反应堆工程

  • 秦山重水堆核电厂蒸汽发生器二次侧腐蚀产物控制研究和实践

    游兆金;田民顺;卢叶艇;沈亚芳;

    蒸汽发生器是核电厂最重要的设备之一,为保证蒸汽发生器的长期可靠经济运行,秦山重水堆核电厂通过使用吗啉-氨协调控制提高整个二回路系统的高温pH、提升凝结水溶解氧浓度、在凝汽器热阱中增设磁栅过滤器以及优化启停控制等手段来减少二回路系统设备的腐蚀及腐蚀产物进入蒸汽发生器。结果是蒸汽发生器的传热效率和完整性得到很好维护,从蒸汽发生器内冲洗出来的腐蚀产物量在世界核电运营者联合会评估时被专家确认是最少的,同时"吗啉-氨协调控制"方法被认定为强项并向全世界核电厂推荐;另外本论文中减少二回路系统腐蚀的方法和减少腐蚀产物侵入蒸汽发生器的措施也可供其他核电厂参考借鉴。

    2020年06期 v.40;No.166 925-931页 [查看摘要][在线阅读][下载 1034K]
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  • 压水堆一回路应用富集硼酸对堆芯CIPS影响的研究

    杨建锋;秦慧敏;刘婵云;

    反应堆冷却剂系统(RCS)内的腐蚀积垢物(又称污垢)在燃料棒表面沉积导致轴向功率峰值向堆芯入口处偏移(堆芯CIPS现象)会影响核电厂运行,它可能导致反应堆降功率时反应堆轴向功率分布控制困难、临界工况评估出现偏差等问题。在压水堆核电厂一回路中采用富集硼酸替代天然硼酸可以降低冷却剂中的硼酸浓度,有利于控制冷却剂pH与降低锂浓度,改善水化学环境与降低材料腐蚀。本文研究压水堆一回路应用采用富集硼酸替代天然硼酸对堆芯CIPS现象的改善作用,参考美国核电厂运行研究所(INPO)发布的CIPS风险评价准则,通过堆芯硼酸沉积量评估堆芯CIPS风险程度。文章以CAP1000的前三循环为例,采用BOA程序研究不同10 B丰度下、堆芯不同时刻的硼酸沉积质量变化规律。结果表明:采用富集硼酸替代天然硼酸可以降低冷却剂中硼酸浓度,硼酸沉积质量因此大幅减少。相对于采用天然丰度硼酸,CAP1000采用40.0%10B丰度硼酸后堆芯最大沉积硼酸质量降低约80%,CIPS风险等级将由中高风险降为低风险。因此,在压水堆核电厂一回路冷却剂中采用富集10B的硼酸对堆芯CIPS现象有良好的抑制效果,有助于提升堆芯运行性能。

    2020年06期 v.40;No.166 932-936页 [查看摘要][在线阅读][下载 1089K]
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  • 饱和氧浓度铅铋合金中Bi/Bi_2O_3型氧传感器性能测试与研究

    许裕恒;牛风雷;张瑜;赵云淦;

    铅冷快堆中,控制液态铅铋合金(LBE)中的氧浓度常被作为预防冷却剂对于结构材料的腐蚀作用的方法。可靠的液态铅铋合金氧浓度测量装置是实现氧浓度控制的前提。以铋和三氧化二铋(Bi/Bi_2O_3)作为参比电极的氧传感器由于其信号准确、测温范围广等优点被广泛应用。本文在自主研制的池式液态铅铋合金固态氧控平台上对Bi/Bi_2O_3传感器进行了测试研究。实验结果表明,自主研制的Bi/Bi_2O_3氧传感器具有良好的准确性、稳定性、响应性。传感器在连续的40h内,能及时地对因温度变化引起的氧浓度变化做出响应。在300~500℃测量温度范围,传感器电动势与理论电动势值相对误差保持在±1.5%以内,传感器测得饱和氧浓度铅铋合金中氧浓度与理论值最大相对误差仅为-3.65%;在300~350℃低温区间传感器仍保持准确性,在300℃,传感器电动势相对误差在±1%内,氧浓度相对误差为0.56%;恒温阶段传感器信号波动小于2mV。

    2020年06期 v.40;No.166 937-942页 [查看摘要][在线阅读][下载 918K]
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  • 棒束通道中燃料棒壁面温度的子通道分析

    沈丹红;董博;杨婷;傅孝良;程旭;

    燃料棒的壁面温度是反应堆设计和运行过程中需要关注的重要参数之一。本文利用子通道程序对燃料棒壁面温度进行模拟,通过与实验数据对比,分别分析了子通道程序中的单相和两相换热模型。单相换热模型中,采用适用于棒束的Weisman公式与常用的D-B公式对比计算并最终选用Weisman公式。两相换热模型中,选用RELAP4公式包进行计算并对其判断准则做了简要分析。最终通过对空泡份额模型的对比,选择了Modified Armand模型,获得了较为准确的计算结果。

    2020年06期 v.40;No.166 943-949页 [查看摘要][在线阅读][下载 1100K]
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  • 叶轮疲劳分析评定方法研究

    朱昶帆;

    在三代核电厂中,反应堆冷却剂泵是主回路中的关键设备,其中叶轮是冷却剂泵的水力转动部件之一,通常会受到高周的水力载荷。三代核电的设计要求叶轮服役时间长达60年,载荷循环远超1010次,因此必须按照无限寿命疲劳强度设计。本文给出了一种可应用于工程的叶轮疲劳分析计算流程。在叶轮表面的压力时程已经通过流场分析给定并转换为功率谱密度的条件下,通过商用软件的功率谱密度分析方法可以获得叶轮所受应力的范围。最终根据应力疲劳分析理论,折算得到叶轮许用的疲劳强度,以此评定叶轮所受的应力是否满足无限寿命设计。

    2020年06期 v.40;No.166 950-955页 [查看摘要][在线阅读][下载 1198K]
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  • “华龙一号”机组二次侧非能动余热排出系统运行分析

    吴李兴;

    "华龙一号"机组设计上采用了先进的非能动安全技术,其中二次侧非能动余热排出系统(PRS)在发生全厂断电事故工况下,能够通过蒸汽发生器导出堆芯余热及反应堆冷却剂系统各设备储热,在72h内将反应堆维持在安全状态。然而该系统在设计上仍存在不足之处:PRS系统应急补水箱补水水源设置不合理,应急补水箱水位监视配置薄弱和水位触发逻辑设计不合理等。另一方面,新增加PRS系统后,不可避免地给机组运行控制带来一些影响:存在PRS系统误启动的可能,并将给机组带来瞬态影响;增加了PRS系统后,电厂运行规程的适应性受到挑战,对系统运行控制提出了一些新的要求,尤其是事故下一些SEOP规程的适用性存在不足。本文以福清核电厂"华龙一号"机组为例,主要对PRS系统正常运行的不足、系统误动的风险、事故运行时的控制关注作了分析:对PRS系统设计和配置提出了建议;对PRS系统误启动带来的影响做了分析,并提出了运行控制方面的建议;对涉及PRS系统的SEOP规程适用性不足进行了分析,并针对性提出了改进措施。

    2020年06期 v.40;No.166 956-964页 [查看摘要][在线阅读][下载 1212K]
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  • 基于雷诺时均模型的高温空气流动传热数值研究

    焦守华;王金雨;曾未;孙畅;李文强;杨婷;柴翔;

    核涡轮发动机反应堆其堆芯通常采用高温空气作为冷却剂,高温空气的流动传热特性直接关系到涡轮发动机的运行性能。本文基于开源CFD软件OpenFOAM,对直径为4.24 mm、长度为760mm的圆形通道内均匀加热和非均匀加热情况下高温空气的流动传热进行了研究。首先评估了均匀加热情况下k-ωSST湍流模型的适用性;之后分析了均匀加热情况下进口雷诺数等对其流动传热的影响。最后将非均匀加热情况下模拟结果与经验关系式进行对比。结果表明,k-ωSST湍流模型适用于均匀加热下高温空气流动传热模拟;均匀加热情况下,进口雷诺数对努塞尔数影响比较大;非均匀加热情况下,k-ωSST湍流模型模拟结果与Taylor关系式计算结果偏差较大,需要进一步研究和完善。

    2020年06期 v.40;No.166 965-973页 [查看摘要][在线阅读][下载 1749K]
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核电厂

  • 核电厂维修规则中确定风险重要类的方法研究

    张博平;马喜良;张适;钱晓明;初永越;

    国家核安全局2017年8月发布《改进核电厂维修有效性的技术政策(试行)》,对《核动力厂运行安全规定》(HAF103)中关于核电厂维修相关要求做了进一步的补充和拓展,主要用于指导核电厂营运单位对维修有效性及维修活动的风险进行监测和管理。本文结合国际已有的实践经验,提出基于PSA技术结合专家判断的方法和流程来确定纳入维修规则体系中系统设备的风险重要类,供国内核电厂开发维修规则借鉴。

    2020年06期 v.40;No.166 974-979页 [查看摘要][在线阅读][下载 459K]
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  • 对某核电厂主给水丧失手动停堆后操纵员人因失误的根本原因分析

    马国强;吴彦农;张浩;王喆;段军;

    某AP1000型核电厂在主给水丧失手动停堆后S信号自动触发,在恢复机组状态期间操纵员人因失误多次导致安全系统动作,并出现了堆芯出口过冷度低于0℃的情况。本文运用事件原因因素图(ECF)和因果分析法对该事件进行了根本原因分析。通过梳理事件序列,确定了事件发展过程中的失效点,通过对各失效点的深入分析,得出事件的根本原因为营运单位对工作计划或过程的有效性监督不够和应急运行规程不完善,并提出针对性的改进建议。

    2020年06期 v.40;No.166 980-985页 [查看摘要][在线阅读][下载 810K]
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  • 10MW级小型铅基反应堆功率展平分析

    廉超;孙燕婷;高军;杨琪;王明煌;柏云清;赵柱民;胡汉平;

    铅基反应堆在小型化方面具有独特的优势。为保证燃料元件的完整性,提高反应堆的安全性和经济性,反应堆功率分布需要进行展平。本文针对小型铅基反应堆开展功率展平分析。首先,分析了反应堆堆芯直径、反射层材料占比和燃料分区布置对功率分布的影响,结果表明堆芯直径对功率分布的影响相对较小,而反射层材料占比和燃料分区布置对功率分布的影响相对较大。然后,基于以上结论从反射层材料占比和燃料分区布置两方面对10 MW小型铅基堆CLEAR-M10进行功率展平设计,选择3cm的氧化铍与7cm的不锈钢作为反射层,堆芯燃料采用四区布置方式,燃料富集度沿堆芯径向由内到外依次为18%、18.5%、19.75%、17%。功率展平后的径向功率峰因子由1.55降低到1.13,满足热工限值,具有较好的安全性和经济性。

    2020年06期 v.40;No.166 986-992页 [查看摘要][在线阅读][下载 1132K]
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  • 压力容器保温层入口条件变化及其对IVR传热裕度的影响研究

    张琨;史国宝;曹克美;王佳赟;芦苇;郭宁;

    熔融物堆内滞留(IVR)是大型非能动核电厂的重要严重事故缓解措施之一,压力容器下封头外壁面临界热流密度(CHF)是该措施能否成功的关键因素,而压力容器保温层入口条件对保温层流道内流动沸腾、CHF及IVR传热裕度具有重要影响。开展全高度压力容器外壁面CHF试验,试验结果表明,压力容器保温层入口水的过冷度越大,压力容器外壁面CHF越高,入口过冷度对于提高CHF是有利因素。根据严重事故类别及其事故进程特点,选取典型的严重事故序列,采用MELCOR程序计算分析压力容器下封头内形成稳定熔池时堆腔水的过冷度,分析结果表明堆腔水过冷度较大时的熔融物衰变热较高,而堆腔水过冷度较小时的熔融物衰变热较低。对于形成稳定熔池后的传热裕度也进行了分析,结果表明在堆腔水量较大的情况下,形成稳定熔池时刻可作为IVR有效性分析评价的包络状态。

    2020年06期 v.40;No.166 993-998页 [查看摘要][在线阅读][下载 435K]
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  • 百万千瓦级核电厂海水循环系统某国产二次滤网网片失效原因分析及可靠性提升

    侯晓宇;

    二次滤网是凝汽式汽轮机必不可少的一种辅机设备,用以去除凝器循环水中的杂质,减少杂质对凝汽器内钛管的损坏,避免大功率波动产生核安全风险。二次滤网是保障核电厂运行安全的关键设备之一。百万千瓦级核电厂二次滤网具有尺寸大、结构紧凑、可靠性要求高的特点。本文针对国内某电厂国产二次滤网网片破损导致凝汽器钛管划伤问题为切入点,利用显微镜、光谱仪等设备及workbench等软件建模并进行力学分析、比对,总结出二次滤网网片破损失效机理,制定应对措施并对国产二次滤网网片制造加工工艺和质量提出改进建议,切实提升二次滤网网片可靠性和使用寿命,提升国产大型装备制造水平。

    2020年06期 v.40;No.166 999-1006页 [查看摘要][在线阅读][下载 3735K]
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  • 核电厂用水泥固定配方及设备研究

    邹利平;周东升;赵宇;刘夏杰;

    本文通过不同种类水泥和外加剂配比试验,研发了一种新的水泥灌浆固定配方,并设计了符合核电厂现场使用需求的水泥灌浆固定设备。现场试验结果表明,水泥浆粘聚性好,静置无泌水,流动度大于330mm,养护28天的水泥固定体抗压强度大于75MPa,抗Cl-离子渗透小于2 000C,具有优良的物理性能。

    2020年06期 v.40;No.166 1007-1013页 [查看摘要][在线阅读][下载 613K]
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核安全

  • 基于WORKBENCH的核级三通阀门抗震分析研究

    陈一伟;卓家桂;王德军;施建中;周秋鸿;石红;

    核电阀门的抗震性能是衡量其安全可靠性的重要指标之一。本文针对一种核一级三通阀门进行了抗震性能分析。首先,针对预应力对阀门的固有频率的影响进行了分析探讨;其次,提出了三通阀门的边界载荷施加方法并基于workbench软件进行了计算;最后,根据RCC-M应力评价规范,在阀门组件危险点处划定路径并进行评定。结果表明,所划定的4条危险路径应力分布均未超过阀门所能承受的应力极限值,即所设计的阀门符合设计规范,能够满足工况要求。论文分析结果为该类核一级三通阀门的抗震分析以及进一步结构优化设计提供了参考依据。

    2020年06期 v.40;No.166 1014-1018页 [查看摘要][在线阅读][下载 756K]
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  • 基于概率模型检测器的核电厂蒸汽发生器水位控制系统可靠性分析

    周世梁;陈浠毓;张磊;夏林路;

    蒸汽发生器水位控制系统是核电厂数字化仪控系统最重要的子系统之一,其平稳运行对于核电厂运行安全至关重要。该控制系统包含的部件较多,部件一般可短时间修复,且处理器、电源具有热备,电动主给水泵具有冷备。因此,其可靠性模型要考虑多个设备的修复,热/冷备,备用互投等复杂的相关性或时序。对其进行可靠性分析需要使用详细的动态模型,以及支持大型模型构建的可靠性建模工具。针对上述需求,采用概率模型检测器PRISM对蒸汽发生器水位控制系统进行可靠性定量分析。建立了核电厂蒸汽发生器水位控制系统的马尔可夫模型,并计算了系统的不可用率,分析了对系统不可用率贡献高的故障部件。提出并对比了两种系统可靠性设计方案。

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  • 含颗粒物超临界水传热特性影响参数研究

    朱亮宇;丁锡嘉;张家磊;周涛;秦雪猛;

    研究含颗粒物超临界水的传热特性影响参数对超临界水堆的安全稳定运行有重要影响。利用CFX软件模拟含颗粒物超临界水在管道中流动运行,得到颗粒物浓度、质量流量、工作压力、加热功率对其传热特性的影响。结果表明:颗粒物的存在会使超临界水温度升高,壁面传热系数增大;壁面传热系数随质量流量增大而增大;壁面传热系数峰值随工作压力的增大而减小,随加热功率的增大而减小并提前。

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  • 核电厂应急柴油机动力单元组件损坏原因分析

    初向南;赖云亭;关建军;韩阳;

    某核电厂MTU956应急柴油机在月度定期试验中,突发A1-B1缸动力单元组件损坏故障,造成多个组件损伤。其中,主润滑油管道被击穿引起柴油机润滑油压力低,致使保护停机,使电厂遭受巨大经济损失。本文主要通过对损坏组件的材料学全面检测分析,综合分析结论确定A1-B1缸动力单元组件事件发生的根本原因为曲轴制造阶段残留金属异物导致连杆大端轴瓦烧毁,并提出了监测建议,对核电厂应急柴油机运维具有重要意义。

    2020年06期 v.40;No.166 1035-1043页 [查看摘要][在线阅读][下载 4781K]
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  • CPR1000机组汽动辅助给水泵二级叶轮开裂问题分析

    祖帅;郭新刚;张全福;朱赢;王涛;李连海;

    本文采用根本原因分析方法,对某核电CPR1000机组辅助给水系统汽动给水泵第二级叶轮开裂的共性问题进行了根本原因的分析。通过化学成分分析、残余应力测试、断口分析,并结合汽动辅助给水泵的三种现场运行工况(全流量、小流量和超速试验)对二级叶轮开展了流-固耦合有限元力学分析,最终确定二级叶轮开裂的根本原因为叶片设计强度不足。并提出相应的改进措施,彻底防止了类似事件的重发。

    2020年06期 v.40;No.166 1044-1048页 [查看摘要][在线阅读][下载 795K]
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  • CFR600假想堆芯解体事故钠泄漏量评估与计算

    孙博文;喻宏;

    假想堆芯解体事故是一种概率极低,但理论上最为危险的快堆事故之一。在该事故过程中,堆芯解体会导致主容器中的钠冷却剂通过反应堆各组件的空隙中泄漏至安全壳。本文对示范快堆进行了泄漏途径分析,构建并完善主要流道通的模型,通过FLUENT进行了网格无关性检验与时间步长无关性检验,论证了数值计算的可靠性,并采用了一种较为精确的计算方案。计算得到单相流体条件下在1s内钠的总泄漏量为601.4kg,该结果是一个较为保守的结论。

    2020年06期 v.40;No.166 1049-1053页 [查看摘要][在线阅读][下载 919K]
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  • 安全相关泵组小流量定期试验验收准则的改进研究

    王树强;孙开宝;张钊;罗定国;唐博文;张勇;李根;

    针对压水堆机组安全相关泵组小流量定期试验时泵较长时间运行的问题,分析安全相关泵组小流量定期试验设计原理和稳定时间判据的选择,指出目前稳定时间判据存在的问题;参照ASME-OM标准和机组运行实践,提出该定期试验的解决方法和改进方案。以CPR1000机组ASG电动辅助给水泵小流量定期试验为例,给出改进方法和方案。本文的研究对于改进定期试验监督,提升机组核安全水平具有参考价值。

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核燃料

  • 压水堆燃料组件压紧板弹簧刚度简化模型研究

    任啟森;

    刚度是压水堆燃料组件压紧板弹簧的重要设计参数,通常由试验获取。开展刚度模型研究,合理预测板弹簧的服役性能,是反应堆燃料组件设计验证及安全评价的重点内容之一。本文基于悬臂梁小挠度变形理论,建立了变厚度板弹簧刚度计算的简化模型,并研究了主要参数对板弹簧刚度的影响。结果表明:板弹簧的刚度与宽度及杨氏模量呈线性关系变化,与根部厚度呈三次方关系变化;板弹簧刚度随长度减小而增加,随高度增加而增加,随端部厚度与根部厚度之比近似线性增加。本文建立的分析模型对压水堆燃料组件板弹簧性能评估和优化设计具有参考意义。

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  • CANDU6重水堆乏燃料干式贮存技术优化研究及应用

    徐珍;左巧林;干富军;杨萍;

    秦山第三核电有限公司(秦山三厂)建立了我国第一个离堆的乏燃料干式贮存设施(简称QM-400模块),采用了加拿大早期的气冷贮存模块技术。其设计方案过于保守,且布置在模块内部的隔热板会有掉落而堵塞进气口导致事故的风险。因此,本文对QM-400模块进行了以取消其内部隔热板为目的的技术优化。采用一维流体瞬态程序CATHENA建立QM-400模块的非能动空气冷却和混凝土固体导热模型,并以试验数据为基础对该模型进行修正,完成了对QM-400模块取消内部隔热板后全面的安全分析。同时采用三维流体计算的CFD程序对QM-400模块独立建模,实现对CATHENA程序的独立验算。取消QM-400模块内部隔热板这一技术优化已应用至秦山三厂后续乏燃料干式贮存模块的设计建造,提高了乏贮设施的安全性能并显著降低了建造成本。

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  • 一种电磁感应烧结UO_2的发热体设计及优化

    刘辰;金恩泽;徐乐昌;

    本文提出一种可以直接利用电磁感应高效烧结UO_2燃料芯块的方法,利用ANSYS有限元软件研究不同结构参数对电磁感应发热体发热效果的影响,并据此对电磁感应发热体进行优化。计算结果表明,当外部发热体开缝方式为纵向开3条缝,横向在两侧开3条缝,纵向缝宽3 mm,横向缝宽4.5mm时,内部和外部发热体都具有较高的发热效率和较好的温度均匀性,可实现UO_2燃料芯块的高效均匀烧结。

    2020年06期 v.40;No.166 1077-1084页 [查看摘要][在线阅读][下载 3253K]
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核技术

  • 堆内构件在役维修技术研究

    黄然;沈秋平;陈志清;焦向东;项达章;张永平;

    堆内构件在役维修技术是核反应堆堆内构件现场检维修的关键技术之一,在核电设备运行维护领域占有极其重要的位置。国内外核电发展历史中堆内构件相关故障曾时有发生,为保障核电站安全稳定运行,通过对水下电火花成形、螺纹紧固与防松、三维激光和水下测量、水下加工装备输送及定位、水下吸尘、水下焊接、水下浮游、模拟试验及台架等八个方面展开深入研究,最终形成堆内构件在役维修的自主化解决方案与技术手段。经由已建成的维修操作样机及工具进行的一系列试验验证,全面论证了其水下维修的可行性和应用能力,同时该技术亦可推广适用于其它辐射环境中设备的特种维修。

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  • C/C复合材料在核能系统中的应用进展

    王富强;陈建;崔红;嵇阿琳;谢栋;

    C/C复合材料具有优异的高温强度、高热导率、耐热冲击、抗化学腐蚀、耐辐照等特性,使其在核能领域材料中具有一定的优势,适用于核聚变堆面向等离子体材料、放射性同位素温差发电器防护材料等。本文梳理总结了美国、日本、法国、德国等国家核能系统中热源、第一壁、偏滤器等部件用C/C复合材料的现状、性能、制备工艺、辐照影响等研究进展情况,对国内核能系统中使用的C/C材料提出了发展建议,以期为核能系统中材料的选用提供借鉴。

    2020年06期 v.40;No.166 1092-1103页 [查看摘要][在线阅读][下载 2589K]
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  • TOPAZⅡ反应堆本体流固共轭传热数值模拟

    邹佳讯;郭春秋;孙征;

    TOPAZⅡ是用于为空间探索提供动力的一种反应堆,TOPAZⅡ堆本体内涉及液态钠钾合金流动,流体和冷却剂套管之间的换热、堆本体零部件的固体导热,反射层外壁面与外界的辐射换热等问题,本文利用计算流体力学程序CFX对TOPAZⅡ反应堆堆本体流固共轭传热进行数值模拟,数值模拟计算得到了全堆芯的流量分配数据,数据表明各通道流量分配因子偏差非常小;得到了活性区环形通道的壁面摩擦系数,摩擦系数反映了压降与流量的关系,与经验关系式计算得到的摩擦系数进行了对比,额定流量下的数值结果与经验关系式的偏差不到5%;数值模拟得到的努赛尔数与已发表的经验关系式进行了比较,最大偏差小于1%,验证了液态钠钾合金环管内的流动与换热数值模拟的可靠性与准确性。计算得到了详细的活性区慢化剂、端部铍反射层、侧铍反射层等的温度分布,所获得的计算结果可以为力学分析提供设计依据。

    2020年06期 v.40;No.166 1104-1112页 [查看摘要][在线阅读][下载 1995K]
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  • 核科学与工程第40卷2020年总目录

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    2020年06期 v.40;No.166 1113-1125页 [查看摘要][在线阅读][下载 185K]
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  • 《核科学与工程》征稿简则

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    2020年06期 v.40;No.166 1126页 [查看摘要][在线阅读][下载 1751K]
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