较好地控制核动力装置主要参数的输出,可以获得较好的控制效果。

  2011年02期 v.31;No.119 104-110页 [查看摘要][在线阅读][下载 1089K]
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• CLAM钢异径管冷成形数值模拟及试验研究

  郭训忠;陶杰;李华冠;李鸣;胡立兵;

  研究高质量CLAM钢管件的成形性能对聚变堆管路系统制造具有重要意义。利用有限元方法对CLAM钢异径管冷成形过程进行了数值模拟。研究了成形过程中速度矢量的变化情况,并分析了异径管成形过程中的应力、应变分布及冲头推力变化;使用摩擦系数较小的表面涂层对管坯润滑处理后进行了冷成形。研究表明,在几何尺寸及厚度分布方面,实验结果和模拟结果吻合。因此,数值模拟结果较好地预测了CLAM钢异径管的实际成形效果。

  2011年02期 v.31;No.119 111-115页 [查看摘要][在线阅读][下载 1357K]
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快堆

• 中国实验快堆的安全特性

  徐銤;

  钠冷快堆因钠具有好的热物理特性而具有固有安全性,同时也因钠是活泼的碱金属,也难免会有钠的泄漏、钠火和钠水反应等工业事故。本文介绍了中国实验快堆利用钠冷快堆的固有安全性,装设了单靠自然循环和自然对流的事故余热导出系统等多项非能动安全系统及完善的能动安全系统,其安全性达到了第Ⅳ代先进核能系统的安全要求。对于大型快堆,因其保证高的增殖而会有正的钠空泡效应,需要开发非能动停堆系统以保持第Ⅳ代安全目标。

  2011年02期 v.31;No.119 116-126页 [查看摘要][在线阅读][下载 944K]
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• BN800:定位于闭式燃料循环的先进钠冷快堆核电站

  吴兴曼;

  作为实际上快堆技术最先进的国家之一,俄罗斯始终站在快堆技术发展的前沿。在成功运行了电功率为600 MW的BN600快堆核电站近30年,以及在其基础上改进并完成数次设计优化数十年后,终于决定建设别洛雅尔斯基核电站4号机组(BN800快堆电站)。BN800快堆核电站被认为是世界上正在付诸工程的最为先进的快堆核电机组。我国的快堆技术发展已有数十年,随着中国实验快堆即将投运,中国示范快堆电站已经提上议事日程。同时,以快堆为关键环节的闭式燃料循环发展战略已经引起了我国相关领域专家和决策层的关注。本文作者在其多年从事中俄快堆技术合作积累的经验基础上,参考俄罗斯发表的最新并且权威的关于BN800快堆核电站的文献,编译成综合性介绍文章,供我国从事核燃料循环战略研究、快堆技术发展研究等相关领域的领导和专家参考。

  2011年02期 v.31;No.119 127-134页 [查看摘要][在线阅读][下载 152K]
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反应堆工程

• 螺旋管式直流蒸汽发生器的准稳态数学模型

  叶金亮;周杨平;陈晓明;方成跃;

  为了满足模拟机实时仿真核电站一、二回路工况的需要,根据流体的质量、动量和能量守恒原理,建立了适合模拟机要求的螺旋管式直流蒸汽发生器的准稳态数学模型。该模型将蒸汽发生器作为单管模型处理,并根据水的状态将蒸汽发生器分为单相水段、两相段和过热段三大段,每大段又细分若干小段。该数学模型方程采用变步长四阶龙格库塔法联立求解一、二次侧主要热工参数。对典型工况的稳态仿真计算和研究分析表明,该模型是正确的。

  2011年02期 v.31;No.119 135-140页 [查看摘要][在线阅读][下载 461K]
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• 压水堆核电厂实时传输重要安全参数的规范化初步研究

  黄义超;赵锋;张启明;陈洋;王海峰;

  核电厂实时安全参数传输和交换对于核电厂日常管理和应急响应都有重要的意义。基于相关法规标准要求和应急响应需要,结合各机组类型的具体参数,并考虑参数的可获得性,提出了相对统一的PWR核电厂实时传输安全重要机组参数和实时环境监测参数,为核电厂安全相关参数传输标准化工作提供了一定的技术基础。

  2011年02期 v.31;No.119 141-145页 [查看摘要][在线阅读][下载 91K]
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• DNB后膜态沸腾传热计算模型

  李虹波;陈炳德;赵华;熊万玉;

  提出膜态沸腾传热的物理模型,建立相应的数学模型,对DNB后膜态沸腾传热特性进行分析,通过实验数据确定关系式系数,得到了DNB后膜态沸腾传热计算模型。本文提出的理论计算模型与现有不同工况范围内取得的实验数据和已有计算模型进行了比较分析,并对计算偏差进行了统计计算。比较结果表明,本文的计算结果与实验数据符合较好,且相对于已有计算模型,本文模型具有较广的适用性。针对各系统参数对DNB后膜态沸腾传热的影响,对所提出的理论计算模型进行了研究,所得结果的规律与已有实验研究结果符合。

  2011年02期 v.31;No.119 146-153页 [查看摘要][在线阅读][下载 702K]
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• 自然循环条件下UTSG非均匀流动研究现状

  章德;陈文振;王少明;郝建立;

  自然循环条件下,UTSG并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流,倒流的发生对反应堆自然循环能力产生显著的影响。本文综述了自然循环条件下UTSG非均匀流动研究现状,包括非均匀流动的实验研究、机理分析及数值计算研究。在讨论现有研究存在缺陷的基础上,对进一步的研究提出了一些建议。

  2011年02期 v.31;No.119 154-161页 [查看摘要][在线阅读][下载 592K]
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核聚变

• MCAM在ITER装置TRIPOLI三维中子学建模中的应用

  熊健;王国忠;王电喜;赵凯;龙鹏程;曾勤;胡丽琴;FDS团队;

  目前,国际热核聚变实验反应堆ITER装置仅有针对MCNP程序的三维中子学基准模型(ITERA-lite4),因此无法使用TRIPOLI程序对ITER装置进行中子学计算分析。本文利用蒙特卡罗计算自动建模软件MCAM 5.1创建ITER装置的三维中子学TRIPOLI模型,并通过TRIPOLI程序对其进行中子学计算分析。计算结果与基于ITER A-lite4的MCNP计算结果吻合良好,从而验证了所建模型的正确性。

  2011年02期 v.31;No.119 162-168页 [查看摘要][在线阅读][下载 347K]
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• 多功能聚变裂变混合实验堆FDS-MFX氦冷包层三维中子学初步设计与分析

  刘金超;金鸣;王明煌;蒋洁琼;王国忠;邱岳峰;宋婧;邹俊;吴宜灿;FDS团队;

  FDS-MFX(Multi-Functional eXperimental fusion-fission hybrid reactor)是一个基于现实可行技术的多功能聚变裂变混合实验堆概念,分3个阶段相继开展实验研究,分别采用纯氚增殖包层、铀燃料包层和乏燃料包层。本文重点对其中铀燃料包层后期阶段中高浓缩铀模块的摆放方式和尺寸进行优化,给出一个区平均最大功率密度约为100 MW/m3,235U装料量约为1t,氚增殖率为1.05的三维初步中子学方案。

  2011年02期 v.31;No.119 169-174页 [查看摘要][在线阅读][下载 413K]
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核安全

• 多核并行计算技术在风险监测系统中的应用

  殷园;汪进;王芳;胡丽琴;李亚洲;吴宜灿;FDS团队;

  风险监测系统需要对核电站风险水平进行实时分析计算,对计算速度的要求较高,并且核电站相关人员制定的维修计划中存在多个状态,传统的计算方法是在普通计算机上串行执行所有的计算任务,没有充分利用多核的计算资源。本文提出了一种基于多核技术的并行计算方法,对多核并行计算技术在概率安全评价领域的应用进行了初步探讨。实验结果表明,原本需要数小时的串行计算工作可以转化成数分钟完成的并行任务,计算速度得到了有效提升,从而能够更快的进行实时风险的分析。

  2011年02期 v.31;No.119 175-179页 [查看摘要][在线阅读][下载 424K]
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• 风险监测系统中实时风险模型研发及其应用初步研究

  顾晓慧;王家群;王芳;汪进;袁润;李亚洲;胡丽琴;汪卫华;吴宜灿;FDS团队;

  风险监测系统因其实时性要求物理基础实时风险模型能够反映核电站任意时刻的任意配置状态。实时风险模型是在运行阶段风险模型基础上按照一定转换规则升级而得到。本文给出了实时风险模型的通用转换规则,并实现某重水堆的实时风险模型构建。结果证明,该重水堆实时风险模型能够良好地运行于FDS团队自主研发的风险监测系统软件RiskAngel。

  2011年02期 v.31;No.119 180-184+192页 [查看摘要][在线阅读][下载 232K]
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核电厂

• 核电站重要敏感设备加速老化管理研究与应用

  黄立军;陈世均;黄卫刚;陈宇;瞿勐;

  介绍了大亚湾核电站和岭澳核电站重要敏感设备加速老化管理技术研究的背景,阐述了加速老化管理的内涵,论述了电站加速老化管理技术路线、工作体系,以及同现有运行和维修体系的接口。通过加速老化管理技术的应用实例论证了相关研究成果的合理性和有效性。最后对核电站重要敏感设备加速老化管理技术的发展前景进行了展望。

  2011年02期 v.31;No.119 185-192页 [查看摘要][在线阅读][下载 1092K]
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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02期 v.31;No.119 194页 [查看摘要][在线阅读][下载 253K]
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