反应堆工程

  • 压水堆次临界状态下反应性测量的理论修正分析与试验初步探讨

    谭世杰;李志军;洪志强;胡汝平;

    压水堆在次临界下进行反应性测量,需要对简化点堆模型给出的次临界增值公式进行较复杂的修正,包括空间效应的修正、探测器的响应修正等。从中子输运方程出发,分析推导出了次临界增值公式的修正因子。通过次临界状态下提棒过程中堆外探测器的响应数据,对空间修正因子在相同/不同燃料管理模式、有/无外中子源的情况作了分析与探讨。次临界增值公式的空间修正因子计算较为复杂且难以避免与要测量的反应性之间的解耦性问题,但具有二次中子源的堆芯空间修正因子在数值上与同一燃料管理模式下的其他循环的修正因子相近,可作为计算的参考。结合理论修正及初步的试验数据,对在压水堆上实施次临界状态下的反应性测量提出了实施的方向与建议。

    2021年04期 v.41;No.170 675-681页 [查看摘要][在线阅读][下载 785K]
    [下载次数:156 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 离散分布对惰性基弥散燃料传热的影响研究

    卢志威;杨振亮;马赵丹丹;温建;李雷;刘马林;

    惰性基弥散燃料芯块(inert matrix dispersion pellet,简称IMDP)相比传统的UO_2燃料热导率显著提升。目前已经完成模拟IMDP的制备工艺摸索,制备获得的模拟IMDP性能良好。结合制备工艺优化需求,研究TRISO颗粒分布形式及其离散化对IMDP燃料传热性能的影响。结果表明:稳态运行工况下,IMDP的峰值温度显著低于UO_2芯块;采用均匀化假设的有效热导率计算IMDP温度分布时,需额外考虑TRISO颗粒离散化造成的惩罚;TRISO颗粒封装百分比一定时,其离散分布形式对IMDP芯块的有效热导率没有影响,但会影响芯块的峰值温度。

    2021年04期 v.41;No.170 682-688页 [查看摘要][在线阅读][下载 2358K]
    [下载次数:109 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 高温气冷堆核燃料元件用石墨粉粒度表征方法的研究

    刘涛;

    高温气冷堆核燃料元件用石墨粉的粒度是制备核燃料球的重要指标,本文通过粒度不同检测方式:音频振动筛、机械振动筛、气流筛、激光粒度,对石墨粉进行测试。对数据结果进行统计学分析,通过过筛率和稳定性分析各种测试参数下的优劣,并研究了四种检测方式各自主要检测参数的选择。通过对石墨粉颗粒形貌扫描测试和比表面积测试,对四种测试方法进行验证,为石墨粉粒度测试提供指导。

    2021年04期 v.41;No.170 689-694页 [查看摘要][在线阅读][下载 3389K]
    [下载次数:213 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 示范快堆主容器内氩气空间数值模拟

    余新太;高鑫钊;马晓;王予烨;

    为了得到示范快堆主容器氩气空间内各类支承表面的温度场情况,通过流体力学软件FLUENT,应用低雷诺数湍流模型和DO辐射模型对正常运行工况下示范快堆氩气空间进行了数值模拟,给出了氩气空间整体的流场,泵支承、中间热交换器支承和独立热交换器支承处的温度场、流场情况,并对结果进行了分析。本工作的计算结果将为示范快堆氩气空间的设计提供依据,为相应的实验预研提供参考。

    2021年04期 v.41;No.170 695-702页 [查看摘要][在线阅读][下载 4101K]
    [下载次数:68 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:6 ] |[阅读次数:0 ]
  • 螺旋管传热与阻力特性实验研究及热工水力分析程序开发

    高雅心;邹悦;金德升;朱元兵;卢向晖;

    螺旋管式直流蒸汽发生器结构紧凑、换热效率高,因此被广泛应用于先进小型堆设计中。目前常用的反应堆热工水力分析程序由于缺乏螺旋管的传热、阻力关系式,不适用于螺旋管螺旋管式直流蒸汽发生器的研究。本文对水在不同结构螺旋管内的传热、流动阻力特性进行实验研究,得出螺旋盘管直径对传热影响明显的结论,并根据实验数据拟合建立螺旋管传热及流动阻力关系式。基于实验拟合关系式以及成熟的热工水力计算模型,集成开发了专有螺旋管热工水力分析程序。对于软件的验证与确认,将程序计算结果与理论计算和实验测量的传热系数及流动压降进行对比,结果表明程序计算结果与理论计算值、实验值符合良好,本文建立的传热与阻力关系式及开发的螺旋管专用程序可用于螺旋管热工水力分析。

    2021年04期 v.41;No.170 703-711页 [查看摘要][在线阅读][下载 972K]
    [下载次数:429 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]

核聚变

  • 聚变堆包层氚提取系统氦氢分离工艺研究进展

    丁卫东;占勤;

    本文综述了可用于聚变堆包层氚提取系统中氦氢混合气体分离氢气的工艺研究和发展现状,并就当前工艺进行比对发现:单独采用低温分子筛吸附法分离氦载气中氢无法得到高纯度氢气,同时氢在分子筛中有很强的滞留行为;采用钯膜扩散法分离氦载气中氢工艺成熟,在多国氚提取系统设计中应用广泛,但该工艺在氦中微量氢的分离效率较低,更适合氢中微量氦的分离,钯膜中Pd/bcc型复合膜性能优异,是今后研究发展方向;金属氢化物床吸附法工艺简单,安全可靠,分离效率高,特别是ZrCo系合金,ITER各国均有研究,应用前景广,但该工艺同样存在滞留现象,需结合材料、结构、工艺综合优化。

    2021年04期 v.41;No.170 712-719页 [查看摘要][在线阅读][下载 933K]
    [下载次数:245 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

核电厂

  • 非能动余热排出系统换热特性研究及相关湍流模型评价

    张盼;赵传奇;潘昕怿;胡文超;钱晓明;

    在全厂断电事故下,非能动核电厂的非能动余热排出热交换器(PRHRHX)将大多数的堆芯衰变热带出至内置换料水箱(IRWST),但PRHRHX属于大型非稳态热交换器,其传热机理十分复杂。为了弄清PRHR HX的换热特性,文章针对非能动堆芯冷却系统整体性能试验装置(ACME)上的PRHR系统,利用CFD方法开展数值计算,并与试验结果进行对比分析。结果发现:IRWST内沿垂直高度方向上存在明显的热分层现象,且温度沿径向方向趋于均匀分布。但SST湍流模型的计算结果要优于RNG k-ε模型,并与试验结果吻合良好;在IRWST底部区域,温度始终处于初始状态,在传热管下部水平段区域,温度上升较为明显,但高于该区域,温度上升又变得平缓,在传热管上部水平段区域,温度上升十分明显;在整个换热进程中,C型传热管的上部水平段带出了绝大部分的热量,而竖直段和下部水平段只带出了余下的少部分热量。

    2021年04期 v.41;No.170 720-726页 [查看摘要][在线阅读][下载 1358K]
    [下载次数:228 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 压水堆二回路凝汽器母管内壁的成膜胺保养工艺研究

    刘灿帅;林根仙;孙云;鲁俊东;方军;余春;池利生;孙珂;

    凝汽器母管内壁碳钢的有效保养是成膜胺保养的关键问题之一。本文利用低氧、恒温装置模拟凝汽器母管内壁的服役环境,利用接触角测量仪表征成膜样品疏水性,发现不同浓度十八胺溶液均可形成疏水性薄膜。利用动电位极化曲线、表面形貌观察和腐蚀失重测量等方式表征了十八胺浓度对其保养效果的影响规律,发现低浓度十八胺溶液可以促进碳钢局部腐蚀,高浓度十八胺溶液能够有效地抑制碳钢腐蚀。利用扫描电子显微镜和X射线能量散射谱初步探究了十八胺的保养机理,发现低浓度十八胺溶液在碳钢表面局部成膜,而高浓度十八胺溶液完整成膜。利用电化学阻抗谱研究了十八胺成膜时间对保养效果的影响规律,发现成膜时间超过8 h后,十八胺在碳钢表面稳定成膜。推荐十八胺应用于凝汽器母管内壁保养的最佳成膜浓度是20 mg/L、最佳成膜时间是8 h。

    2021年04期 v.41;No.170 727-735页 [查看摘要][在线阅读][下载 3029K]
    [下载次数:80 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核主泵流体动压型机械密封辅助密封圈有限元模型与性能分析

    文学;向先保;杨全超;郑嘉榕;孟祥铠;

    机械密封是核电站反应堆冷却剂泵的关键部件。某核主泵机械密封运行过程中,产生了第三级密封前压力下降和密封泄漏量增加的现象。为分析根本原因,采用有限元软件建立了核主泵流体动压型机械密封辅助密封圈的二维轴对称模型。分析了辅助密封圈在安装状态、正常工作压力及全系统压力下的位移分布、Mises应力分布和接触压力分布,研究了密封介质压力对密封圈变形、应力和接触压力的影响规律。结果表明:现有的辅助密封圈能够在正常工况下起到密封作用;辅助密封圈与插入件直接接触,产生了微动磨损;挡圈与插入件间存在间隙,没有发生磨损的可能;辅助密封圈位移、Mises应力、接触压力和接触宽度随密封介质压力的增加而增大;挡圈避免了辅助密封圈被挤入间隙内而损坏。

    2021年04期 v.41;No.170 736-743页 [查看摘要][在线阅读][下载 1409K]
    [下载次数:257 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • M310系列核电厂一回路压力超出运行技术规范要求事件分析

    焦峰;孙微;马国强;吴彦农;李娟;

    近年来我国M310系列核电厂在运行和试验期间多次发生一回路压力超出技术规范要求的事件。相关事件主要发生在机组余热排出系统冷却正常停堆模式(NS/RRA模式)和功率运行模式(RP模式)。NS/RRA模式下操纵员对一回路系统干预操作较多,由于操纵员技能不熟练、风险分析不到位、参数监控缺失、高风险操作监护不到位等因素导致操纵失误是NS/RRA模式下一回路压力超出技术规范要求的主要原因。RP模式下,M310系列核电厂运行技术规范对一回路压力的要求范围较小且没有规定超压后的干预措施,导致定期试验、设备故障或运行瞬态引发机组负荷快速变化时,稳压器压力控制系统来不及响应,频繁发生一回路压力超出技术规范要求的事件。基于上述事件分析结论,通过加强NS/RRA模式下操纵员行为管理,改进M310系列核电厂运行技术规范要求,能够有效避免一回路压力超出运行技术规范要求。

    2021年04期 v.41;No.170 744-750页 [查看摘要][在线阅读][下载 849K]
    [下载次数:84 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 秦山二期设备冷却水系统水温低问题的分析与对策

    苑景凯;胡昌森;官辉;

    秦山二期四台机组在冬季工况存在设备冷却水系统(以下简称"RRI")水温低导致部分热负荷不能满足运行控制要求的问题,直接影响着机组运行的稳定性与可靠性。本文通过对机组运行RRI系统的热负荷数据、温度数据大量的收集、整理分析,查找出了RRI系统水温低的根本原因。依据换热器的热交换原理,并结合RRI系统现场实际布置状况,应用排除法给出了提高RRI系统水温的改进方案并在现场成功实施,效果满意。提高了RRI系统热负荷设备运行的安全性、可靠性。

    2021年04期 v.41;No.170 757-763页 [查看摘要][在线阅读][下载 1872K]
    [下载次数:56 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 中国运行核电厂误碰运行事件分析与预防对策

    刘时贤;吴彦农;邹象;侯秦脉;王喆;

    1991年1月至2019年12月期间我国运行核电机组共发生23起误碰运行事件,其绝对数量不多,但其引起的后果较严重(60.9%造成紧急停堆),降低核电厂的安全性和经济性。误碰运行事件具有偶然性和随机性,其发生时间与反应堆投入运行时间的长短没有必然联系,因此,误碰运行事件的经验反馈对于各运行核电厂都是非常重要的。从事电气检修、脚手架搭设或拆除活动是发生误碰较多的时期,占比分别为39.1%和21.7%。误碰运行事件的根本原因可以归为6大类:操作人员原因,组织管理原因,设计原因,规程原因,培训原因,设备安装原因。根据误碰运行事件根本原因,可通过应用防人因失误工具、完善作业流程和作业现场管理、改进系统设施的设计、完善规程编制、优化员工培训、加强经验反馈工作的实效性等防范措施来减少误碰运行事件的发生频率。本文为运行机组降低误碰运行事件发生频率提供了经验反馈和参考。

    2021年04期 v.41;No.170 764-770页 [查看摘要][在线阅读][下载 743K]
    [下载次数:85 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]
  • IEC 63096核电厂仪控系统网络安全管控标准分析

    郭云;李江海;

    伊朗"震网病毒"事件以来,全球核电厂仪表和控制系统(简称"仪控系统")面临日趋严重的网络攻击威胁,而仪控系统的安全直接影响核电厂的安全稳定运行。国际电工委员会(IEC)已在核电厂仪控系统网络安全防范方面发布了若干标准,包括网络安全防范总体要求的标准(IEC62645)及协调核安全(Safety)和网络安全(Cybersecurity)的标准(IEC 62859)。然而,核电厂还迫切需要专门针对核电厂仪控系统的、涵盖仪控系统全生命周期的具体指引,用于指导核电厂实施网络安全管控措施,以预防、检测和处置网络攻击。IEC相关工作组于2016年启动核电厂仪控系统网络安全管控标准(IEC63096)的编制工作,该标准已于2020年10月正式发布。本文介绍了IEC 63096标准的架构和主要内容,重点分析该标准与其他相关标准的联系和差异,特别总结了该标准中建议的网络安全管控的实施流程,以帮助核电厂设计开发方、制造安装调试方和运营维护方等单位了解和应用该标准。

    2021年04期 v.41;No.170 771-777页 [查看摘要][在线阅读][下载 774K]
    [下载次数:107 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:6 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂蒸汽发生器管板熔损焊接修复管孔变形影响分析

    赵立彬;刘强;张发云;吕艳新;张跃;

    管子管板封口焊缝是蒸汽发生器制造过程中的关键焊缝之一,蒸汽发生器通过封口焊缝实现一二回路流体隔离。管孔熔损焊接修复后,因结构原因产生了不可避免的管孔变形,焊接变形会进一步影响后续封口焊缝的质量状态。本文探讨了采用回火焊道焊接技术修复熔损管孔后管孔变形情况和影响分析,分析表明,通过优化焊接工艺等措施,可将附近管孔变形控制在一定范围内,在该变形范围内,焊接修复对定位胀、封口焊质量以及修复区域力学分析等情况不会产生明显影响。通过分析,进一步验证了回火焊道修复技术的可行性,为其他核电项目管孔损伤修复提供借鉴。

    2021年04期 v.41;No.170 778-783页 [查看摘要][在线阅读][下载 2299K]
    [下载次数:101 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂1E级电缆浸没试验研究

    杨静远;金珊;姚远;陈阳阳;王新宇;洪启付;

    核电厂高能管道破裂造成的高温高压液体喷淋和短时积液危害对管道附近电缆造成严重影响。IEEE 383-2015版对处于和缓条件下电缆提出了浸没试验要求。国内三代核电也提出了安全壳内外电缆进行非设计基准事故下的极端酸性或碱性溶液喷淋/浸没试验要求。本文分析了标准和技术规格书中试验要求,讨论了某三代核电厂电缆的极端酸性或碱性溶液喷淋/浸没试验方案和验收准则,进行了相应试验。结果表明:以聚烯烃材料作为绝缘和护套的电缆,在一个月酸性或碱性溶液高温喷淋浸没环境下,电气性能的变化满足验收标准,对后续的电缆鉴定工作提供借鉴。

    2021年04期 v.41;No.170 784-789页 [查看摘要][在线阅读][下载 1955K]
    [下载次数:67 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

核安全

  • CAP1000严重事故下安全壳超压缓解策略研究

    史国宝;付廷造;潘新新;陆天庭;

    鉴于福岛核事故的教训,国家核安全局在CAP1000核电厂安全评审中十分重视严重事故缓解措施,安全壳长期超压失效问题更是其中的一个重要关注点。本文研究了可能引起安全壳超压失效的原因以及对应的安全壳超压缓解措施,并通过安全壳超压事故序列的计算模拟,分析相关缓解措施投入的时机及其效果。经过梳理和分析,认为:针对安全壳长期超压失效的缓解措施是合理和有效的,这些措施使CAP1000已实际消除了安全壳长期超压失效的可能性。

    2021年04期 v.41;No.170 790-797页 [查看摘要][在线阅读][下载 915K]
    [下载次数:105 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 福岛核事故后滨海核电厂安全专设系统发展的分析和研究

    周舟;周勇;张伟;李大伟;何孝园;翁文庆;王利;

    以福岛核事故为参考,分析了海啸灾害对核电厂的影响,针对性的提出了建立三层防御措施的理念,给出了基于事故过程的海啸袭击滨海核电厂的事故模型。结合非能动和多样性的特点和要求,给出了具体防御方案的设计要求和设计基准,首次提出提升EDG厂房在海啸事故中可靠性的概念。为海滨核电厂防御海啸灾难提供了重要参考。

    2021年04期 v.41;No.170 798-802页 [查看摘要][在线阅读][下载 683K]
    [下载次数:339 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 熔融物碎片床两相流动压降数值模拟和物理模型对比

    黄政;张慧敏;

    多孔介质内冷却水的两相流动压降特性对熔融物碎片床的可冷却性分析有重要影响。本文基于ANSYSFluent,采用用户定义函数(UDF)开发了多孔介质内的两相流动的压降的计算方法,考虑了两相流体与固体颗粒的摩擦以及流体内的相间力的影响。采用该计算方法对POMECO-FL和Tutu实验分别进行了模拟和验证,分析了多孔介质内汽液相流动压降的影响特性,同时还比较和探讨了不同物理关系式模型对流动摩擦压降计算的影响,并给出了模型选择的参考推荐。结果表明:本文开发的计算方法的模拟结果能和实验较好地吻合,从而验证了其有效性,为进一步开发碎片床冷却性分析工具打下基础。单相流动中,相同流速下水产生的压降明显高于气体;而两相流动中含气率有重要影响。对于多孔介质内汽液流速差别较大的情况,Reed模型能给出较好结果;而对于汽液流速差别较小的情况,则推荐使用考虑了相间作用力的MTD模型。

    2021年04期 v.41;No.170 803-809页 [查看摘要][在线阅读][下载 1561K]
    [下载次数:157 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 碳化硅复合包壳稳态应力与失效概率分析

    郝祖龙;易柏全;王升飞;玉宇;

    碳化硅(SiC)复合包壳是未来轻水堆耐事故燃料包壳候选方案之一。以三层和双层结构SiC包壳为研究对象,研究了稳态工况下SiC包壳的应力分布及失效概率估算问题。基于线弹性力学理论和材料辐照肿胀特性,考虑包壳内外压力差、径向温度梯度与辐照肿胀三种因素,并引入SiC复合材料假塑性行为,经合理简化后给出了适用于多层结构的包壳应力分布通用模型,通过比较模型解析解与数值模拟结果,验证了多层包壳应力计算模型的有效性。同时讨论了SiC复合包壳的层厚比对材料应力分布的影响。采用Weibull分布模型对寿期末高燃耗工况下的SiC包壳失效概率进行了估算,结果表明,双层SiC包壳的失效概率最低可达10-12,明显低于三层SiC包壳的失效概率,有助于SiC结构优化。同时,也验证了停堆工况时的环向和轴向应力激增。

    2021年04期 v.41;No.170 810-817页 [查看摘要][在线阅读][下载 1542K]
    [下载次数:213 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 火灾人员可靠性分析Scoping方法改进研究

    刘坤秀;郑腾蛟;田秀峰;刘鑫伟;张佳佳;

    NUREG—1921导则是一项专门的火灾人员可靠性分析(Human reliability analysis,HRA)导则,代表最先进的火灾HRA水平。该导则提出了一种新的评估火灾后人误事件的Scoping方法,能获得更合理的人误概率筛选值,但Scoping方法在实际项目中使用起来比较繁复,需进一步优化和改进。基于NUREG—1921导则和工程项目经验,本文对Scoping方法进行了优化和改进,形成一种改进的Scoping方法。本文首先介绍了该研究的背景和意义;然后分析了Scoping方法中存在的问题并提出相应的改进建议;从定性分析和定量分析两方面阐述了改进后Scoping的主要内容;最后通过一个工程实例,描述了改进的Scoping方法在火灾HRA中的应用。经实践验证,改进的Scoping方法在工程应用中更为简洁、更易于实施。

    2021年04期 v.41;No.170 818-825页 [查看摘要][在线阅读][下载 775K]
    [下载次数:63 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 采用安全层法对红油爆炸事故进行定级的探讨

    吕丹;汪世军;宋凤丽;张春龙;徐春艳;

    INES(国际核与放射事件分级)的安全层法适用于没有"实际后果"但某些安全措施失效的事件的定级,在核电厂运行事件定级中已得到广泛应用。为推动该方法在乏燃料后处理设施事件定级中的应用,选取典型的高放废液蒸发器红油爆炸事故为分析对象,对其进行了事件定级的探讨。研究结果表明,如果事故仅造成蒸发器本身破损,或者爆炸冲破了其所在的设备室盖板、也破坏了其所在设备室通风系统,则事件定级为0级;如果爆炸冲破了设备室和建(构)筑物,但未造成实际后果,则事件定级为3级。为了将红油爆炸事故控制为0级事件,应根据爆炸冲击影响,设计适宜的辐射监测(报警)仪表、运行人员安全停车操作、通风系统、以及相应的去污、维修等恢复措施,同时,有必要考虑相应的抗爆、泄爆安全措施。

    2021年04期 v.41;No.170 826-831页 [查看摘要][在线阅读][下载 684K]
    [下载次数:51 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • RRA模式下热阱完全丧失的事故处理策略优化研究

    李龙;吴震华;

    为了解决RRA模式下(余热排出系统冷却正常停堆模式)热阱完全丧失的事故处理策略失效的问题,本文通过研究设备冷却水系统热负荷和事故处理进程,找出导致事故处理策略失效的原因,并提出相应的优化方案。经过测算,采用优化后的事故处理策略,能有效延缓设备冷却水系统温度上升速率,顺利将机组过渡到后备模式。本文提出的事故处理策略优化方案可用于压水堆核电机组的事故规程优化,提升核电机组应对热阱完全丧失事故的处理能力。

    2021年04期 v.41;No.170 832-837页 [查看摘要][在线阅读][下载 726K]
    [下载次数:51 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于正交试验的抑压水池抑压特性研究

    郭景新;郭张鹏;蔡孝玉;王泽吉;孙秋腾;牛风雷;王升飞;

    抑压水池可降低反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳的峰值压力。抑压能力的影响因素主要为抑压管淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量的影响。各影响因素参数组合方式多变,造成敏感性分析需要进行庞大的试验次数和数据处理,正交试验不仅可以降低试验次数,而且可以直观地分析影响因素的主次顺序,所以本文采用正交试验法对影响因素进行敏感性分析,以抑压水池的峰值压力为指标,通过正交试验极差分析获得影响因素从大到小依次为:淹没深度、蒸汽流速、不凝性气体含量。

    2021年04期 v.41;No.170 838-843页 [查看摘要][在线阅读][下载 1638K]
    [下载次数:230 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于“华龙一号”大破口事故先进安注箱研究

    詹经祥;黄树亮;杨长江;

    先进安注箱是目前国际上研究比较多的课题,采用先进安注箱,能够简化安注系统设计,中、低压安注泵可以实现合并。本文通过采用事故分析程序进行"华龙一号"大破口事故分析,分析确定采用先进安注箱,中、低压安注合并的可行性。经过多种方案的敏感性分析得到:利用先进安注箱初始大流量、后期小流量注入特性,在安注箱容积增加不多的情况下,实现中、低压安注合并,大破口事故包壳温度满足安全准则裕量,采用先进安注箱配置切实可行。

    2021年04期 v.41;No.170 844-849页 [查看摘要][在线阅读][下载 828K]
    [下载次数:138 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:1 ]
  • 18PA6B型柴油机配套油罐溢油问题分析与解决措施

    汪天送;唐玉宝;

    应急柴油机作为核电站应急安全电源与核安全直接相关。国内外核电站广泛使用18PA6B型应急柴油机,每台柴油机至少配备有一个日用油罐。近年来,国内多个在建核电站的18PA6B型应急柴油机在调试时都发生过日用油罐溢油事件,存在安全隐患,影响项目热试进度。本文以某项目18PA6B型应急柴油机调试时日用油罐溢油事件为例进行了根本原因分析,并提出了针对性的解决措施。

    2021年04期 v.41;No.170 850-855页 [查看摘要][在线阅读][下载 1222K]
    [下载次数:40 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

核技术

  • 基于中子符合计数的钚溶液浓度估算方法应用研究

    邵增;杨海峰;袁媛;赵子凡;于淼;陈添;

    为准确地由中子符合计数估算溶液系统的钚浓度,本文通过对"点模型"方程组进行中子吸收效应的修正、(α,n)中子与裂变中子能谱差异的修正、诱发裂变中子与自发裂变中子探测效率差异的修正,提出了改进的"点模型"方程组,以准确地反映钚溶液系统外中子符合计数的测量机理。理论模拟实验验证分析表明,基于中子符合计数,改进后的"点模型"方程组可以更为精确的预测估算钚溶液系统的钚浓度,大幅度改进了原"点模型"方程组的估算精度。该估算方法解决了中子符合计数在钚溶液浓度估算方面的关键算法难题。

    2021年04期 v.41;No.170 856-861页 [查看摘要][在线阅读][下载 809K]
    [下载次数:91 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 硼铝复合材料硼含量置信度临界安全分析研究

    邵增;易璇;李云龙;杨海峰;于淼;

    为评价临界安全设计中硼铝复合材料所需的硼含量置信度,本文以某核电厂乏燃料贮存格架为例,通过详细模拟硼铝复合材料中B_4C颗粒的弥散分布,分别分析其所采用的2.7 mm厚硼铝板和4.0 mm厚硼铝板在不同的硼含量下,不同粒径的B_4C颗粒弥散分布对格架整体反应性的影响,并对比分析了湿法贮存与干法贮存的情形。分析结果表明,在使用20%以上B_4C含量、B_4C粒径100μm以下的硼铝复合材料进行临界安全控制时,临界安全分析中可以根据对B_4C含量采用高达95%的置信度;如若B_4C粒径达到150μm,则临界安全分析中宜采用90%的置信度;对相同的硼铝复合材料,干法贮存条件下可以对B_4C含量采用更高的置信度。此外,还对不同贮存条件下中子隧道效应的不同规律进行了分析探讨。

    2021年04期 v.41;No.170 862-868页 [查看摘要][在线阅读][下载 1252K]
    [下载次数:77 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 铀对大型溞的急性毒性效应

    陈亮;周霞飞;夏良树;贺海洋;郭知鑫;王正庆;唐振平;

    为了初步探讨铀对水生生物的急性毒性效应,以大型溞为研究对象,以溞体活动抑制为毒性观察指标,进行了急性毒性试验。结果表明,各试验组受试体死亡率和铀溶液之间呈现出显著的时间-剂量-效应关系特征,主要表现为随着暴露时间延长和铀浓度增加,试验受试体的死亡率升高,铀对大型溞存在强烈的毒害作用。铀对大型溞的24 h EC_(50)和48 h EC_(50)分别为12.61(11.91~13.43)mg/L和10.95(10.41~11.47)mg/L。通过对比发现铀的不同形态其生物毒性差异明显,难溶于水的U_3O_8生物毒性低于可溶性的UO_2(NO_3)_2·6H_2O。

    2021年04期 v.41;No.170 869-875页 [查看摘要][在线阅读][下载 778K]
    [下载次数:229 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • 单驱动新型燃料水下运输设备设计与分析

    黄然;朱雪锋;刘建文;李晨;

    燃料水下运输设备作为压水堆核电厂停堆换料用的关键设备之一,其设计的可靠性与先进性对反应堆安全快速换料有至关重要的影响。在深入研究与对比国内外各堆型燃料水下运输设备后,借鉴非能动的理念,采用滚轮和滑道方案设计出一种创新型燃料水下运输设备,仅依靠一套驱动机构就能实现运输小车水平运动和燃料篮90°旋转两个方向同时动作,对核燃料水下自动化转运是一次有益尝试。通过结构计算和力学建模分析,已验证其实际操作运用可行,具有设备简化、运维方便、性价比高、故障率低等技术优势。

    2021年04期 v.41;No.170 876-883页 [查看摘要][在线阅读][下载 1053K]
    [下载次数:64 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

  • 《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(2020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、

    2021年04期 v.41;No.170 886页 [查看摘要][在线阅读][下载 1295K]
    [下载次数:23 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 下载本期数据