反应堆工程

  • 矩形通道堵流过冷沸腾特性研究

    毛辉辉;王阳阳;巫英伟;陆祺;刘余;杨小磊;

    由于矩形冷却通道具有很大的长宽比,冷却剂中异物在长期运行过程中在矩形冷却通道内逐渐累积,会使流通面积减小导致局部冷却剂的堵流事故,从而威胁燃料元件完整性。本文在充分考虑燃料组件矩形窄通道流动与换热特性基础上,选取合适的过冷沸腾特性数学物理模型,并采用RELAP5程序计算结果对比验证了数学物理模型的适用性。对堵流工况下运行压力、入口过冷度、功率密度、功率分布、入口不加热段长度等重要运行参数进行敏感性分析,研究其对温度分布以及空泡份额的影响。结果发现改变功率分布对于堵流后果的影响最显著,对称的功率分布输入下燃料元件的释热效果明显好于其他两种非对称功率分布,而且在对称功率分布下堵塞流道冷却剂的局部温度峰值也有所提高,余弦分布形式下堵塞通道内冷却剂峰值温度相对非对称分布高10K左右。余弦分布和功率峰偏上分布形式下,堵塞通道内冷却剂发生局部沸腾,空泡份额分别为0.12和0.009。

    2020年02期 v.40;No.162 169-178页 [查看摘要][在线阅读][下载 2308K]
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  • 第三代压水堆核电站CAP1400 1E级壳内电缆附件研制及鉴定试验

    王庆玖;张军;严振杰;吕波;

    CAP1400是经过国际原子能机构的反应堆安全评审,达到国际安全法规最新要求的先进非能动核电技术。CAP1400 1E级壳内电缆附件是连接核岛安全壳内贯穿件和电缆、电缆和电缆以及电缆和其他电气设备的关键部件,对其在核电站运行期间的服役性能有很高的要求。本文详述了CAP1400 1E级壳内电缆附件的技术要求、材料研究、结构设计、研制及鉴定试验过程,首次在国内完成了该系列产品的试制及鉴定试验,为未来该系列电缆附件应用于第三代压水堆核电站CAP1400壳内打下了基础。

    2020年02期 v.40;No.162 179-188页 [查看摘要][在线阅读][下载 2761K]
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  • 基于多节点模型的液态熔盐堆堆芯功率控制

    姜庆丰;曾文杰;谢金森;朱伟聪;

    液态熔盐堆以流动的氟化物作为燃料,燃料熔盐靠主泵驱动在主回路系统中流动,采用控制棒对堆芯功率进行控制。为研究液态熔盐堆堆芯功率控制,基于多节点建模方法,将熔盐实验堆堆芯划分为9个节点区域,建立熔盐实验堆堆芯非线性模型,并对模型进行线性化。基于堆芯线性化模型,采用PID控制方法设计堆芯功率控制系统,对堆芯反应性扰动等工况开展控制研究。结果表明,基于堆芯多节点模型设计的堆芯功率PID控制器可以实现对液态熔盐堆堆芯功率的良好控制。

    2020年02期 v.40;No.162 189-195页 [查看摘要][在线阅读][下载 1519K]
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  • 水冷反应堆类四边形子通道超临界热传递熵产规律研究

    王为术;郭玲伟;刘军;

    为揭示超临界水冷反应堆类四边形子通道内传热机制,在压力为23~28 MPa,热流密度为600~800kW/m~2参数范围研究棒径为8mm,栅距比为1.1~1.4的类四边形子通道内热传递熵产规律。采用数值模拟软件,计算子通道内超临界水熵产及传热系数,通过改变系统热工参数,分析压力、热流密度和栅距比对子通道内超临界水热传递的熵产规律。研究结果表明:在整个焓值区域内,栅距比、热流密度与压力参数的升高均会引起子通道内熵产增加,传热系数下降,压力与热流密度参数变化导致不同焓值区域内熵产及传热系数的差异分布,而栅距比参数增加引起的传热特性变化则在整个焓值区域内表现一致。

    2020年02期 v.40;No.162 196-203页 [查看摘要][在线阅读][下载 1222K]
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  • 点堆随机动力学微分方程的推导

    刘建军;朱家彩;王瑞利;傅学东;任键;

    针对弱中子源反应堆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,本文将随机微积分理论引入了反应堆物理研究,在点堆模型的假定下,推导了可描述这一涨落现象的反应堆随机动力学微分方程组,重点介绍了这一物理问题和方程组的推导过程。

    2020年02期 v.40;No.162 204-210页 [查看摘要][在线阅读][下载 271K]
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核聚变

  • 液态金属冷却反应堆主容器双向密封特性分析

    梁翰哲;柏云清;张勇;师雪艳;宋勇;汪建业;

    液态金属冷却反应堆是第四代反应堆的重要堆型,一回路采用池式布局以液态金属作为冷却剂。该类堆型具有较高安全性,一回路覆盖气体压力较低是重要的系统特征。在正常运行下,主容器内气压为负压,而在基准事故下,主容器内部气压上升而转变为正压。因此主容器的气体密封需具有气体双向密封能力以同时满足内部负压强和正压强的气体密封要求。本文根据双气压模式的特点,通过在主容器与顶盖连接处布置双道金属C型密封环实现双向密封的功能。并以典型主容器密封为例,利用有限元分析获得了金属密封环在正负两种气压模式下的非线性响应,包括回弹曲线、径向滑移量和接触应力,再通过泄漏理论得到主容器的密封性能参数。计算分析结果表明,主容器的气体双向设计密封性能良好,能够保证密封要求,可为有类似环境要求的主容器密封提供一定参考。

    2020年02期 v.40;No.162 211-217页 [查看摘要][在线阅读][下载 1192K]
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  • 双功能液态锂铅包层氚增殖性能分析

    曾正魁;蒋洁琼;王海霞;陈思泽;王志刚;李斌;黄群英;

    双功能液态锂铅(DFLL)包层作为一种高性能的产氚包层,是中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选包层之一。氚增殖比(TBR)是产氚包层核心设计参数之一,是评估聚变堆氚自持性能的重要指标,有必要对其进行详细分析。本文介绍了DFLL包层氚增殖性能数值分析与实验验证工作。其中数值分析采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC建立了全堆三维中子学模型,计算分析了包层不同位置处的TBR值,并对影响包层氚增殖性能的相关因素,如第一壁材料、钨护甲、包层增殖区厚度、6 Li富集度等进行了敏感性分析及参数优化;实验验证工作利用强流聚变中子源HINEG,开展了DFLL中子学实验模块不同位置产氚率(TPR)测量。研究结果显示,经过优化的DFLL包层TBR设计参数可达到1.208,满足CFETR第一阶段的氚自持要求;实验结果与理论计算结果的最大偏差为8%以内符合,实验结果的测量不确定度在2σ内优于9.8%。

    2020年02期 v.40;No.162 218-226页 [查看摘要][在线阅读][下载 1501K]
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  • 真空环境下燃料组件压紧弹簧疲劳应力松弛研究

    徐杰;陈建伟;林峰;金鸣;吴庆生;宋勇;

    反应堆燃料组件压紧弹簧需要长期在高温和压应力下服役,其材料的正确选型对燃料组件的设计具有重要意义。针对反应堆运行过程中可能因机械振动和流致振动等引起的压紧弹簧疲劳破坏现象,本文对三种备选奥氏体不锈钢压紧弹簧(GH 2132、632和GH4169)在450℃条件下进行了10万次疲劳循环的真空疲劳试验。试验结果表明:所有弹簧均保持形态完整,没有出现断裂失效现象。GH4169弹簧在试验后没有发现明显的析出物。同时其处于低层错能状态,位错运动形式更多的是单滑移,变形过程中塑性的累积困难,表现出较好的抗应力松弛性能。最终优选GH4169作为反应堆组件压紧弹簧备选材料,为反应堆燃料组件设计与制造提供一定参考。

    2020年02期 v.40;No.162 227-232页 [查看摘要][在线阅读][下载 1365K]
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  • 乏燃料公路运输事故条件下放射性核素弥散模型研究

    陈黎伟;陶龙龙;周百昌;汪进;龙鹏程;王芳;

    乏燃料容器在运输过程中会受到不可抗力因素的影响而导致燃料组件和运输容器受损,放射性核素逐渐从燃料组件到运输容器内腔再泄漏到外部环境。本文选取大亚湾乏燃料干式贮存库到甘肃四○四厂乏燃料后处理厂之间的道路运输场景作为研究案例,考虑了有无树木、建筑壁面及不同泄漏源高度等情况,引入放射性衰变因子、动量源损失因子,提出一种基于计算流体力学(CFD)方法的乏燃料公路运输事故条件下放射性核素弥散模型。该模型对示踪气体在空街峡谷建筑壁面的浓度模拟结果与Jeanjean APR等人的模拟结果吻合较好,从而初步验证了模型的正确性。计算结果表明,修正后的模型能较好地描述乏燃料公路运输事故条件下的放射性核素的分布,并发现建筑物之间的树木会对湍流漩涡有减弱作用,且泄漏源与树木、建筑物的相对高度对后果评价影响较大,从而为核事故后处理提供更准确的信息。

    2020年02期 v.40;No.162 233-243页 [查看摘要][在线阅读][下载 2657K]
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  • GDT聚变中子源氚燃料循环初步设计与分析

    孙新宇;王海霞;曾秋孙;贾江涛;魏世平;蒋洁琼;

    基于GDT概念的聚变中子源具有等离子体易实现稳态运行、结构简单紧凑、技术实现难度较低、易于升级与维护、氚消耗量低等特点,其建成后可作为聚变结构材料或部件的测试平台。由于氚在真空室内的燃烧份额很低,所以有必要为该装置建立安全而高效的闭式氚燃料循环系统,以提高氚燃料的经济性。本文首先分析GDT在氚燃料循环方面的特点,然后参考最新的ITER和DEMO氚燃料循环设计,旨在建立匹配的氚燃料循环系统,以满足GDT聚变中子源稳定运行的燃料需求。根据物料注入方式、氚处理系统功能、循环回路等方面的不同,分别提出了三套氚燃料循环方案GDT—TFC1、TFC2和TFC3,并分析它们在系统氚盘存量、氚投料量方面的差异。从氚燃料经济性的角度考虑,为该装置氚燃料循环方案的选取提供了一定的参考。

    2020年02期 v.40;No.162 244-250页 [查看摘要][在线阅读][下载 597K]
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  • ITER极向场线圈维修过程及照射剂量虚拟仿真

    赵锦波;张澍;何桃;龙鹏程;胡丽琴;

    根据国际热核聚变实验堆ITER设计标准,ITER极向场线圈(PF Coils)的人工检测和连接维修任务的制定,需要开展维修方案的预评估,验证当前核设计方案的合理性和可行性。基于ITER组织提供的辐射场数据和工程模型,在核与辐射安全仿真系统SuperMC/VisualDose2.3的支持下,开展了ITER PF4维修过程的工人职业照射剂量仿真分析,包括维修过程的虚拟漫游仿真、器官剂量实时评估、累积剂量评估和人员操作过程的虚拟培训仿真。仿真结果显示,根据现有ITER核设计方案,ITER停堆106 s后人员进入低温室开展ITER PF4检修工作所受到的累积剂量为2.19mSv,为ITER核设计分析人员提供了参考。

    2020年02期 v.40;No.162 251-255页 [查看摘要][在线阅读][下载 1128K]
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核安全

  • 基于欧拉方法的核素近海迁移计算

    李子超;周涛;司广成;秦雪猛;

    研究放射性核素在近海的迁移扩散规律,对核电厂事故条件下应急决策及事故缓解有重要作用。基于AP1000机组,选择气候态平均的边界条件,建立了中国近海水动力模型;然后基于六小时预报的气象数据,建立了核电厂近海域水动力模型;最后基于欧拉的方法,建立了核素扩散模型;对模型进行了验证,分析了核泄漏事故后,核素在核电厂近海域的迁移规律。结果表明:核电厂近海域的水动力模型较好地刻画了核电厂附近海域的流场,模拟水位与海床基实测水位差控制在10cm之内;~(131)I在核电站近海域的迁移方向与~(137)Cs基本一致,都是沿着海岸线向东迁移,同时向南扩散;对于核事故应急响应,半衰期较长的核素~(137)Cs可以不考虑衰变对其放射性活度的影响;半衰期较短的核素~(131)I,衰变对其放射性活度的影响很大。

    2020年02期 v.40;No.162 256-263页 [查看摘要][在线阅读][下载 2230K]
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  • 锆合金表面耐事故涂层研究进展

    曹殿鹏;邹树梁;肖魏魏;唐德文;

    锆合金表面涂层是核电耐事故燃料研究的一个重要技术途径。本文综述了福岛事故后锆合金包壳外表面耐事故涂层的研究进展,依据涂层制备中的涂层材料、制备工艺、涂层性能表征等关键问题逐次展开。首先介绍用于核电锆合金表面的涂层材料,主要包括金属涂层、陶瓷类涂层、合金涂层和多层复合涂层。其次,介绍用于锆合金表面耐事故涂层的制备工艺,主要包括冷喷涂、离子镀、磁控溅射和其他种类的制备工艺。最后,介绍锆合金表面耐事故涂层性能表征方法以及涂层材料和制备工艺对涂层性能影响的研究工作,涂层性能包括涂层表面完整性和关键堆外性能两个方面。本研究进展可为进一步研究与开发锆合金表面耐事故涂层提供重要参考。

    2020年02期 v.40;No.162 264-272页 [查看摘要][在线阅读][下载 979K]
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  • 氢气迁移扩散二维模型分析

    李颖;侯丽强;杨帆;曹学武;

    长期以来,氢气风险控制措施一直是能源安全研究的重点,氢气迁移扩散特性的预测是制定氢气风险控制措施的基础。本文基于现有氢气迁移特性机理模型研究成果,耦合氢气扩散过程中的夹带现象及空气阻力因素,建立了大空间内氢气迁移上升扩散的二维数学模型,利用该模型计算得到大空间内的氢气速度分布与浓度分布,并与典型实验数据进行了对比。基于实验数据比对结果,通过拟合系数法得到了优化的夹带系数与阻力系数表达式,采用修正系数的模型的计算结果与实验数据吻合良好,验证了模型的合理性。

    2020年02期 v.40;No.162 273-278页 [查看摘要][在线阅读][下载 753K]
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  • 基于PARCS和RELAP5程序的AP1000弹棒事故计算分析

    王昆鹏;韩向臻;黄旭阳;兰兵;攸国顺;周如君;

    本文主要以AP1000先进装载首炉堆芯为研究对象,基于PARCS和RELAP5程序,建立AP1000三维物理—热工水力耦合模型,并在模型的基础上,进行AP1000弹棒事故计算分析。在热态满功率的情况下,选取4种位置处的单束控制棒分别进行弹棒试验并对比了单通道和多通道两种水力通道划分结果,还进行了两束控制棒同时弹出试验。结果显示单束控制棒弹出时最中心的AO棒弹出后果最严重,引起的核功率峰值最大,但燃料中心和包壳温度都未超规定值。单通道与多通道相比,由于其燃料温度较低,多普勒效应则相对较弱,弹棒位置处归一化温度分布越低弹棒价值则显示越大。选取的两束棒同时弹出时虽然引入的正反应性较大,压力的变化较为剧烈,对一回路系统易产生冲击,但由于棒分布在堆芯外围从而其引起的温度和压力变化峰值仍在可接受范围,但温度和压力结果也都在可接受范围。

    2020年02期 v.40;No.162 279-286页 [查看摘要][在线阅读][下载 1141K]
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  • “华龙一号”机组110V A列仪控电源失电事故后果及控制策略研究

    申中祥;王小林;炊晓东;

    "华龙一号"作为我国自主研发的三代核电机组,势必成为我国核电市场的主力机型。本文介绍了"华龙一号"重要仪控电源组成及作用;分析了110V A列仪控电源EDA失电后果的研究方法、失电对机组主要负荷的影响等内容,并结合失电研究结果探讨了"华龙一号"110V A列仪控电源失电事故的控制策略。该研究是对"华龙一号"110V A列仪控电源失电事故后果及控制策略的全面总结,对机组事故控制及供电电源优化具有指导意义。

    2020年02期 v.40;No.162 287-295页 [查看摘要][在线阅读][下载 738K]
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核电厂

  • 某核电厂柴油发电机橡胶密封圈老化行为及寿命分析

    孔全兴;孙琦;龙磊军;刘海涛;王俊;高超;蒋林中;廖雪波;

    对某核电厂应急柴油发电机3种不同型号橡胶密封圈进行人工加速老化试验,以研究其老化行为及规律,并对其进行寿命预测,以确定合理的更换周期。研究分析表明:3种密封圈在经过一定时间的加速热老化后,材料性能出现了不同程度的退化,随老化时间和温度的增加,断裂伸长率减小,硬度增大。密封圈红外光谱特征随老化时间增加并没有发生明显的规律性变化。根据热老化后的断裂伸长率测试结果,利用Arrhenius模型计算出了3种密封圈在服役温度下的等效热老化寿命,建议更换时间为10年。

    2020年02期 v.40;No.162 296-301页 [查看摘要][在线阅读][下载 703K]
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  • CFETR真空室超压保护系统管道设计与优化

    陶腊宝;杨庆喜;徐皓;陈建;李宁;陆坤;宋云涛;周才品;

    真空室超压保护系统(VVPSS—Vacuum Vessel Pressure Suppression System)是中国聚变工程实验堆(CFETR—China Fusion Engineering Test Reactor)中重要的安全系统之一,它目的是预防在泄漏事故下,真空室和相关组件可能产生的过压损害。本文简述了VVPSS的总体设计和管道优化。主要介绍了VVPSS各个部件之间的联系和作用,初步得到管线布局;利用有限元分析软件对两种管路方案进行流体分析比较,得出对流体流动影响最小的方案;对是否能通过增加支路数目来减小爆破片的直径做出了初步探究,为核聚变装置中真空室超压保护系统的设计提供一定的参考依据。

    2020年02期 v.40;No.162 302-307页 [查看摘要][在线阅读][下载 805K]
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  • 抗流致振动的压水堆控制棒导向筒阻流板设计与数值分析

    张惠民;陆道纲;张钰浩;

    压水堆的堆芯上腔室中的控制棒导向筒可使控制棒在其内平滑地被提出或插入堆芯。堆芯上腔室内掠过控制棒导向筒的横向流从导向筒壁面的流水孔流入导向筒内部,会诱发控制棒的流致振动。流水孔的作用是在控制棒下落时排出导向筒内的水以减少控制棒下落阻力,使控制棒及时落入特定位置从而保证反应堆的安全。如果流水孔的尺寸过大,落棒阻力较小,但控制棒的流致振动会增强;反之亦然。虽然在常规设计中核算了流水孔尺寸以平衡落棒阻力和流致振动,但是压水堆核电厂还是会经常出现由上述问题引发的落棒延迟或控制棒流致振动过大问题。为了解决上述问题,本研究提出了改进设计方案,即在导向筒流水孔的前部设置阻流板,减小通过流水孔进入控制棒导向筒的流体。对控制棒周围的流体进行三维数值模拟,根据计算出的控制棒周围的流速,比较和评估改进设计前后控制棒周围的流动特性。计算结果表明,与改进设计前相比,改进后设计中控制棒周围的横向流动明显减弱。

    2020年02期 v.40;No.162 308-315页 [查看摘要][在线阅读][下载 3190K]
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  • 迷宫型节流件压降的数值模拟研究

    宋怡;陆道纲;秦亥琦;钟达文;曹琼;

    迷宫型节流件能够在小空间内实现大压降,因此被广泛应用于钠冷快堆的管道系统中。当选择迷宫型节流件时,在设计过程中评估它的压降是非常有必要的。评估压降通常采用的方法是实验测量,但是实验不仅费时费力,而且难以观察流动细节,近年来,数值模拟已经成为评估压降的常用方法。数值模拟更加便捷,但同时它的准确性受很多因素影响,尤其是湍流模型的选择。另一方面,迷宫型节流件的压降是由很多因素决定的,包括相邻节流板的间距、节流板的高度、节流板的数目和流过节流件的流量。目前关于迷宫型节流件的压降和这些因素之间的关系尚不明确。基于上述认识,本文研究了计算迷宫型节流件压降的数值模拟方法,并且通过数值模拟结果与实验结果的对比,选择了标准k-ε模型为最可信的湍流模型。本文使用经过验证的数值模拟方法,分析了迷宫型节流件的压降随各种因素变化的趋势,最终通过多元回归方法拟合了压降与其各影响因素之间关系的经验公式。

    2020年02期 v.40;No.162 316-324页 [查看摘要][在线阅读][下载 1189K]
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  • 核电厂总平面设计分析研究——基于福岛事故改进及运营经验分析

    王栋;刘涛;

    从秦山核电厂一期工程至今,我国核电厂的自主设计、建造已经走过了30多年的历程,目前仍然运行良好。但期间日本发生的福岛事件,为我们敲响了警钟,我们必须从中吸取经验教训,使我国的核电厂免于事故,做到防患于未然。本文从福岛事件后的改进项及核电厂多年运营经验的角度分析,对核电厂总平面设计进行研究,希望可以对以后的核电厂总平面设计提供参考。

    2020年02期 v.40;No.162 325-332页 [查看摘要][在线阅读][下载 3339K]
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核燃料

  • DFT模拟铂催化肼的分解过程

    唐菲菲;郝帅;张晓腾;石伟群;夏良树;

    采用杂化泛函B3LYP对溶液环境Pt催化N_2H_4分解过程中N—N断键、N—H断键过渡态结构进行模拟计算和IRC验证,并对反应物、产物等结构进行了几何优化。结果表明:得到了中性、酸性溶液条件下N—N断键以及N—H断键过渡态结构及其热力学数据;酸性条件有利于N—N断键,随着溶液酸性增强,N—N断键越容易;N原子上的H原子会被H_2O吸引而偏转,导致酸性条件N—N断键过渡态结构发生变化;酸性溶液中N—H断键受到H+抑制影响较大,能垒与中性溶液相比有大幅度升高,且会发生N—H断键逆反应。

    2020年02期 v.40;No.162 333-340页 [查看摘要][在线阅读][下载 1665K]
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  • 堆芯探测器组件拆除操作时间的参数化研究

    李娜;余志伟;安彦波;张翼;王尚武;湛卉;邓朝俊

    为了提高堆芯探测器组件拆除操作的效率,缩短拆除操作时间,减少拆除装置对厂房环吊的占用,分别建立拆除装置各主要功能部件、厂房环吊等设备的运动学模型。根据确定的各项操作的必要逻辑关系,推导完成一组四根探测器组件拆除所需总时间的方程,并确认其满足目标要求。同时,结合"华龙一号"已知设备的相关运行参数,研究关键参数对拆除操作总时间的影响。

    2020年02期 v.40;No.162 341-348页 [查看摘要][在线阅读][下载 698K]
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  • CANDU堆通过冷却剂~(133)Xe浓度趋势查找破损燃料

    胡威;

    秦山第三核电厂两台CANDU6反应堆通过测量缓发中子查找破损燃料的成功率很低,本文通过在线监测的冷却剂~(133)Xe浓度变化趋势分析方法查找破损燃料,判断破损燃料棒束的入堆时间,确定破损燃料棒束所在冷却剂环路。通过换料前后的~(133)Xe浓度趋势,可以确定换料通道内是否存在破损棒束,以及破损燃料棒束是否卸出堆芯。该方法在实际应用中取得了良好的效果,近年来成功定位了5个破损燃料通道。

    2020年02期 v.40;No.162 349-352页 [查看摘要][在线阅读][下载 565K]
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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,服务核领域内专家和科研人员。期刊收录核科学技术与工程类具有创造性科研成果文章,主要栏目设置:核反应堆工程与物理、核聚变、

    2020年02期 v.40;No.162 354页 [查看摘要][在线阅读][下载 518K]
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