- 肖宏才;
本文提出了用自然力直接触发启动压水堆核电站一整套完全非能动的停堆安全冷却系统。这里的自然力主要是指一回路运行工况转换时由于其压力分布变化所形成的压差力。在这一系统中,当进行停堆或发生某种一回路事故工况时,相应的安全冷却系统便自然地投入运行,立即缓解事故后果,将事故时一回路释放的能量及堆芯余热非能动地排入最终热阱。在全过程中不依靠自动控制系统、能动设备及任何人为因素的介入,即可确保对堆芯余热无限期的安全冷却能力,完全避免压水堆核电站发生向环境泄漏放射性物质的严重事故,排除对核电站周围居民进行事故疏散的必要性,彻底解除公众对核电安全的疑虑。实施本文中提出的压水堆核站完全非能动停堆安全冷却系统,完全立足于采用现有成熟技术,因而在近期内即可应用于无严重事故风险新型第三代压水堆核电站的设计与对现有第二代压水堆核电站的技术改造项目。立足于现有压水堆核电站的运行经验,只要进一步采用完全非能动原则,实现固有安全,排除严重事故风险,那么压水堆核电站在近期内即能够成为电网的主要支柱,为破解全人类所面临的严酷环境问题做出重大贡献。
2013年02期 v.33;No.127 138-146+167页 [查看摘要][在线阅读][下载 361K] [下载次数:203 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ] - 曹泓;王丽华;
鉴于近年来提升功率在大量现役核电厂中的成功应用,以及长周期、高燃耗、低泄漏的堆芯燃料管理技术所带来的更高的燃料利用率,本文对现役30万千瓦核电厂基于提升功率下开展了长周期、高燃耗、低泄漏的堆芯燃料管理方案研究。本文初步设计的燃料管理策略在满足有关的设计准则和要求基础上,可满足堆芯额定热功率为1 250MW的18个月长周期的堆芯燃料管理目标。与现行的堆芯燃料管理方案相比,可使核电厂在提升功率的同时进一步提高燃料利用率,经济性得到显著提高。本研究作为一项技术支持和技术储备,对30万千瓦级核电厂的功率提升和燃料管理方案优化具有较强的指导意义。
2013年02期 v.33;No.127 147-151页 [查看摘要][在线阅读][下载 207K] [下载次数:123 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ] - 付学峰;王磊;郑继业;蔡德昌;张洪;李冬生;
压水堆启动物理试验时,控制棒价值是比较容易超限的一个参数。本文系统分析了影响控制棒价值计算值与测量值偏差的主要因素以及各因素的影响特点、大小,并给出了部分实例分析,以期降低控制棒价值的误差,减少因控制棒价值超差对启动物理试验带来的不利影响,并在控制棒价值超差原因分析时提供帮助。分析表明,为降低控制棒价值误差,需要建立精确、合理的反射层模型,尽可能采用燃料组件的制造参数,控制棒的计算方法要考虑试验方法与工况;将注量率图试验结果、硼浓度和其他堆芯参数与控制棒价值误差分布特点相结合,进行原因查找。
2013年02期 v.33;No.127 152-158页 [查看摘要][在线阅读][下载 420K] [下载次数:313 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ] - 丁宗华;黄磊;林绍萱;
CAP1400反应堆堆内构件为原型类堆内构件。为了验证CAP1400反应堆堆内构件的结构的完整性和堆内构件流致振动评价提供依据,有必要进行反应堆堆内构件流致振动模拟试验。堆内构件流致振动模拟试验通常采用缩小比例的比例模型。模型比例、模型相似关系和模型简化设计是模拟试验的重要组成部分。对模型比例主要考虑因素、比例模型遵守的相似关系及主要模拟试验试验件简化设计进行了详细的描述。试验件的简化不仅能降低模拟试验的制造成本,而且能获得相对准确的实验数据。
2013年02期 v.33;No.127 159-162页 [查看摘要][在线阅读][下载 246K] [下载次数:344 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ] - 王晓霞;张普忠;刘新建;
为了确保有效的缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估。而温度、压力、湿度、辐射等参数是可用性评估的重要输入条件。本文针对百万千瓦级压水堆核电机组,参考美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》(NUREG-1465)关于严重事故后放射性物质的释放阶段和释放份额的假设,计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项。对于放射性物质在安全壳内的分布,不考虑喷淋和泄漏的影响,计算并分析了严重事故后安全壳内的γ和β辐射环境条件,并与AP1000的设备鉴定源项进行了对比分析。本文的计算对于设备和仪表在严重事故后的可用性分析以及其所需耐受的辐射条件具有重要的参考意义。
2013年02期 v.33;No.127 163-167页 [查看摘要][在线阅读][下载 202K] [下载次数:219 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:9 ] |[阅读次数:0 ] - 胡也;陈义学;杨寿海;靳忠敏;
堆芯中核燃料发生裂变时,伴随产生极强的中子及γ辐射,这些辐射在燃料组件中发生能量沉积,产生热应力、辐照损伤等诸多影响反应堆安全运行的因素。尤其对于新型含钆可燃毒物棒组件,国内对此方面的研究需要进一步开展。采用三维蒙特卡罗输运计算程序MCNP和基于ENDF/B的连续截面数据库,对压水堆18个月长、短周期装料方式的堆芯相关组件内热源的释热率分布进行详细计算,计算得出控制棒、阻力塞棒和新型含钆可燃毒物棒释热率精确计算值,并对不同版本数据库中部分关键核素截面对计算结果的影响进行比较分析,为核反应堆堆芯设计提供参考。
2013年02期 v.33;No.127 168-174页 [查看摘要][在线阅读][下载 844K] [下载次数:153 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]
- 袁宝新;王明煌;蒋洁琼;汪卫华;吴宜灿;FDS团队;
本文针对兼顾嬗变和产氚的铅合金冷却加速器驱动次临界反应堆ADS-T(ADS-Tritium),采用自主研发的大型集成多功能中子学计算与分析软件系统VisualBUS4.2和混合评价核数据库HENDL3.0,对散裂中子能量、产氚材料中6 Li丰度、结构钢材料、初始keff、中子能谱以及产氚组件摆放方式等产氚条件进行了敏感性分析。最后本文给出了年产氚千克级的ADS-T中子学初步方案,提供了一种有吸引力的氚生产途径。
2013年02期 v.33;No.127 175-179+193页 [查看摘要][在线阅读][下载 327K] [下载次数:289 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ] - 陈忠;蒋洁琼;王明煌;曾勤;柏云清;吴宜灿;FDS团队;
针对铅合金冷却加速器驱动核废料嬗变次临界堆ADS-NWT,以次锕系核素(MA)嬗变性能为评价指标,开展了ADS-NWT中子学初步设计分析。设计采用液态铅铋作为冷却剂,选择超铀弥散金属燃料,使用大型集成中子学计算分析系统VisualBUS和混合评价核数据库HENDL进行计算分析。结果表明:当MA/Pu体积比为7∶3时全堆对MA的嬗变率可达约650kg/a,同时满足能量自持并具备约1 000MW能量输出,较深的次临界度和负反应性系数表明ADS-NWT具有良好的固有安全性。
2013年02期 v.33;No.127 180-185页 [查看摘要][在线阅读][下载 320K] [下载次数:469 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:8 ] |[阅读次数:0 ] - 黄善清;黄群英;高胜;姜志忠;王苏豪;FDS团队;
基于流固耦合的方法对KYLIN-II液态铅铋回路中的冷却器进行了应力分析与强度评定。首先在ANSYS Fluent中进行计算流体动力学CFD(Computational Fluid Dynamics)分析,获得了冷却器中准确的温度分布;然后将冷却器的温度以热载荷的形式导入ANSYS Mechanical软件中,并考虑流体的静压载荷,设计了两种不同工况,开展冷却器结构静力分析;最后基于JB 4732—95标准对计算结果进行应力分类和强度评定。结果表明,换热管与管壳连接处存在应力集中现象,但结构仍然满足强度要求,冷却器的结构设计方案合理、可行。
2013年02期 v.33;No.127 186-193页 [查看摘要][在线阅读][下载 744K] [下载次数:320 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:11 ] |[阅读次数:0 ]