反应堆工程

  • 基于ANSYS/LS-DYNA的抗飞机撞击结构非线性动力分析

    李忠诚;黄涛;

    APC壳是核电站抵御飞机撞击的主要屏障,本文运用非线性有限元程序LS-DYNA对某核电站燃料厂房APC壳进行了分离式建模,并对大型商用飞机的撞击进行了数值计算,对APC壳的动力响应及弹塑性特性进行了研究分析,提出了大型商用飞机撞击局部效应的观点,为APC壳的设计计算提供参考。

    2016年02期 v.36;No.138 147-153页 [查看摘要][在线阅读][下载 2615K]
    [下载次数:166 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:106 ]
  • 装机量圆整对刚性级联流体性能影响初步理论分析

    张淑霞;李文泊;白志伟;杨光;

    建立刚性级联在投资回报率、稳定运行等方面具有一定优势。刚性级联更接近理想级联形式,理想级联对各级的供料流量有着严格的要求,因此在组成级联的单个分离设备供料流量一致的情况下,就对级联各级的装机量有严格的要求。而实际生产级联中无法完全满足理想级联对装机量的要求,装机量往往需要圆整,因此研究装机量圆整对级联性能的影响具有实际意义。本文提出一个圆整参数,并通过对级联流体性能分析得出:任一个级联只要给出运行边界条件,就能获得在保证级联安全运行前提下所允许的圆整范围。本文还确定一种能使实际级联性能更接近理想级联的装机量圆整方法。

    2016年02期 v.36;No.138 154-158页 [查看摘要][在线阅读][下载 505K]
    [下载次数:37 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:102 ]
  • 基于威斯康辛冷凝试验本体的结构改进及分析

    杨林;

    先进压水堆(APWR)是第三代核电技术的代表堆型之一,它采用了非能动安全系统,提高了安全性能。非能动安全壳冷却系统(PCCS)主要利用蒸汽的冷凝来带走安全壳内的热量。本文主要介绍了威斯康辛大学进行的冷凝试验的试验本体结构,应用ANSYS软件对其结构进行了应力分析,并在现有结构的基础上对外部加强筋布置进行了一定的改进和优化。通过计算和比较可以看出,经过改进后的加强筋布置,不仅满足原有的试验要求,结构布置合理,更提高了试验本体的承压能力,使其能够满足更高试验压力的需要。

    2016年02期 v.36;No.138 159-164页 [查看摘要][在线阅读][下载 3666K]
    [下载次数:22 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:116 ]
  • RELAP5模拟AP1000 ERVC自然循环过程研究

    崔成鑫;陈炼;胡啸;

    压力容器外部自然循环冷却(ERVC)系统作为AP1000的非能动安全系统之一,对熔融物堆内滞留,阻止放射性物质大规模释放起到关键的作用。本文通过RELAP5程序针对AP1000的ERVC系统建立模型,进行自然循环冷却的物理过程模拟,并对加热功率、冷却水过冷度、安全壳压力等关键参数进行了敏感性分析。除此之外,本文还对分析模型进行简化,并对比了两个模型的计算结果,证明了简化的合理性。

    2016年02期 v.36;No.138 165-171页 [查看摘要][在线阅读][下载 1676K]
    [下载次数:160 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:169 ]
  • 全厂断电时安全壳直接加热的概率研究

    陈阳丽;彭常宏;郭赟;

    安全壳直接加热(DCH)是导致安全壳早期失效的潜在因素,本文应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM),对堆芯碎片中UO_2的质量和Zr的氧化份额的概率密度分布抽样,对安全壳直接加热模型TCE(Two-cell Equilibrium)编程,将抽样结果带人TCE模型中计算,得到安全壳压力峰值的累积概率分布和安全壳失效概率,研究压水堆全厂断电始发事故下轴封破口面积不同的情况对下封头失效后安全壳压力峰值的影响。其中TCE模型的输入数据由严重事故分析程序计算给出。

    2016年02期 v.36;No.138 172-177页 [查看摘要][在线阅读][下载 460K]
    [下载次数:100 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:156 ]

反应堆物理

  • SCWR-FQT回路的热工物理耦合分析

    汪子迪;曹臻;刘晓晶;程旭;

    中欧核能合作研究项目超临界水堆燃料验证实验(SCWR-FQT)的主要研究内容为在超临界水环境下对一个小型燃料组件进行堆内性能分析和验证。本文应用修过后的系统程序ATHLET-SC对该实验回路进行建模,同时结合堆芯中子物理的计算结果,对由于压力管进口管破裂形成的失水事故进行热工水力和中子物理的耦合分析,并讨论了物理耦合中停堆棒的负反应性、冷却剂温度系数等参数对结果的影响。计算结果表明,进行了中子物理耦合的结果得到的最高包壳温度比未进行中子耦合的结果要低15℃,同时停堆棒引入的负反应性是该事故过程中影响燃料棒最高包壳温度的一个主要因素。

    2016年02期 v.36;No.138 178-184页 [查看摘要][在线阅读][下载 1054K]
    [下载次数:62 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:165 ]
  • 高温下GH3535合金中的氢同位素扩散渗透效应分析

    张东勋;刘卫;钱渊;刘文冠;

    Flibe具有熔点低、中子性能好、沸点高等特点,是未来大型氟盐冷却高温堆的主要候选氟盐冷却剂之一,在堆芯中与中子相互作用后会导致一定量的副产物氚产生。根据哈氏N合金的成分,钍基熔盐堆核能系统(TMSR)发展了GH3535合金,作为未来大型熔盐堆的主要候选结构材料。本实验中采用GH3535合金为试样,通过使用压力差驱动原理搭建的氢同位素扩散渗透装置,试验测得了400~800℃的温度下氢气、氘气在该合金中的渗透系数、扩散系数、Sieverts常数等主要参数。实验结果表明,氢气与氘气在GH3535合金中的扩散渗透机理均属于基体扩散控制过程,扩散渗透过程中氢气、氘气的主要参数与相应温度关系均符合阿累尼乌斯公式。对于不同质量数的氢同位素原子,拟合后渗透系数和扩散系数的指前因子之比分别为1.4:1和1.2:1,扩散和渗透过程中的激活能也非常接近,符合经典扩散理论的同位素效应,可以估算得到氚在GH3535合金中扩散渗透时的主要参数大约为氢的1/3(1/2),并可能用于氚在熔盐堆中的分布计算。

    2016年02期 v.36;No.138 185-192页 [查看摘要][在线阅读][下载 840K]
    [下载次数:152 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:82 ]
  • 先进非能动核电厂DEDVI事故热工水力模拟分析

    余健明;曹学武;

    采用Relap5/Mod3.4程序建立了先进非能动核电厂的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。针对小破口失水事故(SBL,OCA)中的直接安注管双端断裂事故(DEDVI)进行分析,并着重对SBLOCA现象识别和排序表(PIRT)中对其影响较大的液滴夹带进行敏感性分析。分析结果表明,对直接安注管双端断裂事故,破口和自动卸压系统(ADS)能够有效地使反应堆冷却剂系统降压,堆芯补水箱(CMT)、安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能够迅速实现堆芯补水,确保堆芯冷却。对液滴夹带的敏感性分析表明,对于位置较高的第4级ADS,喷放流量对液滴夹带模型比较敏感,使用均相流模型计算时,其液相流量显著高于非均相流模型。

    2016年02期 v.36;No.138 193-199页 [查看摘要][在线阅读][下载 1507K]
    [下载次数:92 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:130 ]

核聚变

  • 蒙特卡罗粒子输运计算网格计数方法研究

    张宽;宋婧;陈珍平;孙光耀;郝丽娟;龙鹏程;胡丽琴;FDS团队;

    在进行反应堆数值模拟时,通过网格计数方法可以精细地统计整个堆芯中多种物理量的空间分布情况。本文基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC发展了一种反应堆静态物理参数的网格计数方法。通过日本原子能研究所临界实验装置TCA例题进行了数值验证,计算结果与MCNP计算结果吻合较好,表明了本文方法的可行性与正确性。

    2016年02期 v.36;No.138 200-204页 [查看摘要][在线阅读][下载 756K]
    [下载次数:157 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:149 ]
  • ITER屏蔽包层活化分析

    杨琪;李斌;郑剑;何桃;蒋洁琼;吴宜灿;

    作为国际热核聚变实验堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包层承受高强度聚变中子辐照,需要定期更换和维修。当活化的屏蔽包层从ITER托卡马克装置移到热室时,可能会给工作人员造成严重的辐射照射,是ITER大厅和热室屏蔽设计的重要辐射源。文中基于ITER最新中子学分析基准模型和"二步法"停堆剂量计算方法,使用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC针对15号屏蔽包层建立精细的中子学模型,并计算分析包层的活化情况及最严重情况下的周围辐射剂量率,并初步应用于ITER赤道窗口室的屏蔽分析。计算结果显示,单个包层周围最大剂量率为350 Sv/hr,当传送小车停留在赤道窗口室内时,窗口室屏蔽门外剂量率高于10 mSv/hr,不足以满足设计要求。

    2016年02期 v.36;No.138 205-211页 [查看摘要][在线阅读][下载 1814K]
    [下载次数:116 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:136 ]
  • 基于CAD邻居列表和包围盒的蒙特卡罗粒子输运几何跟踪加速方法研究

    陈珍平;宋婧;吴斌;郝丽娟;胡丽琴;孙光耀;

    几何跟踪主要进行蒙特卡罗粒子输运计算中粒子位置和径迹长度的计算,它是蒙特卡罗粒子输运计算的关键技术之一。由于聚变堆几何结构极其复杂,使得几何跟踪在整个蒙特卡罗粒子输运计算中占据30%~80%的计算时间,因此几何跟踪方法的效率是决定聚变堆蒙特卡罗粒子输运计算效率的重要因素之一。本文提出了基于CAD的邻居列表和包围盒加速方法,并基于FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC进行实现。利用聚变堆FDS-Ⅱ和ITER模型对本文方法进行了数值验证,测试结果表明本文方法不影响计算结果,并能使程序计算效率提高50%~60%,证明了本文方法的正确性和有效性。

    2016年02期 v.36;No.138 212-217页 [查看摘要][在线阅读][下载 975K]
    [下载次数:87 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:149 ]

核安全

  • 核电站应急指挥中心基底隔震技术方案

    李忠诚;张涛;李松奇;

    日本福岛核电站事故之后,中国国家核安全局正式发布《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》,提高了核电站应急指挥中心的抗震安全要求。本文以防城港核电站应急指挥中心示范项目为分析对象,探讨了采用橡胶支座作为隔震装置的基底隔震方案,并进行了隔震效果评价。通过采用43个橡胶隔震支座,可以显著地削弱地震响应,提高应急指挥中心的抗震裕量。通过该技术方案可以保护应急指挥中心的人员、设备和系统的安全,从而提升核电站震后应急能力。分析研究成果和工程实践经验可在后续核电站建设中推广应用。

    2016年02期 v.36;No.138 218-222页 [查看摘要][在线阅读][下载 1259K]
    [下载次数:158 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:11 ] |[阅读次数:93 ]
  • 基于RELAP5与MELCOR联合分析方法的压水堆严重事故研究

    王珏;梁国兴;

    针对严重事故的模拟研究,本文提出结合热工水力系统程序和严重事故一体化程序的分析方法,以典型三环路传统压水堆为对象,分别采用RELAP5和MELCOR程序建立模型,分析在全厂断电叠加汽动辅助给水泵失效事故下系统的瞬态响应。为了尽可能地利用RELAP5计算早期热工水力响应,同时保证严重事故计算结果的准确性,以MELCOR锆合金氧化模型开始工作温度的下限,即包壳温度达到1 100 K作为程序衔接准则并利用RELAP5的大编辑功能,提取所需计算结果导入MELCOR输入卡作为初始参数继续模拟。计算结果表明,数据连接过程整体保持了连续性,两种方法计算得出的主冷却剂系统压力、堆芯和稳压器水位、燃料包壳温度等参数的数值以及堆芯传热恶化和压力容器失效等现象的时序存在不同程度的差异,例如堆芯熔毁时间延后了约538 s。由于采用了RELAP5计算严重事故前的系统暂态响应,联合分析方法的计算结果比单独使用MELCOR分析的结果更加准确,该方法可以提高传统严重事故分析的可靠性。

    2016年02期 v.36;No.138 223-230页 [查看摘要][在线阅读][下载 1045K]
    [下载次数:191 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:185 ]
  • 核电站冷却剂系统测温旁路支吊架失效原因分析及解决措施

    闫国华;周胜;颜军明;俞照辉;文忠;

    采用Bentley AutoPIPE软件对在役检查经常出现支吊架失效的核电站冷却剂系统测温旁路管线进行静态分析。结果表明:弹簧吊架热态失载是由于主管道实际热位移偏离设计值,弹簧选型余量不足引起的。通过对弹簧吊架重新选型,其热态位移量在量程范围内,载荷变化率符合设计要求,且更改后的测温旁路一次应力、二次应力均符合规范要求。在随后的机组大修检查中,该条管线未再出现弹簧失效故障。

    2016年02期 v.36;No.138 231-236页 [查看摘要][在线阅读][下载 901K]
    [下载次数:59 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:165 ]

核电厂

  • 压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨

    徐春艳;刘新华;李小龙;方岚;祝兆文;蒋婧;李娟;

    本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议,可供核安全监管和核电厂设计、运行管理参考。

    2016年02期 v.36;No.138 237-244页 [查看摘要][在线阅读][下载 457K]
    [下载次数:150 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:163 ]
  • 核电站低压厂用变压器零序保护的分析与改进

    宋鹏飞;冯庆冬;

    核电站低压厂用变压器中性点零序保护采用"定时限"设计,多次出现因低压负荷回路发生单相接地故障引起的低压厂用变压器零序保护越级动作事件。梳理低压厂用变压器零序保护整定原则和分析上下级差保护配合要求,提出低压厂用变压器零序保护采用"定时限+反时限"两段式保护改进方案,经过保护校验和现场验证,改进方案可在核电站应用和推广。

    2016年02期 v.36;No.138 245-250页 [查看摘要][在线阅读][下载 408K]
    [下载次数:84 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:80 ]
  • AP1000化容系统离子交换树脂辐照稳定性研究

    何艳红;王鑫;

    本研究针对AP1000化学和容积控制系统选型的树脂,在模拟电厂运行18个月的辐照总剂量后,对辐照前后的树脂样品进行了基本性能指标和应用性能全面分析。从辐照影响的角度预测了树脂降解对树脂自身交换能力、树脂物理稳定性、系统出水水质和运行周期的影响等,得出了:由于辐照降解,阴阳树脂可发挥交换能力的下降百分比,降解产物对主回路系统水化学品质的影响,辐照降解对树脂外观和机械强度以及阴树脂动力学性的影响。为AP1000工程实际应用评估辐照对CVS树脂运行周期和去污效率的影响提供了参考依据。

    2016年02期 v.36;No.138 251-256页 [查看摘要][在线阅读][下载 974K]
    [下载次数:145 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:108 ]
  • CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究

    丁谦学;夏春梅;梅其良;

    堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(S_N)程序DORT,研究其共轭输运方法,建立CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其特性,并与采用DORT程序正向输运计算的结果进行比较。研究表明,共轭输运方法可以极大简化计算量,且计算结果与正向输运方法结果符合较好。

    2016年02期 v.36;No.138 257-262页 [查看摘要][在线阅读][下载 558K]
    [下载次数:90 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:145 ]

核技术

  • 钨玻璃与铅玻璃对X射线辐射屏蔽效果的数值计算分析

    张志程;陆春海;陈敏;倪师军;杨森;刘自霞;黄硕;

    通过WINXCOM理论计算X射线能量在20~100keV下,钨和铅硅酸盐玻璃的质量衰减系数、有效原子序数和半值层。结果发现,随着WO_3和PbO含量的增加质量衰减系数增加。钨玻璃在70 keV能量下,由于光电效应发生突变,质量衰减系数突然增强。随后,利用MCNP 5计算5种能量下钨玻璃的积累因子,以便进一步修正模拟结果以达到真实情况。

    2016年02期 v.36;No.138 263-268页 [查看摘要][在线阅读][下载 906K]
    [下载次数:110 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:220 ]
  • 浅谈低放废水处理设施退役的环境影响评价

    麻锦琳;侯辉娟;熊章辉;

    本文针对我国核设施配套的低放废水处理设施退役阶段环评工作的重点和难点进行了论述,针对该类设施退役过程中的主要环境影响因子及其评价标准,通过工程分析和可能的环境影响后果预测,总结了一套适用于同类工程退役阶段环境影响评价的方法,可以为同类工程提供参考。

    2016年02期 v.36;No.138 269-272页 [查看摘要][在线阅读][下载 265K]
    [下载次数:136 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:129 ]
  • 157组组件堆芯燃料管理方案设计及其经济性分析

    姚红;刘国明;高鑫;

    157组燃料组件组成堆芯的燃料管理方案有1/3堆芯年换料、1/4堆芯年换料、18个月换料等多种策略,本文给出了常见的5种燃料管理方案的平衡循环主要计算结果。然后对这5个燃料管理方案的平衡循环进行经济性分析计算,逐一介绍关系到电站收益的发电量的计算、关系到电站成本的燃料费用的计算以及由于燃料管理策略中换料周期的不一样导致的停堆维修频率不一样而产生的对电站成本的影响。通过这5个燃料管理方案设计及其经济性分析比较,推荐采用72组富集度为4.45%的长循环换料方案作为157组燃料组件堆芯燃料管理主推方案,实用性较强。

    2016年02期 v.36;No.138 273-278页 [查看摘要][在线阅读][下载 426K]
    [下载次数:101 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:97 ]

核燃料

  • 先进非能动压水堆核电站燃料组件轴向燃耗分布研究

    杨海峰;霍小东;于淼;

    燃料组件的轴向燃耗分布以及末端效应是燃耗信任制技术应用中的难点。基于先进非能动压水堆核电站的运行模式及组件设计特点,结合可能的燃料管理策略,统计轴向两端使用低富集度抑制区的乏燃料组件,生成轴向燃耗包络线。以AP1000堆型的乏燃料贮存单元为例,通过分析统计,证明生成的轴向燃耗包络线用于临界安全分析是保守的。在此基础上,详细研究燃料组件顶部的低富集度抑制区对末端效应的贡献,并对燃料组件进行设计改进,减小至消除末端效应,为简化乏燃料组件相关的临界安全分析提供了一个方法。相关研究工作及成果,是先进非能动压水堆核电站乏燃料组件相关的设施设备的临界安全设计的基础,可为其他堆型的相应研究提供参考和借鉴。

    2016年02期 v.36;No.138 279-286页 [查看摘要][在线阅读][下载 1563K]
    [下载次数:119 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:226 ]

数字化管理

  • 基于3Keymaster平台的压水堆核电站系统回路放射性仿真研究

    郑剑香;倪星河;谢珊;何明;

    核电站一、二回路放射性水平的分析和仿真,是实现核电站辐射监测系统仿真的重要组成部分。本文对放射性源项进行分析和简化、建立核素释放和输运模型,并基于3Keymaster仿真平台对一、二回路的放射性水平进行仿真。给出在SGTR、燃料棒破损事故条件下的系统回路内的放射性仿真结果,以验证放射性核素释放及输运模型的合理性和适用性。

    2016年02期 v.36;No.138 287-293页 [查看摘要][在线阅读][下载 479K]
    [下载次数:127 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:7 ] |[阅读次数:166 ]
  • n-γ核信号的matlab仿真及其数字波形甄别方法研究

    曹真伟;颜拥军;付德顺;王庆震;易凌帆;

    由于中子射线中常常混有γ射线,所以在探测器探测到中子信号的同时也可能会探测到γ信号,而对不同的核信号进行区分具有重大意义。本文利用matlab软件开展了中子和γ粒子数字化核信号波形仿真研究,并利用几种核脉冲波形甄别方法对仿真波形进行甄别,最后对不同方法的甄别效果展开了分析讨论。结果表明,电荷比较法、上升时间法和脉冲梯度分析法都是稳定的甄别方法,可有效实现n-γ甄别,其中电荷比较法的甄别效果相对较好。

    2016年02期 v.36;No.138 294-299页 [查看摘要][在线阅读][下载 1039K]
    [下载次数:357 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:9 ] |[阅读次数:117 ]

  • 《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,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协议,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

    2016年02期 v.36;No.138 302页 [查看摘要][在线阅读][下载 714K]
    [下载次数:14 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:44 ]
  • 下载本期数据