反应堆工程

  • 核反应堆功率模糊广义预测控制

    吴天昊;栾秀春;王俊玲;刘春雨;杨志达;周杰;

    为了满足核电机组提高负荷跟随性能的需求,基于T-S模糊模型,设计了针对点堆中子动力学方程的模糊广义预测控制器。利用并行分布补偿(PDC)方法,将基于线性化方程的各局部预测控制器在强非线性的全局范围内统一起来,从而扩大了反应堆功率控制中广义预测控制器的适用范围。计算机仿真结果表明,对于三种典型的反应堆运行工况,所设计的控制器都能在保证安全的前提下,在全局范围内表现出良好的负荷跟随能力。

    2016年03期 v.36;No.139 299-305页 [查看摘要][在线阅读][下载 722K]
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  • 核电厂惰性气体排放活度浓度的估算

    方岚;刘新华;祝兆文;蒋婧;

    核电厂正常运行时,气态流出物中惰性气体的排放活度浓度通常低于取样监测方法的探测限。目前我国核电厂根据探测限的1/2统计的排放量可能会高于实际排放量,甚至高于国外同类电厂的排放量,进而影响我国核电厂流出物排放评价的科学性。对于核电厂惰性气体的实际排放活度浓度水平,目前少有报道。本文根据一回路源项,采用机理模型估算核电厂惰性气体的排放浓度水平,并通过与在线监测和实验室取样监测方法探测限的比较,评价核电厂对气态流出物中惰性气体的定量监测能力,最后对流出物监测和气态流出物排放量的统计提出建议。

    2016年03期 v.36;No.139 306-312页 [查看摘要][在线阅读][下载 603K]
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  • 高放废物地质处置安全评价准则研究

    李洪辉;赵帅维;贾梅兰;刘建琴;刘伟;杨仲田;安鸿翔;孙庆红;

    本文从安全评价的原则和目标出发,研究分析了地质处置安全评价工作开展的步骤和方法,提出了安全评价准则指南建议。

    2016年03期 v.36;No.139 313-322页 [查看摘要][在线阅读][下载 780K]
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  • 重水堆生产放射性同位素~(60)Co堆芯物理设计研究

    杨波;苗富足;汤春桃;孟智良;

    放射性同位素~(60)Co是一种性能很好的γ放射源,在工业和医疗方面有广泛的用途。上海核工程研究设计院针对秦山第三核电厂CANDU-6型重水堆调节棒组件进行变更设计,用~(59)Co替换不锈钢经堆内辐照后生产~(60)Co。本文介绍了重水堆生产放射性同位素~(60)Co堆芯物理设计方法和程序系统,并利用电厂实测数据(调节棒组反应性价值和~(60)Co出堆活度)验证本文所建立的堆芯物理设计方法和程序系统是正确和有效的。

    2016年03期 v.36;No.139 323-328页 [查看摘要][在线阅读][下载 919K]
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反应堆物理

  • DORT程序进行RPV中子注量率计算的可靠性验证

    夏春梅;梅其良;丁谦学;王梦琪;

    反应堆压力容器(RPV)中的碳钢材料受到快中子辐照会发生性能变化。为了防止由于RPV的材料性能发生变化而不适当地限制核电厂的运行,需要限定核电厂寿期内RPV中的最大快中子注量,并且要求安装辐照监督管对RPV材料所受到的快中子注量进行监督。因此,RPV和辐照监督管中子注量率的精确计算对RPV的辐照安全和寿命管理具有十分重要的意义。三代非能动压水堆核电厂主要采用基于BUGLE-96截面库的二维离散纵标法程序DORT进行RPV中子注量率计算。本文利用秦山核电厂第五根辐照监督管的中子注量率测量数据和MCNP-4B计算结果与DORT程序的计算结果进行比较,来验证采用DORT程序进行RPV母材段中子注量率计算的可靠性。

    2016年03期 v.36;No.139 329-334页 [查看摘要][在线阅读][下载 607K]
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  • 小型压水堆严重事故序列的筛选及模拟分析研究

    陈玉清;赵新文;杨磊;

    根据某小型压水堆的特点和运行经验,筛选给出可能引起严重事故的始发事件清单,然后基于SCDAP/RELAP5程序建立了反应堆严重事故分析平台,模拟确认了反应堆严重事故的响应序列。以反应堆全部电源丧失事故为例,根据稳压器安全阀响应情况将事故细分为两类断电事故,并分别分析了反应堆系统的热工水力响应行为及特征参数与后果,为评估装置薄弱环节、严重事故管理导则的开发奠定了基础。

    2016年03期 v.36;No.139 335-340页 [查看摘要][在线阅读][下载 1057K]
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  • 非能动核电站安全壳外壁下降水膜的稳定性分析

    潘新新;宋春景;

    阐述非能动核电站安全壳外壁冷却水膜稳定性的重要意义,探讨临界水膜厚度和临界空气流速的计算方法及其在非能动核电站中的适用性,并应用水膜脱离模型和表面波模型,探讨维持水膜稳定、避免水膜脱离和水膜破裂的条件,为各种非能动核电站安全壳外壁水膜稳定性的试验研究奠定基础。

    2016年03期 v.36;No.139 341-346页 [查看摘要][在线阅读][下载 296K]
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  • DEMO堆包层第一壁热工水力优化分析研究

    许国良;李高才;

    聚变堆包层第一壁是影响包层换热效率与运行安全性最重要的部件,为了研究第DEMO堆包层第一壁的热工水力性能,对第一壁流道内氦气冷却剂的流动及其与结构材料的换热进行了数值模拟研究及优化分析。结果表明,通过增大氦气进口质量流量可以有效地降低第一壁结构材料的最高温度,但是由此带来的压力损失很大,不能作为强化换热的主要途径。此外,增加每组流道的盘绕次数能起到强化换热的效果,目前每组流道盘绕五次的方案是合理的。流道中存在的圆角包层第一壁的流动换热影响不大,但圆角的存在会使第一壁最高温度有一定的升高。铍涂层的导热系数与第一壁最高温度成反相关关系,但是对第一壁流道的对流换热影响不大。结构材料的导热系数的增大能显著降低第一壁结构材料的最高温度。

    2016年03期 v.36;No.139 347-353页 [查看摘要][在线阅读][下载 1110K]
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核聚变

  • 聚变堆螺旋流道液态第一壁流动稳定性分析

    张世超;孟孜;倪木一;梁参军;蒋洁琼;

    聚变堆包层第一壁材料所面临高能粒子辐照、电磁辐射、高热负荷、复杂的机械负荷和相应的物理化学腐蚀制约其服役性能和使用寿命,是聚变能发展的瓶颈问题。液态第一壁由于液态工质自身的特点可以承受更高的热负载、中子壁负载以及更高的出口温度,且由于液态工质的不断更新不存在中子辐照损伤问题,在未来聚变堆应用中很具有吸引力。但由于液态金属在聚变堆强磁场作用下流动形成磁流体(Magnetohydrodynamic MHD)效应,维持液态第一壁在复杂的几何结构和苛刻的工作条件的稳定流动性是现有液态壁研究的难点问题。本文针对自由表面液态金属流动时产生的MHD特性,提出了螺旋流道液态壁流动方案,通过在真空室背壁上设置沿磁场方向的螺旋型流道,使流道内液态金属沿磁场运动,进而减少切割磁场产生的MHD效应。并参考典型聚变堆FDS-Ⅱ,建立了外包层三维模型与真实磁场位型,对方案进行MHD分析与优化,分析结果表明该方案可以在真空室表面形成完整、稳定的液态金属包裹,验证了该方案在磁场作用下液态第一壁流动稳定性与初步可行性。

    2016年03期 v.36;No.139 354-359页 [查看摘要][在线阅读][下载 1036K]
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  • 核反应堆材料数据库系统及其应用

    翟向伟;沈龙凤;李春京;刘少军;赵彦云;郑明杰;黄群英;

    核材料数据库可高效存储核材料数据,并有效发掘数据中的信息,其建设可推动核材料的研究与发展。在各国积极发展核材料数据库的背景下,为推动中国核材料领域数据库的发展,FDS团队正在发展核反应堆材料数据库NRMD(Nuclear Reactor Materials Database)。该系统包含查询、结果处理、信息管理和帮助四个模块,首次在设计上整合了裂变材料和聚变堆候选材料各类数据信息,可满足用户的性能查询、选材、可视化分析等多种应用需求。目前,核反应堆材料数据库已初步整合了我国现有的和部分国际上的核材料数据,保证了核材料数据信息的高效存储及有效利用,其有效应用和不断发展将有助于推动核材料的研发和核能系统的工程设计。

    2016年03期 v.36;No.139 360-365页 [查看摘要][在线阅读][下载 1096K]
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  • 聚变驱动乏燃料焚烧堆(FDS-SFB)燃料循环动态分析

    毛利胜;王明煌;付雪微;蒋洁琼;吴宜灿;FDS团队;

    针对聚变驱动乏燃料焚烧堆FDS-SFB燃料循环系统与一次通过燃料循环系统,利用系统动力学软件Vensim分别建立了这两种循环系统的动态分析模型,并根据假设的三种核电发展情景,分别计算了这两种燃料循环系统的资源需求、乏燃料累积量、钚累积量及次锕系元素累积量。初步计算结果表明:与一次通过式燃料循环系统相比,FDS-SFB燃料循环系统可减少天然铀需求量与乏燃料累积量,减少的程度与核电发展规模相关。

    2016年03期 v.36;No.139 366-372页 [查看摘要][在线阅读][下载 999K]
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核安全

  • 大亚湾和岭澳核电站安全壳氢气风险及消氢措施有效性分析

    张守杰;张富美;

    使用MAAP程序计算大亚湾和岭澳核电站严重事故条件下安全壳内的相关质能释放和氢气源项;利用TONUS程序建立安全壳集总参数模型,计算分析氢气在安全壳内的分布情况;结合非能动氢复合器消氢性能、现场条件和氢气分布情况,提出氢复合器布置方案;借助TONUS和GASFLOW程序,分别使用集总参数法和CFD法,验证消氢方案的有效性。验证结果表明,安全壳内氢气浓度满足相关法规要求。

    2016年03期 v.36;No.139 373-379页 [查看摘要][在线阅读][下载 1286K]
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  • 大型干式安全壳严重事故下超压失效概率研究

    杨志义;陈鹏;种毅敏;李春;张佳佳;吴晓燕;陈越超;

    核电厂安全壳是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障,严重事故下安全壳压力可能超过设计压力,在超压情况下安全壳的完整性及失效概率的研究,是严重事故重点关注的内容,也是二级PSA安全壳失效和源项分析定量化的基础。结合美国SANDIA实验室安全壳完整性试验及分析的情况,对AP1000、EPR核电厂安全壳超压失效概率进行了分析,重点对国内典型二代改进型核电厂的安全壳超压失效概率进行了建模计算,相关计算方法和结果可为相关电厂实施严重事故管理和二级PSA提供参考。

    2016年03期 v.36;No.139 380-386页 [查看摘要][在线阅读][下载 1223K]
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  • 1E级电缆概率可靠性剩余寿命预测方法

    郑会;乌晓燕;李玉鸣;钟志民;

    1E级电缆是影响核电厂安全、可靠运行的重要部件之一。由于受多种老化降质因素的影响,在整个电厂寿期内又难于进行定期维修更换,随运行时间延长会发生老化或降质,需要有效的状态监测方法来进行监督。压入模量因其现场无损特性和与断裂伸长率良好的对应性,能够有效的对电缆老化进行跟踪,是一种有效的电缆状态监测方法。为开发一种建立1E级电缆压入模量与断裂伸长率关系模型和使用概率可靠性分析预测其剩余寿命的综合方法,对国内核电厂某种典型的1E级电缆在399 K-360 Gy/h下进行了热-辐照加速老化,测试了护套和绝缘的断裂伸长率及护套的压入模量。建立了电缆护套压入模量与绝缘断裂伸长率关系模型,分析了其在不同工作温度下的可靠性,开发了基于概率可靠性分析的1E级电缆剩余寿命预测方法。结果显示,累积辐照剂量为375 kGy时,在313 K和338 K的工作温度下,电缆预期剩余寿命分别为60年和35年。该方法可推广到电缆其他老化机制剩余寿命预测上。

    2016年03期 v.36;No.139 387-391页 [查看摘要][在线阅读][下载 496K]
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  • 核安全级软件静态测试技术研究

    陈卫华;白涛;谷鹏飞;彭华清;

    核安全法规和相关标准规定必须对核安全级数字化设备进行硬件鉴定和软件验证与确认(V&V),以证明执行核安全功能的软件的质量和可靠性,其中软件代码静态测试是核安全级软件实现阶段V&V的关键环节之一。本文在分析核安全级软件编程规范的基本要求及Klocwork、Testbed工具测试特性与局限性的基础上,针对嵌入式软件开发主要采用的C语言,提出人工走查与工具自动化测试相结合的安全级软件静态测试的基本框架和评价准则,从而保证核安全级软件静态测试的质量。

    2016年03期 v.36;No.139 392-397页 [查看摘要][在线阅读][下载 563K]
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核燃料

  • 乏燃料后处理厂退役用远距离操作技术探索

    谢小龙;王广开;唐庆;胡国辉;林森;

    随着我国大型遗留核燃料后处理设施退役治理工作的按序推进,现已进入退役关键阶段,为使其中强放射性区域安全、顺利实施退役,研究、摸索和掌握远距离操作应用技术,良好的退役设计与策划,是推进退役事业、使之具备工作条件和能力的先决条件。由于我国尚未建立乏燃料后处理厂退役用远距离操作的相关标准体系,本文首次依据对我国遗留后处理厂现状特点,深入剖析典型退役难点,并参照国外同类型工程远距离操作经验提出了退役用远距离操作的总体设计要求,可以作为设计远距离操作技术决策的重要依据。

    2016年03期 v.36;No.139 398-403页 [查看摘要][在线阅读][下载 1196K]
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  • IFBA/WABA可燃毒物元件的燃耗特性分析

    谢明亮;陈玉清;于雷;沈梦思;

    针对AP1000反应堆采用的燃料元件表面涂硼毒物(IFBA)和湿式环状可燃毒物棒(WABA),分别采用蒙卡程序MCNP5和组件均匀化计算程序CASMO构建含可燃毒物的燃料组件计算模型,基于MCNP5分析了可燃毒物棒布置方式及数目对组件初始k_(inf)、局部功率分布的影响;基于CASMO分析了不同类型可燃毒物组件的燃耗特性。结果表明:在燃料表面涂硼作为可燃毒物具有良好的燃耗跟踪特性,燃耗寿期内k_(inf)变化较小且几乎没有残留;同时将含IFBA毒物燃料元件交叉布置可获得较小的组件初始k_(inf)值,并能更好地展平组件局部功率分布,但随IFBA涂层变厚,组件k_(inf)的变化率逐渐变小,但温度系数绝对值呈上升趋势。

    2016年03期 v.36;No.139 404-410页 [查看摘要][在线阅读][下载 2054K]
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  • 我国乏燃料离堆贮存需求分析

    洪哲;赵善桂;张春龙;曹芳芳;刘新华;叶国安;

    随着我国核电的大力发展,产生了大量的乏燃料。若不能妥善进行处理,会给核电发展带来不利影响。我国后处理技术的发展现状暂时无法有效缓解乏燃料大量累积造成的困境。本文按照我国的核电发展规划,结合现有的乏燃料贮存能力,计算得出了乏燃料的年产生量、累积量,以及离堆贮存需求。建议我国尽快开展压水堆乏燃料离堆贮存设施的研究工作,确保核电的安全发展。

    2016年03期 v.36;No.139 411-418页 [查看摘要][在线阅读][下载 1045K]
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核技术

  • 核动力设备可靠性数据的处理方法研究

    郭海宽;赵新文;蔡琦;张永发;黄丽琴;

    核动力个别设备(如电动泵)在其运行历史上无失效记录或仅有很少的失效记录,仅用小样本数据反映设备可靠性参数的总体分布有所欠缺。本文提出"两步走"方法,即对核动力设备数据进行处理时参考同堆型核电站的通用数据库,将属于无信息先验的核动力设备数据处理转化为有信息先验的处理。应用Jeffreys先验模型对核动力电动泵进行贝叶斯推断,通过图检验评价模型复现观察数据的能力,结果表明模型可以完全复现观察数据具有良好的预计能力,经分析建议将第4组数据剔除后再对电动泵失效数据进行贝叶斯推断。

    2016年03期 v.36;No.139 419-423页 [查看摘要][在线阅读][下载 387K]
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  • 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20~100 keV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03期 v.36;No.139 424-429页 [查看摘要][在线阅读][下载 910K]
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  • 核电站数字化仪控系统安全保密分析方法研究

    尹宝娟;丁义行;孙王强;李幼媛;赵云飞;程建明;

    核电站数字化仪控系统的信息安全保密分析是核安全级仪控系统软件验证与确认工作的任务之一。按照相关规定,提出了一种基于核安全级仪控系统软件开发全生命周期过程,结合规则检查分析和基于信息流分析的安全保密分析方法。该方法经应用检验能够证实系统在信息安全保密方面的防范能力,在实际项目中得到应用。

    2016年03期 v.36;No.139 430-434页 [查看摘要][在线阅读][下载 426K]
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  • 三维离散纵标方法在中国实验快堆堆芯屏蔽计算中的应用

    王事喜;吴明宇;张强;杨勇;王凤龙;

    离散纵标(又称SN)方法是反应堆屏蔽计算中常用的方法,随着计算能力的发展和离散纵标计算方法的不断完善,使得离散纵标方法在反应堆的屏蔽计算中得到了广泛的应用。本文以中国实验快堆(CEFR)堆芯为研究对象,使用三维离散纵标方法对区域功率份额、组件功率、DPA、寿期内堆芯围板积分快中子注量及寿期内小栅板联箱积分快中子注量进行了计算研究,并与二维离散纵标法和俄罗斯设计报告结果进行对比。研究结果表明:三维离散纵标方法能够减少二维程序几何等效过程中导致的误差,计算结果可靠,可应用于大型快堆堆芯的屏蔽设计中。

    2016年03期 v.36;No.139 435-439页 [查看摘要][在线阅读][下载 771K]
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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03期 v.36;No.139 442页 [查看摘要][在线阅读][下载 682K]
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