反应堆工程

  • HFETR随堆辐照组件核素释放对一回路水质影响研究

    李海涛;周春林;邹德光;王文龙;张江云;刘鹏;

    随堆辐照组件考验增加了反应堆一回路水质异常的不确定性,难以有效判断辐照组件是否是导致反应堆一回路水质异常的原因。本文基于一回路水中核素的产生与消失的平衡关系,建立了随堆辐照组件破损导致一回路水质异常上升的计算模型。结合堆运行一回路水比活度监测数据,该计算模型可作为随堆辐照组件考验过程中发生破损的判据,同时可用于随堆辐照组件对反应堆运行水质的影响进行分析。以HFETR某炉段随堆考验组件的水质异常升高现象为研究对象,通过计算模型所得计算结论与监测数据比对分析,表明该随堆辐照组件未发生破损,且不是导致一回路水总比活度异常的主要原因。该随堆辐照组件辐照后经堆外解体检测显示随堆考验组件未发生破损,与计算模型研究结论相同。

    2019年01期 v.39;No.155 1-5页 [查看摘要][在线阅读][下载 648K]
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  • 核电厂大型海水冷却塔盐沉积的环境影响预测方法及应用

    焦计水;李超;

    随着国内核电厂规模不断扩大和集中,为保护海洋生态环境,滨海核电厂将以大型海水冷却塔二次循环作为主要冷却方式。研究盐沉积的计算方法对海水冷却塔环境影响评价工作具有重要意义。本文采用SACTI程序,建立冷却塔数学模型,以河北海兴核电厂大型海水冷却塔为例,模拟计算飘滴和沉降影响,进而根据循环冷却水含盐量,评价盐沉积的范围和影响。结果显示海水冷却塔的盐沉积不会对该厂址周边植物产生危害。

    2019年01期 v.39;No.155 6-10页 [查看摘要][在线阅读][下载 582K]
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  • 安全壳通风系统放射性净化定量分析

    孙大威;梅其良;付亚茹;李怀斌;

    以先进压水堆核电厂为对象,开展了正常运行工况安全壳内气载放射性产生方式研究,并构建了分析模型,包括冷却剂泄漏及40Ar中子活化。在此基础上,定量的论证了安全壳空气过滤系统对放射性净化作用,结果表明:无排风净化情况下安全壳大气内放射性水平较高,可达DAC(导出空气浓度)限值15.5倍,应实行较严格的措施限制人员进入;通过敏感性分析,识别出85Kr及133Xe为主导核素,由于这些核素半衰期较长,仅依靠衰变较难去除,采用每周定期20 h净化方案可解决该问题。同时,进一步研究了降功率并发碘尖峰机理模型,论证了停堆工况通风策略的有效性,结果表明:实施大风量净化可在进入冷停堆状态时将安全壳内气载放射性降到DAC限值,为人员在安全壳内进行长期操作提供了条件。

    2019年01期 v.39;No.155 11-17页 [查看摘要][在线阅读][下载 609K]
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  • 核电厂蒸汽管道中高速运动水团冲击研究

    侯庆志;李顺达;林磊;

    高压蒸汽作用下,核电站管道系统中凝结产生的水团可以对系统中的非连续部位造成强烈的冲击,使之损坏或者丧失功能,从而给核电站的安全运行带来较大威胁。针对高速运动水团对管端弯头的冲击问题,考虑水团在弯头处的高维动力学特性,建立了单个水团的冲击动力学模型,分别运用欧拉方法和四阶龙格-库塔方法对模型进行了数值求解。为了验证模型的有效性,特别是弯头反作用力的计算方法,模拟了不同工况下的高速水团冲击问题,并将模拟结果与文献中的实验结果以及其他模型数值结果进行了对比。对比结果表明,不论是冲击力幅值,还是冲击压力时程曲线,本文模型所得结果都与实验结果高度吻合,并且优于已有模型结果,这也证明了所提出的弯头反作用力计算方法的合理性。另外,当时间步长较小时,数值积分算法对结果没有显著的影响。

    2019年01期 v.39;No.155 18-23页 [查看摘要][在线阅读][下载 630K]
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  • 反应堆一回路卸压中高温蒸汽对设备可用性影响研究

    孙明军;

    针对压水堆核电厂全厂断电同时叠加汽动给水泵失效典型高压熔堆事故序列评估了一回路卸压策略的有效性,并针对卸压策略实施中影响严重事故管理的实施与效果的关键设备所处的严重事故环境条件进行了分析。结果表明:开启不同列数稳压器安全阀可以使一回路有效卸压;堆芯热电偶能较准确地测量出650℃的堆芯出口温度,可以为一回路卸压等严重事故缓解措施的投入确定时间,但在全厂断电同时叠加汽动给水泵失效事故后期可能发生超量程现象;稳压器安全阀在高温蒸汽作用下有可能发生失效,通过开启较多列数的安全阀有助于降低该风险;在全厂断电同时叠加汽动给水泵失效事故中,为稳压器安全阀供电的蓄电池容量是影响主系统卸压实施效果的重要因素,其容量能否维持长时间的一回路卸压需要进行详细评估。

    2019年01期 v.39;No.155 24-29页 [查看摘要][在线阅读][下载 456K]
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反应堆物理

  • 秦山重水反应堆医用钴调节棒首次更换后的物理验证试验

    史星金;

    为生产医用60Co同位素,首批医用59Co调节棒在秦山第三核电厂一号机组109大修期间更换入堆芯。为验证新换入的医用钴调节棒是否满足设计要求,并确保换入新调节棒后的反应堆运行于安全状态,组织实施了一系列物理验证试验,包括调节棒价值测量、堆芯通量监测等。通过验证,最终结果符合要求。经过上述试验,确认新调节棒性能与原调节棒相当,换入新调节棒后的堆芯通量分布和功率分布均符合要求,反应堆运行于安全状态。

    2019年01期 v.39;No.155 30-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 471K]
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  • 铅冷快堆冷却剂温度控制系统中流量参数稳定性分析

    姚源涛;汪建业;张俊军;杨明翰;

    冷却剂温度控制系统是铅冷快堆控制系统中的主要子系统之一。在对其研究过程中,系统稳定性分析是最为重要的环节与基础,其结果直接决定控制系统的运行是否安全可靠。本文主要从设计参数的角度出发,分析了恒定热功率下一、二回路冷却剂流量稳态运行值变化对冷却剂温度控制系统稳定性的影响。分析结果表明,在一回路中,提升冷却剂流量的运行稳态值对系统是否稳定不会产生影响,但较大的流量会降低系统的稳定程度,增加系统的运行风险;在二回路中,增大给水流量能明显增加系统的临界开环增益,扩大稳定范围区间,但对于系统稳定程度的影响相对有限。本研究结果将对铅冷快堆参数设计与系统安全运行提供重要参考。

    2019年01期 v.39;No.155 35-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 557K]
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  • 压力容器下腔室冷却剂流动特性数值模拟研究

    黄雷;佟立丽;

    压力容器流场特性是反应堆热工水力设计的重要依据之一。论文采用三维数值模拟方法,建立了包括进口及环形下降段、下腔室及堆芯进口段、堆芯段的华龙一号反应堆压力容器下腔室分析模型,并采用多孔介质模拟堆芯段压降及流动,在网格数量级敏感性分析的基础上确定了最终网格模型,对运行工况下压力容器下腔室冷却剂的流动特性进行了研究。结果表明,下腔室出现逆时针漩涡流动,冷却剂在冲刷格架板后在下腔室底部汇集并向上流入堆芯;通过分析格架板的上、下表面压差发现大、小格架板所受水力冲击方向相反,载荷大小相近;对下堆芯板流水孔归一化流量分配进行了分析。通过求解附加标量浓度输运方程以标记并跟踪冷却剂的分布和交混,结果表明冷却剂随着流动发生逆时针横向交混,平均有43.7%的冷却剂份额会偏移至逆时针的相邻堆芯进口位置,表明交混特性较好。

    2019年01期 v.39;No.155 42-50页 [查看摘要][在线阅读][下载 861K]
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  • 大尺寸平板上降膜蒸发传热的数值模拟

    杨小杰;胡珀;

    第三代先进压水堆中非能动安全壳冷却系统对于保护核电站安全具有关键作用,因此进行降膜换热机理研究具有重要意义。前人对于降膜蒸发的试验研究很多,但鲜见平板降膜蒸发的数值模拟。现有模拟方案由于计算量的限制,局限于二维模型或小尺寸的三维模型,且只分析了蒸发过程中的温度变化等。提出采用CFD软件Fluent中的Eulerian wall film模型与Mixture Species Transport模型耦合的方案对水膜试验台架全尺寸三维模型(板长:5 m,板宽:1.2 m)下的降膜蒸发和传热传质现象进行了数值模拟,通过对比试验与模拟结果,确定了EWF模型中蒸发常数的正确设置,且蒸发率、换热量以及舍伍德数吻合较好,最大偏差小于20%,验证了建立的数值模拟方案的正确性。在此基础上,进一步数值分析了水膜蒸发换热的影响因素,其中:入口水流量、入口风温、入口水温和平板倾角对总换热量影响很小,可以忽略;入口风速是影响总换热的重要因素,入口风速越大,总换热量越大。以上结论均是在保证水膜全覆盖板面的条件下得到的。为接下来的PCCS全尺寸模型的计算提供了理论依据。

    2019年01期 v.39;No.155 51-60页 [查看摘要][在线阅读][下载 642K]
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  • 小生境遗传算法优化压水堆换料的研究

    谭智雄;蔡杰进;

    提出一种基于小生境遗传算法的压水堆初装料优化方法,以大亚湾压水堆核电站堆芯燃料组件布置为参照模型,通过计算机编程语言将优化算法以及堆芯物理参数计算程序整合,堆内参数计算选用堆芯计算软件"donjon"以及组件计算软件"dragon",以此对大亚湾压水堆核电站初装料燃料组件布置进行优化计算,并将结果与相关研究文献对比分析,验证文中采用方法的正确性。经对比分析,证实文中提出方法能较好解决压水堆初装料问题,且优化过程中在有限初始群体个数及有限迭代次数下,算法全局搜索强,收敛速度快,收敛效果好。优化结果表明,kh满足安全限值范围(kh<1.4),与参考方案相比keff得到增加,且在一定程度上优于参考文献值。

    2019年01期 v.39;No.155 61-66页 [查看摘要][在线阅读][下载 516K]
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核电厂

  • 钠冷快堆中安全棒落棒过程的水力计算

    黎闫;任丽霞;

    安全棒及其驱动机构是钠冷快堆中的紧急停堆系统,其落棒时间一直是钠冷快堆安全设计关注的重点之一。本文利用一维水力管网方法对中国实验快堆中的安全棒系统落棒过程开展了详细的建模和分析,得到了安全棒在落棒过程中的位移、速度、加速度与时间的关系,并与中国实验快堆调试试验结果进行了对比。同时,基于该方法开展了中国实验快堆安全棒落棒时间与冷却剂流量及温度的敏感性分析及研究。

    2019年01期 v.39;No.155 67-72页 [查看摘要][在线阅读][下载 440K]
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  • 裂变室探测器在高温气冷堆核电站示范工程核测量系统中的应用

    童立云;李铎;杨树平;张玮;

    高温气冷堆核电站示范工程是我国中长期发展规划中的重大专项之一,也是我国第一座拥有自主知识产权的核电站。文章介绍了高温气冷堆核电站核测量系统的工作原理和系统组成,剖析了裂变室中子探测器的特点及其在核测量系统中的应用。裂变式探测器所具有的γ信号甄别能力强、中子通量测量范围宽等优点,应用于高温气冷堆核测量系统,可以满足大空间、宽范围的堆外中子通量测量需求,有利于简化系统组成、提高经济性。与其他压水堆核电站的核测量系统相比较,应用裂变室中子探测器具有一定的优越性。

    2019年01期 v.39;No.155 73-77页 [查看摘要][在线阅读][下载 453K]
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  • 岭澳二期核电站电动主给水泵系统调速原理的改进

    牛云;赵东升;黄新帅;柴大虎;

    针对在多种故障模式下,岭澳二期核电站电动主给水泵系统不能稳定在当前转速的问题,在结合系统调速功能、原理、软硬件配置与故障报警的基础上,对现有调速原理进行了改进。增加保位电磁阀,重设油路;将勺管位置传感器电流值反馈至手/自动控制程序;串接可编程控制器的模拟量输出通道至输入通道,以及新增主控报警提醒。该方案能够解决多种故障模式下主给水泵转速剧烈下降并失去控制的问题,也为国内其他电站类似改进提供了值得借鉴的方法。

    2019年01期 v.39;No.155 78-82页 [查看摘要][在线阅读][下载 425K]
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  • 核电站LOCA释放源项的模拟计算

    田侑成;郭江华;龙林鑫;聂矗;蔡林;

    文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0~8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1~2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。

    2019年01期 v.39;No.155 83-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 371K]
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核安全

  • 核电大型应急柴油机组软管破裂根本原因分析及措施

    蒋定功;

    应急柴油机组是核电厂能动安全设备可用性的最终保障,其可用性对于保障核电厂的核安全生死攸关。柴油机本体连接外部辅助回路的软管泄漏破裂可直接导致其不可用;而近年来,国内在建的很多机组的应急柴油机在调试期间都发生过软管破裂事件,给机组的核安全带来巨大隐患,同时也极大地影响工程调试进展。本文以某项目10 kV应急柴油机组软管破裂为例进行了根本原因分析,并提出了针对性的措施和对策。

    2019年01期 v.39;No.155 88-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 459K]
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  • 基于MAAP5.03与MAAP5.04程序的冷管大破口事故进程差异性分析

    黄雄;王盟;魏巍;谢政权;单福昌;林旭升;

    应用一体化严重事故分析MAAP5.03和5.04程序对秦山CP300核电站进行建模。针对相同的系统模型,本文以一回路冷管段发生大破口事故序列为例,研究MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、氢气源项、蒸汽发生器以及安全壳响应方面的差异。结果表明:MAAP5.04程序采用了更加符合物理实际过程的过渡段水封模型,直接反应在蒸汽发生器二次侧的热肼效应,使得蒸汽发生器行为和安全壳压力表现出一定的进程差异性;另外由于一次侧自然循环载热作用,使得MAAP5.03和5.04程序在堆芯行为、安全壳氢气源项行为上表现出一定的差异性,相关数据可为MAAP5程序的使用、评价提供重要的参考。

    2019年01期 v.39;No.155 95-100页 [查看摘要][在线阅读][下载 587K]
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  • 320 MW核电机组SBO事故下高压熔堆应对和缓解能力分析

    黄秋兰;王盟;严舟;胡海平;刘全友;

    应用MAAP5程序建立了320 MW核电机组一二回路、安全系统以及安全壳的模型,对SBO事故序列下高压熔堆的缓解能力进行了分析。结果表明:安全壳有能力抵御高压熔堆造成的压力冲击,采用稳压器安全阀的强制开启策略可以有效缓解高压熔堆,在72 h内无能动干预手段的条件下,安全壳的完整性可以得到保证,可为320 MW核电机组严重事故预防和事故缓解措施的制定提供重要的参考。

    2019年01期 v.39;No.155 101-105页 [查看摘要][在线阅读][下载 460K]
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核技术

  • 安全壳冷却对氢气风险管理的影响研究

    刘汉臣;孙明军;佟立丽;

    严重事故管理(SAM)过程中,氢气控制相关的缓解措施可能与其他缓解措施相互影响,带来负面效果。本文研究了安全壳冷却应用于安全壳降压策略与氢气控制策略进行事故缓解时对氢气风险的影响。利用MATLAB开发了安全壳氢气可燃性判断辅助计算(CA)用于氢气可燃性判断。在此基础上,利用一体化分析程序建立了核电厂主系统与安全壳耦合分析模型,研究了安全壳惰化与恢复安全壳冷却对氢气风险的影响。分析表明,以50%流量开启安全壳冷却,能够维持安全壳压力且内部环境处于惰化状态,结合CA,能够通过控制安全壳压力实现缓解安全壳的氢气风险,可为技术支持中心制定相关缓解策略提供参考,提高严重事故管理导则的可执行性。

    2019年01期 v.39;No.155 106-112页 [查看摘要][在线阅读][下载 599K]
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  • COMMEN程序热膨胀模型的开发和验证

    薛方元;张熙司;曹永刚;

    堆芯解体事故已成为钠冷快堆安全分析的主要关注点之一。COMMEN程序是中国原子能科学研究院开发的钠冷快堆堆芯解体事故分析程序。该程序耦合了二维的时空中子动力学模块,主要用于计算堆芯丧失原有几何形状之后的事故进程。为改进COMMEN程序,须在现有的中子学模块中添加热膨胀模型。改进后的COMMEN程序计算严重事故时考虑的反应性反馈更全面。为验证该模型,使用改进后的COMMEN程序对中国实验快堆(CEFR)进行建模计算,并将计算结果和SAS4 A程序进行对比。结果表明:添加了热膨胀模型后,COMMEN程序的计算结果得到了很大改善,其结果与SAS4 A符合的很好。

    2019年01期 v.39;No.155 113-119页 [查看摘要][在线阅读][下载 512K]
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  • 乏燃料后处理厂通风控制系统设计方案

    张皎丹;张博;冯存强;

    针对乏燃料后处理厂通风系统的测量和控制需求,设计了一套集中控制的分布式控制系统。在后处理厂通风特点和需求的基础上,分析了其仪控系统的安全分级;阐述了非安全级仪表和安全级仪表的需求,给出选型方案;使用SIEMENS PCS7 DCS系统,基于PROFINET工业以太网技术构建分布式非安全级控制系统;采用满足放化安全级要求的智能二次仪表配合模拟元件的方式集成安全级控制系统,研究并给出了测量、控制和联锁逻辑的构成方式。

    2019年01期 v.39;No.155 120-124页 [查看摘要][在线阅读][下载 454K]
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  • 舰船核动力安全目标及其量化技术研究

    张永发;丁浩;赵新文;蔡琦;洪力阳;

    在梳理民用核电安全目标内涵及层次结构基础上,深入分析舰船核动力特点、人员与舰船核动力关系、人员安全需求及危险源防范等安全特性。吸收借鉴国际原子能机构和美国核管会经验,对舰船核动力初步安全目标体系进行了修订完善,提出了定性安全要求,合并了原体系中不同环境条件的分类目标要求,在堆芯损坏和主动力丧失基础上增设了动力事故导致的居住性丧失新指标。最后,对定量目标的量化原则、方法进行了分析,并从设计和安全评价两个方面评估了新目标体系可能产生的影响。

    2019年01期 v.39;No.155 125-131页 [查看摘要][在线阅读][下载 421K]
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  • 液态金属与冷却剂相互作用机械能释放模型分析

    游曦鸣;佟立丽;曹学武;

    基于熔融金属与冷却剂相互作用蒸汽爆炸粗混合理论分析,本文对高化学活性液态金属与冷却剂相互作用过程的化学反应及金属液滴细粒化过程进行了分析,建立了液态金属与冷却剂相互作用爆炸的机械能释放模型及爆炸压力峰值模型,研究表明溶解在金属液滴表面热边界层的氢气快速释放将导致熔融金属液滴表面细粒化,使高化学活性液态金属与冷却剂相互作用面积瞬间增大,快速释放的化学反应热使能量释放量级增加,模型计算结果与实验结果符合较好,能够分析不同液态金属初始温度和液态金属初始质量对能量释放及爆炸强度的影响。

    2019年01期 v.39;No.155 132-138页 [查看摘要][在线阅读][下载 638K]
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  • 基于灰色聚类分析的核动力装置故障诊断研究

    宋辉;陆古兵;王飞;

    针对核动力装置故障状态下征兆参数呈现出的灰色特征,提出将灰色聚类分析模型用于核动力装置故障诊断,采用了两种方法构造聚类模型。其一,基于AB0型灰色关联度分析的聚类模型主要通过核动力装置待检序列与标准故障模式序列间的AB0型关联度排序来分析故障类型;其次是基于灰色白化权函数分析的聚类模型主要由核动力装置待检序列与标准故障模式序列间的聚类系数值分析故障类型。以蒸汽发生器典型故障为例,验证了灰色聚类分析方法用于核动力装置故障诊断的可行性。分析结果表明,灰色聚类分析建模简单,可以实现故障的准确诊断。

    2019年01期 v.39;No.155 139-145页 [查看摘要][在线阅读][下载 571K]
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  • 核安全级数字化仪控系统自诊断功能研究与设计

    江国进;李富;莫昌瑜;马光强;

    自诊断功能是核安全级数字化仪控系统的关键功能,对核安全级数字化仪控系统本身的RAMS特性,以及核电厂整体安全性和可用性有直接影响。本文基于RAMS分析评估技术,形成了以潜在故障模式为主的自诊断功能设计基准,在此基础上提出了一整套包括故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示功能的核安全级数字化仪控系统自诊断功能设计方案,并在和睦系统上进行了设计实现。实测结果表明,和睦系统可以实时在线监视自身运行状态,能够及时处理、上报和精确指示所有设计基准范围内的异常,大幅增强了故障定位能力,提高了和睦系统的可维修性,充分满足核电厂整体安全性和可用性要求。

    2019年01期 v.39;No.155 146-154页 [查看摘要][在线阅读][下载 662K]
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  • 基于风险链和风险地图的海外核电项目EPC风险识别与分析

    于美;

    海外核电项目因为具有国际性和核能特殊性的双重特点,风险管理难度相对国内项目增大很多。中国核电企业走出去参与国际市场竞争,迫切需要系统性的风险识别和分析方法。本文参考了系统工程的霍尔三维结构模型理念,从建立风险链和风险地图的角度,对现有海外核电项目EPC风险识别方法进行优化。本文提出利用风险链和风险地图的分析方法进行海外核电项目EPC风险识别与分析研究,并对海外核电项目EPC风险从知识维、逻辑维、时间维三个维度进行分析,最终建立海外核电项目EPC风险地图三维模型。通过风险链和风险地图的分析方法,可以对项目风险进行全局把控和对管理人员进行有效指导,实现风险动态管理,并且风险控制的关键点突出,不同阶段风险侧重点清晰,也便于不同项目的差异性管理。同时,这种系统分析的思路和成果能够为建立全面风险管理的计算机软件系统打下良好框架基础。

    2019年01期 v.39;No.155 155-163页 [查看摘要][在线阅读][下载 628K]
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  • 基于中国实验快堆的居里点非能动停堆系统的工作温度范围研究

    张熙司;李政昕;胡文军;

    非能动停堆装置可以大大提高钠冷快堆在无保护瞬态事故下的安全性,开展相关研究是十分必要的。采用居里点磁性合金的自动作停堆装置是目前国际上研究的主流装置之一。本文基于中国实验快堆(CEFR)的基本参数对采用居里点磁性合金的自动作停堆装置(Self-Actuated Shutdown System,简称SASS)的居里点温度预设值进行了研究。利用三维CFD程序采用大涡模拟的方法对安全棒附近的出口钠温进行计算分析,得到了温度振荡的幅度和频率,从而估算出居里点磁性材料正常工作的温度范围,确定了居里点温度预设值的下限。采用系统分析程序针对CEFR的无保护失流事故和无保护超功率事故进行分析,对居里点温度预设值的上限进行了评估,综合得出了居里点温度的预设值范围。本文通过以上工作,得出了一套居里点温度预设值的确定方法,对池式钠冷快堆的非能动停堆系统设计具有一定的指导意义。

    2019年01期 v.39;No.155 164-171页 [查看摘要][在线阅读][下载 709K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

    <正>《核科学与工程》是由中国科学技术协会主管,中国核学会主办的原子能技术类核心期刊,本刊已纳入中文科技期刊要目总览(2017版)、中国科技核心期刊、中国科学引文数据库(CSCD)来源期刊核心库,被多家国内外著名检索系统收录。自1981年创刊以来,始终秉承传播核领域最新成果、促进核科学与工程研究成果交流的办刊宗旨,服务核领域内专

    2019年01期 v.39;No.155 174页 [查看摘要][在线阅读][下载 1210K]
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