特别约稿

  • 核工程建设项目的工程管理

    王开华;

    从20世纪90年代至今,工程管理学科在国内外得到迅速发展,在不足20年的时间内,已发展成为一门新兴的热门学科。为满足市场的需求,我国目前有351所高等院校设置了各种工程管理专业课程,培养了大量工程管理人才。本文从研究工程管理的定义开始,来论述核工程建设的主要管理环节和管理内容。期望通过研究,进一步提高核工程建设的管理水平。

    2014年01期 v.34;No.130 1-11页 [查看摘要][在线阅读][下载 135K]
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反应堆物理

  • 快中子堆瞬发超临界的固有安全性

    王洲;

    本文根据中子动力学结合热力学的分析,指出不论是快堆(快中子堆)还是热堆(压水堆),它们的安全运行都是基于固有和加强双层安全的原理上。随反应性为间隔或斜坡引入方式,而导致瞬发超临界时,在瞬发过程中,快堆达到的最高功率峰值可能很高,但相对其瞬发一代中子寿命来说,两种堆型瞬间放出的能量几乎一样。由这些参数可见,两种堆型的安全标准是一致,而与一代中子寿命无关。与原子弹相比,反应堆与原子弹的基本区别是基于概念设计,而非只取决于瞬发一代中子寿命。

    2014年01期 v.34;No.130 12-15页 [查看摘要][在线阅读][下载 133K]
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  • 基于保角变换的六角形中子扩散半解析节块法及数值结果

    李志勇;

    基于横向积分技术的半解析节块法,在求解方形中子扩散方程中取得了非常良好的效果。基于横向积分技术的六角形中子扩散问题会遇到奇异问题,而通过采用保角变换理论使该问题得到很好的处理,并能够转化为与方形问题很类似的形式。本文根据保角变换方法,将六角形中子扩散方程的求解整合到快速精确的半解析节块方法求解核心中;通过基准问题的数值检验,证明这种方式是相当有效和准确的。

    2014年01期 v.34;No.130 16-22页 [查看摘要][在线阅读][下载 288K]
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快堆

  • 池式钠冷快堆非能动停堆技术方案研究

    胡文军;任丽霞;李政昕;宋维;

    非能动停堆技术一直是快堆安全技术研究的热点,受到了国际上研究快堆技术国家的重视。目前,国内也开展了相关技术研究。本文在调研和分析的基础上,从非能动停堆技术的安全特性、技术成熟度和中国实验快堆(CEFR)典型事故的分析等几个方面进行了两种有一定试验经验的非能动停堆装置的对比,并给出了中国池式钠冷快堆非能动停堆技术发展的建议。

    2014年01期 v.34;No.130 23-27页 [查看摘要][在线阅读][下载 113K]
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  • 中国实验快堆核测量系统现场干扰问题的研究

    曹杰;姚远;孙晓福;单昊;

    本文对中国实验快堆(CEFR)核测量系统调试中出现的电磁干扰现象进行了研究与总结,分析了干扰可能的来源,并介绍了调试中针对不同类型的干扰所采取的解决措施。另外,介绍了快堆核测量系统调试中进行的各项抗干扰试验。

    2014年01期 v.34;No.130 28-33页 [查看摘要][在线阅读][下载 156K]
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  • 1500MW驻波堆控制系统仿真研究

    张媛媛;段天英;冯伟伟;张厚明;

    本文以中国原子能科学研究院预先设计研究的热功率为1 500MW的驻波堆为模型,以Matlab的Simulink子软件包为仿真平台,通过理论分析、推导,建立了驻波堆各主要部件的模型。包括:堆芯物理模型、堆芯热工模型、冷池模型、热池模型、栅板联箱模型、中间热交换器模型、管道模型、泵模型以及蒸汽发生器模型;同时建立了以步进电机作为驱动电机的控制棒驱动机构和功率调节系统模型,并基于这些模型构建了1 500MW驻波堆的仿真模型。通过调研国外现有快堆的控制运行方案,并结合驻波堆自身特点,文中提出了1 500MW驻波堆适合采用"堆跟机"的运行方案,分别给系统添加反应性扰动、一回路流量扰动、二回路流量扰动以及负荷扰动,对提出的"堆跟机"运行方案进行仿真分析,仿真结果表明1 500MW驻波堆采用"堆跟机"方案时各参数满足理论要求,反应堆运行情况良好,此方案可作为1 500MW驻波堆的运行方案。

    2014年01期 v.34;No.130 34-43页 [查看摘要][在线阅读][下载 823K]
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  • 快堆冗余电气系统自动切换控制设计

    白欣然;杨建伟;孙晓福;张喜梅;彭书炜;

    快堆设计中充分考虑冗余设计,因此一些冗余设备会有自动切换的要求。还会出现成套设备(几个电气控制设备共同完成一个功能,缺一不可)间有自动切换要求,成套设备内有联锁动作顺序要求。针对这种控制较为复杂、设备间存在联锁的控制要求的设计,在充分考虑安全性、稳定性及人因等多方面要求的情况下进行设计开发工作。设计中采用电气传动、软件编程、上位开发三方面设计多重联锁、综合考虑的方式。经过硬件层次和软件层次的综合设计,最大限度的提高了设备的安全性,系统运行的可靠性。在快堆运行期间,自动切换功能正常,设备运行良好。

    2014年01期 v.34;No.130 44-50页 [查看摘要][在线阅读][下载 454K]
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反应堆工程

  • 换料组件数为64组的堆芯燃料管理方案研究

    姚红;

    本文应用SCIENCE程序包对157组燃料组件组成的压水堆反应堆堆芯进行18个月换料优化燃料管理研究,给出了采用64组换料组件时的共4个设计方案,每个设计方案给出了从首循环到第8循环共8个循环的主要计算结果,并进行分析比较。如果采用现有富集度4.45%的燃料组件即方案1,平衡循环长度较短,为460EFPD。为了增加循环长度,在仍然采用64组换料组件的情况下,需提高换料组件的富集度到4.95%,即方案2。而为了降低组件最大卸料燃耗,采用了两种富集度的燃料组件,且采用不同的组合,即方案3和方案4。

    2014年01期 v.34;No.130 51-58页 [查看摘要][在线阅读][下载 315K]
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  • 反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的研发

    刘伟;白宁;朱元兵;单建强;张博;苟军利;厉井钢;

    介绍了具有自主知识产权的反应堆热工水力子通道分析程序ATHAS的物理模型和数值解法。利用ATHAS对西屋四环路压水堆进行全堆芯热工水力子通道分析,并与COBRA-EN和THERMIT-2的预测值进行对比,结果表明:ATHAS能够准确预测大型压水堆堆芯内的热工水力参数分布。本文对ATHAS研发的思路和方法,对我国核电站热工水力软件自主化的设计开发具有借鉴意义。

    2014年01期 v.34;No.130 59-66页 [查看摘要][在线阅读][下载 294K]
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  • 铅铋冷却的加速器驱动的次临界堆的燃耗分析

    熊鑫;杨永伟;

    对热功率800MW,加速器质子能量600MeV的铅铋合金冷却的加速器驱动的次临界系统进行了物理特性上的研究和堆芯设计。利用清华大学核研院自主开发的耦合MCNPX2.1.5和ORIGEN2.1的三维燃耗程序COUPLE 2进行计算分析。研究了不同的栅径比以及次锕系核素(MA)的含量对反应性和燃耗过程的影响。综合考虑keff变化、安全性以及嬗变效果等因素,选取合适的栅径比以及MA含量,建立一套物理上初步可行的铅铋冷加速器驱动的次临界方案。

    2014年01期 v.34;No.130 67-72页 [查看摘要][在线阅读][下载 305K]
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  • 棒控棒位系统数字化设计

    李涛;许育周;王春生;周琦;穆昌洪;李腾龙;

    文章阐述了棒控棒位系统的主要功能和结构,介绍了国内主要核电站棒控棒位系统的数字化技术,并详细叙述了棒控棒位系统的主要技术方案,通过比较给出了棒控棒位系统国产化的一些技术建议。

    2014年01期 v.34;No.130 73-79页 [查看摘要][在线阅读][下载 284K]
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核聚变

  • 基于最小包围盒策略的人体辐射剂量评估方法研究

    尚雷明;李廷;何桃;程梦云;龙鹏程;胡丽琴;吴宜灿;FDS团队;

    在核设施停堆维修过程中,需要对维修工人受到的辐射剂量进行预评估。传统的评估方法是将人体简化为一个质点,无法精确评估不同器官的受照剂量。本文发展了一种基于包围盒策略的人体辐射剂量评估方法,并成功应用到国际热核聚变实验堆ITER极向场线圈维修工作人员辐射剂量评估中,结果表明,该方法不仅能提供更为精确的人体剂量评估结果,还能提供人体器官受照剂量,对考虑到器官剂量限值的工人作业方案制定有重要意义。

    2014年01期 v.34;No.130 80-85页 [查看摘要][在线阅读][下载 381K]
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  • 加速器驱动次临界堆换料系统概念设计与分析

    姚曦;宋勇;汪卫华;柏云清;FDS团队;

    以中国铅基合金冷却示范堆(一种加速器驱动次临界堆)为原型,针对加速器驱动次临界堆的特点,开展了换料系统的概念结构设计和换料流程设计,解决了加速器质子束管阻碍换料系统运动的难题,通过分析换料系统结构设计特点,证明了换料系统具有运动无阻碍性和全覆盖性。

    2014年01期 v.34;No.130 86-90页 [查看摘要][在线阅读][下载 320K]
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  • 中国铅合金冷却研究堆事故余热排出系统概念设计与分析

    盛美玲;金鸣;柏云清;汪卫华;吴宜灿;FDS团队;

    针对中国铅合金冷却研究堆(CLEAR-I)的设计需要,提出了一种非能动事故余热排出系统的方案设计。该系统利用反应堆容器外的空气自然循环,把事故工况下的堆芯余热排出到最终热阱。通过CFD数值求解耦合经验公式的手段,对该非能动事故余热排出系统的运行进行模拟,验证了设计方案的可行性。

    2014年01期 v.34;No.130 91-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 394K]
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核材料

  • B-Li水化学对核电站金属材料腐蚀的影响

    宋利君;刘飞华;李成涛;李岩;鲁俊东;

    本文阐述了压水堆核电站一回路B-Li水化学工况控制的发展趋势,及其对腐蚀产物、降低剂量率的作用;概括了B浓度、Li浓度及pH值对镍基合金、不锈钢、锆合金的PWSCC敏感性、裂纹扩展速率、腐蚀产物释放速率等性能的影响;分析了核电站应用富集硼酸的积极作用。一回路水化学控制在较高pH有利于减少核电站金属材料的腐蚀,提高核电站的安全与可靠性。

    2014年01期 v.34;No.130 97-101+115页 [查看摘要][在线阅读][下载 142K]
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辐射防护

  • 船用反应堆舱室剂量场分析

    杨屹;刘春雨;杨洪禹;王洪;梁潇;

    根据船用反应堆的实际运行经验和设计特点,以船用压水堆作为研究对象建立船用堆模型。假定在反应堆运行终期堆芯骤然发生事故,利用FCSC源项分析程序计算事故源项,并通过QAD-CGA点核积分屏蔽计算程序计算堆舱各参考点的剂量率,分析得出了船用反应堆舱室在不同运行工况和事故工况下的剂量分布特点,可以为船舰内人员的剂量评价提供参考。

    2014年01期 v.34;No.130 102-106页 [查看摘要][在线阅读][下载 237K]
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核能动力

  • 中间热交换器建模仿真研究

    张厚明;段天英;王刚;刘勇;熊文彬;刘兆阳;

    对于快堆热工水力和仪控系统设计人员来讲,中间热交换器建模仿真十分重要。本文针对中间热交换器采用Matlab/Simulink软件,建立了一种仿真模型,包括两种稳态计算方法和瞬态计算模型。两种稳态模型分别为"等节距"、"等换热量"方法,两种稳态计算方法得出的结果差别很小,出口温度计算值与实际值差别最大为3K。在各节段上建立能量守恒微分方程组,从而建立了瞬态计算模型。并且,在一回路流量衰减工况下对中间热交换器内部一、二回路温度变化进行了计算,计算结果较好。

    2014年01期 v.34;No.130 107-115页 [查看摘要][在线阅读][下载 475K]
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核电厂

  • ANSYS在核级管道应力分析中的应用

    刘广东;张富美;艾华宁;吕永红;

    ANSYS是国际通用的大型有限元分析软件,具备管道应力计算的功能。SYSPIPE是法国FRAMATOME公司开发的专用于核级管道系统的应力计算和分析程序。利用ANSYS与SYSPIPE对核2级管道承受自重、内压、热膨胀、地震等载荷进行计算对比,选用RCC-M设计规范进行应力分析和评定。结果表明,ANSYS可以替代SYSPIPE对核级管道进行应力分析。

    2014年01期 v.34;No.130 116-119+124页 [查看摘要][在线阅读][下载 290K]
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  • 福清核电厂3号机组单独发电运行功能分析及要求

    尚臣;王翠芸;

    福清核电厂3、4号机组是双堆布置核电厂,两个机组建设设计时间间隔为8~10个月,目前实际施工间隔为23个月。由于是双堆布置核电厂,3号机组部分运行功能使用了4号机组的功能和设备,本文从保证3号机组如期运行角度分析了对4号机组功能和设备的使用情况,并提出了部分改进建议。

    2014年01期 v.34;No.130 120-124页 [查看摘要][在线阅读][下载 133K]
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  • 智能化工艺系统设计平台技术在核电工程设计的应用探讨

    高麒瀚;江德正;

    智能化工艺系统设计平台技术广泛应用于EPR堆型项目工程核岛工艺系统设计。它是实现核电厂数字化设计的重要组成部分。本文探讨了系统化实现智能化工艺系统设计平台的功能设计、功能实现的方法,以及讨论专为CPR1000堆型工程应用创建的平台标准体系架构。目前本文设计方法已成功在ACPR1000+堆型进行应用,实现了核岛工艺系统设计智能化、标准化。

    2014年01期 v.34;No.130 125-133+141页 [查看摘要][在线阅读][下载 1444K]
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  • 大型中放废液贮罐罐底残留物回取方法论述

    李昕;

    本文通过阐述我国大型中放废液贮罐罐底放射性残留物回取工作背景,介绍国内外相关工作情况,对回取装置的研究思路和方法进行了论述并得出了回取装置的初步构想,结合目前国内相关工作的情况,给出了后续在该项目中需要开展的工作建议。

    2014年01期 v.34;No.130 134-141页 [查看摘要][在线阅读][下载 305K]
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核化学

  • 铀纯化和铀转化废物再循环再利用工艺途径探讨

    申红;阙骥;赵善桂;刘新华;

    铀纯化、转化是核燃料循环其中一个环节,其生产过程中会生产生一些副产物和大量的废物,本文通过对我国现有铀纯化、转化设施的工艺技术进行分析,探讨对其废物进行再循环再利用的途径,实现低消耗、低排放。

    2014年01期 v.34;No.130 142-144页 [查看摘要][在线阅读][下载 78K]
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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。1)请认真阅读相关说明,并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。4)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),并将原件寄给编辑部。5)投稿同时,请提供一份所有作者签名的版权协议,

    2014年01期 v.34;No.130 146页 [查看摘要][在线阅读][下载 521K]
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