反应堆工程

  • 安全壳地坑过滤器压损数值模拟与试验研究

    李石磊;谢洪虎;何英勇;张峰;

    为了研究核电站冷却剂丧失事故后地坑过滤器的压损特性,本文提出了一种数值模拟与试验结合的方法。首先,对过滤器滤筒部分进行满负载试验;然后,运用Fluent软件对过滤器汇流槽部分流场进行模拟。从而得出地坑过滤器在满负载时的总体压损。结果表明:地坑过滤器的总体压损满足安全注入系统的压损要求;过滤器汇流槽流道截面变化,尤其是突缩或突扩是压损的主要原因。

    2019年06期 v.39;No.160 867-871页 [查看摘要][在线阅读][下载 1332K]
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  • SCWR类三角形通道超临界流动传热定位格架结构影响研究

    徐维晖;闫友志;王为术;崔强;

    基于带定位格架类三角形子通道超临界水流动传热试验,数值研究了棒径为8mm,栅距比为1.4的超临界水冷堆(Supercritical Water Cooled Reactor,SCWR)类三角形通道超临界流动传热定位格架结构影响,分析了同型定位格架典型结构参数和不同定位格架型式对堆芯通道超临界流动传热特性的影响规律。研究结果表明:定位格架可强化堆芯通道超临界水传热,同型格架本体厚度越大,压力损失越高,格架处壁面温度越低,局部换热能力越好,当增大格架本体厚度,弱化程度无明显差异;阻流片型定位格架下游局部换热能力提高显著,阻流片直径越大,上游压力越大,局部壁温越低,换热系数越高,增大阻流片直径可减小传热弱化区域大小,强化传热能力;不同定位格架型式对比研究发现交错叶片型弱化区域最大,阻流片型定位格架弱化区域最小,阻流片型定位格架具有最佳的传热强化效果。

    2019年06期 v.39;No.160 872-877页 [查看摘要][在线阅读][下载 1462K]
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  • 7棒束超临界氟利昂流体流动传热数值分析

    魏佳妮;刘晓晶;柴翔;熊进标;程旭;

    超临界水冷堆相对目前压水堆具设备简化、热效率高等显著优点,而相关实验研究公开资料受到研究成本和实验技术限制相当有限,数值分析在超临界流动传热方面的应用逐渐广泛却缺乏相应的实验数据验证。在7棒束内超临界氟利昂流体流动传热实验的基础上,采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件STAR-CCM+、子通道软件COBRA-SC分别对三种典型工况的流动传热进行数值分析。对壁面温度的预测结果表明,流体温度低于拟临界点条件下,STARCCM+的计算结果低于实验值,温度误差在8%内;流体温度高于拟临界点条件下,STAR-CCM+的计算结果高于实验值,温度差值在16%内。改造后的COBRA-SC程序计算得到的典型通道流体温度与STAR-CCM+结果一致,且COBRA-SC的计算对壁面温度做出了十分接近于实验值的预测。研究表明,STAR-CCM+和COBRA-SC均能对棒束内超临界流体流动传热做出了较好的趋势预测,但对于流体温度跨越拟临界点温度条件下的模型需要进一步完善。

    2019年06期 v.39;No.160 878-884页 [查看摘要][在线阅读][下载 1535K]
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  • “华龙一号”应急给水系统热工水力分析

    盛美玲;丘锦萌;王小希;刘妍;于凤云;

    福岛核电站事故后,同时随着国内外三代核电技术的发展,国内自主研发的"华龙一号"堆型成为国内核电发展的重要革新之路。应急给水系统为重要专设安全系统之一,在事故后缓解事故后果,将核电站带到安全状态起着至关重要的作用。通过单一故障准则分析识别出"华龙一号"应急给水系统在事故缓解中最恶劣的运行工况,并通过FLOWMASTER热工水力软件对该系统方案的设计和运行工况进行了数值验证,对系统关键参数进行了敏感性分析。分析结论表明:"华龙一号"的应急给水系统方案满足三代核电机组的安全要求;限流孔板孔径和给水流量呈线性变化的关系,"华龙一号"机组适用的孔板孔径为17.0~20.0mm;"华龙一号"机组适用的调节阀小档开度区间为30%~45%,以及在调节阀同步调节时的流量调节敏感区域为0~50%,不同步调节时的流量调节敏感区域为20%~60%。

    2019年06期 v.39;No.160 885-893页 [查看摘要][在线阅读][下载 1955K]
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  • 火焰原子吸收光谱法测定金属钾中微量钙

    米争峰;王密;谢淳;徐迟;贾云腾;

    研究和建立了金属钾中钙的分析方法。该法通过真空蒸馏分离基体钾,王水溶解蒸馏残渣,将王水蒸发至干后,用稀盐酸提取残渣制成样品溶液,用火焰原子吸收光谱仪进行测定。优化了仪器的工作参数,对蒸馏条件、残渣提取效果和干扰因素进行了系统研究。确定了在3×10-3 Pa和275℃下蒸馏钾,蒸馏速率为约2g/h。发现残渣中钾对钙的测定存在一定干扰,采取在标准溶液中加入300μg/mL的钾进行匹配的方法消除了残留钾的干扰。向5~7g金属钾中加入1~20μg/g钙获得的平均回收率为96.2%,相对标准偏差为6.2%,此方法的准确度和精密度均能满足检测要求。

    2019年06期 v.39;No.160 894-899页 [查看摘要][在线阅读][下载 293K]
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  • 反应堆压力容器接管安全端焊缝内壁水下干式修复焊技术研究

    闫国华;

    采用光纤激光对316L不锈钢板材进行Inconel 690填丝堆焊研究,并在最优工艺参数下,对反应堆压力容器接管安全端焊缝模拟环槽型缺陷进行了水下干式补焊修复。结果表明:采用激光功率4kW、堆焊速度8mm/s、送丝速度2.4mm/s时焊道成形良好,宽高比和稀释率适中。在该最佳工艺参数下,进行多层多道堆焊,搭接率为49.01%。堆焊层抗拉强度与伸长率分别为544.56 MPa和44.49%,侧弯试验无缺陷。在上述工艺基础上,利用管道封堵原理创建水下干式环境,并对管段环槽型模拟缺陷进行全位置补焊修复,各位向均可获得成形良好的堆焊层。

    2019年06期 v.39;No.160 900-904页 [查看摘要][在线阅读][下载 1550K]
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核聚变

  • 螺线管透镜对加速管束流匹配的影响研究

    张青鵾;王志刚;王永峰;刘超;章勇;王文;王芳;吴宜灿;凤麟团队;

    螺线管透镜具有轴对称性、结构尺寸小等优点,在束流传输系统中得到了广泛应用,然而螺线管透镜磁场的非线性部分(像差)会导致束流发射度增长,降低束流的传输效率。本文采用TRACK程序模拟,研究了螺线管透镜像差与束流发射度增长的关系,发现束流发射度的增长与磁透镜的磁感应强度有关,同时优化螺线管透镜的磁场均匀性有效抑制了束流发射度增长。此外,基于一种磁场均匀度较高的螺线管透镜研究了离子源引出系统与加速管的束流匹配过程,结果表明相比汇聚入射束和准平行入射束,发散入射束通过加速管后的束流包络较小,束流发散相对较缓慢。

    2019年06期 v.39;No.160 905-909+927页 [查看摘要][在线阅读][下载 1148K]
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  • 破口条件下高压氦气冲击液态铅锂压力传播实验分析

    张世超;陈林;孟孜;黄望哩;贾江涛;周丹娜;Neda Sahebi;

    液态铅锂包层被认为是最有发展潜力的包层设计之一,由于其面临高能中子辐照、高热负载、高压力梯度等严苛的服役环境,在包层发生内破口事故时保证其在高压氦气冲击下的完整性以避免放射性物质外泄具有重要意义。为获得高压氦气冲击铅锂所形成冲击波的压力传播规律,本文基于液态重金属安全回路KYLIN-S实验平台,先后开展了高压氦气冲入水的测试实验和高压氦气注入高温铅锂的破口实验。研究表明,高压氦气(8MPa)冲击铅锂现象可以分为两个阶段,第一阶段为冲击波快速震荡叠加阶段,该阶段持续时间很短约0.064s,形成的冲击波产生多个压力波峰,压力峰值最高达到6.42MPa,压力震荡经过3~6个周期后,不同监测点的压力波动快速耗散消失。第二阶段为压力稳定增长阶段,该阶段持续时间约为3.5s,压力持续增加直至实验系统压力达到平衡,系统平衡压力达到3.45MPa。

    2019年06期 v.39;No.160 910-915页 [查看摘要][在线阅读][下载 1098K]
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  • ITER高能alpha粒子轨道损失模拟研究

    向东;邢英豪;龚学余;曹锦佳;

    基于蒙特卡罗方法和无碰撞模型,采用测试粒子模拟方法,研究ITER等离子体中高能alpha粒子在无磁扰动和有磁扰动情况下分布与损失规律。结果表明:在无磁扰动条件下,alpha粒子的损失比例约为0.83%,这些损失的alpha粒子的初始位置主要位于靠近等离子体边界(最外层闭合磁面)的地方;在低频有磁扰动条件下,随着磁扰动幅度的增加,磁岛宽度增加,高能alpha粒子的损失率相应增加,但是其损失率仍然比较小(<2%);损失的高能alpha粒子的初始飞行方向大部分为逆等离子体电流方向,而它们在飞出等离子体边界时的飞行方向大部分为顺等离子体电流方向,所有损失的alpha粒子几乎都是从等离子体赤道面以下飞出。

    2019年06期 v.39;No.160 916-921页 [查看摘要][在线阅读][下载 1601K]
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核电厂

  • 核电厂多种长周期换料策略研究及改进

    王丽华;曹泓;杨波;施建锋;

    长周期换料是压水堆堆芯燃料管理策略的重要发展和研究方向,是提高核电厂燃料利用率和经济性的重要途径之一。本文以AP1000核电厂为例,开展了多种长周期换料策略的堆芯燃料管理研究,以实现核电厂16~24个月灵活的长周期换料策略,并为后续的长周期换料策略研究提出改进方向。本文基于同一首循环堆芯装载方案设计,对各种长周期换料策略下的平衡循环堆芯装载方案进行研究,且采用低泄漏布料方式以获得良好的经济性。本文的研究实现了16~24个月灵活的多种长周期换料策略,且通过比较表明,18个月换料策略的燃料利用率与16/20个月交替换料策略的燃料利用率相近,24个月换料策略的燃料利用率相对较低,经分析发现这主要受限于燃料棒燃耗限值和目前商用压水堆燃料的最大富集度限值。因此,提高燃料棒燃耗限值和商用压水堆燃料的最大富集度限值是后续长周期换料策略研究的重要改进方向。

    2019年06期 v.39;No.160 922-927页 [查看摘要][在线阅读][下载 706K]
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  • 一种汽动涡轮泵启动异常的原因分析和处理

    付英民;邢兴龙;贾凯利;朱健;黄祥君;

    本文分析了一种蒸汽涡轮泵在快速启动瞬间超速保护动作停运的故障原因并提出了处理方案;高参数下离心涡轮泵快速启动瞬间,管路系统和泵内因流体瞬变流引发的压力、转速、调节机构的剧烈瞬态冲击及其引发的水力—蒸汽侧负载不均衡和调节系统故障、误动作,会产生多种瞬态异常动作的叠加,最终通过转速飞升和超速保护动作而停运的典型故障现象表现出来;本文通过对上述无调节快速启动升速阶段的瞬态过程中汽轮机超功率、泵超流量、汽蚀、负载不足和超速保护动作等因素和相关试验数据进行了分析,明确了典型启动过程、影响启动过程的关键因素、找到了超速保护动作的根本原因,并提出了解决方案。

    2019年06期 v.39;No.160 928-936页 [查看摘要][在线阅读][下载 1596K]
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  • AP1000钢制安全壳SIT试验良好实践经验反馈

    王伟;刘立刚;陈果;

    钢制安全壳作为压水堆核电厂防止放射性物质泄漏的最后一道安全屏障,需要在建造完成后进行结构完整性试验SIT,是验证钢制安全壳的结构合格与否的关键性试验,确保其在核电厂运行工况下没有结构变形或相关缺陷的存在,评价安全壳的结构完整性。本文对AP1000核电机组钢制安全壳的SIT试验过程中良好经验反馈进行了总结,为后续CAP1000和CAP1400项目钢制安全壳的SIT试验的实施提供参考和借鉴。

    2019年06期 v.39;No.160 937-940页 [查看摘要][在线阅读][下载 234K]
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  • 小型堆硼化过程化学停堆能力分析

    李瑶;刘建阁;徐广展;王珏;

    本文分析了小型堆在卡棒事故下通过化学停堆手段使反应堆安全停堆的条件,通过对不同工况下硼化过程需要的硼酸注入量和硼酸充注时间进行理论计算,对比分析了卡棒数量、硼酸注入浓度和充注流量等不同因素对硼酸注入量和充注时间的影响,所得结果表明化学停堆能力满足相关要求,为系统优化设计提出建议并为安全分析提供参考。

    2019年06期 v.39;No.160 941-944页 [查看摘要][在线阅读][下载 109K]
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  • 国际核和放射性事件分级表简介及在我国核电厂事件中的应用

    张廉;蔡汉坤;杨朦;

    国际核和放射性事件分级表旨在向公众通报有关核设施事件的安全意义。我国国家核安全局成立以来,一直采用该分级表对民用核设施的事件进行定级和评定。在核电领域,从1991年我国第一座核电站——秦山核电站装料以来,就利用该分级表对核电厂发生的运行事件进行定级。随着我国运行核电厂数量的增多,运行事件数量也逐步增加,国际核和放射性事件分级表在核电厂中的运用越来越频繁、越来越广泛。本文通过对国际核和放射性事件分级表的发展历程、适用范围、总体说明、定级准则等进行介绍,并讨论该分级表在我国核电厂事件中的应用情况,为我国核电厂运行事件的定级提供参考。

    2019年06期 v.39;No.160 945-953页 [查看摘要][在线阅读][下载 847K]
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  • 联氨除氧技术在压水堆核电站一回路的应用研究

    林尧炳;郑志强;

    添加联氨是控制压水堆一回路系统氧含量的有效方式。本文研究了国内某压水堆核电站4台机组联氨除氧技术在一回路的应用情况,记录了历次大修启机阶段化学平台期间,一回路溶解氧、过氧化氢、残余气体含量和联氨添加量,通过联氨添加实际值与计算值之间的对比研究,发现机组一回路除氧所需联氨量与公式V_((N_2H_4))=0.819×DO_((RCP))+0.385×H_2O_2(RCP)+0.841×V_((RCP残气量))计算值吻合。添加联氨除氧过程推荐分1~2次完成,第一次联氨添加量的下限为公式V(N2H4)=0.819×DO(RCP)+0.385×H2O2(RCP)+0.841×V(RCP残余气)减去5L。

    2019年06期 v.39;No.160 954-957页 [查看摘要][在线阅读][下载 226K]
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核安全

  • 高低压安注系统机械贯穿件密封性定期试验优化研究

    张勇;张钊;杨自军;王秭春;苏卫岗;种道彤;

    高低压安注系统机械贯穿件密封性定期试验一般在机组下行阶段进行,是确保安全壳整体安全性能的重要试验。本文分析了高低压安注机械贯穿件密封性试验的压力选择及试验原理,指出了目前试验存在主要问题的直接原因,通过对热段安注管线轴向温度的计算分析,找到了死管段内汽水分层导致阀门锈蚀的根本原因;提出了该定期试验超出设计压力的解决方法和优化方案。阀门锈蚀导致机械贯穿件密封性定期试验压力无法维持。长期而言,应对死管段进行加压工程改造;在未进行工程改造前,在试验封闭管段加装自力式减压阀。本文的研究对于优化定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。

    2019年06期 v.39;No.160 958-965页 [查看摘要][在线阅读][下载 1549K]
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  • 10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故安全分析

    薛冰;刘晓晶;何兆忠;

    热阱丧失事故在熔盐堆事故工况中可认为是Ⅱ类工况(一般事故工况),分析该种事故工况下,熔盐堆能否达到设计安全准则的要求,对熔盐堆的设计建造具有指导性意义。本文使用RELAP/MOD4.0进行10MW固态燃料熔盐堆热阱丧失事故包括最终热阱丧失以及二回路流量丧失的计算。最终热阱丧失事故发生后,一回路冷却剂一次侧向二次侧排热减少,冷却剂、燃料元件温度上升,非能动空气余热排出系统的投入能够有效排出堆芯衰变热,满足安全设计准则。对比最终热阱丧失,发现二回路流量丧失事故下堆芯达到产-排热相对稳定状态所需时间更长,且风机惰转时间对二回路冷却剂温度影响较大,风机惰转时间应控制在100s之内,且惰转时间越短,二回路冷却剂温度变化越小,越不容易发生熔盐凝固现象。

    2019年06期 v.39;No.160 966-974页 [查看摘要][在线阅读][下载 2492K]
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  • 核电厂自然通风条件下横向多层电缆火灾实验及其烟气层温度预测模型验证

    王煜宏;祝赫;黄咸家;

    核电厂内电缆火灾分析是核安全分析重要内容。核电厂内横向多层电缆火灾,即多个电缆桥架在横向方向同时燃烧具有一定特殊性。本文针对核电厂内自然通风条件下的横向多层电缆燃烧热烟气层温度的预测,进行了横向三层电缆桥架电缆燃烧实验及重复实验。基于室内中心处纵向温度分布,自然通风条件下电缆燃烧形成的室内热环境可以分为三层,即上热烟气层,下冷空气层以及中间的过渡区域。根据实验数据对MQH公式应用于自然通风条件下的横向多层电缆桥架火灾热烟气层预测的可靠性进行验证。通过比较模型预测温度与实测热烟气层温度,可以看出MQH模型可以精确预测烟气层最高温度,其相对误差为1%。但是,由于该模型没有考虑烟气层的扩散时间,以及热烟气与墙壁和顶棚之间的热传递时间,其全局误差达到25.2%。

    2019年06期 v.39;No.160 975-979+998页 [查看摘要][在线阅读][下载 1045K]
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辐射防护

  • 环己烷法用于碘吸附器泄漏率检测技术研究

    俞杰;张伟;杜建兴;魏鹏;李永国;吴波;任宏正;王稹;邱继林;

    环己烷法是人员可居留空间碘吸附器有效性评价试验方法之一。通过泄漏率模拟试验、环己烷法与氟利昂法对比试验、重复性试验、现场应用对比试验等研究结果表明:环己烷试验方法能够有效测量通风系统中碘吸附器微小泄漏,是一种灵敏度高且重复性好的检测方法;采用环己烷法泄漏率测量结果与氟利昂法和放射性甲基碘法结果一致,各项性能指标均满足碘吸附器泄漏率检测要求,可替代氟利昂法和放射性甲基碘法用于碘吸附器泄漏率检测试验。

    2019年06期 v.39;No.160 980-985页 [查看摘要][在线阅读][下载 548K]
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核技术

  • 核电站计算机化规程设计的人因工程要求

    董晓璐;

    在复杂的安全重要系统中,需使用规程支持人员任务,以减少失误并提高系统安全。在核电行业,随着数字化技术的发展,许多计算机化规程系统得到了开发和应用,可以支持操纵员进行信息搜集、判断决策和规程执行。在此基础上,IEEE 1786、IEC 62646和NUREG—0700等相关的人因工程标准导则对计算机化规程的设计和评审进行了规范。本研究调研了计算机化规程系统的设计和应用情况,从规程的呈现、规程步骤的标记、规程的管理、系统参数显示、参数监视与任务支持以及系统控制等方面进行了总结。在此基础上综述了相关标准导则的条款,并对计算机化规程的设计要求和一般设计原则进行了讨论。本研究希望通过总结相关信息,探讨计算机化规程人机接口设计的实践经验和人因工程要求,为设计和评估人员提供参考。

    2019年06期 v.39;No.160 986-993页 [查看摘要][在线阅读][下载 1283K]
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  • 核燃料循环设施火灾风险分析方法的探讨

    金潮;刘凯;张菁;张坤;郑建国;杜旭红;

    火灾是影响核燃料循环设施安全运行的主要危险因素,可使放射性物质的包容屏障失效,导致放射性物质泄漏扩散,对人员、公众和环境造成危害。本文主要参考了美国核管理委员会及国际原子能机构发布的相关文件,对目前广泛采用的核燃料循环设施火灾风险分析方法及思路进行梳理,并对其应用前景进行分析;结合核燃料循环设施火灾风险特点,针对不同的核燃料循环设施,为高效地开展火灾风险分析提出建议措施。

    2019年06期 v.39;No.160 994-998页 [查看摘要][在线阅读][下载 443K]
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  • 自适应网格加密在热工水力系统程序中的应用

    赵秀梅;林萌;陈刚;杨燕华;

    反应堆热工水力系统程序对核电站设计与安全分析有着重要的意义。尽管这些程序发展多年已经相当成熟,但依旧存在由各个方面引入的误差。自适应网格已经在各种工程问题与物理问题中广泛应用,而在现有的热工水力系统程序中依旧少见。在某些瞬态,计算过程中网格尺度对于计算精度与计算效率有严重的影响,而自适应网格能在一定程度上降低网格分布不当带来的影响。本文初步将局部网格加密技术应用到了热工水力系统程序中,优化计算结果。以faucet flow问题为例验证了自适应网格加密技术的可行性与有效性。与均匀网格相比,使用自适应网格加密算法显著地提高了计算精度与效率。

    2019年06期 v.39;No.160 999-1005页 [查看摘要][在线阅读][下载 797K]
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  • 快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验理论研究

    刘建军;施研博;王利民;

    我们在应用Hansen理论研究快中子脉冲堆弱源爆发脉冲实验时发现,理论与实验结果差距非常大。对此,我们分析了原因,然后从求解系统中子数概率分布函数出发,研究和求解了系统有限长裂变链的期望值,给出了有限长裂变链期望值的求解方法和基本形式,讨论和定量计算了Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ脉冲堆有限长裂变链的期望值。然后研究了有限长裂变链导致缓发中子先驱核增值行为,结果表明,在等待爆发脉冲期间缓发中子数可发生数倍的变化。最后,在两种不同的物理假定下,对Hansen模型给予了改进。改进后的模型可以较理想地模拟Godiva-Ⅱ和CFBR-Ⅱ两个脉冲堆的实验结果,表明结果是可信的。

    2019年06期 v.39;No.160 1006-1021页 [查看摘要][在线阅读][下载 534K]
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  • 典型泵类失效数据对核燃料循环前端设施的适用性研究

    吕丹;张宇;阙骥;杨晓伟;赵善桂;刘新华;

    为推动我国在核燃料循环前端设施领域的概率安全评价工作,有必要开展前端设施共有的通用泵类设备的失效频率研究。本文以美国核电领域、美国化工领域和我国核电领域的泵类设备失效频率为参考,通过对不同类型泵的失效模式和失效频率进行比较和分析,提出了我国核燃料循环前端设施泵类设备失效频率的取值建议。研究结果表明,从保守计算角度出发,泵类设备失效频率优先采用美国《工艺设备可靠性数据参考》相应数据;如果我国核燃料循环前端设施安全重要级别的泵类设备的设计规范、加工制造厂商及运行环境与我国核电泵类设备类似,泵类设备失效频率可考虑采用我国《中国核电厂设备可靠性数据报告(2015版)》相应数据;有必要在我国核燃料循环前端设施尽早启动泵类设备失效原始数据的采样和统计工作,以获得适合我国工程实践的泵类设备失效频率及其置信区间。

    2019年06期 v.39;No.160 1022-1029页 [查看摘要][在线阅读][下载 155K]
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  • 单个气泡上升行为的可视化实验研究

    巩子琦;蔡杰进;王烨;

    采用高速摄相机和粒子图像测速技术(PIV技术)对静水中单个气泡的上升行为进行了观测探究。通过分析实验数据发现了气泡的形状变化与其上升速度间的关系:气泡形状越扁平,上升速度越快。此外,随着生成气泡的针头内径变大,生成气泡的尺寸也会随之增大,但其平均上升速度会随针头内径的增大而先减小后增大。通过对比分析不同工况下的实验数据发现:气泡在半径为2.2~2.3mm之间时,具有最小上升速度,约为0.22m/s。通过对气泡上升速度函数进行傅里叶分析发现了气泡上升速度的波动周期与气泡大小之间的关系:气泡越大,速度波动频率越大,波动周期越小。通过PIV技术对静水中上升气泡周围的流场进行逐帧分析,发现气泡周围周期性的出现环状流场,并总结得出了气泡上升方向与流场变化间的联系。

    2019年06期 v.39;No.160 1030-1039页 [查看摘要][在线阅读][下载 2869K]
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  • CEFR在ULOF工况下的自然循环能力分析

    梁继越;张熙司;乔鹏瑞;张东辉;

    自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点考虑了堆芯自然循环。本文采用SAS4A程序对CEFR进行系统建模,分析了CEFR在无保护失流(ULOF)工况下的堆芯热工水力参数瞬态特性,验证了CEFR利用自身自然循环和负反馈设计进行事故缓解的能力,本文还对一回路流动阻力和二回路钠装量对堆芯自然循环的影响进行分析。计算结果表明,CEFR具有良好的自然循环特性,在ULOF工况下可以依靠其负反馈停堆,并能够建立起稳定的自然循环从而导出堆芯余热。

    2019年06期 v.39;No.160 1040-1046+1052页 [查看摘要][在线阅读][下载 1895K]
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  • 基于随机森林的屏蔽泵故障诊断方法研究

    段智勇;刘才学;艾琼;何攀;

    针对核动力屏蔽泵运行过程中出现的典型故障类型,研究了基于随机森林的诊断方法原理与实现过程,通过故障模拟试验获得了屏蔽泵故障状态振动信号数据。在此基础上进行了特征量提取与分析研究,然后采用随机森林算法对部分特征量样例数据进行学习建立了屏蔽泵故障诊断模型,最后利用剩余部分样例数据对诊断模型进行了验证,结果表明基于随机森林的屏蔽泵故障诊断方法性能良好。

    2019年06期 v.39;No.160 1047-1052页 [查看摘要][在线阅读][下载 534K]
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  • 核电厂维修规则性能指标制定方法研究

    张博平;初永越;钱晓明;李秋奇;王闯;

    为提高核电厂维修的有效性和风险管理水平,国家核安全局2017年发布了《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,要求试点核电厂逐步开展相关的维修活动优化研究。技术政策中提出性能指标的目的是对纳入维修规则范围的构筑物、系统和设备分别制定合适的可测量参数以对其性能趋势进行客观的判断。本文对现阶段适用于核电厂的"确定风险重要类"和"制定性能指标"方法进行研究,提出确定风险重要类的判断方法和示例,分析了不同风险重要度组合对维修策略的影响,介绍了采用二项式分布和泊松分布确定性能指标的方法和示例,为国内维修规则试点工程提供相应技术参考。

    2019年06期 v.39;No.160 1053-1060页 [查看摘要][在线阅读][下载 149K]
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  • 热管段温度波动对反应堆堆芯功率控制的影响研究

    商静;田亚杰;张云波;吕智宏;李天友;

    目前大型的压水堆核电站堆芯控制系统均设计有堆芯平均温度控制系统,该系统是一个闭环的控制系统,以稳定堆芯的平均温度为目标。该控制系统的正常运行,是保证反应堆安全稳定运行的前提和基础。作为被控对象,反应堆冷却剂平均温度的波动情况不仅是衡量该控制系统优劣的首要指标,同时也是直接影响控制系统稳定性的关键因素。总结众多压水堆核电站的运行经验,发现反应堆热管段温度的波动对反应堆平均温度控制系统影响巨大,有些甚至对反应堆的安全稳定运行造成严重影响。本文通过对具体工程案例的深入剖析、论证,归纳出热管段温度波动对堆芯平均温度控制系统影响的具体原理,为后续自主设计三代核电技术中的平均温度控制系统提供经验反馈。

    2019年06期 v.39;No.160 1061-1067页 [查看摘要][在线阅读][下载 1982K]
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  • 核科学与工程第39卷2019年总目次

    <正>~~

    2019年06期 v.39;No.160 1068-1079页 [查看摘要][在线阅读][下载 125K]
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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)。

    2019年06期 v.39;No.160 1082页 [查看摘要][在线阅读][下载 1610K]
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