快堆

  • 压水堆一回路冷却剂环境中痕量锌的测定研究

    米争峰;黄文杰;徐迟;

    建立用石墨炉原子吸收法测定压水堆一回路冷却剂环境中痕量锌的方法。研究了仪器的工作条件、空白的选择、锌溶液稳定性及硼酸、氢氧化锂的影响。本方法的回收率在96.7%~105.0%之间,2.0μg/L锌的相对标准偏差为3.7%,检出限为0.12μg/L。用本方法为某压水堆实验回路中进行了锌的测定,取得了满意的结果。

    2014年04期 v.34;No.133 433-436+443页 [查看摘要][在线阅读][下载 159K]
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  • CEFR三回路除氧器额定工况下凝结水和蒸汽混合的运动特征

    杨永昌;张琭;刘夫臣;

    利用Fluent流体数值模拟软件,对中国实验快堆(简称CEFR)三回路除氧器内凝结水和蒸汽混合运动特征进行数值计算,研究了凝结水和蒸汽混合后的温度场和速度场。研究结果为以后的运行和CFR-1000设计提供了理论依据。

    2014年04期 v.34;No.133 437-443页 [查看摘要][在线阅读][下载 547K]
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  • 超临界水冷快堆给水控制系统改进研究

    何云天;彭常宏;陈欢;

    超临界水冷快堆是一次直接循环系统。所有的冷却剂在冷却剂泵的驱动下在堆芯被加热后进入汽轮机做功。主蒸汽温度对功率与流量的比值非常敏感。为了抑制主蒸汽的温度变化,本研究中通过增加反馈模块以改进主给水的控制系统。本文采用了三种改进方案,第一种方案中保持功率与给水流量的比值不变,第二种堆芯功率必须随设定值变化,第三种中给水流量随着功率的增加而增加,然后通过计算分析确定控制参数,最后通过功率变化时的运行工况下的对比分析,确定较优的改进方案。

    2014年04期 v.34;No.133 444-447+461页 [查看摘要][在线阅读][下载 550K]
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  • 热管式锂冷空间快堆中子学计算分析

    王立鹏;江新标;赵柱民;张信一;陈立新;

    采用MCNP程序对锂冷热管式锂冷空间快堆建立中子学计算模型,对其中子通量密度和功率分布、有效增殖因子等进行了计算,采用分区燃料布置,得到满足长寿命运行要求的分区装载方案,利用ORIGEN2程序进行燃耗校核,计算了转鼓的价值和转鼓转角随运行时间的变化情况。模型分析结果表明:分区装料后的堆芯满足临界安全设计和不均匀系数要求;堆芯的过剩反应性足够7年不换料满功率运行;意外发射失败掉入湿沙或海水中,由于有谱移吸收体铼,堆芯仍然保持足够的次临界度;转鼓的价值可以保证堆芯在整个寿期内安全的停堆和正常的启动;热管式锂冷空间快堆基本物理特性合理,满足设计要求。

    2014年04期 v.34;No.133 448-453页 [查看摘要][在线阅读][下载 720K]
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反应堆工程

  • 压水堆MATXS格式数据库研制与验证

    霍小东;

    美国国家核数据中心(NNDC)已经正式发布了ENDF/B-VII评价核数据库,为了在压水堆核电厂设计和运行服务中应用国际上最新的评价核数据库研究成果,本文采用NJOY核数据库处理程序系统,研制了MATXS格式数据库。为了提高数据库制作效率、减少输入错误,本文研制了自动化NJOY输入文件生成程序AGNI,使用该程序完成了MATXS238的研制。并使用离散纵标程序DORT和ANISN对数据库进行了验证,验证结果表明:理论计算结果和实验值符合良好,可用于工程设计。本文为基础性的研究工作,制作数据库的方法可以推广到更前沿的反应堆研究领域和临界安全分析领域,此数据库的研制为先进反应堆(如次临界能源堆,超临界水堆、快堆等)研究、设计以及临界安全分析奠定了基础。

    2014年04期 v.34;No.133 454-461页 [查看摘要][在线阅读][下载 459K]
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  • 失水事故下一回路水动力载荷分析

    唐琼辉;周瑞;吴应喜;王荣忠;

    以M310反应堆冷却剂系统为对象,在计算假想失水事故(LOCA)时的一回路水动力载荷的基础上,着重分析了破口打开时间、破口面积、打开方式等破口假设特性对一回路管道、蒸汽发生器一次侧的水动力载荷的影响,并对主管道破口和辅助管道接管嘴破口下的水动力结果进行了对比分析。结果表明破口面积是影响失水事故下一回路管道和主设备上的水动力载荷的关键因素之一,辅助接管嘴破口下产生的水动力载荷与主管道上的破口产生的水动力载荷量级相当;蒸汽发生器(SG)出口接管嘴破口下SG一次侧的水动力载荷较入口接管嘴破口下的水动力载荷波动更明显。此外失水事故后蒸汽发生器隔板受到的压差远大于稳态运行下的压差值,因而在隔板设计时必须予以考虑。本文的研究成果对新堆型研发中的一回路LOCA水动力载荷分析有重要的参考价值。

    2014年04期 v.34;No.133 462-468+474页 [查看摘要][在线阅读][下载 263K]
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  • 压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

    周静;宫权;邱海峰;

    裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。

    2014年04期 v.34;No.133 469-474页 [查看摘要][在线阅读][下载 227K]
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  • 基于不同数据库的反应堆堆芯源项计算分析

    陈海英;张春明;王韶伟;兰兵;刘巧凤;韩静茹;

    堆芯内的核燃料在裂变过程中产生大量的放射性物质,ORIGEN-S可以采用多种数据库计算堆芯内放射性物质的积累和衰变,如Card-image数据库、二进制数据库以及ORIGEN-ARP通过插值产生的ORIGEN-S截面数据库。详细介绍了各数据库的基本情况,并采用Card-image数据库和ORIGENARP数据库,对比计算了反应堆堆芯放射性核素的活度,分析了典型核素的放射性活度随燃耗的变化。计算结果表明:不同数据库对各种核素的放射性活度计算产生了不同的影响,与Card-image库相比,采用ARP插值生成的数据库计算的小部分核素放射性活度偏大,而核素134 Cs、136 Cs放射性活度小15%左右。随着燃耗的加深,ORIGEN-S采用不同数据库计算的核素放射性活度差值逐渐增大,但核素放射性活度的比值随燃耗的增大呈现不同的变化规律。

    2014年04期 v.34;No.133 475-481+487页 [查看摘要][在线阅读][下载 299K]
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  • 压水堆核电站冷却剂环境对核设备材料疲劳寿命的影响

    孙海涛;王臣;熊冬庆;王庆;房永刚;张跃;孙造占;

    介绍了压水堆核电站冷却剂环境影响疲劳寿命问题,包括环境影响疲劳寿命问题的背景和发展、影响一回路主设备材料疲劳寿命的主要因素和机理、环境影响疲劳寿命的主要评价方法和环境修正系数的使用,并对国内核电站环境影响疲劳寿命问题的解决提出了建议。

    2014年04期 v.34;No.133 482-487页 [查看摘要][在线阅读][下载 147K]
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核聚变

  • 温度对静态铅铋中氧浓度变化的影响

    张敏;吴斌;高胜;王艳青;武欣;黄群英;FDS团队;

    液态铅铋反应堆中铅铋合金氧浓度直接影响到结构材料的寿命和热工水力学性能,需要控制在特定范围以保证堆的正常运行。温度会影响铅铋中氧浓度的变化行为,因此也就影响着氧浓度控制的精确度和范围。为获得温度对氧浓度变化的影响规律,在450~600℃温度范围内进行相关实验以获得氧传感器电压信号E和氧浓度CO随时间和温度的变化曲线。实验结果显示,温度升高对加速耗氧过程中氧浓度变化较为明显,而对补氧过程表现为减速作用,可能原因为温度升高加速了耗氧过程中氧扩散与氧化物分解反应速率,但对补氧过程中金属元素氧化物生成的放热反应有一定的抑制效应。

    2014年04期 v.34;No.133 488-493+499页 [查看摘要][在线阅读][下载 663K]
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  • 铅铋合金热膨胀性能及室温时效研究

    徐敬尧;王龙;徐刚;刘少军;黄群英;FDS团队;

    铅铋共晶合金(LBE)热膨胀性能影响堆容器的安全性,LBE中杂质的存在会显著影响其热物性,需要制备高纯铅铋合金并对其热膨胀性能进行研究。本文制备出单个杂质元素含量低于10ppm且杂质元素总含量低于73ppm的高纯铅铋共晶合金。热膨胀性能研究结果显示LBE在液相-固相转变时体积增加了约0.80%,室温条件下固态LBE中β相向富铋γ相的转变是其宏观体积变化的最主要原因。

    2014年04期 v.34;No.133 494-499页 [查看摘要][在线阅读][下载 450K]
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  • 蒙特卡罗固定源计算的并行设计与实现

    陈诚;宋婧;张宽;孙光耀;郝丽娟;郑华庆;吴宜灿;

    蒙特卡罗方法在求解粒子输运问题中已得到广泛运用,由于其收敛速度慢,需要耗费大量时间重复模拟以获得准确的结果。本文介绍了一种蒙特卡罗固定源计算的并行方法,并基于消息传递接口MPI在FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗计算软件SuperMC2.0中实现了多核及多节点并行。以IAEA-ADS为测试例题在高性能计算集群上以32个计算内核进行测试,获得了86.81%的并行效率,同等测试条件下并行效率高于MCNP,同时保证了串行结果和并行结果的一致。测试结果表明该并行设计能够有效地解决蒙特卡罗固定源计算的耗时问题。

    2014年04期 v.34;No.133 500-504+510页 [查看摘要][在线阅读][下载 241K]
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核动力循环

  • 自然循环蒸汽发生器瞬态热工水力建模与分析

    邱桂辉;

    应用瞬态分析专用程序建立了CPR1000蒸汽发生器几何模型,对CPR1000蒸汽发生器在功率运行期间停运一台主泵时的热工水力瞬态响应、主蒸汽管道破裂和蒸汽/主给水流量同时+10%阶跃扰动工况下的瞬态响应进行了模拟与分析,获得了蒸汽发生器内部热工水力参数如流量、温度、换热系数的响应特性,分析结果表明,瞬态分析模型满足蒸汽发生器设计瞬态分析的要求。

    2014年04期 v.34;No.133 505-510页 [查看摘要][在线阅读][下载 537K]
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核安全

  • 核电厂安全仪控系统多功能测试、诊断和培训平台的研制

    任春香;王兴叶;管运全;

    田湾核电站(TNPS)安全仪控系统采用了1E级的数字化软/硬件平台TELEPERM XS(TXS)。为满足系统设备故障诊断、备件性能测试及工作人员维修技能培训的要求,通过对TXS系统设备运行环境及配置特点的研究,并充分吸收国内外数字化仪控设备测试系统的经验,开发并建立了一套集TXS系统软/硬件测试、故障诊断及维护培训于一体的多功能平台。实践证明:平台运行能够很好地完成系统软、硬件设备的测试、故障诊断功能和培训任务,确保安全仪控系统的安全、可靠运行,对缩短检修周期、提高运行和维修人员的技术水平具有重要作用,可为其他核电站同类型的仪控系统提供参考。

    2014年04期 v.34;No.133 511-515+523页 [查看摘要][在线阅读][下载 392K]
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  • 小破口冷却剂丧失始发安全壳失效事故源项行为分析

    郭丁情;佟立丽;

    采用一体化严重事故仿真程序对600MW压水堆核电厂小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发安全壳隔离失效、安全壳早期失效和晚期失效三类事故的源项行为进行分析。分析结果表明:(1)由于沉积作用或残留在熔融物中,挥发类和非挥发类裂变产物相对于惰性气体类,释入环境份额较小;(2)事故进程中安全壳与环境之间较小的压差和安全壳较晚的失效时间,分别使得在安全壳隔离失效和晚期失效事故中裂变产物较为缓慢地释入环境;(3)安全壳早期失效事故中,在安全壳直接加热(DCH)现象发生后熔融物颗粒与安全壳大气换热过程中,从熔融物释出的挥发性与非挥发性裂变产物在安全壳失效后快速地释入环境。上述结论可为严重事故源项缓解措施研究、厂外后果评价以及应急策略制定提供技术支持。

    2014年04期 v.34;No.133 516-523页 [查看摘要][在线阅读][下载 1207K]
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  • 安全壳直接加热(DCH)严重事故现象研究

    王高鹏;叶忠昊;朱文韬;

    本文以福建福清一期核电厂为目标电厂,利用以双隔间平衡法和拉丁超立方抽样为基础而开发的计算程序,对安全壳直接加热(DCH)的严重事故现象进行了研究。得到了不同事故工况条件下DCH产生的安全壳峰值压力的概率分布曲线。此外,根据计算得到的安全壳脆性曲线,结合DCH计算结果最终得到了不同事故工况下DCH可能造成安全壳失效的概率。同时还对影响DCH后果的主要因素以及相应的严重事故缓解策略进行了研究分析。

    2014年04期 v.34;No.133 524-529页 [查看摘要][在线阅读][下载 301K]
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  • 海阳核电一期工程严重事故下非能动安全壳冷却能力分析

    马柏松;庄亚平;郑福涛;

    采用一体化事故分析程序建立了包括主冷却剂系统、专设安全设施、安全壳系统和非能动安全壳冷却系统(PCS)的海阳核电一期工程核电厂模型,对核电厂压力容器直接注射(DVI)管线破裂、冷段双端断裂、自动卸压系统(ADS)误启动、热段2英寸破口等严重事故序列进行了模拟计算,分析反应堆系统的热工水力行为。并通过安全壳系统的压力和温度响应,分析了非能动安全壳冷却系统在严重事故工况下的冷却能力。计算表明,对于分析的严重事故工况,在72h内,PCS的冷却能力能够保持安全壳内压力和温度处于较低水平,可以保障安全壳完整性。分别针对PCS水膜覆盖率以及环境温度对PCS冷却效果进行了敏感性分析,表明水膜覆盖率降低和环境温度升高均会使PCS冷却能力降低,安全壳内压力升高,但均未超出其设计压力。

    2014年04期 v.34;No.133 530-536页 [查看摘要][在线阅读][下载 336K]
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  • 火灾PSA人员可靠性分析中的Scoping方法研究

    卓钰铖;仇永萍;何建东;

    核电厂火灾情景下的人员可靠性分析(HRA)是核电厂火灾概率安全评价(PSA)中的重要内容。本文介绍了一种新的火灾HRA定量筛选分析方法 Scoping方法,并将其应用于某非能动核电厂火灾PSA建模中,将所得出的结果与运用NUREG/CR-6850筛选法得出的结果进行了比较。结果表明,Scoping方法一般具有更少的保守性,能合理地模化火灾情景下的人员失误,具有较好的工程应用价值。

    2014年04期 v.34;No.133 537-540+546页 [查看摘要][在线阅读][下载 145K]
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核电厂

  • AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故瞬态特性分析

    靖剑平;张春明;孙微;安婕铷;贾斌;

    AP1000反应堆是目前国际上典型的"三代"核电厂,利用RELAP5/MOD 3.3程序对AP1000核电厂一回路系统进行整体建模,分析冷却剂强迫流动全部丧失事故下一回路主要热工水力参数的瞬态特性,并与COAST和LOFTRAN程序的计算结果进行了对比,发现两者具有相同的分布规律,表明利用RELAP5程序建立的计算模型可以准确模拟AP1000冷却剂强迫流动全部丧失事故下的热工水力特性。

    2014年04期 v.34;No.133 541-546页 [查看摘要][在线阅读][下载 458K]
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  • AP1000正常运行工况气液态放射性流出物释放量研究

    宫权;周静;刘昱;

    压水堆核电站正常运行工况气液态放射性流出物作为环境影响评价的重要内容,在核电站设计中具有非常重要的意义。通过对AP1000核电站正常运行工况气液态流出物的计算方法和释放途径的研究,并结合AP1000三废系统设计特点,建立了基于PWR-GALE程序的AP1000核电站正常运行工况气液态流出物释放量的计算模型。根据建立的模型,采用AP1000核电机组的设计参数,计算了AP1000核电站正常运行工况气液态流出物放射性年释放量预期值,并将计算结果与GB 6249—2011中的控制值进行了对比,同时对AP1000考虑预期运行事件调整因子的使用做了说明,为AP1000核电站环境影响评价提供了参考。

    2014年04期 v.34;No.133 547-553页 [查看摘要][在线阅读][下载 117K]
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  • 某核电厂在线风险评价与管理系统开发概况

    杨小明;顾晓慧;孙金龙;郑浩;马超;王琳;鲍振利;曲勇;

    核电厂在线风险评价与管理系统能够反映核电厂特定配置状态下的风险信息,对于核电厂的风险管理和综合决策的制定具有重要意义,在国内外进行了广泛的研究和应用。核电厂在线风险评价与管理系统采用能够反映电厂实际配置状态的低复杂度实时风险模型,系统软件通过接口程序读取电厂自动化系统中的电厂配置信息,利用智能并行计算技术对电厂配置状态进行高效风险分析,为电厂的安全管理提供风险依据。本文对某核电厂在线风险评价与管理系统的开发背景、总体框架、功能模块以及相关的关键技术进行了概要介绍,并对该在线风险评价与管理系统分析结果进行了验证,其结果能够正确反映电厂风险信息,具有实际的应用意义。

    2014年04期 v.34;No.133 554-559页 [查看摘要][在线阅读][下载 700K]
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核技术

  • 基于密切值法的核电节能减排效益综合评价研究

    刘志辉;刘晓敏;魏方欣;

    选取几个省份,利用密切值法,通过2010年统计数据从省级范围研究核电产生的节能减排效益。理论上核电效益是节省煤炭等不可再生能源用量,减少二氧化碳等污染物排放。研究结果发现,浙江和江苏省节能减排综合效益评价在所选省份中最优,广东省节能减排综合效益落后于湖北和福建省;广东省、浙江省和江苏省单位GDP煤炭消耗总量明显低于河北省、陕西省、辽宁省和湖北省;有核电省份相比无核电省份,其单位GDP二氧化硫、氮氧化物等排放总量显著减少,但单位GDP火力发电二氧化碳排放总量却无明显低的结果。

    2014年04期 v.34;No.133 560-568页 [查看摘要][在线阅读][下载 147K]
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  • 基于GO法主给水泵组的可靠性分析

    刘东;栾秀春;王虎;

    针对核电厂主给水泵组的运行现状,基于GO法分析核电站主给水泵系统可靠性。首先对整个系统进行故障分析,做出必要的假设与合理的简化并建立相应的GO模型。运用GO分析法对建立的模型进行可靠性分析,得出可靠性结果。最后对得到的可靠性指标与故障树法的计算结果进行评价比较。证明了GO法应用在主给水泵组的可靠性分析的有效性。

    2014年04期 v.34;No.133 569-572+576页 [查看摘要][在线阅读][下载 188K]
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  • RPN系统中间量程切换共模缺陷的处理与分析

    徐建飞;张树山;肖宇;邳立鹏;

    介绍了某核电项目机组在零功率平台调试期间,由于核测量仪表中间量程切换问题导致反应堆跳堆事件的经过,并对根本原因进行深入的分析,经过大量的试验,发现量程切换缺陷致使反应堆在启停堆阶段保护误动概率高达3%。通过根本原因分析,确定此缺陷为同系设备的共模故障。利用RPN系统本身特点采取了针对性的处理措施并在两台国内机组经过充分的验证,修改方案全面可靠,此经验已反馈到国内外其他应用同类设备的机组。

    2014年04期 v.34;No.133 573-576页 [查看摘要][在线阅读][下载 234K]
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  • 《核科学与工程》第34卷2014年总目次

    <正>~~

    2014年04期 v.34;No.133 577-584页 [查看摘要][在线阅读][下载 3341K]
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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)请认真阅谈相关说明,并按照要求进行投稿和査询。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投稿全义,2单位盖章的论文保密审奄证明扫描件(pdf格式),并将原件邮寄给编辑部。5)投稿同时,请提供一份所有作者签名的版权办议,并将原件邮寄给编辑部(您完成投稿后,我刊将默认您已经阅读并接受"版权协议",但仍需要原件)。

    2014年04期 v.34;No.133 586页 [查看摘要][在线阅读][下载 404K]
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