核反应堆物理

  • 铅冷快堆功率的线性自抗扰控制

    沈聪;周世梁;李聿容;刘凤鸣;张华夏;王潇荦;

    快堆瞬发中子寿命短,缓发中子份额小,反应性扰动下反应堆周期较压水堆短,功率变化快,控制其功率的难度很大。因此,要求快堆的控制器具有较快的响应速度和控制精度。考虑到快堆功率控制的这些难点,本文基于线性自抗扰控制(Linear Active Disturbance Rejection Control)理论设计了分别带有模型信息和不带模型信息的两个控制器。导出了用于自抗扰控制器设计的相对功率的二阶非线性模型和对应的线性扩张状态观测器(Linear Extended State Observer)。通过调试确定了线性扩张状态观测器带宽的值。最终仿真的结果表明,两个控制器都适用于铅冷快堆(Lead-cooled FastReactor)的功率控制,均有较快的调节速度与精度,并且加入模型信息的线性自抗扰控制器拥有更准确的总扰动估计效果,优秀的控制性能以及更良好的抗扰效果。

    2019年03期 v.39;No.157 337-344页 [查看摘要][在线阅读][下载 867K]
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  • 反应堆无二次中子源装料和启动

    章安龙;

    二次中子源在反应堆装料和启动时提供中子,使得源量程获得区别于噪声水平的有效计数,用于反应堆的临界监督。随着反应堆通量的提升,在多普勒点出现时,二次中子源对反应堆通量的影响可以忽略。乏燃料组件中锕系核素的自发裂变能够产生大量中子,低泄露装载模式下堆芯外围燃耗较深的乏组件提供的中子源强,也能够使得源量程获得有效计数。大亚湾核电厂的实践经验表明,取消二次中子源是可行的。取消二次中子源能够显著的降低核电厂的氚排放量,并节省大修关键路径。

    2019年03期 v.39;No.157 345-349页 [查看摘要][在线阅读][下载 808K]
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  • 中低雷诺数条件下单侧加热矩形通道内混合对流换热的实验研究

    王炜波;胡珀;杜卡帅;

    非能动安全壳冷却系统是先进压水堆非能动安全系统的重要组成部分,其中空气对流换热的能力较差,对安全影响较大,因此本文主要研究了在大尺寸垂直单侧加热矩形通道内空气自下而上流动时的混合对流换热,用于模拟核电厂非能动安全壳冷却系统的换热情况。研究结果表明在较小雷诺数条件下自然对流的影响不能忽略且自然对流会占据主导作用;随着空气流量的增加,强迫对流换热的作用越来越明显。当前学者所用经验关系式都不能很好地体现出自然对流在混合对流中起的作用,因此本文还通过实验数据拟合了一个新的计算混合对流换热的关系式,该公式在一定雷诺数范围内与实验值能很好地符合。

    2019年03期 v.39;No.157 350-356页 [查看摘要][在线阅读][下载 835K]
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  • 西安脉冲堆燃耗对中子代时间的影响研究

    张信一;张良;江新标;何彬;王立鹏;郭和伟;姜夺玉;朱养妮;

    本文研究了计算反应堆中子代时间(Λ)的瞬发中子通量密度衰减法,基于反应堆仅释放瞬发中子的假设条件,研究了瞬发中子动力学方程,将Λ的计算转变为α本征值的计算问题,采用MCNP程序模拟瞬发中子通量密度的衰减特性以拟合出α值。该方法避免了抽样计算中子价值函数的复杂问题,实现相对容易。并根据西安脉冲堆(XAPR)堆芯三维燃耗分布拟合出不同燃耗深度下瞬发中子通量密度衰减系数α,计算出堆芯中子代时间。结果表明:随着XAPR堆芯燃耗的加深,中子代时间呈增大趋势,从新堆芯到第一循环末(120EFPD),Λ增大幅度为8.93%。

    2019年03期 v.39;No.157 357-362页 [查看摘要][在线阅读][下载 903K]
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反应堆热工水力

  • 基于扩散界面法的液态LBE中单个弹状气泡上升行为CFD研究

    王春涛;蔡杰进;

    利用扩散界面法对液态铅铋合金中弹状气泡在垂直管中的上升过程进行数值模拟研究,用来验证扩散界面法在模拟液态铅铋合金(LBE)中弹状气泡上升行为的准确性和可行性,并对模拟结果进行进一步分析,来解释弹状气泡在LBE中的上升行为。数值模拟得到不同液体流速情况下弹状气泡在上升过程中的形态和速度变化,数值模拟结果与文献中的经验关系式以及实验中的结果都吻合良好,证明了扩散界面法在模拟液态铅铋合金中弹状气泡上升行为的准确性和可行性,为液态金属和弹状气泡的两相流提供了一种新方法。对数值模拟结果进行进一步分析,发现气泡尾部形态变化较大,会在尾部两端分裂出子气泡,尾部附近流场产生旋涡,受到强烈干扰而出现湍流,对于提高换热效率起到积极作用。气泡上升对尾部区域产生影响的最远距离约80 mm,为连续气泡的注入提供了气泡间距参考值。

    2019年03期 v.39;No.157 363-372页 [查看摘要][在线阅读][下载 1121K]
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  • 快堆燃料组件管脚开孔孔径选型水力实验研究

    秦亥琦;陆道纲;唐甲璇;刘少华;王嘉瑞;钟达文;

    管脚位于快堆燃料组件入口处,其结构尺寸直接决定了进入燃料组件内部的冷却剂流量,对于燃料组件压力损失、流速分布等流体力学行为均有重要影响。目前关于燃料组件的相关研究多集中于棒束区热工流体力学特性,管脚段研究较为缺乏,且尚无明确的选型标准,故在工程实践之前,有必要进一步研究快堆燃料组件管脚的流体力学特性,完善选型标准,为结构设计提供参考。本文通过水力实验,研究了不同开孔孔径的燃料组件管脚对应阻力系数分布、流量与压降对应关系等流体力学性能。结果显示,管脚开孔孔径直接决定了冷却剂钠的质量流量与压降对应关系,可以通过改变管脚开孔孔径调节进入不同分区的燃料组件入口流量,使之具有大致相等的压降;本文引入了管脚收缩系数这一无量纲数,提出与管脚结构参数有关的阻力系数经验关系式,用于快堆燃料组件管脚阻力系数及压降的一般估算;基于设计要求的压降与开孔流速限值,本文给出了快堆燃料组件管脚开孔孔径选型推荐方案,供相关实验或工程参考。

    2019年03期 v.39;No.157 373-381页 [查看摘要][在线阅读][下载 1074K]
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核聚变

  • 聚变堆中子倍增剂Be中的杂质活化对其多次回收利用的影响分析

    陈超;汪振;陈珊琦;戈道川;陈志斌;胡汉平;FDS凤麟团队;

    回收和重新利用聚变堆中的放射性物质以避免或减少地表掩埋需求的管理策略已经成为国际聚变堆放废研究的一大趋势。在固态包层被辐照后,中子倍增剂铍(Be)的回收利用具有重要的价值。本文分析了Be中的杂质在多次回收利用的辐照循环中的活化对其回收利用的影响。计算结果表明经过10~20次的回收利用后,Be的活度已经接近活化最大值。只有回收操作的接触剂量率限值在1 Sv/h量级以上时,才能在停堆冷却数十年内实现Be的回收利用。

    2019年03期 v.39;No.157 382-388页 [查看摘要][在线阅读][下载 2328K]
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  • 氚靶片核素组成对氘氚中子源强的影响

    张思纬;王永峰;王伟;季翔;王志刚;刘超;吴宜灿;FDS凤麟团队;

    氘氚中子源通过氘离子束轰击氚靶片引发氘氚聚变反应,产生14.1 MeV高能中子。高能中子调控后亦可产生宽能谱中子场,是先进核能及核技术交叉应用研究的重要实验平台。作为中子源的核心部件,氚靶片由靶片基底和储氚薄膜组成,其中储氚薄膜的核素组成会影响氚原子密度与入射氘离子射程,最终直接关系到中子源强的高低。本文基于MATLAB和SRIM软件建立氘氚中子源强计算模型,对比计算了不同新型储氢金属材料组成的储氚薄膜(TiT_2、MgT_2、Mg_2NiT_4、VT_2、LiBT_4和LaNi_5T_6)和不同氘离子能量对中子源强的影响。计算结果表明,在同等束流条件下,MgT_2的中子源强相比TiT_2可提高30%以上,且制备工艺较为成熟,是氘氚中子源的优秀储氚薄膜材料。

    2019年03期 v.39;No.157 389-395页 [查看摘要][在线阅读][下载 826K]
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核电厂

  • 核电厂高压缸进汽管道高频壳壁振动分析

    林磊;李贵杰;徐德城;韩学杰;董艳波;薛飞;高红波;

    某核电厂机组启机过程中,对高压缸进汽管道和相连仪表管进行了振动加速度和应变的连续监测。通过振动信号时频分析、机组工况参数分析,发现进汽管道及相连仪表管的振动水平与机组状态及主调节阀的开度显著相关,当电功率达到核功率的53%、主调节阀开度达到13.7%时,管道振动水平明显下降。升速及低功率平台下,进汽管道及仪表管以450 Hz以上高频振动为主。经验公式和有限元计算表明,低功率下高压缸进汽管道可能以壳壁振动为主,并伴随有整体弯曲和扭转振动,且模态频率密集。进汽管道振动加速度高达300 g,长期运行下易导致连接支管的振动疲劳失效。增加约束层阻尼是可能的高频壳壁振动缓解措施。

    2019年03期 v.39;No.157 396-405页 [查看摘要][在线阅读][下载 1046K]
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  • 裂变产额数据对铅基快堆RBEC-M燃耗计算影响研究

    马续波;杨乐;唐辉;许谦;仇若萌;陈义学;

    第四代核能系统是一种具有更好安全性、经济竞争力、核废物减少,以及防止核扩散的先进核能系统,代表了先进核能系统的发展趋势和技术前沿。铅基快堆是第四代核能系统中重要堆型之一。目前国际上通用的反应堆程序,比如MCNP+ORIGEN、RMC或者Serpent,很多研究主要针对压水堆,国际上也有研究发现针对铅基快堆基准题RBEC-M,确定论方法和蒙卡方法计算结果有较大偏差。本文深入研究了蒙卡程序使用的裂变产额对计算结果的影响。首先对反应堆蒙特卡罗程序RMC自带和燃耗库中的部分核素的裂变产额数据进行了更新,采用国际上著名RBEC-M基准题和OECD/NEA发布的快堆Pu循环燃耗基准题进行了验证分析,计算得到了裂变份额数据对快堆燃耗计算的影响。计算结果表明:更新后的裂变产额数据对系统的有效增殖因子和主要重核的质量变化影响较小,但对部分裂变产物的质量变化影响较大,部分核素偏差超过86%。对于快堆Pu循环燃耗基准题,长寿命高放废物~(133)Cs和~(129)I的计算结果偏差分别可达22.4%和47.8%,这将对长寿命高放废物的嬗变效率和核燃料循环有重要影响。

    2019年03期 v.39;No.157 406-413页 [查看摘要][在线阅读][下载 1387K]
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  • LOCA事故时一回路冷却剂管肘部回流流动极限研究

    江灼威;蔡杰进;

    在压水堆发生LOCA事故时,需要依靠回流流动来进行堆芯的冷却,而存在着回流流动极限(Counter-Current Flow Limiting,CCFL),即冷却剂受重力作用向下流动时,会受到向上流动的蒸汽或其他气体阻挠,出现部分或全部冷却剂被气相带走的现象,导致冷却剂流速不能再增大,从而限制了传热效果。使用RELAP5对LOCA事故时弯头肘部的CCFL现象进行分析,分别研究管长L、管径D以及倾斜角θ对CCFL的影响,研究表明管长L越小,管径D越大,CCFL的安全裕度越高,而倾斜角θ对该条件下CCFL现象的影响不明显。

    2019年03期 v.39;No.157 414-422页 [查看摘要][在线阅读][下载 843K]
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核安全

  • 基于风险指引型技术的核电厂定期试验监督要求优化研究

    叶水祥;曹光辉;郗海英;李琼哲;杨鹏程;

    核安全重要设备和系统的定期试验属于核电厂纵深防御设计概念的第二层次防线范畴,其目的是通过执行定期试验来发现设备缺陷或潜在的设备问题。因此制定合理的试验周期以及试验策略对核电厂生产计划、设备可靠性以及优化大修工期具有重要影响。本文结合风险指引型技术在国内、外定期试验监督要求中的研究应用情况,提出了风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求试验策略和试验周期优化的方法,并举例对上述方法进行验证。分析认为,风险指引型技术应用于核电厂定期试验监督要求优化是一套行之有效的方法,其对于提高核电运营安全性、经济性有着重要的作用,有广泛的应用前景。

    2019年03期 v.39;No.157 423-429页 [查看摘要][在线阅读][下载 740K]
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  • 小型自然循环铅基快堆固有安全性分析研究

    陈钊;石康丽;张勇;石秀安;

    自然循环反应堆一回路运行不需要设置驱动泵,具有结构简单、经济性好、固有安全性高等特点,是开发高安全性反应堆的重要发展方向。铅基冷却剂(铅或铅铋合金)的密度是水10倍以上,在相同温差下,铅基冷却剂的密度差比水更大,具有更好的自然循环能力,是设计自然循环反应堆的理想冷却剂。目前,国内外学者关于小型自然循环铅基快堆的研究主要集中于概念设计研究,关于该堆型的固有安全性研究较少,相关事故演化机理尚未明晰。本文在系统介绍小型自然循环铅基快堆的技术特点和研究现状的基础上,开展100 MW_(th)级小型自然循环铅基快堆无保护事故分析,深入探讨在极端假设事故工况下小型自然循环铅基快堆的固有安全性,为相关设计研究提供参考。

    2019年03期 v.39;No.157 430-439页 [查看摘要][在线阅读][下载 1720K]
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  • 百万千瓦级核电站全厂断电叠加破口事故分析

    袁显宝;夏寅泳;张彬航;张永红;刘芙蓉;俞玲;黄家胜;林钦;

    在发生全厂断电的情况下,冷管段出现破口将会进一步加快事故进程。利用一体化严重事故分析程序MAAP4对百万千瓦级核电站全厂断电叠加冷管段破口进行计算分析,得到该事故时间序列和关键热工水力参数随时间的变化趋势。对于重要参数(一回路压力,堆芯液位,时间序列等)的分析:随着中小破口当量直径由4 cm增至5 cm,堆芯裸露时间分和失效时间提前分别约1 000 s和3000 s;中破口当量直径由5 cm增至7 cm,堆芯裸露时间和失效时间提前分别约1 400 s和6 457 s;而大破口事故当量直径由20 cm增至21 cm,堆芯裸露时间和失效时间分别仅提前约20 s和230 s。相关数据及其分析可为严重事故的缓解措施提供相关理论依据。

    2019年03期 v.39;No.157 440-446页 [查看摘要][在线阅读][下载 698K]
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核技术

  • 核保障光纤电子封记的研制及测试

    高雪梅;

    核保障光纤电子封记是核材料衡算与控制的重要技术手段之一。该封记属于主动封记,与被动封记相比该封记具有可重复使用和连续记录监视期间发生事件的日期、时间的功能。该封记利用光纤传输信号、单片机记录光信号的输入输出时间、USB通讯方式实现单片机同上位机的数据传输,以及通过专门的加密方式读入数据并存储在相应的数据库中以实现封记数据管理。经过长达两年的室外测试,该封记系统可经受大风、雪、雾等天气的考验,运行正常。测试结果表明,核保障光纤电子封记已经具备在核设施现场使用的能力,可用于现场视察减少视察的频率和工作量,降低视察的费用,避免人员遭受大剂量的辐照。本文叙述了核保障光纤电子封记研制和测试的主要结果。

    2019年03期 v.39;No.157 447-453页 [查看摘要][在线阅读][下载 2201K]
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  • 核电用超疏水消氢Pt-Pd/Al_2O_3催化剂的研究

    于伟;袁方洋;鲍博;史学伟;

    为解决核电安全事故下大量氢气泄露所带来的爆炸威胁,研究了一种新型超疏水消氢催化剂。结果表明:合金催化剂较单质催化剂拥有更好的消氢性能,并且对水和杂质碘也有更好的抗性。经疏水改性的Pt_(0.5)Pd_(0.5)催化剂,可以很好的应对模拟核电严重事故下的氢气消除。随着反应的进行,在25 min后,氢气转化率可以达到近乎100%。疏水改性的Pt_(0.5)Pd_(0.5)合金催化剂在核电安全消氢领域有着良好的应用前景。

    2019年03期 v.39;No.157 454-462页 [查看摘要][在线阅读][下载 3394K]
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  • AP1000堆芯仿真计算建模与精度分析

    魏来;谢明亮;谢政权;胡松;

    针对核电厂AP1000堆芯描述,建立由组件计算、截面拟合处理计算模型,并得到组件少群常数;采用两群三维,实时中子动力学仿真模型,选取11组衰变功率计算堆芯衰变功率的三维变化,同时为了准确计算反应堆的"中毒"变化,三维空间上考虑氙、钐以及先驱核碘、钜元素浓度的影响特性,建立针对AP1000堆芯实时仿真计算模型,并准确计算反应堆的"中毒"和氙振荡现象,为验证模型建立的正确性与堆芯实时仿真程序SimCore的精准性,对堆芯临界硼浓度、堆芯温度、控制棒价值进行计算,同时选取汽机停机不停堆、反应堆满功率跳堆运行,反应堆正常停堆运行及控制棒落棒、弹棒事故响应等不同测试工况,对结果进行验证及分析。结果表明:建立的三维堆芯实时仿真程序模具有较好的精准性,可以用于全范围模拟机堆芯计算,并广泛应用于核电厂堆芯物理仿真。

    2019年03期 v.39;No.157 463-472页 [查看摘要][在线阅读][下载 1889K]
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  • 核电厂小支管焊缝失效原因分析

    钟刘松;张春东;乐宇;

    根据国内外核电厂运行经验反馈,小支管在高振动、应力腐蚀等原因的影响易造成与母管连接处的焊缝失效,发生管内液体泄漏、管内压力降低等风险,进而可能影响机组运行。本文以某核电一回路流量负压腔根阀前焊缝缺陷处理为例,通过对焊缝裂纹观察、金相组织、成分、应力等方面进行分析,得出小支管焊缝失效的主要原因,并提出改进建议,为其他核电厂小支管焊缝失效原因分析及处理提供参考。

    2019年03期 v.39;No.157 473-478页 [查看摘要][在线阅读][下载 3380K]
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  • 点堆随机动力学方程伊藤解与中子数概率分布解析解的对比分析

    刘建军;朱家彩;王瑞利;傅学东;任键;

    为了研究反应堆弱中子源启动过程中的中子数密度和缓发中子先驱核随机涨落现象,我们推导和建立了点堆随机动力学方程组,在传统的点堆动力学方程组中引入了伊藤随机项。为了验证方程组的伊藤解方法和计算精度,我们在简化物理条件和方程形式下,对定态系统的中子数密度分别用随机动力学方程伊藤解和中子数概率分布函数解析解进行了对比分析。结果表明,伊藤解是一种有效、具有较高计算精度的方法,计算精度满足sigma的标准,置信水平在95%以上。

    2019年03期 v.39;No.157 479-484页 [查看摘要][在线阅读][下载 713K]
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  • 核电厂数字化仪表控制系统智能设备接口设计

    刘东波;陈玉娟;黄勇成;

    在核电厂数字化仪表控制系统中使用智能设备可以提高核电厂的故障诊断能力和实时信息监控能力。本文综合考虑核电厂工艺系统特点和测控点分布等因素,设计了不同类型智能设备与核电厂数字化仪表控制系统的通讯接口方案。给出了核电厂数字化仪表控制系统的总体结构和接口方式,详细分析了现场总线型智能设备、第三方成套系统、远程I/O系统、辅控网系统、智能无线网络系统等智能设备接口设计方案。该接口设计方案实现了智能设备与核电厂数字化仪表控制系统的系统集成,提升了核电厂数字化仪表控制系统的控制性能和设备管理能力。

    2019年03期 v.39;No.157 485-491页 [查看摘要][在线阅读][下载 992K]
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  • AP1000波动管涌动瞬态抑制的运行策略综述

    郭宏恩;胡俊锋;

    抑制涌动瞬态能够显著地减少稳压器波动管的热应力水平,对保持波动管在电站寿期的完整性和提高其可靠性有重要的意义,除设计改进外,有效的运行策略对抑制涌动瞬态具有非常大的作用。本文分析影响AP1000波动管涌动瞬态的运行工况和主要参数,建立连续的波动管涌出工况和减少系统温差最大值的总体策略,综述机组正常运行及启停工况下的有关操作。

    2019年03期 v.39;No.157 492-495页 [查看摘要][在线阅读][下载 675K]
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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03期 v.39;No.157 498页 [查看摘要][在线阅读][下载 518K]
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