反应堆物理

  • 基于换料优化基准问题的特征统计算法研究

    陶乃贵;张少泓;

    利用压水堆换料优化基准问题,对文献提出的特征统计算法进行了研究,结果表明,特征统计算法可以比较高效地搜索到接近全局最优的解。此外,论文还利用基准题对特征统计算法的优化搜索机理进行了直观的演示。

    2012年03期 v.32;No.124 193-197页 [查看摘要][在线阅读][下载 507K]
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  • 高燃耗堆芯反应性测量的干扰源研究

    陈雄月;吕大军;裘希春;韩承慈;夏应军;邓朝平;张仲元;

    回顾了1980年9月实验前,在反应堆噪声分析领域的技术发展概况。展示了在实验动力堆燃耗末、卸料前,用双探测器互相关频谱分析法(CCFS)测得的一组数据;和经过离线去本底拟合计算后,获得的动力学参数测量结果:αc=(144.57±2.09)s-1。介绍了数据获取过程中出现的异常情况;离线处理的方法;本底谱选定;拟合计算程序;计算结果和结论。还简要介绍了干扰源的来源及其强度计算概况。数据处理结果证明:在长期燃耗后的堆芯上应用噪声分析法,除了要克服大γ场的干扰外,还要严格消除本底中子场产生的不相关噪声干扰。

    2012年03期 v.32;No.124 198-204页 [查看摘要][在线阅读][下载 193K]
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  • 核燃料中添加锕系元素对反应堆的影响

    王凯;刘滨;胡文超;黄礼明;赵伟;屠荆;朱养妮;

    文章的主要目的是研究核燃料中添加MA后对不同堆型的影响以及各种堆型嬗变MA的可行性。本文采用MCNP4C程序进行模拟,结果显示核燃料中添加MA后对不同的堆型产生不同程度的影响,相对于快堆而言,热堆的反应性、中子通量以及中子能谱受MA的影响很大。研究表明快堆和高通量热中子堆在嬗变MA核素方面具有很高的研究价值。

    2012年03期 v.32;No.124 205-211+288页 [查看摘要][在线阅读][下载 450K]
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  • 基于遗传算法的压水堆核电一回路稳压器机理建模与仿真

    李永玲;马进;黄宇;王兵树;

    针对压水堆核电站一回路稳压器实际运行特性,根据能量守恒、质量守恒和动量守恒方程,考虑了喷淋流量、电加热器功率及安全释放阀的影响,建立了一个两相动态非平衡的稳压器机理模型。为提高模型精度,采用遗传算法对该模型的参数进行优化,用以得到一组模型的最优参数。将参数优化算法应用于某900MW核电站稳压器仿真实例,通过模块封装组建成稳压器压力仿真模型,并与核电厂提供的对应数据做了比较验证了建模方法的正确性及优化方法的有效性。

    2012年03期 v.32;No.124 212-218页 [查看摘要][在线阅读][下载 467K]
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快堆

  • 基于六角形节块法程序的三维时空动力学程序开发

    徐李;马大园;喻宏;施工;

    处理三维中子时空动力学问题时,在时间的处理上采用了改进型准静态方法,将总的中子通量密度分解成由时间相关的幅度函数和由时间空间能量相关的形状函数,幅度函数通过三阶多项式插值方法求解,而形状函数则通过节块法程序NAS程序系统的稳态扩散或者输运模块求解,以此为基础,开发了三维时空动力学程序NAS-K。并给出了与两个国际基准例题(无反馈弹棒事故和简单的绝热多普勒反馈弹棒事故)计算结果的比较,结果符合很好,初步验证了本程序的正确性。

    2012年03期 v.32;No.124 219-224页 [查看摘要][在线阅读][下载 594K]
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  • 离子色谱法测定中国实验快堆三回路水中痕量Cl~-和SO_4~(2-)

    王密;高耀鹏;谢淳;俞晓琛;

    用离子色谱法对中国实验快堆三回路水中痕量氯离子和硫酸根的测定进行了研究。通过手工配制NaOH淋洗液,1mL大体积直接进样,并使用高容量色谱柱,优化最佳工作条件,使Cl-和SO42-浓度在(1~200)μg/L范围内线性关系良好,线性相关系数分别为0.999 1和0.999 0,背景电导和检出限低,其中Cl-检出限为0.45μg/L,SO42-检出限为0.71μg/L,精密度和准确度高,该法可作为快堆三回路水中痕量Cl-和SO42-的测定方法。

    2012年03期 v.32;No.124 225-228页 [查看摘要][在线阅读][下载 176K]
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  • 中国实验快堆热工流体现象多维度耦合分析方法研究

    乔雪冬;赵勇;付陟玮;

    多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法有机的结合起来,实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的统一。本文根据中国实验快堆设计和运行经验,开发了基于RUBIN和FLUENT的耦合程序框架,通过对中国实验快堆满功率运行工况的测试计算,完成了对耦合程序的初步验证。

    2012年03期 v.32;No.124 229-233页 [查看摘要][在线阅读][下载 471K]
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反应堆工程

  • 双泵并联给水系统切换方式模拟研究

    王鑫;韩伟实;何艺峰;幸奠川;

    建立双泵并联给水系统模型,对双泵切换过程中三种不同切换方式进行模拟研究,第一种切换方式为先启动备用泵后关闭运行泵、第二种方式为先关闭运行泵后启动备用泵、第三种方式为同时进行操作。通过试验验证了模型的准确性。模拟结果表明:第一种切换方式条件下系统流量失水量最小,第三种切换方式条件下系统流量波动最小;相同切换方式条件下,双泵切换时间间隔越短,系统流量波动越小,系统恢复稳定时间越短。在实际情况中,要尽量缩短双泵切换时间间隔。

    2012年03期 v.32;No.124 234-237+253页 [查看摘要][在线阅读][下载 330K]
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  • 富集~(10)B硼酸在压水堆中的应用研究现状

    徐姣;张卫江;

    目前硼酸作为有效的可溶性中子吸收剂,被广泛用于核电站,主要是利用其中10 B吸收中子的特性。而天然丰度的硼酸中10B含量仅占20%左右(质量分数),其余都是中子吸收能力很弱的11 B。论文研究了富集10B硼酸对压水堆核电站的操作控制及运行影响,发现采用富集10 B硼酸作为可溶性中子吸收剂替代天然丰度硼酸,将会使核电站的运行达到更好的操作控制水平。该替代技术不但能减少冷却剂循环系统中的各种化学试剂、防腐剂的添加量,而且减少了硼酸废液的产生与排放。由此将会使由天然硼酸带来的冷却剂化学问题,诸如材料及设备的腐蚀、冷却剂水质恶化及化学试剂的消耗等复杂问题得到简化解决。论文还对硼同位素的主要分离技术进行了简述和比较,指出了化学交换精馏法是目前国内外硼稳定同位素工业化生产的成熟技术。

    2012年03期 v.32;No.124 238-243页 [查看摘要][在线阅读][下载 191K]
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  • 管束通道内沸腾两相流特性的研究

    向文元;吕永红;赵桂生;

    以R113为工质,采用高速动态分析仪对垂直管束通道内的沸腾两相流型及其转变特性进行了实验研究。对管束狭窄通道内沸腾两相流型进行划分,并与圆管内的两相流型进行比较,在此基础上对通道几何形状及物理参数对管束通道内沸腾两相流型及其转变特性的影响进行分析,为进一步对管束通道内流型判定、沸腾换热及阻力压降的研究奠定了基础。

    2012年03期 v.32;No.124 244-247+265页 [查看摘要][在线阅读][下载 349K]
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  • 多样化非能动衰变热排出方法研究

    林千;司胜义;

    事故情况下的衰变热排出是涉及核安全的重要方面。采用非能动方法来排出衰变热对于提高核反应堆的安全性非常有益。在目前一些先进反应堆中通过设置非能动余热排出系统、非能动安注系统、非能动安全壳冷却系统等安全子系统,形成多样化的从堆芯到最终热阱的非能动衰变热排出渠道。论文对多种非能动衰变热排出方法和系统设计方案进行了归纳总结,比较分析了这些非能动衰变热排出方法的共性特征和区别,探讨了非能动衰变热排出系统的设计原理。通过对传热过程分解,将这些衰变热排出方法表达为一些基本传热形式的不同组合方式,根据不同的组合可获得多样化的非能动衰变热排出方法和新的系统设计方案。

    2012年03期 v.32;No.124 248-253页 [查看摘要][在线阅读][下载 500K]
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  • 垂直上升矩形流道内气液两相流流型图的数值模拟

    赵艳明;潘良明;张文志;

    两相流流型在分析换热、流动不稳定性以及临界热流密度方面具有基础性作用。本文基于VOF(Volume of Fluid)多相流模型,对垂直上升矩形流道内气液两相流动进行数值模拟,表观气速0.1~110m/s,表观液速0.1~3.2m/s。得到了流道内气液两相流的主要流型:泡状流、弹状流、搅混流和环状流,分析了流道内截面含气率分布与流型的对应关系,以及截面含气率与气液两相流容积含气率的关系;分析了各种流型下的压降分布特性,并绘制了基于气液表观动能通量的不同流量下气液两相流的流型图,直观的表示出各种流型的分布区域及各流型间的流型转换边界,与已发表文献的实验结果对比符合较好。

    2012年03期 v.32;No.124 254-259页 [查看摘要][在线阅读][下载 687K]
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核聚变

  • 聚变驱动乏燃料焚烧堆氦冷包层中子学设计与分析

    王明煌;蒋洁琼;金鸣;袁宝新;吴宜灿;FDS团队;

    采用VisualBUS程序和HENDL数据库,对聚变驱动乏燃料焚烧堆氦冷包层开展了中子学设计与分析工作,设计目标是在满足Keff小于0.95,功率密度小于100MW.m-3和氚自持的前提下,获得至少1GWe的能量输出和最大增殖、嬗变能力,且系统能够连续稳定运行。文中通过对包层中的乏燃料成分和是否装载贫铀开展优化分析并给出了优化方案,该方案能够很好地满足设计目标。

    2012年03期 v.32;No.124 260-265页 [查看摘要][在线阅读][下载 474K]
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  • MCNP大规模重复结构体素的实时交互可视化方法研究

    周少恒;何桃;龙鹏程;程梦云;江平;FDS团队;

    蒙特卡罗粒子输运程序MCNP在使用重复结构描述复杂的体素模型时,将会产生大规模的重复结构体素数据。当前对这种数据进行可视化分析时,缺乏对可视化模型进行交互操作的实时响应方法。本文提出了一种基于数据裁剪和体素隐藏的大规模重复结构体素数据的实时交互可视化方法,并基于可视化开发包VTK加以实现。以FDS团队自主构建的中国成年女性数字化辐射计算模型FDS-HUMAN为代表的测试结果表明,该方法不仅直观的实现了模型的可视化,同时还支持对旋转、切片和放缩等交互操作的快速响应。本文的方法实现了对MCNP大规模重复结构体素数据的实时交互可视化,提高了MCNP计算数据的可视化分析效率。

    2012年03期 v.32;No.124 266-270页 [查看摘要][在线阅读][下载 212K]
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  • 中国双功能锂铅实验包层系统在ITER赤道窗口的界面设计

    李敏;刘松林;靳强;吴宜灿;FDS团队;

    中国双功能锂铅实验包层模块(DFLL-TBM)是中国计划在国际热核实验堆(ITER)进行氚增殖包层实验的两个候选概念之一。实验包层系统(TBS)与ITER界面设计关系到TBS能否在ITER装置有限空间内安装和实验,是ITER国际组关注的重点。本文根据ITER对TBS的设计要求、DFLL-TBS概念设计,结合中国与印度TBS在实验窗口的功能、安全和空间分配的定义,利用CATIA三维设计软件进行了DFLL-TBS在ITER窗口塞、管林区、窗口室的界面设计,初步设计可以满足ITER实验窗口空间要求。

    2012年03期 v.32;No.124 271-276页 [查看摘要][在线阅读][下载 764K]
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核电厂

  • 压水堆核电站燃料传输系统抗震性能有限元分析

    贾晓峰;刘鹏亮;毕祥军;季顺迎;

    压水堆核电站燃料传输系统的主要功能是将核燃料组件在反应堆厂房和燃料厂房之间进行相互传送。为保障其结构在不同工况下能够安全运行,需对其在异常工况(OBE)和事故工况(SSE)下进行抗震性能分析。为此,采用有限元分析软件ANSYS 12.0对某百万千瓦级核电站的燃料传输系统进行了结构建模;对传输系统在运行过程中不同构型下的转运通道、承载器、传输小车、反应室倾翻架、燃料室倾翻架、燃料室轨道结构和反应室轨道结构等主要构件在不同工况下进行了应力分析;采用SRSS方法进行了应力组合,并依据RCCM规范对各构件进行不同工况下的强度评定。结果表明,在异常和事故工况下,燃料传输系统在不同构型下各结构均满足强度要求,具有良好的抗震性能。

    2012年03期 v.32;No.124 277-283页 [查看摘要][在线阅读][下载 545K]
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  • AP1000核电厂首循环CIPS风险评价

    杨萍;汤春桃;

    CIPS(Crud Induced Power Shift),是指反应堆冷却剂系统内腐蚀积垢物在燃料棒表面沉积而导致轴向功率峰值向堆芯入口处偏移的现象。这一现象会影响核电厂运行的安全性,如:使降功率时轴向功率分布控制困难、停堆裕量减少、反应堆启堆时的临界工况评价出现偏差等,进而影响经济性。本文阐述了CIPS现象的成因、危害、风险降低途径,并使用3D核设计程序、热工-水力子通道程序和CIPS评价专用程序对AP1000核电厂首循环的CIPS风险进行了分析并给出了降低风险的建议。

    2012年03期 v.32;No.124 284-288页 [查看摘要][在线阅读][下载 365K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)欢迎关注本刊网站,网址:http://nuclse.cbpt.cnki.net。2)请认真阅读相关说明,井按照要求进行投稿和查询。3)"论文模板"、"版权协议模板"、"论文审查证明模板"请在我刊首页下载。5)投稿同时,请先后上传2份文件:①投稿全文;②单位盖章的论文保密审查证明扫描件(pdf格式),并将原件邮寄给编辑部。

    2012年03期 v.32;No.124 290页 [查看摘要][在线阅读][下载 190K]
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