• CEFR改进型独立热交换器热工水力分析研究

    陈祖国;许义军;

    事故余热排出系统是池式钠冷快堆最重要的专设安全设施之一,是实现反应堆相关事故工况下余热排出安全功能的主要手段,如全厂断电工况,而独立热交换器是快堆事故余热排出系统的关键设备之一。本文以ANSYS FLUENT为工具,对中国实验快堆现有的独立热交换器和一种改进的新型独立热交换器布置在快堆热池中的情况进行了瞬态数值模拟,并分析比较其结果,证明了改进型独立热交换器在热工水力上的可行性。本文工作对大型快堆的独立热交换器的设计具有一定的借鉴意义。

    2016年04期 v.36;No.140 441-448页 [查看摘要][在线阅读][下载 2011K]
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  • 压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究

    蔡杰;聂勇;

    压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究是修订和编制我国相关核电在役检查标准的基础和前提。本文简介了在役检查规则研究目标、方法、主要内容和结果以及在役检查规则制定依据,简述了规则研究相关主要问题的处理方法和结果,对比分析了依据研究结果编制的NB/T 20312标准与EJ/T 1041标准在役检查规则的主要不同点,给出了准确理解和正确应用NB/T 20312标准有关在役检查规则的提示和说明,为有效应用该标准在役检查规则提供重要参考。

    2016年04期 v.36;No.140 449-458页 [查看摘要][在线阅读][下载 293K]
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  • 负荷跟踪机械补偿运行策略研究

    叶青;杨波;汤春桃;党哈雷;

    经济、灵活及与电网匹配的运行控制是先进核电厂的设计目标之一。本文对核电厂典型的控制模式和机械补偿运行控制策略进行了介绍,进一步以机械补偿设计理念为基础,研究分析了其在各种负荷跟踪模式下的运行特性。分析结果表明,采用机械补偿运行策略可实现多种模式下的负荷跟踪运行,并且在绝大部分寿期内可实现URD要求的50%额定功率以上不调硼日间负荷跟踪运行。且在满足功率负荷变化及能量输出需求的前提下,功率峰因子还具有足够的裕量。由此说明机械补偿运行策略可以较大幅度地提升电厂的运行灵活性、经济性以及与电网匹配的适应性。

    2016年04期 v.36;No.140 459-464页 [查看摘要][在线阅读][下载 542K]
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  • 基于相似理论的快堆氩气空间温度场实验研究

    吴强;张东辉;李天舒;申凤阳;

    本文在实验装置上研究了池式快堆主容器内氩气空间温度分布特性。实验结果表明,气体温度在封闭空间中间大部分区域维持一个相对恒定的温度,这是封闭空间内液面自然对流换热的固有特点。根据实验结果分析,提出了氩气空间高度和主容器冷却系统设计应统筹考虑的设计思想,可用于优化池快堆主容器肩部设计,对大型快堆主容器冷却系统优化设计具有参考意义。

    2016年04期 v.36;No.140 465-469页 [查看摘要][在线阅读][下载 369K]
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  • 弥散颗粒对中子学计算影响的初步分析

    秦冬;张知竹;倪东洋;巨海涛;于颖锐;

    弥散颗粒燃料是一种先进的燃料元件形式,双重非均匀性是它的固有特性。本文基于弥散型燃料,使用MCNP程序对不同燃料颗粒直径、燃料富集度、燃料相体积、可燃毒物颗粒直径和可燃毒物类型的板栅元进行了分析,研究了双重非均匀性对中子学计算的影响,指出双重非均匀性在一定的尺寸下,对于纯燃料芯体板栅元影响较小,对含有弥散可燃毒物的板栅元影响较大,在反应性计算、临界安全分析时必须加以考虑。

    2016年04期 v.36;No.140 470-475页 [查看摘要][在线阅读][下载 186K]
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  • 基于Fluent程序的AP1000堆芯组件热工水力计算与分析

    乔雪冬;毕金生;贾斌;李远山;靖剑平;张春明;

    本文利用计算流体力学程序Fluent对AP1000反应堆组件稳态运行时的内部温度场和速度场的分布情况进行模拟计算,研究格架对流动的影响及计算在不同模型下格架的阻力系数,并将Fluent与VIPRE-W的计算结果进行对比,以验证Fluent程序在计算堆芯组件时的准确性。

    2016年04期 v.36;No.140 476-481页 [查看摘要][在线阅读][下载 835K]
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  • 水分配围堰的水膜流动特性数值模拟

    潘新新;宋春景;邱健;

    设置一定数量的水分配围堰V型出水口可保证安全壳外壁的水膜覆盖率,有助于事故后壳内热量排出。本文探讨了一种适用于水膜流动特性的CFD分析方法,该方法经理论及试验验证,具有较高的精度。研究得到:随着单V型出水口入口流量增大,水膜稳定宽度线性增长,平均水膜厚度变化不大;V型出水口角度对水膜稳定宽度及水膜厚度不敏感;工程上可合理选择出水口的数量以使系统最优化。

    2016年04期 v.36;No.140 482-486页 [查看摘要][在线阅读][下载 408K]
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  • 430℃下2.98dpa中子辐照后CLAM钢的拉伸和冲击性能

    信敬平;刘少军;李春京;徐刚;黄群英;吴宜灿;

    利用高通量工程试验堆HFETR开展了CLAM钢430℃下2.98dpa的中子辐照实验,通过辐照前后拉伸和冲击性能测试与对比分析,研究了CLAM钢的中子辐照硬化和脆化效应。结果显示,CLAM钢辐照后室温测试的抗拉强度和屈服强度分别为710 MPa和615 MPa,较辐照前分别下降16 MPa和-0.5MPa,总延伸率减小1%,断面收缩率下降4%,保持良好的强度、塑性和韧性。冲击测试表明,CLAM钢辐照前后韧脆转变温度基本相同,上平台能量无明显变化,约为217J,未出现明显辐照脆化。CLAM钢的抗辐照性能略优于其他低活化铁素体/马氏体RAFM钢在类似辐照条件下的性能。

    2016年04期 v.36;No.140 487-491页 [查看摘要][在线阅读][下载 309K]
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  • CLAM-316L TIG焊接接头显微组织特征分析

    张俊钰;吴庆生;黄波;李春京;黄群英;FDS团队;

    采用309焊丝对中国低活化马氏体(CLAM)钢和316L不锈钢进行TIG焊,并利用光学显微镜、扫描电镜和维氏硬度仪分析对接接头的微观组织和显微硬度分布。结果表明,CLAM-316L TIG焊接头按照显微组织特征可分为六个区域,即CLAM钢母材、CLAM钢热影响区、CLAM钢熔合区、焊缝金属、316L热影响区、316L母材。CLAM钢熔合区显微组织为淬火马氏体;焊缝金属区为粗大的胞状枝晶组织;316L热影响区和母材均为奥氏体组织,热影响区晶粒尺寸有明显长大。焊态接头整体硬度分布均匀,只有CLAM钢熔合区硬度较高。

    2016年04期 v.36;No.140 492-496页 [查看摘要][在线阅读][下载 654K]
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  • 国内外聚变核安全监管与许可初步分析研究

    王海霞;陈志斌;李亚洲;沈欣媛;蒋洁琼;胡丽琴;郁杰;吴宜灿;FDS团队;

    中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER、国际原子能机构、国际能源署、欧盟、美国、韩国等)关于聚变核安全监管和许可的研究进展和相关经验,总结了我国目前在聚变核安全监管与许可方面的现状与存在的问题,为我国聚变核安全监管提出了发展建议。

    2016年04期 v.36;No.140 497-503页 [查看摘要][在线阅读][下载 223K]
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  • 严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究

    种毅敏;石雪垚;杨志义;王海洋;

    核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安全壳之间的环形空间及其通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量分析,结果显示双层安全壳及环形空间通风过滤系统能够显著降低放射性气溶胶对环境的释放,对惰性气体也有一定的延缓排放作用。

    2016年04期 v.36;No.140 504-509页 [查看摘要][在线阅读][下载 390K]
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  • 小型堆严重事故下安全壳内氢气行为分析

    王坤;张帆;袁名礼;赵新文;胥浩;

    采用MELCOR程序,对小型堆破口叠加全部电源丧失的典型严重事故进行计算,并对安全壳内发生氢气燃烧、爆炸的可能性进行分析。结果表明:主管道直径3.72%的破口叠加全部电源丧失后,堆芯裸露,出现熔堆事故;同时锆水反应产生的大量氢气进入安全壳,使安全壳内氢气含量上升,在安全壳局部空间、屏蔽水箱内出现氢气燃烧。但由于小型堆安全壳净容积较小,水蒸气含量较高,氧气含量较少,不会导致氢气爆炸。

    2016年04期 v.36;No.140 510-519页 [查看摘要][在线阅读][下载 770K]
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  • AP1000核电站~(106)Ru正常运行源项研究

    祝兆文;方岚;刘新华;李小龙;魏方欣;蒋婧;

    AP1000核电站一回路中~(106)Ru的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与131I相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符。一回路~(106)Ru活度浓度过高,使得电厂液态流出物中106Ru及其子体~(106)Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了误导。本文分析了ANSI/ANS-18.1中现实源项计算方法存在的问题,研究提出了从一回路主要核素活度浓度出发计算~(106)Ru现实源项的方法,其计算结果与M310/CPR1000、VVER-1000等国内压水堆电厂的现实源项基本一致,能客观反映压水堆电厂~(106)Ru源项,可供国内AP1000核电厂源项计算时参考。

    2016年04期 v.36;No.140 520-526页 [查看摘要][在线阅读][下载 168K]
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  • 核电厂放射性废保温棉玻璃固化比较研究

    陈明周;周东升;林鹏;陆杰;刘夏杰;吕永红;黄文有;

    为了验证所研发的等离子体系统对废物的适用性,利用等离子体炉熔融模拟核电厂废保温棉,得到了固化体。与实验室马弗炉制得的固化体相比,等离子体炉制得的固化体中同样无晶相结构,成分因炉膛耐火材料的熔蚀而出现差异,抗压强度则更优;二者的元素浸出实验结果相近;等离子体炉的出料实验证实,熔融体的高温黏度适合所选定的出料工艺。这些结果表明,利用所研发的等离子体系统可以得到性能与实验室相当的玻璃固化体,核电厂的废保温棉可以用于含硼浓缩液的玻璃固化。

    2016年04期 v.36;No.140 527-532页 [查看摘要][在线阅读][下载 424K]
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  • 核主泵屏蔽电机内部水路三维流场研究

    李藏雪;赵博敏;路义萍;吕向平;

    核主泵屏蔽电机是核电站核岛一次回路系统的重要组成部分,而屏蔽电机内部的冷却水的流动状态直接影响电机内的热量传递的效果。对此建立了一种屏蔽电机整机的三维流场模型。基于计算流体力学理论中的有限体积法,利用Ansys Fluent软件,以实验得到的额定工况时的一次水流速为边界条件,反演计算出屏蔽电机内部的流场速度分布。针对结果分别对屏蔽电机内的关键部位的三维流场进行了分析,得出屏蔽电机内部的轴向及径向速度分布规律。计算结果表明,在靠近旋转壁面处,水速较大,且沿轴向以螺旋线形式向上流动,在下飞轮、屏蔽套间隙流体沿径向速度梯度较大。该研究可为后续的温度场研究提供不同位置处速度分布和数值。

    2016年04期 v.36;No.140 533-538页 [查看摘要][在线阅读][下载 575K]
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  • 乏燃料后处理厂强放区域退役初始源项调查研究

    谢小龙;吴德慧;陈永望;王冠;米爱军;王勇;

    随着退役治理专项工作的有序推进,我国早期乏燃料后处理等设施现已转入退役关键阶段,获得放射性特性数据等是退役前必须做的重要工作。本文首次依据我国遗留后处理厂退役初始源项调查科研任务,以工程现状、退役对源项的需求和测量技术基础作为出发点,确定了强放区域的调查原则、调查要求,通过系统设计,集成开发了以无损测量方法作为主要调查手段、面向在线工艺系统的放射性特性调查成套测量技术,为后处理厂强放区域退役奠定了源项基础。本文重点论述了总体设计中遇到的关键技术问题,以及如何运用这些技术解决问题。该方法的总体设计思路具有示范作用,可以作为设计复杂退役调查技术决策的重要依据。

    2016年04期 v.36;No.140 539-547页 [查看摘要][在线阅读][下载 425K]
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  • 燃料棒束换热(RBHT)试验对低压下堆芯漂移流模型的评价

    樊普;曹克美;徐财红;

    我国目前正在发展基于非能动技术的三代核电,为评价和改进非能动核电厂小破口失水事故在低压下棒束区的漂移流模型,采用燃料棒束换热(RBHT)试验对EPRI[6]、Cunningham-Yeh[4]模型,Bestion[7]漂移流模型进行了计算分析,结果表明燃料棒束换热试验RBHT试验数据工况能涵盖非能动核电厂在低压下的参数,不需要建造针对燃料棒束的试验台架,Cunningham-Yeh[4]和Bestion[7]漂移流模型基本适用,而EPRI[6]在低压区过高预测了空泡份额,不适用非能动核电厂。

    2016年04期 v.36;No.140 548-554页 [查看摘要][在线阅读][下载 817K]
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  • AP1000燃料管理方案经济性分析

    郑保军;付翌;

    核电厂采取的燃料管理方案对经济性结果影响很大。对于同一核电技术,考虑某一设计方案的变化,有助于度量该技术单一要素的影响。AP1000机组设计了两种不同的首循环,两种不同的平衡循环,以及数种相应的过渡循环。本文通过分析不同循环的特点,计算了各种设计方案的经济性,同时分析了燃料费用相关要素对经济性对比结果的影响,旨在帮助决策者选择经济合理的燃料方案。

    2016年04期 v.36;No.140 555-560页 [查看摘要][在线阅读][下载 134K]
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  • 核辐射环境增强现实应用发展初探

    罗斌;

    初步论述了增强现实技术在核辐射环境中的应用发展,首先阐述了增强现实的基本特性,分析了适用于核辐射环境应用的头部姿态跟踪、显示和人机交互等关键技术,描述了增强现实技术在核电站、辐射手套箱、反应堆等领域的应用发展现状,最后讨论了发展趋势和难点,并进行了总结。

    2016年04期 v.36;No.140 561-570页 [查看摘要][在线阅读][下载 448K]
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  • 酸浓度对锆合金酸洗反应动力学行为影响

    刘云明;刘超红;李传锋;陈建刚;刘利剑;杜沛南;钱芳;

    为获取锆合金酸洗表面处理动力学行为数据,采用浸泡酸洗法研究了硝酸和氢氟酸浓度对锆合金酸洗速率的影响。结果表明:氢氟酸对锆合金具有强烈的溶解作用,其浓度对酸洗速率具有指数影响关系,符合液相反应动力学关系式;硝酸对锆合金没有溶解作用,其浓度对酸洗速率有缓蚀作用,具体表现为降低速率常数和反应级数。氢氟酸溶解作用和硝酸的缓蚀作用达到平衡时,可避免锆合金表面出现过酸洗现象且表面光亮洁净,稳定的合理的浓度范围为4.33mol/L<HNO3<7.22mol/L、0.68mol/L<HF<1.60mol/L,且随HF酸浓度增加HNO_3浓度相应增加。

    2016年04期 v.36;No.140 571-577页 [查看摘要][在线阅读][下载 583K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>1)欢迎关注本刊网站,网站:http://nucle.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"4)投稿同时,清先后上传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

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