反应堆工程

  • 压水堆燃料组件结构搅混格架动态屈曲仿真研究

    郭严;张玉相;

    结构搅混格架作为压水堆燃料组件中的关键部件,由于结构复杂,一直是燃料组件设计的重点和难点。本文采用有限元分析软件建立17×17结构搅混格架有限元分析模型,对其在冲击载荷作用下动态屈曲过程进行了数值模拟研究,得到了不同初速度冲击下的冲击载荷、回弹速度、冲击位移变化曲线,通过以上参量开展格架动态屈曲判定准则的对比验证研究,确定了结构搅混格架动态屈曲的临界载荷。同时基于冲击板作简谐振动的假设,采用周期法计算格架动刚度,基于能量原理建立格架等效阻尼的计算方法。通过与试验结果的分析对比,验证分析方法的合理性,用于指导新型燃料组件格架分析与设计。

    2018年04期 v.38;No.152 533-539页 [查看摘要][在线阅读][下载 867K]
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  • 典型压水堆运行工况下活化腐蚀产物及剂量率计算分析

    李璐;张君南;张竞宇;陈义学;

    压水堆很大一部分的职业照射剂量来自于非辐照区管壁与冷却剂接触时沉积的活化腐蚀产物。为计算典型核电厂主回路中活化腐蚀产物产生的辐射场,本文建立基于浓度差驱动原理的活化腐蚀产物迁移模型模拟了典型核电厂运行3 165天由主回路结构材料产生的活化腐蚀产物,并计算其对职业照射的贡献。计算结果表明反应堆运行期间短寿命核素60Com是放射性活度的主要贡献者,但58Co、60Co等长寿命核素却是剂量率的主要来源。而停堆后,短寿命核素迅速衰变消失,长寿命核素成为放射性活度及剂量率的主要来源。

    2018年04期 v.38;No.152 540-545页 [查看摘要][在线阅读][下载 489K]
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  • AP1000首堆非能动堆芯补水箱(CMT)再循环试验流量分析方法研究

    王中立;

    堆芯补水箱(CMT)再循环试验是AP1000的首三堆试验,目的是验证CMT再循环流量满足应急补水和硼化的安全功能要求,通过测量试验流量来证明满足安全分析要求(验收准则),因此试验成功的关键是获得较高精度的流量。由于CMT出入口管道均没有设置永久流量计,若使用临时超声波流量计(UFM)会带来较大的流量不确定性。本文通过采用ASME流量计测量和误差分析法规中介绍的方法,利用CMT容积和液位的关系(MAP法)在机组冷态条件下标定UFM和压差法(DP法),得到流量修正因子。因为相互独立的流量分析方法可以采用权重因子方法计算综合的流量偏差,可减小过于保守的流量误差。以上分析计算可以得到与真实流量较为接近的计算流量(置信度95%),并通过与热工软件RELAP 5和NOTRUMP模型预测流量对比,数据曲线的符合性较为一致,证明试验满足验收准则且该分析方法的合理性。

    2018年04期 v.38;No.152 546-556页 [查看摘要][在线阅读][下载 1158K]
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  • 有限元方法在破前漏临界裂纹计算中的应用

    甄洪栋;罗晶;张雷;房永刚;

    破前漏(LBB,Leak-Before-Break)技术多应用于轻水堆核电站高能管道的设计中,该技术是一种通过确定论的断裂力学评价和泄漏率计算,配合泄漏监测等手段论证高能管道不会出现双端剪切断裂事故的方法。通过断裂力学计算临界裂纹,是破前漏分析中关键的一环。传统的计算方法,采用经验公式如GE/EPRI公式,受限于管道材料、结构形状,具有一定的应用范围限制,不能严格满足一般工程问题的要求。本文给出的有限元方法,不仅克服经验公式的使用局限性,而且提升了计算精度,具有良好的工程推广价值。

    2018年04期 v.38;No.152 557-562页 [查看摘要][在线阅读][下载 522K]
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  • 蒸汽发生器泥渣收集器设计分析与优化

    莫少嘉;秦加明;崔素文;杨芝栋;

    采用计算流体动力学方法,对蒸汽发生器泥渣收集器进行热工水力计算,旨在得到泥渣收集器内部的流场分布、评估泥渣收集器的性能并计算泥渣收集速率。另外,假定入口有不同直径的外来物颗粒,计算分析泥渣收集器对外来物颗粒的捕集情况。计算结果表明:泥渣收集器对进入其内部的泥渣均能全部收集,但原设计中泥渣收集器中间小孔阻力较大,导致泥渣收集速度较低;改进型泥渣收集器可明显提高收集速率。此外,泥渣收集器对外来物颗粒有一定的捕集效果。计算结果验证了泥渣收集器的设计合理性,并对其设计提出优化建议及方向。

    2018年04期 v.38;No.152 563-568页 [查看摘要][在线阅读][下载 1549K]
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  • 超临界水冷堆CSR1000恒压启动特性研究

    周涛;李子超;陈杰;刘亮;夏榜样;

    以中国超临界水堆(CSR1000)为研究对象,参考日本超临界轻水堆恒压启动系统和超临界锅炉机组启动方式,编制了CSR1000超临界水堆恒压启动分析程序。计算结果表明,CSR1000采用恒压启动,高压补水箱质量流量先增大后减小,主给水泵流量先减小后增大;第一流程包壳温度高于第二流程包壳温度,两个流程的包壳最高温度都低于安全限值1 260℃;第一流程、第二流程冷却剂通道和慢化剂通道线功率密度在堆芯功率达到50%后都趋于稳定。CSR1000采用恒压启动方式不仅能够满足超临界水堆机组启动快速灵活,而且还可以高效平稳地达到安全运行要求。

    2018年04期 v.38;No.152 569-576页 [查看摘要][在线阅读][下载 742K]
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反应堆物理

  • 非线性迭代法在CANDU堆堆芯中子物理计算中的研究

    马进;刘志宾;王兵树;

    利用幂法和SOR非线性迭代法求解两群中子扩散方程。在CANDU堆的数值计算结果表明:本方法比内循环采用SOR、外循环采用Wielandt结合源外推法在运行速率和迭代次数上要更好;同时迭代过程也印证了SOR的松弛因子对运行时间和迭代次数有着比较大的影响,松弛因子的选择能有效降低迭代次数并提高运行效率。通过与参考数据比较得出keff误差为0.38%,全堆芯390个通道的满功率与热工水力计算的值误差为-0.16%,功率分布在堆芯内部误差0.6%以内,外部偏差为1%~2%,说明了本模型具有比较高的计算精度,可以作为核电仿真机的CANDU堆芯计算算法。

    2018年04期 v.38;No.152 577-584页 [查看摘要][在线阅读][下载 719K]
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  • 压水堆辐照监督管中子注量计算方法改进研究

    石秀安;苏耿华;包鹏飞;

    总结分析了目前压水堆辐照监督管中子注量的工程计算方法和流程。通过理论研究和敏感性分析,提出了部分改进的计算方法。根据实际核电厂辐照监督管快中子注量计算结果与实测值的比较,证明了本文提出的改进方法的合理性和先进性。

    2018年04期 v.38;No.152 585-589页 [查看摘要][在线阅读][下载 529K]
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  • 铅冷行波堆堆芯物理设计及中子学特性分析

    邹小亮;柏云清;王明煌;孙燕婷;洪兵;

    行波堆是一种先进的核能系统,可以通过堆内易裂变核素和可转换核素的优化布置,在寿期内能够保持易裂变核素的总量恒定从而维持堆芯有效增殖因子稳定。铅基材料作为冷却剂不仅具有优良的热工性能和化学安全特性,而且具有更低的中子慢化能力和更小的俘获截面,尤其是208Pb,因此采用208Pb冷却的行波堆具有更优的物理性能。本文提出了一种208Pb冷却的行波堆堆芯初步设计方案,并使用Super MC程序对方案进行计算和分析,其有效增殖因子(keff)在寿期内变化较小,稳态时为1.02左右,功率分布曲线随时间沿着轴向移动。其次,基于该堆芯设计方案,研究了不同点火区长度和富集度以及反射层材料对铅冷行波堆堆芯性能的影响。结果表明,点火区长度和富集度对铅冷行波堆稳态有效增殖因子无明显影响,但对功率分布影响较大;反射层材料对堆芯影响较大,208Pb作为反射层时,稳态时堆芯有效增殖因子最大,堆芯物理性能最佳。

    2018年04期 v.38;No.152 590-597页 [查看摘要][在线阅读][下载 1991K]
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  • 辐照监督管中Ni测量快中子注量率低泄漏修正研究

    操节宝;吴清丽;唐锡定;邹鹏;王云波;刘开弟;

    核电站反应堆运行一段时间后改为低泄漏装载,这种将深燃耗元件布置在最外区与最初最外层布置新元件两种装载对辐照监督管的中子注量率影响很大,在辐照监督管中子注量测量中必须对其进行修正,这种低泄漏修正因子一般采用理论计算给出。本文提出利用辐照监督管中的Ni活化生成物58Co半衰期短的特点,测量得到低泄漏修正因子。结果表明:试验测量的修正因子与计算值符合很好,辐照监督管中直接采用Ni探测器测量低泄漏修正的方法是可行的。

    2018年04期 v.38;No.152 598-601页 [查看摘要][在线阅读][下载 501K]
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  • 论合金690在压水堆蒸汽发生器二次侧的铅致应力腐蚀

    王孝宇;

    合金690抗腐蚀性能优异,但对铅致应力腐蚀较为敏感。作为被广泛应用的压水堆蒸汽发生器传热管材料,合金690的铅致应力腐蚀对核电站安全运行提出了挑战。通过详细介绍铅致应力腐蚀的机理及影响因素,包括铅的浓度、水溶液的pH值、铅的离析作用和化学形式,总结了合金690发生铅致应力腐蚀的特征。分析了合金690在核电站运行中发生铅致应力腐蚀的条件,重点阐述了铅致应力腐蚀的预防措施,并根据核电站当前的运行经验提出了化学控制方面的建议,对压水堆蒸汽发生器铅致应力腐蚀的防护具有实际的参考意义。

    2018年04期 v.38;No.152 602-608页 [查看摘要][在线阅读][下载 576K]
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  • 核岛管道阻尼器低速摩擦阻力限值分析

    范曼蓉;

    核岛管道和设备上常设置液压阻尼器来保护管道或设备免受地震或其他突发震动而损坏,阻尼器的性能参数至关重要,低速摩擦阻力限值是其中的一个重要参数。但由于规范的缺乏,参数的确定无明确的依据,国内外的核电厂采用的数据不一。为了确定低速摩擦阻力限值,从阻尼器的工作原理分析摩擦阻力产生的原因,分析不同参数的阻尼器对管道应力的影响,并调研了国内外核电厂管道阻尼器的实际情况,提出了阻尼器摩擦阻力限值的推荐值和试验注意事项。对设计和运行阶段核电站阻尼器参数的提出具有参考价值。

    2018年04期 v.38;No.152 609-612页 [查看摘要][在线阅读][下载 428K]
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核电厂

  • 基于FDS的核电厂主控室火灾PSA研究

    史强;罗志飞;吴晓燕;李晓洋;石兴伟;

    主控室火灾是核安全领域的重要课题,一旦发生事故,会危及操纵员和设备安全,进而影响到核电厂运行和安全停堆的控制,导致堆芯损坏。本文在介绍主控室火灾特点的基础上,在国内率先将火灾动力学模型FDS(Fire Dynamics Simulator)应用到主控室火灾概率安全评价(PSA)中,通过实例分析主控室火灾情境中关键参数的变化规律,讨论主控室火源的热释放速率及操纵员撤离要求,得到主控室主专用安全盘和次专用安全盘火灾导致的堆芯损坏频率分别为1.0×10-7/(堆·年)和2.5×10-8/(堆·年),体现FDS在核电厂火灾应用领域的优势。

    2018年04期 v.38;No.152 613-617页 [查看摘要][在线阅读][下载 1138K]
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  • “华龙一号”(HPR1000)稳压器排放管力学分析及布置优化研究

    邓冬;赵立彬;李海涛;宋祖荣;熊冬庆;沈伟;

    针对RCC M规范要求和工程上现有CPR 1000稳压器排放管存在的振动问题,对HPR1000稳压器进行了力学分析,并对其管道布置进行了优化。采用PIPESTRESS软件对HPR1000稳压器排放管进行建模,对管道所受载荷进行分析,并进行了应力评定;根据其管道布置的特点,对其振动特性进行分析。分析结果表明:管道满足RCC M规范要求;确定了稳压器排放管的振动动载荷响应最大的位置;优化并提出了HPR1000稳压器排放管布置改进方案,解决了其振动问题。

    2018年04期 v.38;No.152 618-623页 [查看摘要][在线阅读][下载 646K]
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  • 核电周边人员撤离能力评估技术研究

    王瑞英;郜建伟;李雯婷;林权益;侯杰;杨玲;

    本文基于"核电周边人员应急撤离的虚拟现实模拟系统"对秦山和福清两个场址周边人员的应急撤离进行了评估,计算得到了在各种情景下的应急撤离时间,分析了影响撤离时间的关键因素,为优化撤离方案、查找撤离瓶颈提供了技术支持,同时也为在事故响应下的应急撤离的决策提供了技术依据。成功示范应用的经验表明,本系统能够广泛应用于我国各类核设施的应急撤离评估。

    2018年04期 v.38;No.152 624-631页 [查看摘要][在线阅读][下载 396K]
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  • 非能动安全壳冷却系统设计研究

    李军;刘长亮;李晓明;

    安全壳是事故后防止放射性释放到环境的最后一道屏障,有效的安全壳冷却可以避免由于大量质能释放到安全壳引发的安全壳超压失效事故。随着安全监管要求的提高和技术的发展,各国都提出了非能动的安全壳冷却方案。本文旨在总结国内外非能动安全壳冷却系统的设计方案和研究成果,并比较分析各方案间的优缺点,分别提出适合钢制和混凝土安全壳非能动冷却的方案,为我国自主设计第三代核电站非能动安全壳冷却系统提供参考。

    2018年04期 v.38;No.152 632-639页 [查看摘要][在线阅读][下载 746K]
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核安全

  • ATWS事故应对要求及在研究堆中的应用研究

    张丹;冉旭;吴鹏;喻娜;关仲华;陈宏霞;

    ATWS事故作为核电厂运行经验反馈所暴露的事故,核工业界对它的认识经历了一个长期的过程。对于商用压水堆核电厂,ATWS事故应对已形成一套完整的方法,而对于高功率研究堆,由于结构及特性与普通压水堆的差异,其ATWS事故要求也有所差异。本文回顾了ATWS事故的演变历程,分析了压水堆相关的标准规范,针对高功率研究堆,提出了ATWS事故分析的一般要求,对相关堆型安全分析工作的开展提供了条件。

    2018年04期 v.38;No.152 640-647页 [查看摘要][在线阅读][下载 463K]
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  • 基于失流事故的SCWR—M安全系统优化

    孙沉;宋美琪;刘晓晶;程旭;

    混合谱超临界水堆(SCWR—M)是一个一次流通的单回路系统,因此失流事故(LOFA)是非常重要的安全分析事故。其非能动安全系统包括余热排出系统(ICS)、蓄压安注(ACC)、重力驱动冷却系统(GDCS)以及自动泄压系统(ADS)。本文首先用ATHLET—SC软件对自然循环进行建模和计算,并与实验结果进行对比,以验证ATHLET—SC适用于非能动安全系统的分析。随后,通过计算证明了安全释放阀(SRV)对于安全系统的必要性。最后,本文对安全系统的重要参数如ICS换热管数、ICS换热管直径、ACC初始压力以及GDCS管径等进行了参数敏感性分析,得到了一组优化的参数。将SRV以及优化参数应用于SCWR—M的LOFA计算,并与原结果进行对比,证明了本文提出的优化模型是有效的。

    2018年04期 v.38;No.152 648-656页 [查看摘要][在线阅读][下载 1442K]
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  • CPR1000核电厂全厂断电事故缓解措施有效性分析

    周克峰;冯进军;曹小平;褚倩倩;石俊英;

    为防止发生高压熔堆,降低安全壳内氢气燃爆的风险,CPR1000型核电厂采取了一系列的严重事故缓解措施。应用新版的MELCOR 2.1程序,针对有无严重事故缓解措施条件下全厂断电(SBO)事故序列进行计算分析,模拟了事故进程中堆芯的状态,对事故过程中氢气的产生、分布及其行为进行了评估。分析结果表明,稳压器卸压功能延伸能够有效防止高压熔堆现象的发生,消氢系统通过在安全壳内的合理布置,可有效降低氢气爆炸的风险,防止了安全壳发生早期失效。

    2018年04期 v.38;No.152 657-666页 [查看摘要][在线阅读][下载 828K]
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  • 基于MAAP4的压水堆严重事故进程分析

    黄家胜;袁显宝;毛璋亮;林钦;夏寅泳;周建军;肖仁政;马小强;

    严重事故是指发生堆芯严重损伤的事故,过程极其复杂且具有不确定性。利用系统分析程序MAAP4对压水堆核电站全厂断电严重事故现象进行定性分析,通过得到重要现象的时间节点来了解压力容器内的事故进程与安全壳内事故进程,同时概述事故缓解措施,方便理解严重事故整体过程。

    2018年04期 v.38;No.152 667-672页 [查看摘要][在线阅读][下载 487K]
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  • 新建核电厂设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法研究

    郑华;魏淑虹;

    根据国际原子能机构安全要求SSR-2/1和轻水堆核电厂欧洲用户要求(EUR),新设计核电厂需要考虑设计扩展工况,包括复杂事故序列和严重事故。国内、外核安全法规和技术标准没有给出确定设计扩展工况中复杂事故序列的具体方法。本文系统分析和研究了设计扩展工况中复杂事故序列的确定方法,提出基于核安全法规、导则和技术标准要求,基于概率安全评价(PSA)的风险见解,基于工程判断和基于类似核电厂设计经验四种具体方法,并应用于防城港核电厂3号、4号机组工程设计。本方法可用于指导新建核电厂设计,合理选择复杂事故序列和开展相关的安全特征设计,以进一步提高核电厂的安全水平。

    2018年04期 v.38;No.152 673-678页 [查看摘要][在线阅读][下载 430K]
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核技术

  • 核电项目突发问题解决机制探讨

    胡国峰;

    核电工程项目一般投资大、周期长,在工程建设过程中,经常要受到多种因素的影响与干扰,而这些因素又大多具有相当的不确定性,工程建设风险很多。对工程建设风险的认识至关重要,针对风险需要制定相应的应对措施,但是无法完全避免出现对工程建设影响巨大的突发问题。本文对某在建项目突发问题的解决过程进行了分析,通过建立相应机制尽可能地将风险降至最低,为后续核电工程提供有益思考。

    2018年04期 v.38;No.152 679-682页 [查看摘要][在线阅读][下载 474K]
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  • 核电厂装卸料机抗震性能分析研究

    魏超;唐晖;郭超;马帅;

    为了验证装卸料机在地震工况下的安全性和可靠性,结合ASME NOG—1规范,对其计算分析的要求进行了研究,并且应用ABAQUS软件建立了实际核电厂装卸料机的有限元模型,在模态分析的基础上,利用其所在安全壳内操作平台标高处的反应谱,对装卸料机结构模型进行了地震谱分析计算。通过计算,在讨论了装卸料机抗震计算方法的同时,对装卸料机中桥架、小车等各梁式线型结构以及走台板、小车板等板壳结构在地震等载荷组合作用下的应力和位移响应进行了评价,深入讨论了其结构自身的振动特性以及在地震载荷作用下可能发生结构失稳的薄弱环节,从而为日后的工程设计和核安全审评提供参考。

    2018年04期 v.38;No.152 683-688+695页 [查看摘要][在线阅读][下载 1101K]
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  • 核电站应急柴油发电机组慢启动优化研究

    周勇;朱鹏树;陈星;马波;

    根据国外核电站运行经验,延长柴油机启动时间,有利于减少运动部件的失效概率,延长柴油机运行寿命。本文应用基于做功时序的柴油机整体状态监测技术,对核电站应急柴油机启动方式的实际调查研究,进一步证明上述结论,为国内核电站应急柴油机启动方式优化提供了理论和实践的依据。

    2018年04期 v.38;No.152 689-695页 [查看摘要][在线阅读][下载 3197K]
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  • 基于Copula函数的船用屏蔽泵电机绕组可靠性分析核技术

    陈玲;李少帅;赵雷;

    电机绕组性能退化是影响船用屏蔽泵可靠性的主要因素。本文深入分析船用屏蔽泵电机绕组性能退化机理及影响因素,针对退化数据存在两个退化变量且相关的情况,通过求取退化量联合密度函数时加入Copula函数的方法建立可靠性分析模型,计算结果表明,不考虑退化量相关性的可靠性计算值偏低,会低估装备的实际可靠性。该方法为解决多退化变量且相关情况下的设备可靠性提供新的技术途径。

    2018年04期 v.38;No.152 696-700页 [查看摘要][在线阅读][下载 512K]
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  • 一种提高~(60)Co放射源辐照活度的新型燃料组件研究

    吴雄;蔡利;李冬生;柳建;王世庆;

    放射源在核技术应用中有着至关重要的地位,是整个产业链的最上端环节。钴源是核技术应用中常用的放射源和辐照源。目前我国在秦山有两座CANDU-6型重水反应堆生产~(60)Co,尚不能满足我国需求,放射源大量依赖国外进口。若能利用目前广泛运行的压水堆制备钴源,并提高~(60)Co的辐照活度,在不影响发电需求和燃料利用效率、确保堆芯安全的前提下,具有很好的前景。本文使用带燃耗功能的蒙特卡罗程序Serpent计算了新型组件在不同排列方式下~(60)Co的生产效率。计算了富集度分别为4.45%和3.1%的燃料组件,选取对称的4个控制棒导向管位置布置59Co元件棒,并改变其周围4根以及8根燃料棒的富集度或材料,比较其~(60)Co的生产效率。计算结果表明低富集度组件的生产效率明显要高于高富集度组件,而且当~(60)Co元件棒周围的燃料棒替换为水棒时,生产效率还会有进一步显著提升。当组件燃耗达到50 MWd/kg U时,~(60)Co的放射性比活度能达到182 Ci/g,能满足大多数情况下的要求,有利于提高中子利用效率。

    2018年04期 v.38;No.152 701-709页 [查看摘要][在线阅读][下载 688K]
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  • 惰性基弥散燃料芯块有效热导率数值仿真分析

    卢志威;刘彤;

    作为事故容错燃料的备选技术路线之一,惰性基弥散燃料芯块(IMDP,Inert Matrix Dispersion Pellet)的典型特征之一是具备高热导率。采用通用有限元软件ABAQUS,结合其二次开发功能,建立有限元计算模型,研究了IMDP燃料芯块有效热导率影响因素。研究表明,燃料颗粒在IMDP芯块基体中的分布形式以及燃料颗粒的形状对其有效热导率没有影响;惰性基体热导率相比燃料核心热导率对IMDP芯块有效热导率的影响更大;燃料颗粒—基体间热阻以及外部热解碳层—碳化硅层间热阻相比其他热阻对IMDP芯块有效热导率的影响更大;IMDP芯块的传热性能优于UO2芯块。

    2018年04期 v.38;No.152 710-717页 [查看摘要][在线阅读][下载 856K]
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  • AP1000乏燃料贮存设施研究

    徐鹏;张正;张建普;

    本文根据中国和美国乏燃料贮存设施相关的法规和标准要求,同时对AP1000和AP600的乏燃料贮存设施相关参数进行对比,从乏燃料贮存容量、乏燃料贮存格架设计、乏燃料水池的冷却以及操作平台辐照剂量4个方面来研究AP1000乏燃料贮存设施,并据此得出AP1000乏燃料贮存设施有待优化的地方。

    2018年04期 v.38;No.152 718-723页 [查看摘要][在线阅读][下载 467K]
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  • 基于NicSys~?8000 N的反应堆保护系统定期试验方案设计

    孙武;

    针对核电厂反应堆保护系统定期试验的设计方案通用性差、使用维护限制条件多、开发投入成本高等缺点,本文通过研究基于具有完全自主知识产权的安全级数字化仪控平台——NicSys~?8000 N的反应堆保护系统定期试验方案,依据标准法规的要求,提出一种新的试验方案,该方案的试验装置在硬件方面使用统一的标准接口,使用时可方便进行拆卸和安装;在软件方面其软件架构执行效率高、可将多个试验进行优化整合,同时,人机界面更加友好。该设计方案通过整合"测量通道试验"和"处理单元试验"方法,并在"测量通道试验"中增加了对单个保护变量进行校准的功能,可有效解决核电厂反应堆保护系统定期试验装置复杂、维护难度大的缺点,而且可提高运行维护人员试验执行的效率,缩短定期试验窗口时间。

    2018年04期 v.38;No.152 724-731页 [查看摘要][在线阅读][下载 962K]
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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)。

    2018年04期 v.38;No.152 734页 [查看摘要][在线阅读][下载 1026K]
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