反应堆工程

  • 压水堆堆内构件老化评估方法及其应用

    孟凡江;石秀强;窦一康;张翟;许锋;胡正林;

    本文介绍了压水堆堆内构件老化分析评定方法。该方法通过建立老化机理筛选准则、初步分类、堆内构件的故障模式、影响及危害分析(FMECA)以及识别主要潜在老化部件等步骤,最终完成堆内构件老化程度的评估。老化评估结果为堆内构件的老化管理奠定基础。该老化评估方法已首次成功应用于秦山CNP320机组和CNP650机组堆内构件的老化评估。

    2017年05期 v.37;No.147 697-703页 [查看摘要][在线阅读][下载 179K]
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  • 非能动系统可靠性评价方法的研究

    郭海宽;赵新文;蔡琦;张永发;黄丽琴;

    本文首先详细解释了非能动系统可靠性概念,分析各种非能动系统可靠性评价方法的特点,对比各种方法之间的区别,并指出这些可靠性评价方法共同存在的不足:没有一种方法可同时兼顾非能动系统设备可靠性与功能可靠性,不能科学地整合两者的可靠性,并且未将非能动系统整体可靠性融合进概率安全评价(PSA)模型;针对各种方法存在的不足,本文在国内外研究基础上提出研究问题与思路,而且展望了非能动系统可靠性评价方法未来的发展方向。

    2017年05期 v.37;No.147 704-720页 [查看摘要][在线阅读][下载 947K]
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  • 快堆破损组件铅清洗阱功能验证试验研究

    李君瑜;俞晓琛;李凌霄;刘绩伟;

    快堆采用钠作为冷却剂,破损组件由于粘附大量的钠必须经过清洗除钠后才可以放置于乏燃料水池中保存。铅清洗是快堆破损组件除钠的一种工艺。本文主要对铅清洗工艺中的关键设备——铅清洗阱的结构进行了研究,并通过试验的方法对其结构进行了验证;还对影响清洗效果的因素进行了试验和分析。通过此功能验证试验,证明了铅清洗阱结构设计合理,为后续快堆电站组件铅清洗阱的设计和运行提供有益的参考。

    2017年05期 v.37;No.147 721-726页 [查看摘要][在线阅读][下载 1499K]
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  • 核承压热交换器两相流流致振动现象研究

    苏子威;李云华;秦玮;王燕;

    为保障核承压热交换器的安全运行,采用数值模拟以及软件计算相结合的方法,对核承压热交换器两相流流致振动现象及减振措施进行了探究。研究结果表明:基于流致振动发生机理,热交换器横流速度、固有频率、卡门旋涡脱落频率以及紊流抖振频率为重点分析因素;由公式得出流量、换热管直径、换热管壁厚、管束排列等对流致振动有直接影响,无支撑跨距是影响管束流致振动较大因素;最易发生流致振动的部位包括入口区域、出口区域、折流板缺口区域以及无支撑跨距大管束;设计中,应在流量、换热管直径、壁厚、无支撑跨距、管束排列及入口防冲挡板设置等方面优化,以减小流致振动危害。

    2017年05期 v.37;No.147 727-734页 [查看摘要][在线阅读][下载 3055K]
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  • 秦山CANDU堆物理跟踪计算从基于PPV到WIMS-AECL程序的转换

    王军;

    秦山CANDU重水堆物理跟踪计算使用的基本栅元计算,使用的是PPV程序计算产生的1.5群栅元截面,随着对计算精度越来越高的要求,以及将来新燃料类型的使用,有必要更新为WIMSAECL程序计算产生的2群栅元截面。本文重点研究基本栅元计算程序从PPV到WIMS-AECL的转换,以及基于转换后的程序,堆芯跟踪计算程序系统的更新方法,并对转换前后的计算结果进行了对比分析。

    2017年05期 v.37;No.147 735-740页 [查看摘要][在线阅读][下载 2003K]
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反应堆物理

  • 安全壳模型装置内氢气分布特性及影响因素分析

    胡效明;佟立丽;曹学武;

    采用计算流体力学方法,首先利用THAI HM-2实验对CFX分析模型的适用性进行验证,通过与实验数据的比对,表明计算结果与实验数据基本吻合,从而验证选用的模型适合对安全壳模拟装置氢气分布特性的分析。之后,建立待研究中等规模安全壳模型实验装置的三维几何模型和网格模型,采用基准工况+单因素对比的方式,分别模拟湍流浮力射流中心喷射和近壁面喷射工况以及考虑蒸汽壁面冷凝情况下安全壳模型内的氦气(氢气替代工质)流动扩散分布,讨论喷射位置因素、壁面蒸汽凝结效应对氦气分布的影响。分析结果表明,喷射位置对氦气分布的影响主要体现在壁面引流现象上,即氦气流更倾向于沿着安全壳壁面进行流动和扩散;而与安全壳壁面的换热和蒸汽的冷凝会进一步促进大空间自然对流的建立,从而较为显著地提高氦气在安全壳内的扩散和混合效果。

    2017年05期 v.37;No.147 741-749页 [查看摘要][在线阅读][下载 2526K]
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  • 防城港核电站堆内中子通量测量系统指套管碰磨分析

    胡建荣;罗婷;简捷;刘才学;杨建东;李振;

    防城港核电站1号机组主泵惰走试验期间,在对核电站松脱部件和振动监测系统13路加速度通道进行背景噪声例行检查时发现,通过松脱部件和振动监测系统的声音监听设备监测到,安装于反应堆压力容器底部堆内中子通量测量系统导向管上通道有"哒哒哒"的异常信号。为找出异常信号源,利用松脱部件监测系统声监测功能对压力容器底部监测到的异常信号进行分析,该信号不是由松脱部件产生的信号。通过听音棒的辅助监听,最后综合分析得出该信号是由堆内中子通量测量系统指套管在管道路径上碰磨引起。该事件的分析与解决,不仅解决了工程建设需要,对核安全局批准下一步工作开展提供了支持依据,而且对通过松脱部件监测系统来开展由于流致振动引起的中子通量测量系统指套管异常振动诊断有重大的实用价值。

    2017年05期 v.37;No.147 750-755页 [查看摘要][在线阅读][下载 1917K]
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  • 三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

    应栋川;谭怡;肖锋;吕焕文;刘嘉嘉;景福庭;邓理邻;唐松乾;张宏越;刘斌;

    随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。

    2017年05期 v.37;No.147 756-760页 [查看摘要][在线阅读][下载 855K]
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  • 离心力对旋叶式分离器壁面液膜界面不稳定性的影响

    黄振;肖泽军;闫晓;昝元峰;李勇;袁德文;

    本文对旋转流场条件下离心力对旋叶式分离器壁面液膜界面不稳定性的影响规律进行了理论研究。首先利用势函数对汽液两相的动量方程和连续方程进行线性化处理。然后通过对无黏条件下液膜界面的受力分析,获得汽液界面的动力学边界条件和运动学边界条件,结合线性化方程组建立液膜界面波的色散方程。根据力平衡原理获得了液膜运动规律,并结合色散方程建立了界面不稳定发生的判定准则关系式。基于所获得的理论模型编写计算程序,对界面稳定性进行计算分析。研究发现,旋转流场条件下的离心力能够抑制旋叶式分离器壁面液膜界面不稳定的发生。

    2017年05期 v.37;No.147 761-767页 [查看摘要][在线阅读][下载 1091K]
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  • 反应堆堆外中子剂量测量技术试验验证

    张亚平;钟志民;马先宏;徐伟;王东辉;李杰;

    堆外中子剂量测量技术在反应堆压力容器辐照监督中有广泛的应用。本文介绍了在国内某试验堆上进行的堆外中子剂量测量技术验证试验及其结果。比较了堆外中子剂量测量所用探测片活度的理论计算值、实测值及解谱计算结果,同时分析对比了试验中各辐照位置处中子能谱的理论计算值及解谱结果。结果表明,基于测量值的解谱结果与理论计算结果符合良好。堆外中子剂量测量技术可以有效完成中子能谱测量。

    2017年05期 v.37;No.147 768-773页 [查看摘要][在线阅读][下载 576K]
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  • 理想化的实际反应堆内热中子有效增殖系数的定义及表达式的讨论

    裴德强;

    目前教科书中介绍的反应堆热中子有效增殖系数keff,是对无源中子的反应堆内的中子变化情况的准确定义及相应表达式的准确介绍,它能准确解释并描述中子在反应堆内六种物理过程中的变化情况。但用它作为一个统一的定义及表达式来描述并解释和计算有源中子存在的实际反应堆时,对于部分情况它既不能准确、清楚,又不能正确解释相应的物理过程,它的表达式也不能作为一个统一的表达式,按照它的定义计算得到相应的结果。且,目前,国内外工程研究人员还没有给出过实际反应堆内有源中子存在情况下的热中子有效增殖系数的定义及表达式。因此,特撰写此文,对考虑了源中子后的实际反应堆的热中子有效增殖系数,给出一个正确且准确的定义及相应表达式。

    2017年05期 v.37;No.147 774-782页 [查看摘要][在线阅读][下载 197K]
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核电厂

  • 核电站运行期间SAR612VA逆止阀内漏的影响及解决方案的探讨

    陈军;陈光;

    本文介绍了核电站运行期间核岛RX厂房内的仪用压缩空气SAR003BA贮气罐进口逆止阀SAR612VA密封不严出现内漏时,对机组安全运行及安全壳泄漏监测系统带来的影响。并针对这一现象在不影响机组正常运行的情况下,寻求其解决方案。

    2017年05期 v.37;No.147 783-788页 [查看摘要][在线阅读][下载 1598K]
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  • 核电厂堆芯冷却恶化恢复安注措施研究

    詹经祥;赵世熙;杨长江;

    本文使用RELAPSCDAPSIM3.4程序建立核电厂事故分析模型,选取了典型的中、小冷段破口事故作为分析序列,针对堆芯冷却恶化现象采取恢复安注措施进行了详细的热工水力计算。着重分析了在辅助给水有效情况下,重启安注的时间窗口、启动上充应对安注失效情况下的有效性、有无安注箱注入敏感性等。分析结果表明:当堆芯出口温度超过923K(即650℃),恢复安注建立应急堆芯冷却流量措施对于中、小破口是有效的;启动上充对较小破口效果明显;安注箱有效注入对中破口冷却恶化事故缓解有重要作用。

    2017年05期 v.37;No.147 789-795页 [查看摘要][在线阅读][下载 969K]
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  • 某核电厂主蒸汽管道应力分析

    刘嘉一;唐雨建;刘宝君;

    本文研究了某核电厂中主蒸汽系统管道的计算和评定等典型内容。此系统管道运行中承受的载荷工况多样,管道应力状态复杂。为了保证系统管道能够正常运行,在设计上需保证该系统管道的应力能够满足相关规范要求。分析采用管道力学分析软件PIPESTRESS进行,计算模型包括主回路、主蒸汽系统及相关的管道和阀门,分析包含静力和动力计算等。对计算结果依据美国机械工程师学会的ASME及相关规范进行了应力评定,并包含了LBB评定,保证了回路运行的安全。

    2017年05期 v.37;No.147 796-804页 [查看摘要][在线阅读][下载 3911K]
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  • JMCT-S一次屏蔽计算源项生成功能开发

    郑征;黎辉;丁谦学;上官丹骅;

    一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性以及防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要的意义。对于一次屏蔽源项的处理,JMCT-S程序自带的源粒子抽样功能无法完全满足其计算需求。本文开发了JMCT-S程序的源项生成程序和源抽样子程序,并在秦山一期和CAP1400一次屏蔽计算模型上进行了验证和应用。数值结果表明,推导的理论模型和开发的程序是正确的,从而为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。

    2017年05期 v.37;No.147 805-809页 [查看摘要][在线阅读][下载 428K]
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核安全

  • 核电厂封闭空间内火灾火源功率预测模型及其实验验证

    黄咸家;毕昆;黄善清;张龙梅;刘晓爽;姜羲;

    针对核电厂防火设计中使用的火灾区域模型模拟软件CFAST(Consolidated Model of Fire Growth and Smoke Transport)在火源模型方面的缺陷,提出耦合火源与热烟气层的热反馈相互作用的火源计算模型。为了验证新的火源功率计算模型的可靠性,基于核电厂保守性原则,分别进行了开放空间和封闭空间内横向四层电缆桥架电缆燃烧火灾实验。通过比较模型预测的火源功率和温度与实验测量值得到:相对于现有的区域模型软件的火源计算模型,新的火源功率计算模型使得整个火灾过程中火源的热释放速率预测精确度提高了11%;特别是在电缆火焰横向蔓延阶段,精确度提高了24.7%。更重要的是:因为区域模型软件CFAST火源计算模型忽略了烟气的热反馈作用,导致其基于开放空间火源热释放速率测量值计算的热烟气层温度小于实验测量值,该温度数据如用于防火设计将导致缺乏保守性;而修正后的火源计算模型通过耦合火源与热烟气层热反馈的相互作用,使得温度计算结果趋势性的大于实验测量值,使得预测结果趋于精确和保守。

    2017年05期 v.37;No.147 810-817页 [查看摘要][在线阅读][下载 1075K]
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  • 氦检漏技术在核电站蒸发器传热管密封性试验中的应用

    周胜;

    蒸汽发生器传热管氦检漏技术,是20世纪80年代法国电力公司(EDF)开发的一种用于检测蒸汽发生器传热管密封性能的新技术,目前该技术已应用于EDF旗下核电站的蒸汽发生器。但是国内某核电站所用的60F型蒸汽发生器在结构上存在差异,本文以该型蒸汽发生器实施的氦检漏试验为例,简要介绍了蒸汽发生器氦检漏的工作原理和步骤、详细描述了该型蒸汽发生器结构上的差异,以及试验过程中出现的问题;总结提炼了相应的解决方法,为同型蒸汽发生器传热管密封性试验提供了经验。

    2017年05期 v.37;No.147 818-821页 [查看摘要][在线阅读][下载 293K]
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  • 风险指引型在役检查优化申请的独立审核计算

    初永越;李虎伟;黄志超;钱晓明;依岩;

    本文详细介绍了环境保护部核与辐射安全中心针对风险指引型在役检查(RI-ISI)优化申请所开展的独立审核计算。在大亚湾核电厂RI-ISI优化申请的审评工作中,采用国家核安全局标准概率安全分析(PSA)监管模型,计算管段失效后果和拟实施变更后的风险增量,对申请者管段失效后果分析结果进行核算,并独立评价该申请是否满足风险可接受准则。实现了核安全监管部门对PSA应用试点项目的独立审核计算,为核安全决策提供进一步的支持,提高核安全监管的独立性、科学性和有效性。

    2017年05期 v.37;No.147 822-829页 [查看摘要][在线阅读][下载 921K]
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  • 风险指引型PSA应用的不确定性分析方法研究

    黄志超;初永越;李虎伟;钱晓明;依岩;徐海峰;

    不确定性是这个世界上所有事物与生俱来的特征,本文深入探讨了核电厂PSA不确定性的来源及其分类,研究了参数的不确定性、建模的不确定性以及模型的不完备性的处理方法。结合风险指引型PSA应用相关技术导则、法律法规等文件中对不确定性的相关要求,分别给出了在风险指引PSA应用中此三类不确定性的分析方法和相关可接受准则。风险指引PSA应用的不确定性分析是应用申请中不可或缺的重要组成部分,可为综合决策者提供足够的技术支持。

    2017年05期 v.37;No.147 830-838页 [查看摘要][在线阅读][下载 438K]
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  • 国产先进压水堆严重事故下氢气行为及控制系统分析

    毕金生;万霞;靖剑平;石兴伟;胡文超;

    严重事故下的氢气控制是核电厂安全需要考虑的重要问题之一。采用一体化严重事故分析程序对国产先进压水堆核电厂进行系统建模,选取大破口触发的严重事故序列,对严重事故工况下的氢气产生情况及氢气控制系统的性能进行分析评价。结果表明:大破口事故序列下氢气的产生主要有两个阶段,分别是早期锆包壳与水反应产生氢气及堆芯熔融物迁移至下腔室产生氢气,其中燃料包壳的氧化是产氢的主要阶段,氢气释放时间较早,氢气产生速率较大。氢气控制系统的设计能够有效缓解可能的氢气风险,满足相关法规标准的安全要求,确保安全壳的完整性。

    2017年05期 v.37;No.147 839-844页 [查看摘要][在线阅读][下载 632K]
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核技术

  • 基于遗传BP神经网络的超临界水自然循环稳态流量研究

    齐实;周涛;周蓝宇;黄彦平;

    利用遗传BP神经网络建立超临界水自然循环稳态流量预测模型,采用平均影响值(MIV)的概念进行参数敏感度分析。研究结果表明,遗传BP网络可以很好的预测超临界水自然循环稳态流量值,误差落在了±10%范围内。在所选的参数范围内,入口温度增大,稳态流量减小,提高试验段高度或减小加热段长度、出入口阻力系数可以使自然循环流量增加,其重要度排序为入口温度、试验段高度、入口阻力系数、出口阻力系数、加热段长度,且入口阻力系数、出口阻力系数、加热段长度影响基本对等。

    2017年05期 v.37;No.147 845-851页 [查看摘要][在线阅读][下载 767K]
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  • 基于RELAP5的高温棒束通道再淹没数值模拟研究

    杨生兴;佟立丽;曹学武;王小吉;侯丽强;

    基于ABB Atom 3×3棒束再淹没实验,运用RELAP5建立其实验装置的定流量再淹没计算模型,通过与实验结果做比对验证模拟的有效性,研究在高、低两种注水流量下从底部再淹没高温棒束通道时的不同骤冷现象,分析期间的流动形态、传热特性,液位进程,先驱冷却效果差异等。模拟结果表明:低流量下主液位落后于骤冷前沿,高流量下骤冷前沿明显落后于主液位;通过对比发现在高流量下的高液位为高温壁面带来更强的先驱冷却,使壁面温度更快的降到再湿温度,而低流量下几乎匀速上升的液位变化进程对前沿下游的高温壁面冷却较慢,需要更长的时间才能降到再湿温度。这些分析将为研究此模型下的重力注水打下坚实的基础。

    2017年05期 v.37;No.147 852-859页 [查看摘要][在线阅读][下载 786K]
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  • 核级阳离子交换树脂的辐照性能研究

    王琳;陈童;付霄华;毛欢;王辉;

    本文模拟压水堆核电厂水化学环境,利用辐照试验装置进行核级阳离子交换树脂辐照试验,选取新树脂和浸泡树脂,对其辐照后的有机物(TOC)和硫酸根(SO_4~(2-))释放量进行测定、计算和分析,研究核级阳树脂的辐照性能。结果表明辐照对TOC释放量影响较小,但会导致核级阳树脂的磺酸基脱落,产生硫酸根,辐照剂量存在阈值,超过阈值后SO_4~(2-)释放量会显著增加。

    2017年05期 v.37;No.147 860-863页 [查看摘要][在线阅读][下载 423K]
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  • 粘钠设备水蒸气氮气清洗工艺研究

    李君瑜;李煦;谢淳;李凌霄;刘绩伟;

    快堆电站一、二回路的设备因为粘有冷却剂——钠,在维修和退役前必须进行除钠处理。水蒸气氮气清洗是快堆电站设备清洗系统所采用的清洗除钠工艺。本文首先对该工艺的清洗原理进行了分析,然后对工艺研究的试验装置进行了论述,最后通过两种特征的粘钠设备的清洗,深入分析清洗过程中所出现的各种现象,为后续快堆电站粘钠设备清洗技术的研究提供了保证,同时获得了可直接用于中国实验快堆(CEFR)设备清洗系统的运行经验。

    2017年05期 v.37;No.147 864-868页 [查看摘要][在线阅读][下载 388K]
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  • LaBr_3(Ce)γ谱仪在燃料元件破损监测中的应用研究

    覃国秀;刘玉娟;张怀强;吴和喜;

    为了实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测压水堆燃料元件的破损,对该谱仪系统在燃料元件破损监测中的几个关键问题进行了研究。通过实验测试与蒙特卡罗(MC)模拟计算,提出了使用LaBr_3(Ce)γ谱仪测量一回路冷却剂中裂变产物~(135)Xe和~(88)Kr的活度浓度来判断燃料元件是否发生破损的方法,并对该方法进行了验证。对某反应堆一回路冷却剂进行测量的结果表明,基于LaBr_3(Ce)γ谱仪的燃料元件破损监测方法可有效避免监测中的干扰因素的影响,降低了定量测量中的不确定度。

    2017年05期 v.37;No.147 869-873页 [查看摘要][在线阅读][下载 326K]
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  • 破损燃料组件修复后的物理特性分析

    陈秋炀;薛峰;高拥军;

    破损燃料组件修复后再次入堆使用是必须进行安全评估,以确保核安全。本文以采用AFA3G燃料组件的CPR1000机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的核物理和功率分布进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换一根燃料棒对燃料组件反应性的影响很小,该影响可以忽略。更换不锈钢棒的数量越大,燃料组件反应性变化幅度越大。随着燃耗的加深,燃料组件反应性变化幅度也增大。修复的燃料组件虽然在换棒位置局部区域发生功率畸变,相对功率略微的升高,但离换棒位置较远的燃料棒的相对功率没有变化,换棒不会导致组件内功率峰发生象限的偏移。

    2017年05期 v.37;No.147 874-878页 [查看摘要][在线阅读][下载 2214K]
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  • 拉丁超立方抽样在非能动系统可靠性分析中的应用与发展

    蒋立志;蔡琦;张永发;时浩;

    拉丁超立方抽样(Latin Hypercube Sampling,LHS)方法具有较好的空间填充特性和良好的概率性质,广泛应用于计算机仿真领域,以解决复杂系统计算机仿真的巨大运算代价问题和复杂系统的精确替代模型建立问题。本文介绍了LHS方法在非能动系统可靠性分析中的优势,综述了LHS的改进方法、优化方法及样本扩展方法,给出LHS方法在核能领域的应用及存在的问题。最后,指出LHS方法应用于非能动系统可靠性分析中的发展趋势与方向。

    2017年05期 v.37;No.147 879-887页 [查看摘要][在线阅读][下载 177K]
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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"版权协议",但仍需要原件)。6)稿件自收到日期起,如超过6个月没有收到录用或退稿通知,作者有权另行处理,但需通知《核科学与工程》编辑部。退

    2017年05期 v.37;No.147 890页 [查看摘要][在线阅读][下载 272K]
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