特别约稿

  • 自然安全的BREST铅冷快堆——现代核能体系中最具发展潜力的堆型

    肖宏才;

    目前投运核电厂主要采用热中子反应堆,其共同的欠缺有两点:一是天然铀的有效利用率只有1%左右;二是其乏燃料包含半衰期极长的裂变产物。只有在快中子能谱范围内,天然铀才能得到最良好的利用,长半衰期超铀元素的裂变截面大于其吸收截面,可在快堆中用作核燃料或被嬗变。因此,为了使核能真正成为国家能源体系的主要支柱,快中子增殖堆是其不可或缺的重要组成部分。目前人类面临的能源保障及环保双重压力,正催促快堆的加速发展。近20年的研究成果表明,铅冷快堆是最具发展潜力与现实性的堆型。本文全面分析了铅冷快堆的自然安全性能,并推荐采用具有完全非能动安全冷却系统的压水堆与铅冷快堆组合成自然安全且立足于现有成熟技术的核能体系,全面满足对现代核能提出的各项要求,为人类社会可持续发展提供无时限的大规模清洁能源保障。

    2015年03期 v.35;No.135 395-406页 [查看摘要][在线阅读][下载 1975K]
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反应堆工程

  • 研究堆可靠性数据的收集与处理方法研究

    沈志远;杨剑;陈伟;袁建新;唐秀欢;

    面向开展研究堆概率安全分析(PSA)的需求,以研究堆通用可靠性数据库IAEA-TECDOC-930为通用数据源,基于贝叶斯方法建立了研究堆可靠性数据收集与处理方法,并以西安脉冲堆(XAPR)为对象设计开发了研究堆可靠性数据管理与分析系统,通过该系统的应用获取了不确定性较小且能反映本堆特征的部件可靠性参数。

    2015年03期 v.35;No.135 407-412页 [查看摘要][在线阅读][下载 334K]
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  • 全球研究堆的主要用途及发展趋势研究

    王昆鹏;张春明;攸国顺;韩向臻;郑继业;周克峰;

    研究堆是一个复杂的核设施,它可以应用到核物理和粒子物理学、放射化学、活化分析、材料科学、核能和核医学等基础和应用研究领域。研究堆还是生产高科技产品的有力工具,例如放射性同位素、微电子学中辐射改性材料、空间技术和其他先进技术领域。研究堆还可以用来测试核反应堆的燃料以及进行辐射电阻等新材料的研究。基于强中子源、伽马、中微子和其他类型的辐照应用方面,研究堆发挥着不可替代的作用。另外,很多研究堆都建在大学或专门的研究机构,因此研究堆在培养核工程和核技术学生以及电站操作人员方面也发挥着作用。

    2015年03期 v.35;No.135 413-418页 [查看摘要][在线阅读][下载 428K]
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  • 动态刻棒技术的应用

    胡汝平;李志军;谭世杰;郭远熊;李文;周骁凌;

    在前期经过认真调研的基础上,大亚湾核电厂和岭澳核电厂于2009年开始研究西屋先进的棒价值测量技术——动态刻棒技术。经过理论培训、计算培训、对比试验,大亚湾核电厂和岭澳核电厂已成功实施动态刻棒技术。动态刻棒技术在大亚湾核电厂和岭澳核电厂的正式实施表明,动态刻棒技术在保证测量精度满足要求的前提下,可以提高试验过程的安全性,简化反应性操作、减少废水排放,可以大幅缩短大修关键路径。

    2015年03期 v.35;No.135 419-423页 [查看摘要][在线阅读][下载 1479K]
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  • NHR200-Ⅱ定位格架整体承载能力试验研究

    吴先洋;蒋跃元;王鼎渠;申腾;徐曼琼;

    定位格架力学性能是格架设计的重要研究内容,NHR200-Ⅱ型格架在NHR200-Ⅰ型格架的基础上进行了较多的结构优化改进。为获取该型格架整体强度与刚度力学性能参数,通过在相应的试验台架上对多组该型格架样品进行了力学性能试验,包括该格架的对边、对角载荷-变形试验,和格架整体屈曲试验。试验结果表明:NHR200-Ⅱ型格架设计满足燃料组件的设计要求,其相关力学性能优于NHR200-Ⅰ型格架。

    2015年03期 v.35;No.135 424-433页 [查看摘要][在线阅读][下载 3534K]
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反应堆物理

  • 大型压水堆堆芯燃料管理策略灵活性研究

    刘婵云;杨波;毕光文;曹泓;汤春桃;

    本文对两环路大型压水堆开展燃料管理策略灵活性研究,设计12个月、18个月、16/20个月交替以及24个月换料的堆芯方案,建立并完成方案的安全性限值与燃料经济性评价,分析高功率高燃耗堆芯换料灵活性的关键限制条件。结果表明,延长循环长度可以采用提高换料富集度或者增加换料量以满足后备反应性的要求,但会增加燃料成本。为在燃料成本与电站收益间达到较好的平衡,须同时将提高卸料燃耗作为设计目标。在现有高燃耗性能燃料组件的技术条件下,通过在堆芯1/4~1/2范围内选取适当的换料量,可以实现12至24个月灵活换料,并具备较好燃料经济性。

    2015年03期 v.35;No.135 434-438页 [查看摘要][在线阅读][下载 2092K]
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  • 驱动杆位置对控制棒驱动机构轴向传热特性的影响

    张升;顾汉洋;

    核电站常采用对控制棒驱动机构(CRDM)外部强制通风冷却的方法来确保其正常运行。CRDM外部的通风冷却会引起内部的热虹吸现象,从而导致CRDM轴向温度升高。研究表明,驱动杆插入CRDM中的不同位置是影响热虹吸现象的重要因素之一。本文通过试验研究了多种风速下驱动杆在全高度棒位和半高度棒位时CRDM的轴向温度分布。结果表明,驱动杆在全高度棒位时CRDM内部的热虹吸现象更剧烈,冷却空气带走的热量更多。

    2015年03期 v.35;No.135 439-444页 [查看摘要][在线阅读][下载 1118K]
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  • 超温超功率保护半实物仿真系统的设计及验证

    杜晓光;刘燕芳;关济实;

    通过分析大亚湾核电站用超温超功率保护系统的工作原理,利用LabVIEW及其控制设计与仿真模型工具包和Bailey9020卡件开发出了一套超温超功率保护系统的半实物仿真系统。通过半实物仿真系统图形化的显示界面,可以实时监测整个超温超功率系统的信号。利用LabVIEW中的图表等控件,显示所有测点的实时曲线和历史曲线,通过监控界面,可实时监测信号在每块卡件中的变化。通过对半实物仿真系统的分析,建立了半实物仿真系统仿真模型,使用超温超功率保护系统测量通道的试验(T1试验)数据对系统进行了仿真试验,验证了半实物仿真系统仿真模型的正确性。

    2015年03期 v.35;No.135 445-450页 [查看摘要][在线阅读][下载 793K]
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聚变

  • 中国铅基合金冷却研究堆包容体系统初步设计研究

    焦小伟;金鸣;胡丽琴;陈森;吴宜灿;FDS团队;

    中国铅基冷却合金研究堆(CLEAR-Ⅰ)是由FDS团队设计的中国科学院先导科技专项"未来先进裂变核能——ADS嬗变系统"中的反应堆部分,本文针对CLEAR-Ⅰ反应堆及ADS嬗变系统的特性提出了一种包容体的方案设计,该系统充分考虑了对研究堆各关键部位的放射性包容,以及对可能破坏包容体结构完整性的质能释放的包容。使用Relap5/Mod4和Contempt-LT/028程序进行了分析,验证了事故下该包容体系统的完整性,并对该方案做了优化讨论。

    2015年03期 v.35;No.135 451-457页 [查看摘要][在线阅读][下载 2327K]
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  • 基于相似性评价的辐射输运计算建模方法研究

    王国忠;程梦云;龙鹏程;俞盛朋;胡丽琴;吴宜灿;

    多物理耦合自动建模软件Super MC/MCAM能够有效提高复杂核装置设计分析的效率与质量。核反应堆中具有大量几何相同部件的模型,为了进一步提高MCAM处理复杂问题的效率,本文研究并实现了一种基于相似性评价的模型重用方法。该方法从专家库和建模历史中检索和判断具有相似性的几何模型,并重用其建模结果。使用包括聚变反应堆在内的多种模型的测试结果表明,该方法能够有效提高建模效率。

    2015年03期 v.35;No.135 458-463页 [查看摘要][在线阅读][下载 555K]
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核电厂

  • 基于认知的数字化核电站人机接口设计

    陈泽侃;顾吉青;陈涵;吴彬;于晓东;王卫国;

    计算机技术的广泛应用和自动化程度的提高改变了操纵员监视和控制电厂系统及设备的行为方式。在数字化仪控系统中,人机接口(HSI)的设计思路和方法也应随之转变。人机接口是操纵员与仪控系统进行交互的主要媒介。本文提出一种基于认知过程的分析和设计人机接口系统的方法。为了实现"以人为中心"的人机接口设计,根据人的行为过程和Rasmussen三级行为模型开发了适用于核电站操纵员的认知行为模型。按NUREG 0711中对于运行概念的要求,定义了操纵员与人机接口系统的信息交互方式,通过人机接口资源与操纵员认知模型的映射关系,设计符合操纵员认知决策需求的人机接口系统。最后,给出了各项人机接口资源的设计关键点,帮助识别设计过程中的需要特别关注的关键问题。

    2015年03期 v.35;No.135 464-472页 [查看摘要][在线阅读][下载 535K]
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  • 核电厂小支管振动评定方法与减振技术研究

    刘广东;路广遥;齐宇博;周国丰;张庆华;

    根据ASME OM-S/G-2007 Part3,借鉴国内外核电厂在小支管振动评定方法与减振技术方面的反馈,本文系统地介绍了核电厂小支管振动的评定方法:振动位移评定、振动速度评定和振动交变应力评定。然后以岭澳核电厂L1ASG952VD所在小支管为研究对象,进行振动评定和减振技术研究,提出了优选减振措施和其他减振措施。这些评定方法和减振技术可为小支管的振动处理提供参考。

    2015年03期 v.35;No.135 473-478页 [查看摘要][在线阅读][下载 1143K]
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  • 高温气冷堆控制棒驱动机构冷态落棒试验研究

    闫贺;杨磊;张作鹏;唐青;刁兴中;

    高温气冷堆控制棒驱动机构是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备,具有固有安全特性,当断电后,控制棒能够靠重力快速下落实现停堆。为验证控制棒驱动机构的可靠性,必须对其进行设计分析和试验验证。本文建立了全尺寸的冷态试验台架,并采用1:1的控制棒驱动机构样机,对高温气冷堆控制棒驱动机构的落棒功能进行了验证和分析。进行了多次全行程及不同高度的落棒实验,验证了落棒过程的稳定性,测定了控制棒在冷态条件下的落棒时间、落棒速度,试验结果满足规定的限值。对落棒过程进行了分析,建立了落棒运动方程式,进而得到了控制棒运行速度的解析解。理论及试验的结果符合较好,均表明本文研究的控制棒驱动机构落棒可靠具有固有安全特性,为商用高温气冷堆中的实践应用提供了理论依据。

    2015年03期 v.35;No.135 479-485页 [查看摘要][在线阅读][下载 1631K]
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  • 核岛安全壳截锥体中模拟浇筑自密实混凝土时钢衬里的应力监测与分析

    裴新意;余兵;王辉诚;王景平;孙雨;

    为保障自密实混凝土浇筑过程中核岛安全壳的完整性和稳定性,建立了安全壳截锥体的同尺寸1/8模型,进行自密实混凝土现场浇筑,并对其中钢衬里表面的应力进行监测和模拟计算。研究结果表明,随着自密实混凝土浇筑高度的增加,钢衬里所受应力逐渐增大,在浇筑至应变点位置时,钢衬里应力值发生突增;而采用水平角钢加固后对钢衬里横向和竖向表面应力都具有明显的改善作用。

    2015年03期 v.35;No.135 486-492页 [查看摘要][在线阅读][下载 4226K]
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  • 三代压水堆核电站核岛主设备安全特征分析

    孙海涛;李海龙;盛朝阳;高晨;王臣;凌礼恭;贾盼盼;

    为了满足"三代"核电技术要求,三代压水堆核电站核岛主设备在容量、设计寿命和安全裕量等方面均进行了优化设计。本文对AP1000和EPR等机型核岛主设备的技术特征、改进目标和改进方法等进行了分析,为核电厂的设备运行和改造、新电厂的设计提供参考。

    2015年03期 v.35;No.135 493-497页 [查看摘要][在线阅读][下载 527K]
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核安全

  • 核安全1级设备线型支承分析方法研究

    李海龙;孙海涛;初起宝;刘乐;徐宇;路燕;房永刚;文静;

    为了保证核1级设备线性支承的强度,介绍了ASME、RCC_M规范对核1级设备支承的要求。讨论线型支承分析过程中临界屈曲应力的确定方法,明确许用压应力放大系数的取值范围。阐述支承设计过程中输入载荷的完整性。以蒸汽发生器中部横向支承D级工况的分析为例,对其进行了分析与评价,为核1级设备及线型支承的设计提供了参考。

    2015年03期 v.35;No.135 498-504页 [查看摘要][在线阅读][下载 743K]
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  • 非能动安全壳严重威胁状态下的氢气风险分析

    袁嘉琪;唐钢;

    以全球首个采用非能动设计的三代核电技术的三门核电厂为分析对象,结合电厂现行严重事故管理导则(SAMG),研究安全壳严重威胁状态下的氢气风险控制。使用一体化事故分析程序建立了电厂模型,分析了热段2英寸破口叠加专设安全设施失效导致产生超过100%活性区锆水反应产氢量的严重事故序列。在此假想工况下安全壳水冷功能失效导致事故后安全壳处于惰化环境中,而产生了安全壳超压风险和氢气风险并存的不利情况。对比分析了仅执行严重威胁导则-2(SCG-2)恢复安全壳水冷和执行SCG-2后执行SCG-3控制安全壳氢气风险的两种情况,结果表明开启/关闭安全壳水冷功能在一定程度上缓解了安全壳的超压风险和氢气风险,可为严重事故管理导则的具体实施提供技术支持。

    2015年03期 v.35;No.135 505-510页 [查看摘要][在线阅读][下载 370K]
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  • 恰希玛核电厂二号机组严重事故预防和缓解措施的分析及实施

    史国宝;严锦泉;郑明光;

    恰希玛核电厂2号机组是我国自主设计出口到巴基斯坦的第二座300 MW压水堆核电厂,根据PAK911的原则要求,结合核电先进国家对严重事故的法规要求和具体实践,改进了严重事故预防措施,全面系统地开展了严重事故分析,在此基础上系统地实施了严重事故缓解措施,提高了C-2核电厂核安全水平。

    2015年03期 v.35;No.135 511-518页 [查看摘要][在线阅读][下载 588K]
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  • 外部水淹事故对核电厂安全影响分析

    易珂;孙涛;

    福岛核事故后,核安全当局及核电业界对外部水淹事故可能对核电厂造成的安全影响重新进行了定位。目前,国内二代核电厂采用的事故处理规程体系中并无专门针对外部水淹事故的处理策略。本文针对国内某典型二代在役核电厂,采用洪水裕度分析(FMA)分析方法对其发生外部水淹事故时核安全的影响进行了初步分析。结合电厂保护系统及专设安全设施设计,选取了可将反应堆成功退防至安全停堆状态的事故处理关键成功路径。在对所选取路径涉及设备进行分析后,最终评估得出该核电厂所具备的关键成功路径及对应的防外部水淹能力,为日后通过改进相关设施以提高电厂防外部水淹提供了技术支撑。

    2015年03期 v.35;No.135 519-524页 [查看摘要][在线阅读][下载 342K]
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  • 重水堆核电厂典型严重事故氢气风险分析

    宫海光;郭丁情;佟立丽;曹学武;

    核电厂严重事故下的氢气控制一直是核电厂关注的热点问题之一。本文采用重水堆一体化事故分析程序建立了主热传输系统(PHTS)模型、排管容器及端屏蔽系统、堆腔以及安全壳模型。分别选取代表高压熔堆和低压熔堆的全厂断电及出口集管大破口失水事故始发严重事故序列,从堆芯氧化产氢以及系统热工水力行为出发,对重水堆产氢特性及点火器的消氢效果进行了研究。分析表明:严重事故下随着堆芯冷却恶化,排管容器内发生锆水反应而产生氢气,排管容器和堆腔内的水对氢气产生有较长时间的抑止作用,随着排管容器和堆腔内水的逐渐烧干,排管容器蠕变失效,熔融堆芯落入堆腔发生堆芯熔融物与混凝土的相互作用而产生大量氢气。当氢气点火器失效时,安全壳隔间内氢气体积份额持续增加,存在燃爆风险;点火器开启时,隔间中的氢气混合气体在较低浓度下点燃,氢气燃烧模式处于慢速燃烧区。

    2015年03期 v.35;No.135 525-531页 [查看摘要][在线阅读][下载 1940K]
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  • 标准监管PSA模型开发与应用

    黄志超;邱艳荣;李虎伟;初永越;依岩;

    本文介绍了NRC标准化电厂风险模型(SPAR)的发展历程以及在风险指引型安全监管活动中的应用情况和发展趋势。基于核电厂性能和风险指引型的安全监管理念,开发国内核电厂的标准监管PSA模型,本文重点介绍了模型开发的技术路线、分析范围、开发周期与计划,并对该模型拟在风险指引型的监管活动中的应用前景。标准监管PSA模型是作为核安全监管当局作为独立评价和验算核电厂PSA应用的重要工具之一,是保证国家核安全局对核电厂的安全监管活动的独立性和技术权威性的重要手段。

    2015年03期 v.35;No.135 532-539页 [查看摘要][在线阅读][下载 1394K]
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核燃料

  • 压水堆堆芯中应用可燃毒物的两个重要实验

    陈雄月;

    我国第一座实验核动力堆创建于1970年,经过10年的间歇满功率运行,于1980年停堆卸料。本文介绍在该堆堆芯上完成的两个重要物理实验。第一个实验是燃耗前的一比一零功率物理模拟实验。介绍了卡棒准则试验,停堆裕度测定和通量分布测量等3个实验项目。对硼可燃毒物管的4种堆芯布置方案,给出含提棒方式研究的共计16次通量分布测量结果和4张通量分布图。第二个实验是燃耗末的物理实验。介绍了分批测定新、旧硼可燃毒物管次临界反应性比(△ρo/△ρn)的实验概况。实验是在具有强放射性动力堆堆芯现场进行的。中子探测使用了抗大γ场干扰的涂硼组合计数管。反应性测量采用双探测器互相关频谱分析法(CCFS)和脉冲中子源法(PNS)两种。文中给出5批硼管反应性比(△ρo/△ρn)测量结果。数据证明:反射层区硼管燃耗深度低于调节棒区。

    2015年03期 v.35;No.135 540-545页 [查看摘要][在线阅读][下载 343K]
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  • 超临界水堆铀钍混合燃料组件中子学特性分析

    刘仕倡;蔡杰进;

    针对超临界水堆的能谱特性及钍燃料的中子特性,提出了一种应用于超临界水堆的新型铀钍混合燃料组件设计方案,并利用组件计算程序Dragon"对该设计在不同工况下的中子学特性进行了分析,包括:无限增殖因数、反应性温度系数、易裂变材料存量比(FIR)等,以及它们随燃耗变化的规律。另外,通过改变混合燃料组件中燃料棒的慢化剂-燃料比,探究了其对燃料组件中子学特性的影响。结果表明:超临界水堆较硬的中子能谱有利于产生易裂变核素,同时该新型燃料组件在提高燃料利用率和减少次锕系元素存量方面具有一定的优势。

    2015年03期 v.35;No.135 546-554页 [查看摘要][在线阅读][下载 2042K]
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  • 核燃料元件制造厂流出物放射性监测现状和建议

    蒋婧;汪世军;何玮;祝兆文;方岚;李小龙;

    流出物排放控制是控制公众照射的直接手段,流出物监测是流出物排放控制的重要环节。核燃料元件制造厂是核燃料循环前段设施的重要组成部分,本文介绍了我国核燃料元件制造厂气、液态流出物放射性监测的现状,结合监测标准规定,分析流出物放射性监测中存在的问题,并按照标准规定和当前监测技术的发展,探讨改进措施。

    2015年03期 v.35;No.135 555-559页 [查看摘要][在线阅读][下载 367K]
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  • 乏燃料后处理厂废气处理系统化学安全问题分析

    宋凤丽;刘志辉;吕丹;赵善桂;张春龙;杨晓伟;刘新华;吴浩;

    乏燃料后处理过程产生的放射性废气中含有多种属性差异较大的放射性核素,其处理方法各有特点。本文介绍了乏燃料后处理厂放射性废气中~(85)Kr、~3H、~(129)I、~(14)C的国外先进处理方法,重点论述了碘和氪的处理方法,分析了需要关注的化学安全问题,并讨论了相应的预防措施、探测手段和纠正措施,为商用后处理厂废气处理系统的设计和事故分析提供了参考和建议。

    2015年03期 v.35;No.135 560-567页 [查看摘要][在线阅读][下载 563K]
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核科技

  • 水滴与液态金属锡相互作用实验研究

    张荣金;李延凯;周源;林萌;杨燕华;

    相对低温的水喷射进入高温液态金属池中与液态金属锡相互接触产生剧烈沸腾和蒸发,并可能导致蒸汽爆炸从而引发安全问题。为了研究不同热工参数对水滴与液态金属锡相互作用的影响,本研究采用高速摄像仪对水滴落入高温熔融锡中相互作用过程进行了可视化研究。首先,对水滴在金属锡表面的蒸发时间进行了研究,探讨了不同金属温度条件下水滴与金属锡表面传热机理。其次,引入无量纲直径参数来定量水滴与熔融金属的反应剧烈程度,研究了水滴下落速度和金属锡温度对水滴与液态金属锡相互作用激烈程度的影响。结果表明:最小膜态沸腾温度大约为210℃左右。当金属超过270℃时,水滴与金属会发生激烈反应,随着金属温度和We数的增加,水滴与熔融金属锡蒸汽爆炸激烈程度增加。

    2015年03期 v.35;No.135 568-573页 [查看摘要][在线阅读][下载 2362K]
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  • 粗孔活性硅胶从含铀废水中吸附铀的研究

    任萌;闫洪丽;杨竹;刘小龙;刘锦洪;

    以粗孔活性硅胶为吸附剂,从含铀含氟废水中吸附铀,分析研究接触时间,pH和氟离子浓度对吸附平衡的影响,并且建立硅胶固定床吸附含铀含氟废水的计算。实验结果表明,对于铀浓度小于50 mg·L~(-1)的含铀废水,接触时间控制为10~15 min即可达到吸附平衡;pH取在8.0~9.0之间在工艺上最有利于铀的硅胶吸附;对于含氟废水,氟离子浓度升高,会降低硅胶对铀的吸附量,当氟含量不超过20 g·L~(-1)时,硅胶的动态饱和容量不小于20.5 mgU/克干硅胶;以NH_3·H_2O-UO_2F_2体系沉淀母液为吸附原液,铀浓度为23.0 mgU·L~(-1)、氟离子浓度为20.0 g·L~(-1)、pH为8.0~9.0,接触时间20 min的条件下,流体相总传质单元数为13。

    2015年03期 v.35;No.135 574-580页 [查看摘要][在线阅读][下载 412K]
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数字化管理

  • 基于SOP的核电厂操纵员监视过程马尔可夫模型

    张力;鄢跃勇;青涛;蒋建军;

    介绍了核电厂状态导向法事故规程SOP(State-oriented Procedure)原理及其重要性,描述了数字化主控室中操纵员跟随SOP处理电厂事故的流程,据此刻画了基于SOP的核电厂操纵员监视行为过程,建立了符合DCS+SOP环境的马尔可夫模型,并给出了核电厂的应用实例。

    2015年03期 v.35;No.135 581-587页 [查看摘要][在线阅读][下载 364K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

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    2015年03期 v.35;No.135 590页 [查看摘要][在线阅读][下载 701K]
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