特别约稿

• 加速增产核燃料的天然安全“核热泉”快中子增殖堆

  吕应中;

  为保证21世纪中国经济的持续稳定地高速增长,必须充分发挥核能的巨大潜力,使之配合其他可再生能源同步增长,及早大规模替代煤炭等化石能源。由于目前国内大量兴建的核电站以压水堆为主,需要消费大量天然铀资源,倚靠廉价铀供应难于维持长期增长,必须依靠快中子增殖生产人造裂变燃料——钚,才能摆脱天然铀原料短缺的束缚。然而,传统的快中子增殖堆的核燃料增产速度较慢,难于配合中国核电的高速增长。本文介绍一种先进快中子增殖堆(AFBR)方案,其中利用在线连续换料的空心球形燃料元件,依靠载热剂的出入口之间的温度差实现满功率自然循环,可以成倍地提高燃料比功率与核燃料增殖速度。本快中子增殖堆改进了俄罗斯称为"天然安全"的BREST铅冷快堆设计方案,成为无须人为控制的"核热泉",它能在不设置加压泵及高位铅池的情况下,自动按外部负荷需要供应必要的热量,完全依靠自然循环将全部裂变热能及停堆后堆芯余热散出,不至对环境产生放射性污染。

  2012年01期 v.32;No.122 1-7页 [查看摘要][在线阅读][下载 267K]
  [下载次数：298 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ]

反应堆物理

• 求解中子输运SP_3方程的半解析节块方法

  李志勇;

  中子输运简化P3(SP3)方法是对中子输运方程PN的一种近似,可以转换为与中子扩散方法相似的形式。采用节块方法中有效的半解析方法求解中子输运SP3方程,同时也基于粗网有限差分(CMFD)方法采用细网有限差分(FMFD)形式同样求解该方程。通过对NEACRP-L-336基准题(修改)的数值计算,验证了通过Pin-By-Pin的节块计算能够获得与FMFD几乎相同的结果,而Pin-By-Pin的CMFD计算结果与FMFD计算结果有一定的偏差。

  2012年01期 v.32;No.122 8-15页 [查看摘要][在线阅读][下载 272K]
  [下载次数：203 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：0 ]

• 一种测量快堆α_c的方法研究

  高辉;刘晓波;蒋勇;范晓强;

  在超瞬发临界状态下,直接测量脉冲前沿的功率上升,得到瞬发中子增殖常数(α)。在超缓发临界,刻度调节棒的反应性当量,累加调节棒的反应性当量得出爆发脉冲的预加反应性。由超瞬发临界实验数据外推得到了CFBR-II堆缓发临界瞬发中子衰减常数(αc)和反应性定向差。测量得到的αc与Rossi-α方法测量得到的结果一致。

  2012年01期 v.32;No.122 16-18页 [查看摘要][在线阅读][下载 130K]
  [下载次数：57 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ]

• SPH等效均匀化方法研究

  汤春桃;杨波;

  SPH等效均匀化方法是一种通过调整截面参数使得均匀化前后反应率保持守恒的均匀化方法。近年来,由于计算机硬件条件的飞速发展和对更高精度堆芯分析能力的要求,基于Pin-by-Pin的全堆芯计算越来越受到业界的关注。SPH均匀化方法不需要保存额外的均匀化参数(不连续因子),是栅元均匀化的首选方法之一。本文研究了SPH因子的求解方法及其应用,证明了在组件层面上SPH修正后均匀的扩散计算能够完全恢复非均匀输运计算结果。本文对由UO2燃料和MOX燃料组成的Colorset问题进行了检验,数值结果表明,与传统的通量-体积权重的均匀化方法相比,基于SPH均匀化方法的细网计算可以更好的预测控制棒价值和燃料棒功率分布。

  2012年01期 v.32;No.122 19-24页 [查看摘要][在线阅读][下载 355K]
  [下载次数：219 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：5 ] |[阅读次数：0 ]

快堆

• 中国实验快堆典型钠阀温度分布研究

  李生;张东辉;刘云焰;

  中国实验快堆典型钠阀作为系统重要的涉钠设备,直接影响着反应堆系统的安全运行。中国实验快堆工程在调试和运行阶段面临着钠阀门带来的一系列问题。本文应用CFD软件计算了两种运行工况下典型钠阀稳态温度场分布,分析了保温层厚度一定、高度不同的情况下,钠阀门的温度场分布结果,并与实验结果进行了对比,证明结果是合理的有意义的。

  2012年01期 v.32;No.122 25-32页 [查看摘要][在线阅读][下载 466K]
  [下载次数：152 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ]

• 中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验分析研究

  牛敬娟;罗德康;吴强;

  中国实验快堆(CEFR)作为中国第一座钠冷快中子反应堆,蒸汽发生器作为分隔二回路和三回路器的重要设备,其运行的稳定性、可用性对于中国实验快堆的稳定运行具有重要意义。中国实验快堆蒸汽发生器首次进水试验验证了蒸汽发生器具备了在低功率下运行的完整性、可用性、稳定性和良好的传热性能。根据记录数据就钠侧和水侧的对流换热进行了热平衡校核计算,计算结果表明了本次试验钠侧和水侧换热量平衡,计算结果表明在低流量、低钠温的运行工况下水侧为主要换热热阻,该热阻值可以由格尼林斯基(Gnielinski)公式确定。

  2012年01期 v.32;No.122 33-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 157K]
  [下载次数：194 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ]

• 中国实验快堆通风控制系统的可靠性分析

  李禾;

  介绍中国实验快堆通风控制系统的功能和组成结构,并本文以故障模式影响分析(FMEA)和FTA为基础进行了可靠性分析,采用故障树进行定量分析和计算,得到该故障树的失效概率和最小割集,从而为中国实验快堆通风系统风险管理提供数据支持。

  2012年01期 v.32;No.122 39-43页 [查看摘要][在线阅读][下载 236K]
  [下载次数：97 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ]

反应堆工程

• 传热管破裂位置及根数对SGTR事故进程的影响

  蒋立国;彭敏俊;刘建阁;郭赟;

  以一体化反应堆为研究对象,应用RELAP5/MOD3.4程序对套管式直流蒸汽发生器发生传热管破裂事故时,影响事故进程的一些因素进行了分析,其中包括破口在传热管轴向高度不同断裂位置,以及同时断裂多根传热管等。分析结果表明:不同断裂位置处的SGTR事故,其系统响应大致相同;不同破裂面积的SGTR事故,其破口处临界喷放流量与破口面积有着密切的联系。但总体来看,无论直流蒸汽发生器发生何种形式的SGTR,其一回路冷却剂通过破口处向二回路侧泄漏的积分流量大致相同,而且这个积分流量决定了一体化反应堆的瞬态响应。

  2012年01期 v.32;No.122 44-49页 [查看摘要][在线阅读][下载 661K]
  [下载次数：300 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：14 ] |[阅读次数：0 ]

• ITER实验包层吹洗气前处理系统的FMECA研究

  付万发;罗德礼;唐涛;

  实验包层(TBM)输出吹洗气前处理系统将安装在国际热核聚变实验堆(ITER)装卸TBM的通道内(Port Cell),它的功能是将TBM输出的含氚吹洗气进行过滤、除HTO、冷却、调流量等处理,处理后输出到氚提取系统。介绍了该系统的工艺过程和系统组件,以氚释放危险为判据,对该系统进行FMECA(故障模式、影响及危害性分析),并作出分析表。找出了几种故障模式或薄弱环节,进行了尝试性的风险优先数和故障模式危害度计算,提出了设计改进措施和使用补偿措施;最后确定了需要重点关注的4种需导致释非正常过量释放的潜在故障模式。这些故障分析为降低系统氚过量释放危险设计提供了依据,也为TBM其他附属氚系统的安全分析奠定了基础。

  2012年01期 v.32;No.122 50-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 242K]
  [下载次数：94 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ]

• 超临界水冷堆双排燃料组件子通道分析

  许志红;杨晓;傅晟威;杨燕华;

  研究基于Cobra-IV程序,开发了适用于超临界水冷堆燃料组件分析的子通道程序。针对超临界水冷堆慢谱双排组件,进行了稳态计算,获取了相关组件热工水力参数。在此基础上,针对单一通道进行了瞬态计算,分析了燃料棒线功率变化和冷却剂流量变化条件下,超临界水冷堆燃料组件的流动和传热的动态响应,为超临界水冷堆组件的优化设计提供了参考。

  2012年01期 v.32;No.122 56-62页 [查看摘要][在线阅读][下载 741K]
  [下载次数：199 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ]

核聚变

• 基于GDT的聚变裂变混合堆堆芯参数初步设计研究

  陈德鸿;杜红飞;蒋洁琼;汪晖;王福琼;陈一平;吴宜灿;FDS团队;

  基于Gas Dynamic Trap(GDT)装置的实验进展,提出了用于驱动聚变裂变混合堆包层的聚变堆芯参数设计。基于零维堆芯物理模型,计算分析给出了一套聚变功率为50MW的初步堆芯参数方案。利用GDT装置的实验结果对该物理模型进行计算对比校验,显示该物理模型和设计参数的可靠性。

  2012年01期 v.32;No.122 63-67页 [查看摘要][在线阅读][下载 255K]
  [下载次数：161 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：0 ]

• 基于GDT的14MeV中子源初步设计研究

  杜红飞;陈德鸿;蒋洁琼;汪晖;王福琼;陈一平;吴宜灿;FDS团队;

  为满足聚变材料测试对D-T聚变中子源的需要,本文首先根据国际上对用于聚变材料测试的中子源的要求给出设计目标,然后基于Gas Dynamic Trap(GDT)装置的实验进展,提出了基于GDT装置的14MeV中子源的设计初步方案,并建立了GDT中子源的物理模型。计算分析给出了两套中子源参数初步方案,其中FDS-GDT2中子壁负载为2MW/m2,可用于聚变材料的测试。

  2012年01期 v.32;No.122 68-73页 [查看摘要][在线阅读][下载 284K]
  [下载次数：136 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：8 ] |[阅读次数：0 ]

软件开发

• 基于故障树的复杂系统故障诊断软件设计研究

  袁润;汪建业;李亚洲;胡丽琴;王家群;吴宜灿;FDS团队;

  可靠性和安全性要求较高的复杂系统对故障诊断工作的要求也很高。根据系统在设计、运行阶段工作中建立有大量的故障树模型的特点,本文将故障树分析方法与基于知识的方法相结合,提出了一种基于故障树的复杂系统故障诊断方法,并且开发了原型系统,实现了对车载大气光学参数测量系统的快速、智能诊断。

  2012年01期 v.32;No.122 74-78页 [查看摘要][在线阅读][下载 284K]
  [下载次数：247 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：18 ] |[阅读次数：0 ]

核电厂

• 岭澳核电站1/4换料燃料管理方案研究

  张洪;厉井钢;

  对岭澳核电站1/4(堆芯)换料项目中的燃料管理方案研究工作进行了描述,从1/4换料燃料管理目标的提出,到最终方案的确定,详细解释了所采用的软件、方法及所进行的研究。文中并给出了在电站应用后的试验验证结果。最后,从燃料管理的角度,就采用1/4换料后对电站带来的有利及不利之处进行了分析。

  2012年01期 v.32;No.122 85-92页 [查看摘要][在线阅读][下载 322K]
  [下载次数：155 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：0 ]

• 台山核电厂1、2号机组设计可利用因子核算

  郑华;

  台山核电厂1、2号机组NIEP合同附件5L2.1要求:燃料循环长度大于等于18个月时,20年运行时间内的年平均设计可利用因子为92%。本文分析了EUR第2卷第18章中的性能评价方法,修正其计算公式中的错误,并通过核算台山核电厂1、2号机组设计可利用因子验证修正后的计算公式的正确性。本文可供设计新核电厂时确定和评价设计可利用率性能指标参考。

  2012年01期 v.32;No.122 93-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 128K]
  [下载次数：82 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ]

• 《核科学与工程》征稿简则

  <正>~~

  2012年01期 v.32;No.122 98页 [查看摘要][在线阅读][下载 167K]
  [下载次数：35 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ]
下载本期数据