反应堆工程

  • 熔盐冷却球床堆分流板结构优化设计

    周建军;袁显宝;毛璋亮;肖仁政;马小强;

    固体熔盐堆中燃料球按照一定的方式排列,入口处的分流板结构对燃料球起到支撑作用,同时对冷却剂有分流的作用,分流板结构直接影响到堆芯内的流场分布和压降。研究分流板结构对堆芯热工特性的影响,对于堆芯的设计具有重要的意义。本文针对熔盐冷却球床堆,设计了四种可能的分流板结构,研究了分流结构对堆芯流场、温度场和压降的影响。结果表明固体熔盐堆中燃料球对冷却剂具有显著的二次分流作用,分流板结构对堆芯局部流场分布有一定影响,但是整体影响较小。带有半球形凸起的分流板结构在流场分布和燃料球规则堆放方面具有一定的优势。

    2020年05期 v.40;No.165 729-736页 [查看摘要][在线阅读][下载 2947K]
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  • 一种简单判定二次应力的方法

    兰天宝;田金梅;周航;王艳苹;

    有限元分析已成为压力容器应力分析与计算的主要手段,如何对有限元应力结果进行应力分类则是设计者需要解决的问题。在介绍了几种区分一次应力与二次应力的方法后,针对某核安全二级设备分析实例进行二次应力的判断,提出了一种通过改变连接部件的弹性模量来判定结构的二次应力的方法。

    2020年05期 v.40;No.165 737-741页 [查看摘要][在线阅读][下载 730K]
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  • 某型空间堆堆芯热工水力特性数值分析

    任董国;柴翔;李仲春;夏文勇;张滕飞;庄伟业;刘晓晶;

    本工作对某型空间堆堆芯内部热工水力不均匀特性进行了数值分析,针对不同工况下空间堆堆芯内部流动和传热特性尝试采用核热耦合方法进行数值模拟计算,首先使用六角形变分节块法三维全堆芯中子学扩散计算得到堆芯功率分布参数,然后对堆芯进行三维建模并导入商用CFD软件STARCCM+进行计算。数值模拟过程中,分析了稳态条件下堆芯径向功率分布不均匀性对内部流动和传热的影响规律;同时分析了当落棒事故发生时,堆芯轴向功率分布不均匀性对流场的影响规律。本研究基于核热耦合技术初步计算得到上述工况下的堆芯流体温度、速度、堆内最高温度点等参数分布,经过对计算结果的分析,获得了稳态工况及落棒事故工况下堆芯内部流动传热情况以及温度和速度三维分布的不均匀特性。

    2020年05期 v.40;No.165 742-750页 [查看摘要][在线阅读][下载 3217K]
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  • “华龙一号”安全壳内气溶胶重力沉降特性研究

    陶俊;咸春宇;陈军;马兹容;

    采用具有滑移修正因子和动力形状修正因子的Stokes重力沉降模型,研究"华龙一号"设计基准大破口失水事故工况下安全壳内气溶胶的重力沉降特性。根据安全壳内气溶胶粒子本身特性,并结合"华龙一号"设计基准大破口失水事故工况下堆芯裂变产物释放情况和安全壳内的热工水力条件,确定了重力沉降模型中的重要参数,得到该工况下安全壳内气溶胶的重力沉降速率。结合"华龙一号"安全壳设计参数,获得安全壳内气溶胶的重力沉降去除系数。并对典型核素形成的气溶胶在安全壳气空间的活度变化进行对比分析。结果表明,对于"华龙一号"核电厂,安全壳内气溶胶重力沉降可明显降低事故情况下安全壳气空间的放射性活度水平及向外界环境的放射性释放。

    2020年05期 v.40;No.165 751-756页 [查看摘要][在线阅读][下载 729K]
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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05期 v.40;No.165 757-762页 [查看摘要][在线阅读][下载 956K]
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  • 基于浸没边界法的流固耦合模拟分析

    秦如冰;柴翔;程旭;

    钠冷快堆(Sodium-cooled Fast Reactor,SFR)作为第四代反应堆系统的重要堆型之一,采用非能动停堆组件保证安全性已成为国内外研究共识。然而,在对非能动停堆组件落棒停堆过程进行模拟时,由于复杂几何、存在孔隙结构以及运动边界等问题的存在,传统计算流体力学(Computational fluid dynamics,CFD)程序所使用的结构化网格或非结构化网格生成方法在解决该类问题时存在较大的局限性。本文基于浸没边界法开发了相应的求解程序,该法无需构建复杂的贴体网格,而是采用简单的笛卡尔网格,通过将体积力添加到控制方程中的方式纳入边界条件,适合上述工况的模拟过程。并对程序的准确性进行验证分析,分别模拟了在二维固定圆柱绕流下的稳态流动、不稳定流动,以及二维振荡圆柱不稳定流动,得到涡旋特征参数、阻力系数、升力系数、斯特劳哈尔数,以及涡脱落情况等数值模拟结果,并将其与已有文献数据进行对比,结果显示本求解器具有良好的效率和准确性。

    2020年05期 v.40;No.165 763-770页 [查看摘要][在线阅读][下载 1695K]
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核电厂

  • 风险指引型技术在核电厂维修策略优化中的应用探索

    杨智;王诗荟;郗海英;张项飞;李琼哲;

    利用概率安全分析技术来支持核电厂的日常风险管理及安全决策,已成为目前国际上的主流分析方法。本文采用概率论和确定论相结合的风险指引综合决策方法对RRI/SEC热交换器维修策略调整的可行性、合理性和安全影响进行论证,结果表明RRI/SEC热交换器的预防性维修项目可以在功率运行期间实施。应用风险指引型技术对维修策略调整,有助于提高维修工作安排的灵活性、优化大修资源配置、增强维修质量和设备可靠性,对机组安全稳定运行具有重要意义。

    2020年05期 v.40;No.165 771-776页 [查看摘要][在线阅读][下载 573K]
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  • 某核电厂辐照监督管运输容器的研制

    周寅鹏;汪军;张强;衣大勇;张金山;范月容;姚成志;石辰蕾;郭志家;彭朝晖;

    为将某核电厂机组运行期间抽取的反应堆压力容器辐照监督管运输至分析单位进行检验,需特别研制一种运输容器。该运输容器能够可靠装载反应堆压力容器辐照监督管,实现监督管的公路运输,并且能够满足监督管取出至热室进行切割检验操作的要求。该运输容器的研制采用设计与试验验证相结合的方法,设计工作主要包括容器的屏蔽计算、结构设计和力学评定,试验内容主要包括容器的贯穿试验、自由下落试验以及屏蔽性能试验。结果表明,研制的辐照监督管运输容器满足功能要求,并符合GB 11806—2004标准的规定。目前,本运输容器已完成首根辐照监督管的运输任务。

    2020年05期 v.40;No.165 777-782页 [查看摘要][在线阅读][下载 926K]
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  • 长燃料循环对核电厂蒸汽发生器缝隙化学的影响及对策

    蔡金平;田民顺;池利生;

    国内核电厂将燃料循环周期从12个月延长到18个月,提升了机组的能力因子和经济效益,但是迁移、沉积在蒸汽发生器内的腐蚀产物及在缝隙内可溶性杂质累积浓度也随之增加,这对蒸汽发生器的安全运行带来了负面影响。本文根据蒸汽发生器缝隙隐藏与返出原理,研究了核电厂实施长燃料循环对缝隙化学和传热管的影响,揭示当燃料循环延长到18个月后,缝隙内主要杂质Na~+、Cl~-和SO_4~(2-)浓度累积值增加2倍,导致传热管风险因子增加2倍以上,因此传热管腐蚀风险明显地上升了。这些研究结果结合缝隙内可溶性杂质累积控制和传热管风险评估方法,提出采用低功率浸泡、添加分散剂、优化二回路化学控制,水力清洗,化学清洗等对策,目的是最大程度降低因实施长燃料循环对蒸汽发生器所造成的负面影响,供实施长燃料循环的核电厂运行时参考。

    2020年05期 v.40;No.165 783-791页 [查看摘要][在线阅读][下载 942K]
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  • 不同破口尺寸下系统热工与安全壳耦合响应研究

    贺青云;王婷;马忠英;任志豪;

    在反应堆破口事故分析中,通常采用两步法计算和分析反应堆发生破口事故后的喷放状态与安全壳压力响应。首先采用系统程序计算破口事故中的一回路中的流动状态和破口质能释放,安全壳此时仅采用边界条件方式进行模拟。第二步,将系统回路破口的喷放参数作为的安全壳程序的输入参数进行计算。基于现有分析程序,开发了新的分析工具,即系统热工分析和安全壳分析耦合程序LOCUST/CATALPA。基于开发的耦合程序分析,研究了在不同破口尺度大小下,发生中小破口事故分析后的安全壳压力响应和喷放状态。结果表明,相比较于单独的系统程序计算,耦合计算可获得更加稳定和合理的计算结果,并可简化计算流程。管道破口尺度越大,安全壳压力响应对破口喷放影响越显著。

    2020年05期 v.40;No.165 792-800页 [查看摘要][在线阅读][下载 1638K]
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  • 压水堆核电厂新机组蒸汽发生器隐藏盐返回研究

    邹伟;宋利君;文杰;孙云;田朝晖;

    压水堆核电厂运行过程中,在二回路正常水化学工况下,对蒸汽发生器及二回路系统有害的杂质离子通过给水进入蒸汽发生器。在高温高压、蒸汽发生器沉积物总体浓缩倍率高于70的条件下,杂质离子在局部区域浓缩,形成有害环境。通过监测机组停机期间的水化学工况,可以对流动受限区域的水化学环境进行反推和预测。国内某压水堆核电厂三台新机组在大修期间,进行了4次蒸汽发生器隐藏盐返回实验评估,本文对这4次隐藏盐返回实验数据进行了研究分析。结果表明,Na~+、K~+、Cl~-、F~-等单价离子在降功率期间可快速返回,Ca~(2+)、Mg~(2+)、SO_4~(2-)、PO_4~(3-)等多价离子和有机物杂质全部返回所需时间更长。与正常工况下长期运行的机组相比,新机组在隐藏盐返回实验中的整体水质控制正常,但是PO_4~(3-)、甲酸盐、乙酸盐等返回量普遍较高,有可能是设备制造过程引入;新机组中返回量较高的离子需要的返回时间也较长。因此新机组在前几次大修期间,应该着重延长降温时间以便PO_4~(3-)离子、甲酸盐、乙酸盐可以充分返回,并通过排污系统排出。其次,本文计算了游离浓缩碱度(Free Concentrable Alkalinity,ALC),摩尔比指标(Molar Ratio Indicator,MRI)和隐藏盐浓缩pH_((T))数值,用于判断蒸汽发生器(SG)局部化学环境酸碱性。结果表明四次隐藏盐实验评估结果中ALC、MRI与pH_((T))均表明SG局部化学环境呈碱性。

    2020年05期 v.40;No.165 801-808页 [查看摘要][在线阅读][下载 2116K]
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  • ARE主给水隔离功能的运行技术规范管理分析

    涂志剑;曹光辉;杨鹏程;解永奎;

    多年以来,由于运行技术规范缺少ARE系统(给水流量控制系统)主给水隔离功能不可用的管理要求,一方面使得相关核电机组对ARE系统主给水隔离功能不可用的管理存在显著差异,另一方面也影响运行技术规范的完整性、运行技术规范与监督要求的自洽性,不利于相关核电厂的安全管理。本文通过对ARE系统主给水隔离的安全功能、设计基准事故分析和运行技术规范准则筛选进行分析,阐述运行技术规范要对其进行管理的必要性,通过给出安全要求、事件描述、适用范围、事件组别和应采取的措施来说明怎么进行管理,并使用工程判断结合PSA (概率安全分析)方法给出后撤时间要求。

    2020年05期 v.40;No.165 809-815页 [查看摘要][在线阅读][下载 617K]
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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(GH2132、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05期 v.40;No.165 816-822页 [查看摘要][在线阅读][下载 1959K]
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核安全

  • 基于现实的AP1000失去二次侧给水事故机理分析

    王保生;

    通过梳理AP1000失去二次侧给水的事故进程,分析事故演变的机理,与M310机组的安注保护信号触发的自动保护动作进行对比,指出事故过程中存在一回路两分现象及原因;对事故规程在应对压力容器冷超压及随后出现的稳压器满溢时存在的问题进行了分析;最后结合事故机理给出事故控制的优化方向。

    2020年05期 v.40;No.165 823-826页 [查看摘要][在线阅读][下载 399K]
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  • 严重事故下堆芯围板及吊篮熔融行为研究

    侯丽强;朱大欢;吴清;刘一泽;刘兆东;郑洪涛;

    为支撑堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估,采用计算流体动力学方法,建立了某先进压水堆堆芯辐射传热数值模型,对严重事故下围板及吊篮的熔融行为及其影响因素进行了研究。研究结果表明,在靠近堆芯燃料组件轴向功率分布因子峰值的节点,围板及吊篮的熔融行为较为显著;在同一节点处,围板的熔融并不是均衡发展的,最先熔穿的区域多发生在外围多个燃料组件交汇处,而吊篮的熔融则呈现出由内向外均衡扩展的变化趋势;压力容器外壁面的换热条件对堆芯围板及吊篮的熔融行为的影响并不显著,而燃料组件发射率的设置对堆芯围板及吊篮的熔融行为具有显著影响。可以为堆芯熔融物压力容器内滞留有效性评估提供技术支持。

    2020年05期 v.40;No.165 827-835页 [查看摘要][在线阅读][下载 2673K]
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  • 国产先进压水堆核电厂SGTR事故质量释放与满溢分析研究

    贾斌;高新力;孟利利;石兴伟;靖剑平;马帅;

    本文应用RELAP5/mod3.3程序对国产先进压水堆机组进行全系统建模,然后根据安全分析报告中蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析假设,针对事故造成的最大质量释放和破损SG最大水装量两种工况开展了事故分析研究。在研究中,重点关注了国产先进压水堆SGTR事故特点以及快速冷却系统(VDA)的运行性能。通过对两种工况计算结果的分析发现,虽然国产先进压水堆没有高压安注系统,然而通过快速冷却系统的运行,可以实现一回路冷却剂系统的快速降压和冷却,进而使中压安注系统可以尽快投入使用。后期通过操纵员的干预,破损SG传热管的泄漏可以被终止,机组进入安全稳定的运行状态。最终,事故造成的放射性后果在可接受剂量水平限值范围内,破损SG不会发生满溢现象。

    2020年05期 v.40;No.165 836-843页 [查看摘要][在线阅读][下载 1822K]
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  • 基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化

    杨亚军;郑尧瑶;樊普;詹文辉;蔡孝玉;

    论文以30万千瓦压水堆核电机组为对象,基于热工水力分析确定了大、中、小LOCA的破口尺寸范围,并根据尺寸范围确定LOCA始发频率。与概率安全评价(PSA)常用的NUREG/CR-6928通用数据相比较,小LOCA破口尺寸范围更宽因而始发频率更高,中LOCA的下限尺寸更大故始发频率更低,大LOCA则与通用数据接近。通过事件树对堆芯损伤频率(CDF)进行定量化分析。结果表明,与直接采用通用数据的始发频率相比较,LOCA的CDF降低明显。基于热工水力分析确定LOCA破口尺寸及CDF定量化可更现实的评估LOCA风险。

    2020年05期 v.40;No.165 844-850页 [查看摘要][在线阅读][下载 896K]
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核技术

  • CAP1400一回路系统管道弯制工艺研究及质量控制

    李海涛;张跃;许云伟;赵立彬;陈一伟;

    研究了CAP1400核电反应堆一回路系统管道弯制过程中的主要关键工艺,包括中频弯管的临时推管设置、推进速度、冷却方式优化等以及固溶热处理,并提出管道弯制成形后的检验和验收以及弯制过程中的质量控制。

    2020年05期 v.40;No.165 851-856页 [查看摘要][在线阅读][下载 1329K]
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  • 不锈钢和铝外壳材料对宇宙射线辐射成像的对比研究

    孙立风;任燕;程丹;

    利用宇宙射线进行辐射成像,已经成为近年发展的无损成像技术。美国决策科学公司采用铝外壳的漂移管开发出无源探测系统(Passive Detection System,PDS)用于大型集装箱检测,本文依据实际工程需要,模拟宇宙射线中μ介子和电子直射铝外壳和不锈钢外壳PDS时沉积能量、能谱和位置分布的区别,用以研究不锈钢外壳代替铝外壳的可行性。研究结果显示,直射μ介子在两种外壳PDS中探测效率均接近1,经过两种外壳PDS后,能谱均有少许偏移和展宽,出射角度均有少许偏转。相比而言,不锈钢外壳PDS的能量沉积更大,能谱展宽和角度偏转也稍大,但均与铝外壳差距很小;直射电子在两种外壳PDS中探测效率均接近1,但相当一部分电子会被两种外壳PDS阻挡,未被阻挡电子能谱也有明显的偏移和展宽,出射位置偏移大,其中不锈钢造成的影响比铝外壳要更明显。因此若宇宙射线辐射成像时只考虑μ介子,从能量沉积、能谱和位置分布角度来说,不锈钢外壳代替铝外壳是完全可行的;但若考虑电子,不锈钢外壳和铝外壳对电子影响都不容忽视,不锈钢影响更大。

    2020年05期 v.40;No.165 857-863页 [查看摘要][在线阅读][下载 951K]
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  • 铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢的液态铅铋腐蚀行为与机理

    龚星;肖军;王浩;杨志彬;陈嘉骏;胡飞宇;殷园;

    液态铅铋共晶合金[liquid lead-bismuth eutectic,LBE,Pb44.5Bi55.5,%(质量分数)]具有优异的热工水力和中子学性能,是第四代液态金属冷却快堆最重要的冷却工质之一。但是,液态铅铋冷却快堆的主要候选材料包括铁素体/马氏体钢(如T91)和奥氏体不锈钢(如316L和15-15Ti)存在液态金属腐蚀问题,一定程度上阻碍了液态铅铋快堆工程化应用进度。本文综述了液态铅铋腐蚀的基本机制以及铁素体/马氏体钢和奥氏体不锈钢的液态铅铋腐蚀行为,总结了抑制液态铅铋腐蚀的主要方法,并展望了未来研究方向。

    2020年05期 v.40;No.165 864-871页 [查看摘要][在线阅读][下载 1024K]
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  • 含悬浮物低放有机废水的处理工艺研究

    周勤;杜香怡;谢华;王烈林;

    针对核工业产生的含悬浮物低放有机废液,本文设计采用微波芬顿-真空抽滤-沸石吸附-离子交换四级组合工艺,实现对废液中的有机物、悬浮物以及核素的深度净化处理。实验结果表明:在反应时间为30min、pH=6、n (H_2O_2)=0.03mol/L以及n (H_2O_2):n (Fe~(2+))=3的最佳条件下,微波芬顿后废液的COD值仅为15.1mg/L有机物去除率高达95.3%,明显优于活性炭对有机物的去除率;悬浮物在微波芬顿后效作用(絮凝反应)及真空抽滤联合工艺下,获得了优异的净化效果,其SS净化率高达99%以上;Co、Cs、Sr、Fe四种模拟核素经沸石柱吸附后均能在10min较短时间内达到吸附平衡。其中,Co、Cs、Fe的去除率高达99%以上;离子交换柱对核素的去除效果并不显著,这主要归因于沸石柱对核素高吸附性的贡献。最终,废液经四级处理单元净化后,出水COD、悬浮物、模拟核素的总去除率分别达到96.3%、99.1%及95%以上,完全能够满足国标对此类废水的排放要求。

    2020年05期 v.40;No.165 872-880页 [查看摘要][在线阅读][下载 1415K]
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  • 基于一体化堆芯的小型核动力推进系统传热与推进特性研究

    柏莹;赵柱民;王磊;周涛;刘超;

    常规核动力系统的反应堆通常布置于发动机外部,需额外提供安放空间,不利于核动力系统的小型化;同时,空气经过堆芯加热后再进入发动机产生推力,存在一定能量损耗,不利于推进性能提升;本文以某款Ma<1的小型航空涡喷发动机为研究对象,提出一种一体化堆芯结构,将环形核燃料布置于发动机燃烧室内部构成新型多环反应堆系统实现推进系统的稳定加热。虽然环数的增加可有效提高系统换热能力,却引发更大压损,不利于推力的提升;为此,发展了核动力推进系统的数学模型及Matlab优化程序,并使用Fluent进行了正确性验证,通过Matlab数值模拟对多环结构进行优化。结果表明:多环结构可有效提高高速空气流的堆内换热;经优化设计后,多环结构可在推力F与换热系数h的归一化均值交点附近,找到最优结构,使其在较小的堆芯流动阻力损失下,达到原发动机同等的推进性能,能够满足巡航及最大推力两种工况的性能需求;同时,一体化堆芯设计避免了额外的反应堆空间布置,有效实现核动力推进系统紧凑、小型化的设计目的。

    2020年05期 v.40;No.165 881-889页 [查看摘要][在线阅读][下载 2916K]
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  • 风险指引型技术在核电厂设备检修策略优化中的应用研究

    孔晨光;初永越;程伟;叶水祥;曹光辉;

    为了提高核电厂的经济性,核电厂通过对运行管理进行优化以提高其能力因子和运行灵活性,如优化大修期间设备检修策略以缩短大修工期。本文引入风险指引型理念对核电厂设备检修策略优化方法进行研究,并以某核电厂的余热排出系统热交换器检修策略调整为例,即内部表面目视检查由当前的每2年一列交叉检查变更为每4年检查顺序检查。使用该方法进行了详细的论证与计算。通过分析认为通过风险指引型技术方法对该电厂余热排除系统热交换器检查策略调整是合适的,能继续遵守纵深防御原则且不挑战核电厂的安全裕量,变更所引入的风险是可接受的。

    2020年05期 v.40;No.165 890-895页 [查看摘要][在线阅读][下载 201K]
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  • 蒸汽发生器传热管流致振动非线性分析程序的开发与验证

    周建秋;吕红;何世贤;

    蒸汽发生器传热管在横向流流体冲刷下引起的振动和磨损是核电厂安全运行的一个关键问题。为了预测二次侧横向流流体作用下蒸汽发生器传热管的振动幅值和磨损情况,对适用于传热管与支撑结构之间存在微小间隙时的非线性分析方法进行研究。采用有限元方法和模态叠加法计算湍流力和流体弹性力作用下传热管的振动响应和平均磨损功率,并自主开发了蒸汽发生器传热管流致振动非线性分析程序。以某核电厂蒸汽发生器传热管为例,计算传热管在防振条和支撑板处存在间隙的情况下的振动响应和平均磨损功率,并与国外程序GERBOISE的计算结果进行比较。两者的计算结果趋势一致,误差在合理范围内。结果表明,自主开发的非线性分析程序与GERBOISE的计算结果吻合良好,能够准确预测在横向流流体作用下传热管的非线性振动响应,可以用于蒸汽发生器设计分析。

    2020年05期 v.40;No.165 896-903页 [查看摘要][在线阅读][下载 1061K]
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  • 基于ASTEC程序对事故下碘和铯行为特性研究

    胡文超;张盼;毕金生;段军;赵传奇;王政辉;依岩;

    核电站发生事故最严重的后果是放射性裂变产物弥散到环境中,其中放射性裂变产物碘(I)和铯(Cs)在事故工况下具有典型的特点,本研究假设一回路管道发生破裂事故,使用事故源项评估程序(ASTEC)构建一回路冷却剂流通管道控制体结构模型,并设置边界条件,在给定热源温度工况下,研究了放射性裂变产物源项在控制体内分布情况和化合物状态。研究结果表明,I、Cs是产生放射性的主要来源,I主要形成Cs2I2以及气态的I,Cs主要形成Cs_2(OH)_2、Cs_2I_2这两种化合物,由于I、Cs多以挥发性的气体形式存在,在事故工况下极易在安全壳空间内扩散,进行更为复杂的反应,因此本研究对I、Cs在冷却剂管道中的迁移特性进行研究为事故工况下I、Cs的去除提供了理论支持。

    2020年05期 v.40;No.165 904-910页 [查看摘要][在线阅读][下载 1100K]
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核燃料

  • 采用TVS-2006组件的VVER-1200堆芯燃料管理

    徐敏;郭治鹏;张浩然;易璇;霍小东;

    随着核电技术的进步及核电设备加工制造水平的提高,新建核电厂的发电能力也将提高。俄罗斯推出VVER-1200新堆型,采用先进的TVS-2006组件,相比VVER-1000堆型,新堆型提高了燃料的装载量,堆芯功率有所提升,可以实现更高的经济效益。本文使用KASKAD程序包,对VVER-1200堆型进行建模分析,在此基础上展开燃料管理研究,得到了多个长周期燃料管理方案,可以满足不同的寿期目标要求,各方案的各种安全参数均满足设计要求。通过各方案的参数和优劣性比较,给出推荐方案。该研究成果给出了满足堆芯提升功率的燃料管理方案,燃料利用率高,可以显著提高电厂的经济效益。

    2020年05期 v.40;No.165 911-915页 [查看摘要][在线阅读][下载 958K]
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  • 球形燃料孔隙内汽泡生长与脱离

    张晓杰;白博峰;

    根据汽泡动力学原理及可视化试验结果,分别构建了球形燃料孔隙内的汽泡滑移和脱离模型,并对汽泡受力及传热进行分析,通过计算得到了汽泡滑移临界曲率半径、汽泡脱离半径的变化规律。汽泡滑移时的临界半径主要受颗粒大小影响,颗粒越大,汽泡的相对临界半径r_(cr)/R_p越小。颗粒半径对汽泡脱离半径的影响最大,颗粒半径越大,汽泡的相对脱离半径r_d/R_p越小。流速、压力、壁面过热度对汽泡脱离半径也有影响,其他条件相同时,流速越大,汽泡脱离半径越小;压力越大,汽泡脱离半径越大;壁面过热度越大,汽泡脱离半径越大。

    2020年05期 v.40;No.165 916-924页 [查看摘要][在线阅读][下载 1399K]
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  • 核科学与工程期刊简介

    <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,中国原子能出版社承办的核领域核心期刊。被多家国际著名检索系统收录,并被列为核领域的中文核心期刊,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。期刊连续8版入选北大核心期刊要目总览,2015年申报并成功入选中国科协精品科技期刊工程,2017年《核科学与工程》文章在"第二届中国科协优秀科技论文遴选计划"中被评为优秀论文,为核领域唯一入选此奖项的期刊。

    2020年05期 v.40;No.165 726页 [查看摘要][在线阅读][下载 747K]
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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)。6)稿件自收到日期起,如超过6个月没有收到录用或退稿通知,作者有权另行处理,但需通知《核科学与工程》编辑部。退修稿逾期半年不修回者,本刊即作自动退稿处理;录用稿一经排版,作者要求退稿需部分补偿编辑部经济损失。7)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。篇幅为1万字左右。

    2020年05期 v.40;No.165 926页 [查看摘要][在线阅读][下载 441K]
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