反应堆工程

  • 池式低温供热堆用自然循环阀门的结构设计与计算

    周寅鹏;张金山;衣大勇;范月容;姚成志;石辰蕾;郭志家;彭朝晖;柯国土;刘兴民;

    自然循环阀门是池式低温供热堆余热排出系统的关键设备。自然循环阀门被设置于反应堆堆芯容器侧壁,可以联通容器内、外部的流体,其自然循环功能通过水力关闭、非能动开启来实现。当反应堆一回路主泵运转后,自然循环阀门在正常工况支路射流的作用下保持关闭;在反应堆停堆后,自然循环阀门内外表面压差不断减小,阀门在重力作用下自动开启,容器内、外部流体联通,流体依靠温差建立自然循环,实现堆芯余热的非能动排出,对保证反应堆的安全性能具有重要意义。通过结构设计和力矩平衡计算,能够最终设计出满足功能要求的自然循环阀门。

    2020年04期 v.40;No.164 517-520页 [查看摘要][在线阅读][下载 585K]
    [下载次数:132 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核岛水过滤器滤芯性能鉴定试验研究设计和验证

    张明;王燕燕;张富美;罗立清;孙阳阳;刘幸;

    核岛水过滤器是核电厂水质净化的重要设备,起到了去除腐蚀产物和固体颗粒物的作用。通过对国内外滤芯鉴定标准的研究,本文对自主研制的核岛水过滤器滤芯开展了主要性能鉴定试验研究设计,搭建了滤芯鉴定试验台架,成功测试了滤芯的主要性能参数,滤芯各项测试性能参数能够满足核电厂核岛系统运行要求。

    2020年04期 v.40;No.164 521-531页 [查看摘要][在线阅读][下载 2110K]
    [下载次数:124 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]
  • 二次侧非能动余热排出系统运行及换热特性研究

    李亮国;苏前华;郝陈玉;余健明;孟祥飞;吴小航;卢冬华;朱峰;

    二次侧非能动余热排出(ASP)系统是百万千瓦级压水堆核电厂应对全厂断电事故的重要措施。以百万千瓦级压水堆核电厂ASP系统为原型,基于比例模化方法设计建造了二次侧非能动余热排出系统试验装置(ASPTF)。在ASPTF装置开展了ASP系统运行特性及换热特性试验。稳态试验结果表明,相同水箱水温条件下,ASP系统换热能力随着系统压力的升高而升高;相同系统压力条件下,ASP系统换热能力随着水箱水温的降低而升高,系统压力相对水箱水温对ASP系统换热特性影响较大;ASP系统换热能力随换热管的裸露而降低。瞬态试验结果表明,在3h内,ASP系统可建立稳定的自然循环,并有效带走堆芯模拟体产生的热量;在3h后,ASP系统流量随着换热管裸露而出现不稳定,但当向换热水箱注水后,ASP系统自然循环可恢复稳定。

    2020年04期 v.40;No.164 532-539页 [查看摘要][在线阅读][下载 814K]
    [下载次数:330 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • AP1000非能动球状消氢催化剂盒失效后再生试验

    侯涛;孟宪波;潘宗鹏;王孝宇;吴旭东;

    三门核电1号机组是AP1000第三代核电的全球首堆,也是国内电站首次将新型、性能更优异的非能动球状消氢催化剂盒用于设计基准事故下的安全壳内氢气复合工作,以确保第三道屏障安全壳的完整性。分析非能动球状消氢催化剂盒的失效机理,逐项排查导致消氢效率下降的原因,并摸索开发非能动球状消氢催化剂盒失效后的再生试验方法,完成失效催化剂盒的再生工作,实现了消氢效率恢复到或接近出厂前的效率,经过现场实际验证,该方法有效地解决了AP1000非能动球状消氢催化盒消氢效率失效的问题,为项目进展节约了经济费用和时间成本。为其他AP1000机组对该非能动消氢催化剂盒的使用提供经验借鉴。

    2020年04期 v.40;No.164 540-546页 [查看摘要][在线阅读][下载 1124K]
    [下载次数:62 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 内陆核电厂液态流出物液转气排放可行性初探

    刘新华;邓治国;张志银;王晓亮;刘建辉;熊章辉;叶欣楠;姚沛林;朱好;陈诚;邢磊;杨永春;

    本文针对我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设的瓶颈问题,以冀东核电厂址和国内某典型内陆厂址为例,对液态流出物液转气排放的源项、工艺及环境影响开展了一些研究工作,从公众剂量评价的角度,初步论证了液转气排放技术路线的可行性,为我国缺乏受纳水体区域核电厂的选址、建设和监管提供参考。

    2020年04期 v.40;No.164 547-555页 [查看摘要][在线阅读][下载 642K]
    [下载次数:171 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 液态熔盐堆常用燃料盐增殖能力比较分析

    唐海波;张彬航;侯周森;袁显宝;张永红;

    熔盐堆作为第四代先进核能系统,具有中子经济性好、固有安全性高、在线换料、燃烧钍燃料等优点。本文针对熔盐快堆和熔盐热堆,采用MCNP5计算了熔盐堆中常用的9种燃料盐寿期初的临界性能和转换系数,并用中子平衡方法分析了影响转换系数的因素。从寿期初的计算数据分析,由于~(233)U具有较高的平均裂变中子数及较小的中子俘获截面,有利于提高反应堆增殖系数和燃料利用率。另外,熔盐中的~(23)Na相对于7 Li中子俘获截面更大,导致含~(23)Na燃料盐增殖系数相对较低,但对热堆的影响较小;而在快堆中,熔盐中采用Na元素相比采用Li元素更有利于中子能谱硬化,更适合快堆的增殖。

    2020年04期 v.40;No.164 556-562页 [查看摘要][在线阅读][下载 281K]
    [下载次数:132 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 深水池式低温供热堆堆芯子通道程序改进与计算分析

    张焱;桂民洋;李杨柳;郭春秋;岳芷廷;

    核能作为清洁能源,逐渐替代煤炭做为冬季供热的热源,池式常压低温供热堆具有良好的固有安全性,是最可行的方案之一。针对池式常压低温的堆芯结构、组件形式以及反应堆总体运行参数,使用子通道分析程序COBRA进行计算分析,对程序中的部分传热模型和CHF模型进行了修改,使之适用于低温常压状态运行的反应堆热工水力设计计算。使用改进的子通道分析程序COBRA计算分析了反应堆整个寿期内最危险时刻的反应堆热工水力参数,验证了堆芯稳态热工的安全性。通过对计算结果的分析表明,整个寿期内,堆芯稳态最小烧毁比(MDNBR)为3.485,燃料棒包壳表面最高温度为187℃,芯块中心最高温度为1 902℃,堆芯热工能够满足反应堆安全要求,并为反应堆的事故工况留有足够的安全裕量。

    2020年04期 v.40;No.164 563-570页 [查看摘要][在线阅读][下载 1421K]
    [下载次数:124 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]

核聚变

  • 国际热核聚变实验堆重力支撑制造概述

    康道安;李鹏远;唐海平;侯炳林;孙振超;

    本文从ITER重力支撑(GS)的结构和运行工况出发,分析了GS支撑的结构特点,全面介绍了GS支撑制造中组装、焊接、清洁以及氦检漏等关键制造工艺的难点和解决方案,并最终完成满足ITER要求的重力支撑产品。作为重要的基础性支撑部件,GS的成功制造将为ITER主机安装建设提供坚实的基础。

    2020年04期 v.40;No.164 571-575页 [查看摘要][在线阅读][下载 1374K]
    [下载次数:95 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]

核电厂

  • 屏蔽厂房整环运输变形分析及控制

    朱恒雨;王伟;宋平;吴伟;

    SC屏蔽厂房是大型筒体结构件,包含内弧板、外弧板及钢筋等构件。SC外径为47.97m,刚性较差,运输过程容易发生变形,需要在运输时进行防变形加固。本文利用有限元分析软件,对SC的变形因素进行了系统分析,本文最后给出了不同数量及分布的运输车对SC变形的影响,并分析得到了主要变形构件及有效的防变形加固措施。

    2020年04期 v.40;No.164 576-580页 [查看摘要][在线阅读][下载 1452K]
    [下载次数:35 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 小型堆非能动安全系统初步设计

    王珏;陈力生;蔡琦;张晓辉;

    非能动安全系统能够极大减轻事故工况下对柴油发电机、水泵等能动设备的依赖,已在第三代核电技术中广泛应用。为进一步提高小型堆的安全性,针对6个非能动安全系统提出初步设计方案。本文使用RELAP5和MELCOR程序建立分析模型,包括主系统、部分二回路系统和安全壳系统,以模拟大破口失水事故工况及全厂断电工况下的堆芯及安全壳响应。结果表明,当前非能动安全系统的协同运行能够有效预防和缓解事故。在大破口失水事故工况下,燃料包壳峰值温度、安全壳压力和温度不会超限,且有较高的安全裕量;全厂断电工况下,压力容器不会被熔穿、安全壳不会发生早期或晚期超压失效,且安全壳内不存在氢气燃爆转变和爆炸的风险。本文提出的设计方案具有一定的工程参考价值。

    2020年04期 v.40;No.164 581-588页 [查看摘要][在线阅读][下载 2647K]
    [下载次数:389 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • RCM技术在CPR1000核电机组的创新发展与应用

    杨立飞;陈宇;江虹;马沂荩;青晨;张涛;武涛;曹智鹏;

    基于M310核电机组多年RCM应用实践,结合现场应用需求提出了改进型RCM技术(RtCM),对RCM技术流程进行了改进和创新,增加了定量化分析和维修模板的应用,在CPR1000核电机组中得到广泛推广。实践证明,RtCM技术应用优势和成效显著,能够快速、高效的完成设备维修策略的制定和优化,实现了分析资源的合理配置和降本增效,对其他核电企业维修优化亦有借鉴价值。

    2020年04期 v.40;No.164 589-595页 [查看摘要][在线阅读][下载 481K]
    [下载次数:85 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • 蒸汽发生器一、二次侧稳态换热特性数值研究

    刘乐;陈文振;黄文;张晓辉;王珏;汤青松;

    以自然循环倒U型正三角形布置传热管蒸汽发生器为原型,建立蒸汽发生器一、二次侧及传热管"平均通道"模型,采用CFD技术,对蒸汽发生器一、二次侧共轭传热过程和二次侧两相流流动和沸腾换热过程进行研究。结果表明利用计算流体力学方法能精确模拟蒸汽发生器一次侧、传热管和二次侧的换热过程,得到一、二次侧流体温度、速度、汽化速率以及管壁温度的变化。蒸汽发生器直管段传热管管壁温度与一回路温度变化趋势一致,但弯管段传热管内外壁温差较大,顺流段一、二次侧流体温差明显高于逆流段;二次侧汽液两相流体滑速比呈先增大后减小且最终趋于稳定的趋势。

    2020年04期 v.40;No.164 596-602页 [查看摘要][在线阅读][下载 1376K]
    [下载次数:286 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂堆芯围板螺栓在役检查系统设计

    许俊龙;汪涛;马官兵;王韦强;

    第二代压水堆核电站的堆芯围板多采用围板螺栓进行连接,围板螺栓的材质为奥氏体不锈钢,在强中子环境中易产生辐照促进应力腐蚀裂纹。比利时对其现有核电站的在役检查中多次发现围板螺栓因此失效。本文设计了堆芯围板螺栓的在役检查系统,可实现围板螺栓的远程视频和超声检查,对于提升核电站的安全运行水平具有重要意义。该系统主要包括水下机器人、岸上控制系统、无损检测单元等组件,其中水下机器人由金属浮力舱、水平推进器、垂直推进器、抗辐照摄像头、超声检查工具等组成。通过在围板组件模拟体验证试验,结果表明,该检查系统能够实现有效检出30%围板螺栓横截面积的平面型裂纹。

    2020年04期 v.40;No.164 603-608页 [查看摘要][在线阅读][下载 1604K]
    [下载次数:151 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂安全壳扫气回路投运时间的论证分析

    杨鹏程;李琼哲;叶水祥;张钊;郗海英;杨智;

    近年来,部分核电厂出现了安全壳内惰性气体含量上升及氧气含量下降的现象,气体浓度超出了人员进入安全壳内工作的国家标准,人员无法进入安全壳内开展工作导致核电机组大修延期,给核电厂带来一定的经济损失。在这种情况下,核电厂通过投运安全壳内大气监测系统扫气回路对安全壳内气体进行吹扫,降低安全壳内惰性气体含量或提升氧含量,以满足人员进入安全壳内工作的国家标准。针对大气监测系统扫气回路投运后对安全壳内惰性气体、氧气浓度变化以及对核电厂第三道屏蔽的影响,本文采用一维解析模型及概率论安全影响分析的方法进行论述,并给出大气监测系统扫气回路投运时间的合理化建议。

    2020年04期 v.40;No.164 609-614页 [查看摘要][在线阅读][下载 681K]
    [下载次数:33 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于流体动力学分析的ADS4管系声共振解决方案的机理和试验探索

    矫明;刘畅;张锴;施杨;姚伟达;

    某机组热态功能试验期间ADS4 (自动泄压系统第四级)管系发生剧烈振动,研究表明流体声共振与ADS4管系发生耦合共振是主要的原因,此为核电厂一回路管道"声共振"问题在核电界首次发现。本文以ADS4本身流体声共振问题为研究对象,通过理论研究、流体动力学(CFD)计算分析,揭示了管系声共振的内在本质。以此为依托,进一步开展管系三通倒角和流速对声共振载荷影响的CFD敏感性计算分析和比例模型试验,找到了有效降低振动的管系设计改进方案,工程实施后ADS4管系流体声共振问题得到解决。

    2020年04期 v.40;No.164 615-624页 [查看摘要][在线阅读][下载 1514K]
    [下载次数:97 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]

核安全

  • 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,本文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分析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。

    2020年04期 v.40;No.164 625-630页 [查看摘要][在线阅读][下载 587K]
    [下载次数:252 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:8 ] |[阅读次数:0 ]
  • “华龙一号”设计基准事故长期阶段反应性控制研究

    陶俊;咸春宇;陈军;马兹容;

    在核电厂正常运行和事故工况下,均要确保堆芯反应性控制功能的有效执行,以确保电厂及环境和公众的安全。本文研究了"华龙一号"核电厂设计基准事故长期阶段的反应性控制要求,提出该阶段的反应性控制措施,并针对事故工况对该措施进行论证。通过分析表明,对于非破口失水事故和任何尺寸破口失水事故的长期阶段,采用天然硼溶液可实现事故长期阶段堆芯反应性的有效控制,避免采用价格昂贵的富集硼溶液,且无需采取特殊措施防止硼结晶,具有较高经济性,为确保堆芯长期冷却和安全提供了必要条件。

    2020年04期 v.40;No.164 631-636页 [查看摘要][在线阅读][下载 578K]
    [下载次数:196 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • “华龙一号”严重事故下安全壳环境条件研究

    王贺南;常愿;石雪垚;丁超;

    为确保有效缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估。严重事故环境条件是严重事故下设备、仪表可用性评估的关键性输入条件。本文针对"华龙一号"核电机组,建立了严重事故分析模型。根据确定论、概率论和工程判断相结合的方法筛选了典型事故序列,运用一体化分析程序计算得到了"华龙一号"严重事故后热工环境条件,分析研究了内层安全壳热阱和严重事故缓解措施对安全壳热工环境条件的影响,为设备、仪表在严重事故环境下的可用性评估提供重要的参考依据。

    2020年04期 v.40;No.164 637-644页 [查看摘要][在线阅读][下载 1493K]
    [下载次数:248 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于SCDAP/RELAP5的严重事故后压水堆泄压注水安全分析

    袁显宝;谭伟;黄家胜;张永红;张彬航;李双;周建军;杜晓超;

    核电站发生高压熔堆严重事故后,采取堆内泄压再注水的策略能够有效缓解堆芯融化进程,降低压力容器失效风险。利用机理性分析程序SCDAP/RELAP5对百万千瓦级压水堆严重事故后泄压注水对堆芯的影响进行研究,通过分析堆芯在泄压未注水、1 500K和2 800K时注水过程中燃料棒、碎片床和熔融池的行为特性,结果表明:泄压虽然能够降低压力容器压力,但是会过早的形成熔融池,致使熔融物较未泄压先落入下腔室,从而加热下封头。泄压后注水会使脆化的堆芯材料碎裂,较未注水情况形成更高的碎片床。在泄压的基础上,堆芯在1 500K时注水比2 800K时注水产生的可溶性裂变产物少,同时在1 500K时注水对压力容器失效的延缓作用最明显。

    2020年04期 v.40;No.164 645-651页 [查看摘要][在线阅读][下载 1098K]
    [下载次数:226 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂设计扩展工况供电要求分析

    堵树宏;杨庆明;

    随着核电技术发展,核电厂的安全目标向扩展、深化的层次变化,新的核安全法规标准进一步提高了对核电厂安全的要求。设计扩展工况概念就是核电安全发展的重要内容。相对于设计基准工况,新核安全法规明确要求核电厂应设计具有用于设计扩展工况的安全设施。作为设计扩展工况安全设施的动力源,设计扩展工况电源的设计在核电厂电源系统设计中具有十分重要的作用。本文介绍了压水堆核电厂电源系统组成及设计,分析了新法规标准下设计扩展工况及其应对基本要求,并对设计扩展工况电源设计依据、要求和应用进行研究,提出了三代核电的设计扩展工况电源设计对策。

    2020年04期 v.40;No.164 652-658页 [查看摘要][在线阅读][下载 115K]
    [下载次数:82 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]

核技术

  • 基于温度场分析的安注管线止逆阀内漏监测方法研究

    董晓梅;董俊华;余雏麟;高炳军;

    核管道安注管线止逆阀内漏会造成相关管段的热分层与冷热交替,并引发热疲劳开裂。而止逆阀内泄漏流量的监测对相关管段的热疲劳在线监测以及泄漏的及时发现与处理至关重要。本文提出了一种基于止逆阀前管外壁温度测量的安注管线止逆阀内漏流量监测方法,并以热安注管线为例进行了分析讨论。首先通过流固耦合计算获取了已知主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的温度场,定义了止逆阀阀前监测截面热分层特征温度参数,接着通过多变量回归计算,获取了热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量的关系式。在实际使用时,只要根据监测位置测量的管外壁温度计算得到热分层特征温度参数,即可利用该关系式,根据电厂现有工艺参数(主管道流体温度与流量、泄漏流体温度)得到泄漏流量。分析表明,热分层特征温度参数与主管道流体温度与流量、泄漏流体温度与流量具有良好的关联性,拟合公式与模拟计算最大误差小于10%,可满足核管道安注管线止逆阀内泄漏流量监测要求。

    2020年04期 v.40;No.164 659-667页 [查看摘要][在线阅读][下载 2162K]
    [下载次数:73 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 俄核动力巡航导弹剂量空间分布研究

    李龙;孙征;邵静;赵守智;

    俄核动力巡航导弹消息发布后,其飞行期间放射性影响是关注的重点问题之一。俄方技术资料公布较少,依据美国核动力导弹TORYⅡ-C地面试验的测试数据,核动力发动机近距离处辐射剂量率很高;但是短时间的运行后,对试验场外环境的影响可以忽略。对于俄核动力巡航导弹飞行过程中反应堆中子、光子直接辐射的影响与空气活化的影响,可以设置合理的评估指标,依据GB 18871—2002建立分析方法进行计算评估。结果表明,空气活化产物的有效剂量贡献相对于中子、光子直接辐射的有效剂量贡献几乎可以忽略。对于推算的以5MW反应堆为动力的俄巡航导弹,如果不考虑燃料裂变产物的泄漏,导弹从空中飞行一次形成的有效剂量,在与其飞行轨迹法向距离大于80m的范围,将低于GB 18871—2002中50mSv的工作人员年剂量限值。

    2020年04期 v.40;No.164 668-676页 [查看摘要][在线阅读][下载 650K]
    [下载次数:164 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:6 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂轴流式止回阀作为安全壳隔离阀的定期试验问题分析和应对措施研究

    褚福立;

    某核电厂的安全壳隔离阀在设计上采用了较多的轴流式止回阀。这些轴流式止回阀具有转换关闭和保持关闭的安全要求,需要定期的执行安全壳泄漏率试验和动作试验来验证其执行核安全功能的能力。如果在机组运行期间执行的定期动作试验不合格,将会导致进入技术规格书限值,严重情况下需进入安全壳厂房内进行维修。如果在机组大修期间执行的定期动作试验或安全壳泄漏率试验不合格,将会导致机组不能升功率。该核电厂1号和2号机组在调试期间和运行初期出现多次轴流式止回阀定期动作试验和泄漏率试验不合格问题。本文主要通过对其1、2号机组轴流式止回阀的历次试验数据进行分析,提出解决轴流式止回阀定期试验不合格问题的措施,希望能为此类型止回阀的在役试验管理和维修工作提供借鉴。

    2020年04期 v.40;No.164 677-682页 [查看摘要][在线阅读][下载 613K]
    [下载次数:70 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • CABSA程序的力平衡模型气溶胶再悬浮模块开发

    孙雪霆;季松涛;陈林林;史晓磊;肖增光;魏严凇;

    核电厂严重事故情况下,裂变产物以气溶胶形式释放并沉积在结构表面。事故晚期,氢燃或氢爆等作用产生的气流会使沉积的气溶胶发生再悬浮而重返气空间。中国原子能科学研究院的CABSA程序中采用力平衡模型开发了再悬浮模块,并利用STORM试验数据进行了计算,分析了边界条件对气溶胶再悬浮的影响。模型通过气溶胶所受的提升力和附着力的平衡得出的临界直径来判定气溶胶的再悬浮条件。研究表明:提升力、附着力均随气溶胶直径增大而增大;表面粗糙度越小,附着力越大;流体速度越大,提升力越大;提高表面粗糙度、提升流体速度能够减小临界直径;减小临界直径能够提高悬浮比例。

    2020年04期 v.40;No.164 683-687页 [查看摘要][在线阅读][下载 876K]
    [下载次数:65 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • Fe_3O_4@SiO_2-NH_2粒子对铀(Ⅵ)在阿拉善水相中的吸附性能研究

    王彦惠;冷阳春;成建峰;卫纯纯;赵玉婷;李东瑞;

    以内蒙古阿拉善某地下水为水相背景,Fe_3O_4@SiO_2-NH_2磁性复合纳米材料和阿拉善黏土岩为吸附剂,采用静态批量法进行U (Ⅵ)吸附实验,并通过吸附动力学模型和吸附等温模型对实验数据进行拟合,分析吸附机理,研究了磁性复合纳米材料和阿拉善黏土岩分别在不同条件下对U (Ⅵ)的吸附性能。结果表明,固液比为1∶200、温度为35℃、吸附平衡时间为2h、pH为5的条件下,复合材料对U (Ⅵ)的吸附效果最佳,为73%左右,说明该材料在特定水相环境中对核素U (Ⅵ)也能表现出较好的吸附性能。阿拉善黏土岩对U (Ⅵ)的吸附研究发现:固液比为1∶200、温度为35℃、吸附平衡时间为24h、pH为8的条件下对U (Ⅵ)的吸附率为35%左右。吸附实验表明:在特定水相环境中,制备的Fe_3O_4@SiO_2-NH_2复合粒子比阿拉善黏土岩具有更好的吸附性能和更大的吸附容量。

    2020年04期 v.40;No.164 688-695页 [查看摘要][在线阅读][下载 1672K]
    [下载次数:256 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:6 ] |[阅读次数:0 ]
  • 锂冷空间堆辐照产氦行为研究

    安伟健;霍红磊;李来冬;汪新智;张昊春;

    锂(Li)是一种重要的空间核反应堆传热工质,采用Li冷却的大功率空间堆是未来空间核电推进任务的理想能源之一。Li在受中子辐照时会产生氦(He)。在Li冷空间堆中,Li产生的He会对一回路的热工水力造成不利影响,需要设置气体分离器对其进行收集。因此,对Li辐照产He的计算和研究是Li冷空间堆设计的重要环节。为详细研究Li冷空间堆的产He行为,构建了兆瓦级Li冷空间堆LISA,采用三维蒙特卡罗程序MCNP,对反应堆中Li产He行为进行了计算,比较了不同反应以及不同区域的产He量,研究了Li-7丰度以及中子能谱对产He的影响,并基于研究结果提出了Li冷空间堆的优化思路。本研究的方法和结论可为Li冷空间堆的设计研究提供有益参考。

    2020年04期 v.40;No.164 696-702页 [查看摘要][在线阅读][下载 1208K]
    [下载次数:211 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • 复杂轴向内流诱发的柱体结构流致振动特性实验研究

    陈双龙;陆道纲;马勇哲;侯胜杰;曹琼;杜爱兵;

    本文以中国实验快堆辐照容器组件为实验研究对象,研究了复杂轴向内流诱发的柱体结构的流致振动特性。实验采用了与真实组件1∶1几何相似的模型,研究包括额定流量(14m~3/h)在内共8种流量运行工况下的组件振动情况,用以揭示不同流量下的组件流致振动特性;并且本文还开展了边界条件与流致振动实验基本一致的模态实验,从而对流致振动频谱进行更准确的分析。实验采集组件在不同流量的流体冲刷下的振动响应及动态应变响应,经过信号处理之后得到组件振动的位移谱、振幅均方值以及应变峰值。从位移谱上得到组件的振动位移频谱有两个贡献较大的峰,该峰分别对应流体激振力频率与组件一阶固有频率,实验结果表明流体激振频率随流量增大而增大,组件位移随流量增大而波动性增加。

    2020年04期 v.40;No.164 703-709页 [查看摘要][在线阅读][下载 1081K]
    [下载次数:204 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 高放废物处置多孔多罐热力耦合近场效应研究

    高俊义;

    高放废物的安全处置是科学、技术和工程界所面临的挑战性问题。基于高放废物处置库概念模型,应用3DEC程序计算分析废物罐数量对处置库近场温度、应力和位移的影响。结果表明:(1)每增加1个废物罐,岩体平均温度升高约26.5℃,平均温度梯度增大约0.22℃/m,内侧比外侧观察点平均温度高约1.25℃,并且岩体平均位移增大约0.193cm,内侧观察点温度、位移和应力差值随时间小于其外侧;(2)废物罐释热约0~0.6a时,膨润土的温度、竖向位移和竖向应力增幅较大,其后膨润土温度和竖向位移增幅减小,由初始施加的地应力变为温度产生的2~2.8 MPa的热拉应力,膨润土竖向应力随时间基本保持不变或略有减小;(3)工程设计中增加的废物罐数量产生的热叠加效应不容忽视,建议单个钻孔内处置1个废物罐为宜。

    2020年04期 v.40;No.164 710-717页 [查看摘要][在线阅读][下载 2131K]
    [下载次数:79 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 国产汽动泵平衡盘司太立合金堆焊层裂纹原因分析及改进

    刘星;

    国产首台汽动泵在大修解体中发现其平衡盘的司太立合金堆焊层存在裂纹,本文通过对裂纹的微观形貌、能谱测量及裂纹剖面观察,得出裂纹产生的诱因。经过研究汽动泵转子的轴向力的计算过程、梳理司太立合金堆焊工艺和机械加工工艺的不足,总结出裂纹产生的根本原因。采取相应措施后,使用新工艺制造的平衡盘经过出厂试验验证,显著提升了司太立合金堆焊层抗裂纹产生及扩展能力,提升了设备可靠性,为后续华龙机组国产汽动泵优化改进提供了良好的工程参考。

    2020年04期 v.40;No.164 718-728页 [查看摘要][在线阅读][下载 1906K]
    [下载次数:178 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]

  • 《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。

    2020年04期 v.40;No.164 729页 [查看摘要][在线阅读][下载 444K]
    [下载次数:42 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 下载本期数据