碳达峰碳中和

  • “碳达峰、碳中和”背景下能源发展趋势与核能定位研判

    荆春宁;高力;马佳鹏;吴宇翔;罗一博;孙涛;

    21世纪以来,温室效应正越发严重地影响着人类的生活。2021年两会,“碳达峰、碳中和”首次被写入政府工作报告。从“双碳”战略目标与实现路径、电力行业碳中和路径与风险分析及核电发展定位等多维度对双碳背景下能源发展趋势与核能定位进行研判。肯定了核电在以新能源为主体的新型电力系统中扮演的角色,明确了核电在我国清洁低碳、安全高效的能源体系中的地位和作用,为政府及能源行业的发展规划提供参考。

    2022年01期 v.42;No.173 1-9页 [查看摘要][在线阅读][下载 1285K]
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  • “碳达峰、碳中和”背景下核能利用浅析

    邢继;高力;霍小东;吴宇翔;董业旻;罗一博;

    在碳达峰、碳中和(简称“双碳”)目标下,我国能源体系将加速清洁低碳化转型。与传统化石能源的高碳排放不同,核能具有全寿期碳排放量小,能量密度高、能抵御极端恶劣自然条件、保障电力供应安全稳定等优点,是我国能源体系转型必不可少的能源形式。本文通过梳理分析我国能源体系的发展现状,分析核能在发电、供热、海水淡化、制氢等领域的发展机遇,提出了核能高质量发展需要关注的问题和建议,为解决如何“积极有序发展核电”提供思路。

    2022年01期 v.42;No.173 10-17页 [查看摘要][在线阅读][下载 1326K]
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反应堆工程

  • 基于三维核热耦合方法的吸气式核反应堆瞬态特性研究

    邓蛟龙;邓坚;李仲春;柴翔;

    吸气式反应堆具有大比冲、高功率密度的优良特点,在未来空天推进领域具有广阔的应用前景。该反应堆在正常运行条件下需要完成各类功率快速响应的瞬态工况,并在极短时间内完成启停堆过程,采用传统的数值方法研究其瞬态三维核热耦合特性存在较大的困难。本文基于开源OpenFOAM平台,开发了三维瞬态核热耦合求解程序,提出了新型流固热耦合边界,实现了固体堆芯与流道内部流动传热特性的快速预测,使用点堆模型求解堆芯中子物理特性,通过耦合物理模块与热工模块实现了瞬态过程中气式反应堆堆芯流动传热特性的数值分析。模拟结果表明,吸气式反应堆在功率快速提升的同时,固体材料的温度不会迅速升高,而是平稳上升直至稳态,反应堆在瞬时热功率超过设计基准值的启堆过程中仍然是安全的。

    2022年01期 v.42;No.173 18-27页 [查看摘要][在线阅读][下载 1440K]
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  • 基于蒙特卡罗和CFD耦合模拟的空间锂冷核反应堆设计分析

    张阳;俞楼涵榕;余大利;郁杰;

    为了满足未来深空探测的需求,中科院核能安全技术研究所提出5.2 MWt轻量化的空间锂冷核反应堆初步设计方案。该方案采用一体化式堆芯设计、非均匀锂冷却剂流道,以及由硼粉和控制棒组成的控制系统。在SuperMC多物理耦合框架下,基于随机逼近耦合求解策略,通过蒙特卡罗中子输运和计算流体力学CFD耦合的高保真耦合模拟方法对该空间堆设计进行模拟分析。耦合模拟结果显示,该空间堆设计满足反应性要求,非均匀流道设计可以使径向功率分布更均匀,在正常运行工况下,各材料的温度均低于限值,仿真模拟结果也为空间堆设计提供了优化思路。

    2022年01期 v.42;No.173 28-33页 [查看摘要][在线阅读][下载 1344K]
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  • 海洋工况下海洋小堆热工水力特性分析

    杨爱民;宋厚德;刘晓晶;

    海洋的开发,对核能有很大的需求空间。相较于陆基堆,海洋小堆在堆形的结构设计、设备及系统布置等,有着不同的特征。为适应船舶舱室与海洋环境,本文参照某型模块化小堆的主要设备结构和系统布置,得到一种改进后的海洋一体化小堆设计方案和设计参数。使用添加了海洋工况计算模块的RELAP5软件,对其中一个设计方案,引入海洋工况;通过和船舶设计单位的深度合作,得知其在产品生产设计中重点关注的摇摆及倾斜工况:一般设计角度:22.5°以及极限设计角度:45°等。在强迫循环及RELAP5稳态卡中暂未加入控制模块的情形下,根据模拟结果,观察和分析关键热工水力参数的运行特性。

    2022年01期 v.42;No.173 34-43页 [查看摘要][在线阅读][下载 1516K]
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  • 新型吸收剂与局部慢化剂相结合的快堆控制棒设计研究

    郭辉;顾汉洋;冯快源;于超;

    新一代快堆对其控制棒的安全性、使用寿命和经济性提出了更高的要求。传统快堆控制棒以碳化硼(B_4C)为吸收剂,但B_4C的气体释放、吸收力损失、高温包壳碳化失效及辐照膨胀限制了其安全使用寿命。本文利用能有效处理控制棒空间自屏蔽现象的确定论计算方法,设计并分析了基于替代吸收剂与局部慢化剂的快堆新型控制棒。本文从中子吸收能力、安全特性及废物处理等方面考察了硼化物、氢化物、稀土金属氧化物及金属四大类多种吸收剂。结果表明在不同吸收力区间,都有相应新型吸收剂可替代传统B_4C。大型快堆控制棒所需吸收力较低,可利用稀土金属氧化物作为长寿期吸收材料;中型快堆可考虑使用导热性优异的TiB_2或中子特性良好的HfH_(1.62);小型模块化快堆可考虑使用HfB_2作为超长寿期吸收剂。本文还介绍了吸收剂与慢化剂相结合的新型控制棒,结果表明局部慢化剂可加强控制棒吸收能力或节约吸收剂使用。本文结果将为快堆新型控制棒的研发提供重要参考。

    2022年01期 v.42;No.173 44-52页 [查看摘要][在线阅读][下载 1449K]
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  • 压水堆燃料棒芯块事故后传热的简化分析

    齐宇博;张伟;于江;南金秋;赵剑刚;

    压水堆核电厂在严重事故下,堆芯换热条件恶劣,此时包含衰变热的堆芯非稳态传热分析过程较为复杂。本文以大亚湾核电厂M310机组一回路热段双端断裂为假想工况,用简化分析方法研究事故后衰变热的传递情况,获得了含时间变量的温度场简化计算公式。采用ANSYS有限元分析软件,用非简化分析的方法计算分析,两种方法对比验证。研究结果显示:在一定条件下,简化计算的误差相对较小,可采取简化分析方法对事故后燃料棒芯块的传热进行计算。本文的简化方法不仅局限于压水堆,其他堆型的事故分析亦可借鉴。

    2022年01期 v.42;No.173 53-58页 [查看摘要][在线阅读][下载 1200K]
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核电厂

  • AP1000型燃料组件水平放置对格架弹簧影响分析

    温国义;蔡宏伟;

    核电厂建设的工期延误和组件制造厂的燃料组件存贮场地不足,不能按期交付的首炉燃料组件被迫存放在组件运输容器内水平放置,有的燃料组件在运输容器内水平放置时间约1年以上。针对燃料组件在运输容器内长期水平放置是否对组件格架弹簧的力学特性有影响,以AP1000型燃料组件为例,对格架弹簧进行了力学特性影响分析。分析认为,燃料组件在运输容器内长期水平放置,对格架弹簧本身影响较小;燃料组件改为竖直放置后,格架弹簧在力学特性上能够完全恢复原状。

    2022年01期 v.42;No.173 59-63页 [查看摘要][在线阅读][下载 1181K]
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  • “华龙一号”应急柴油发电机维修窗口研究

    卢放;陈石;胡凌生;羊本林;赵鑫樾;

    应急柴油发电机(EDG)作为核电厂重要安全设备,主要用于应对丧失厂外电事故。为确保EDG的可靠性,应制定维修计划并定期进行各种预防性维修。鉴于EDG维修时间较长,应考虑由于维修造成的不可用给“华龙一号”核电厂带来额外的安全风险,这成为“华龙一号”核电厂EDG数量配置的重要考虑因素之一。根据最新的核安全要求,将导出乏燃料贮存设施所贮存燃料的热量上升为基本安全功能,相比于国内的二代堆型,“华龙一号”考虑了乏池冷却相关设计基准工况,这直接导致2×100%EDG配置方案难以找到合适的EDG维修窗口。本论文的主要目的就是利用确定论和概率论安全分析方法对EDG的维修窗口进行详细分析,另辟蹊径为EDG提供允许维修时间。分析结果表明,2×100%配置下EDG允许维修时间能够满足维修实际需要。因此,HPR1000采用2台应急柴油发电机的配置方案下能够开展维修。

    2022年01期 v.42;No.173 64-69页 [查看摘要][在线阅读][下载 1211K]
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  • 某核电厂汽辅泵管线异常振动机理研究

    刘星;饶建民;王琇峰;唐国运;

    汽辅泵是核电厂的安全专设设施之一,实现在极限工况下利用非能动的方式,应急向二回路的蒸汽发生器供水。某电厂汽辅泵管线振动是国内首次发现,本文通过分析汽辅泵管线异常振动机理,提出了造成管线振动假设,并通过数据测试分析、有限元仿真及实验研究验证了上述假设,提出相应改进措施后,彻底解决了管线异常振动问题。

    2022年01期 v.42;No.173 70-81页 [查看摘要][在线阅读][下载 1605K]
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  • 提升核电厂核空气净化系统可靠性的策略研究

    张铎;高阳;尹利波;张俊;强振华;

    核电厂核空气净化系统的性能关乎事故工况下主控室可居留性和电厂排气放射性水平,其运行的可靠性受系统管路的密封性、碘吸附器性能、高效过滤器性能、电加热器控制策略、火灾报警正确率等方面的影响。本文从系统可靠性相关的各个方面进行研究并提出改进策略,以期提高核电厂核空气净化系统的运行可靠性。

    2022年01期 v.42;No.173 82-87页 [查看摘要][在线阅读][下载 1178K]
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  • 秦二厂2号机组氙振荡抑制方法研究

    沈亚杰;高永恒;詹勇杰;杨嗣;王澄瀚;刘臻;王勇智;

    氙振荡是大型热中子反应堆不可忽视的问题,剧烈的氙振荡给轴向功率控制带来严峻的挑战。本文通过对秦二厂2号机组的氙振荡进行研究分析,发现振荡发散和收敛规律,即在氙振荡过程中,若动棒操作引起轴向功率偏差ΔI变化与当前ΔI的变化趋势相反,可以有效地抑制氙振荡,否则将加剧氙振荡。并以秦二厂3号机组的氙振荡中衰减和加剧过程进行验证该规律。最后,对氙振荡的抑制方法提出几点合理建议,为机组的安全稳定运行提供了重要保障。

    2022年01期 v.42;No.173 88-92页 [查看摘要][在线阅读][下载 1349K]
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  • 核电厂应急柴油发电机电子调速器性能仿真验证

    王玥;马正茂;苏成;赵乐挺;

    核电厂应急柴油发电机电子调速器在研发过程中,须对电子调速器功能进行仿真验证,以节省开发时间成本,同时可降低调速器样机与柴油发电机进行配机联调时出现重大技术问题的风险。以国内核电主流应急柴油发电机12PC2-6B为目标机型,建立了柴油发电机组的仿真模型。柴油发电机仿真模型包含气缸、进排气阀门、进排气管、涡轮增压器及曲轴等关键的核心部件,可以全面而具体的反映发动机的瞬态性能。基于调速器样机的实际控制算法,建立了电子调速器的仿真模型。在配机试验之前,将电子调速器仿真模型与柴油发电机组仿真模型进行仿真联调,模拟在起动、加载、卸载、超速保护等工况下的柴油发电机组的转速响应,对电子调速器控制算法进行了仿真验证。

    2022年01期 v.42;No.173 93-99页 [查看摘要][在线阅读][下载 1271K]
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  • 核电厂支持系统不可运行应对策略研究

    田苗;余德诚;李映林;丁小川;

    核电厂运行技术规格书规定了我国核安全法规要求的、电厂必须要严格遵守的运行限值和条件。其中的正常运行限值和条件(LCO)对一系列执行安全功能的系统(被支持系统)以及支持安全系统执行安全功能的系统(支持系统)进行了可运行要求并规定了可运行要求未得到满足时所需采取的措施。但对于完全是由于支持系统的不可运行导致的被支持系统的不可运行的情况,除了执行支持系统相关的LCO不可运行的措施外,针对被支持系统是否需要采取特定的措施还存在管理不明确、不完善、不系统的模糊地带,缺少明确、统一的规定。因此,在我国自主设计的第三代核电技术的运行技术规格书开发过程中,同步研究并开发了一套对支持系统不可运行时的应对策略,并作为执行运行技术规格书必不可少的配套文件使用,可指导核电厂安全、稳定运行,对提高核电厂核安全监管水平有积极的现实意义。

    2022年01期 v.42;No.173 100-105页 [查看摘要][在线阅读][下载 736K]
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  • 安全壳内氢气燃烧特性数值研究

    李咏蔚;元一单;杨小明;

    本文基于计算流体力学(CFD)方法,采用涡耗散概念(EDC)模型耦合P1辐射模型,对德国开展的ThAI-HD12氢气燃烧实验进行了数值模拟验证,与实验符合良好。同时通过修正反应机理,获得了更符合实验的结果。通过改变点火位置、氢气浓度,计算得到安全壳内压力、温度等的变化,结果表明:在安全壳空间内,浮力对氢气燃烧火焰传播影响显著;氢气浓度越高,点火越快,燃烧速率越快,但浓度升高到一定程度,点火不再提前。安全壳内氢气燃烧火焰受多种因素作用,最终呈现了“郁金香形状火焰”。

    2022年01期 v.42;No.173 106-111页 [查看摘要][在线阅读][下载 884K]
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  • 主给水旁路调节阀供水能力不足问题原因分析和处理

    王远国;王峰;荀明磊;曹洋;

    某核电厂1号机组执行役前调试试验过程中,出现主给水流量控制系统旁路调节阀供水能力不足问题。文章结合给水流量控制原理以及实际阀门特性分析了供水能力不足的根本原因,提出了分段修改函数控制器参数的改进方法。最终试验表明该方法有效解决了阀门供水流量不足问题,使得给水流量满足蒸汽发生器二次侧的需求。

    2022年01期 v.42;No.173 112-116页 [查看摘要][在线阅读][下载 686K]
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  • 核电厂一回路压力边界延伸止回阀密封性定期试验验收准则设计方法研究

    赵子坤;李映林;全峰阳;

    核电厂一回路压力边界延伸止回阀的密封性直接关系一回路的泄漏率和完整性,需要定期执行密封性检查,以确保反应堆的安全运行。国内普遍采用ASME相关流量标准作为密封性定期试验的验收准则,但在实际试验工况下无法精确测量通过止回阀的泄漏量,因此需要对流量准则进行转换。同时,由于止回阀尺寸及相关管线布置各不相同,需要设计对应匹配的密封性验收准则。本文以国内先进压水堆的安全注入系统一回路压力边界延伸止回阀为例,基于止回阀密封性试验原理,结合工程经验,从准则转换出发,通过严密分析,提出一套具有普遍适用性的止回阀密封性验收准则设计方法,填补设计方法研究的空白。

    2022年01期 v.42;No.173 117-121页 [查看摘要][在线阅读][下载 823K]
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  • 全厂断电事故下非能动核电厂系统响应及敏感性研究

    张盼;赵传奇;王业辉;胡文超;潘昕怿;

    福岛核事故发生以后,全厂断电事故成为了关注的热点。为了研究核电厂在全厂断电事故后的系统响应,文章采用系统分析程序针对非能动核电厂的系统、设备建立系统级模型,并开展计算分析。获得了主回路系统、安全系统关键参数的瞬态响应,得出如下结论:全厂断电事故后,非能动核电厂依靠蒸汽发生器(SteamGenerator,SG)和非能动余热排出系统(PassiveResidualHeat Removal system,PRHR)能够及时带出堆芯衰变热;PRHR启动的早晚影响SG二次侧冷却剂进行堆芯余热的带出,但对反应堆冷却能力的影响并不大;堆芯补水箱(CoreMakeupTanks,CMT)向主回路注入冷却剂的质量和速率对主回路温度、压力、稳压器液位的影响很大,可考虑调节CMT注入管线的阻力,使CMT注入流量在合理的水平,防止稳压器发生满溢。

    2022年01期 v.42;No.173 122-128页 [查看摘要][在线阅读][下载 1049K]
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  • 基于A~*算法的核电厂工艺管道自动布局方法

    苏锦成;王振中;贾小攀;薛静;谷振杰;

    核电厂的工艺系统管道布局是核电厂设计的重要过程之一,工艺系统管道数量庞大,约束条件众多,设计结果容易受到电厂结构和设备位置变更的影响。依靠人工对核电厂工艺系统管道进行布局已成为影响核电厂设计效率的因素之一。因此核电厂工艺系统管道的自动布局应用研究具有重要意义。本文针对核电厂工艺系统管道的自动布局问题,结合核电厂的厂房设备布局特点,考虑厂房大小、辐射屏蔽、管道成本等约束,依据核电厂工艺管道布局的要求,对核电厂厂房及设备采用栅格法进行空间离散,并采用A~*(A-star)算法进行管路搜索。并基于此方法进行厂房主管道自动布局编程仿真,计算得出的主管道的自动布局方案能够满足模型设置的工艺管道的布局要求,验证了该方法在核电厂厂房工艺管道自动布局中的适用性。

    2022年01期 v.42;No.173 129-135页 [查看摘要][在线阅读][下载 1142K]
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  • 核电厂凝结水主调节阀阀杆断裂的原因分析及改进措施

    章鹏华;孙永信;

    核电厂凝结水主调节阀作为关键敏感设备,阀门故障将引起机组功率扰动甚至停机停堆。本文结合某核电厂凝结水主调节阀阀杆断裂造成降功率事件,通过对事件的概述及从阀门长期存在振动高、定位销位置不合理等方面进行原因分析,针对性地提出优化措施并实施,为同类型电站的阀门故障排除和改进处理提供了有效参考。

    2022年01期 v.42;No.173 136-140页 [查看摘要][在线阅读][下载 1288K]
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  • 压水堆核电机组停堆氧化过程中溶解氢控制策略优化

    赖宏宇;

    在压水堆核电机组功率运行状态下,反应堆冷却剂系统内始终保持氢覆盖,然而机组在进行停堆氧化过程中,因反应堆需开口,为避免氢氧混合爆炸,需要首先除去氢气,将一回路的溶解氢含量降低到规范值以下才能开展氧化运行工作。在压水堆核电机组停堆氧化过程中,一回路溶解氢的有效控制能够决定化学控制过程是否会成为大修下行的关键路径。福清核电目前已经历了15次机组停堆氧化,积累了一些经验和教训。本文结合福清核电已商运的1~4号M310机组历次停堆氧化过程一回路溶解氢控制的实践,从反应堆冷却剂系统溶解氢化学控制的要求及基本原理出发,对停堆氧化过程中可能出现的溶解氢相关问题进行总结研究,提出溶解氢化学控制优化改进策略,以指导机组应对,最终达到提高核安全水平、缩短大修工期、提高换料大修经济效益等目的。

    2022年01期 v.42;No.173 141-150页 [查看摘要][在线阅读][下载 1198K]
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核安全

  • cosSyst程序对DOEL-2核电厂SGTR事故的分析能力研究

    杜强;文青龙;王皓;阮神辉;

    本研究以DOEL-2核电厂为研究对象,采用cosSyst程序对蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故下的DOEL-2反应堆系统进行建模,将计算结果与电厂数据及RELAP5程序计算结果进行对比,评估cosSyst程序对SGTR事故预测的准确性。研究结果表明:cosSyst程序能够较好地模拟反应堆SGTR事故进程,且一回路系统及蒸汽发生器二次侧的主要热工水力参数与电厂数据吻合较好,表明cosSyst程序对SGTR瞬态事故具有良好的预测和分析能力。

    2022年01期 v.42;No.173 151-158页 [查看摘要][在线阅读][下载 731K]
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  • 压力管道孔隙泄漏率计算研究

    王瑶;何攀;刘才学;李朋洲;

    开展压力管道泄漏监测系统的研制需要在不锈钢管上制作各种尺寸的孔隙,以得到不同的泄漏率,从而建立泄漏定量模型。为此,本文在已知泄漏率的情况下,对不同泄漏率下的不锈钢管道的穿透孔隙尺寸开展计算研究,获取“泄漏率—孔径”关系曲线,为泄漏监测系统的研发提供理论支撑,指导试验件的加工。本文采用了基于CFD方法,针对高温高压(15.5 MPa)下,高速射流伴随有激波(或膨胀波)的现象导致物理量高度非线性的条件,建立计算模型和分析修正方法,获得了“泄漏率—孔径”关系曲线,并通过试验验证了计算结果的准确性,结果表明CFD计算结果误差较小,更能够准确的考虑泄漏孔厚径比、粗糙度带来的影响。

    2022年01期 v.42;No.173 159-166页 [查看摘要][在线阅读][下载 978K]
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  • 一回路流量变化时CEFR停堆保护特性的研究

    徐伟栋;段天英;冯伟伟;戴饶棋;付浩;

    为了对目前CEFR反应堆设计中的安全裕度进行研究,通过simulink建立钠冷快堆CEFR的热工模型。采用反应堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护的方法,对其一回路发生流量变化时反应堆的状态进行仿真分析,并确保在整个事故过程中反应堆状态符合钠冷快堆事故验收准则的要求。仿真结果表明,当一回路流量发生变化时,反应堆在整个过程中只会触发功率流量比和堆芯出口钠温保护信号。并且,反应堆触发P/F保护信号要比触发堆芯出口钠温保护参数时要更早进入次临界。

    2022年01期 v.42;No.173 167-174页 [查看摘要][在线阅读][下载 973K]
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  • 超级电容作为核电厂应急柴油发电机组启动期间后备电源的可行性研究

    王晋;

    核电厂应急柴油发电机组随着容量的不断增大,已越来越难以满足应急工况下10 s内快速启动的要求。超级电容作为一项新兴的储能技术,具有传统储能技术不可比拟的短时间内快速放电能力。本文提出了将超级电容作为核电厂应急柴油发电机组启动期间后备中压电源的设计方案,以延缓应急工况下对于应急柴油发电机组快速启动的时间要求,有效提高应急柴油发电机组启动的可靠性。本文从超级电容的容量核算、系统规模、设备布置和经济性方面探讨了该方案的可行性。

    2022年01期 v.42;No.173 175-179页 [查看摘要][在线阅读][下载 842K]
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  • 低雷诺数下气溶胶粒子在裂缝中的损失研究

    贺金鹏;顾卫国;刘海洋;王德忠;

    核电厂在运行中为了保证反应堆运行安全,需要对由泄漏冷却剂转化的气溶胶粒子进行连续监测。气溶胶粒子在裂缝中输运沉积。本文对气溶胶粒子进行数值模拟分析,得到长直裂缝中低雷诺数下气溶胶粒子的输运沉积情况。研究发现,气溶胶粒子在裂缝中输运受到空气流速,气溶胶粒径,裂缝尺寸等因素的影响。在低雷诺数下,随着裂缝长度增加,能够穿透高度为0.5 mm的裂缝的气溶胶粒子的最大粒径不断减小。当粒径大于600 nm时,气溶胶粒子受重力作用更明显,气溶胶粒子的穿透率随粒径增大而减小。在粒径为600 nm时达到最大,穿透率接近100%。当粒径小于600 nm时,气溶胶粒子的穿透率随粒径减小而减小。综合考虑粒子和直裂缝的尺寸大小,得出长直裂缝中能达到最大穿透率的气溶胶粒子窄度为0.15%。

    2022年01期 v.42;No.173 180-184页 [查看摘要][在线阅读][下载 892K]
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  • 盐雾对钢制安全壳涂层传热性能影响研究

    庄亚平;董海涛;潘姚凡;

    AP1000核岛钢制安全壳涂层承担安全功能,其传热性能对非能动安全壳冷却系统功能有重要影响,机组寿期内必须满足安全分析的最小要求。通过盐雾加速涂层老化试验,探讨涂层老化机理、传性能与盐雾老化的关系。结果表明,涂层盐雾老化的机理主要是涂层中的锌粉变为锌盐,随着涂层老化进展,润湿性能、比热容、发射率三个指标的变化有利于提高传热性能;导热率指标表现出逐渐减小的趋势,对涂层传热性能产生不利影响,但经3 500 h盐雾老化试验后,涂层热传导率逐渐稳定,且满足安全分析的最小要求。

    2022年01期 v.42;No.173 185-191页 [查看摘要][在线阅读][下载 780K]
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  • 安全壳过滤排放系统内部氢气风险研究

    周喆;蔡盟利;丁超;

    安全壳过滤排放系统(CFVS)用于严重事故情况下排出安全壳内大气以防止安全壳超压失效。其排放气体中的水蒸气在经过CFVS的管道和容器时会发生冷凝,导致氢气和氧气浓度上升,有可能引发氢气燃烧或爆炸。为了评估“华龙一号”(HPR1000)核电站CFVS内的氢气风险,建立了反应堆与安全壳模型和详细的CFVS模型,选取典型的严重事故序列对事故后CFVS开启以及混合气体进入CFVS的浓度变化过程进行了计算,并根据夏皮罗图对CFVS内的氢气风险进行判断。计算考虑了堆腔注水冷却系统(CIS)有效和失效情况下不同的安全壳大气组分进入CFVS后的浓度变化,结果显示CFVS开启时前者的氢气大部分被复合,后者的氧气则被复合反应消耗,因此2种情况下都不会发生燃烧或爆炸。计算还分析了在安全壳内布置氢气复合器以及在CFVS中实施氮气覆盖这两种缓解措施的作用,计算表明不考虑缓解措施时,CFVS内的气体组分在夏皮罗图中进入了快燃或燃爆区。研究表明HPR1000在采用了上述的缓解措施情况下,其CFVS系统内部不会发生氢气爆燃风险。

    2022年01期 v.42;No.173 192-198页 [查看摘要][在线阅读][下载 895K]
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  • 基于ASTEC程序的乏燃料水池严重事故研究

    廖飞页;陈文虎;郭超;贺东钰;陈鹏;

    为了更深入地理解核电厂乏燃料水池严重事故的进程和后果,基于ASTEC程序建立了某型三代核电机组乏燃料水池严重事故分析模型,根据该模型,分别对正常运行,正常换料和异常换料三种不同运行状态下的长期丧失电源(SBO)和长期丧失电源叠加冷却管线破口(SBO+LOCA)所导致的严重事故进行了分析。分析结果表明,乏燃料水池事故进程相对缓慢,有较大的时间窗口来进行应对。而当乏燃料组件发生裸露和损伤后,将产生大量的氢气和释放大量的裂变产物。通常来说,电厂设计中没有相应的缓解措施能够应对这种情况。此外,在本文研究过程中,还发现了ASTEC程序在模拟乏燃料水池的一些程序特点。

    2022年01期 v.42;No.173 199-206页 [查看摘要][在线阅读][下载 928K]
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后处理

  • 后处理设施气载流出物中~(129)Ⅰ的监测和监管

    米宇豪;以恒冠;廖运璇;王文海;汪萍;

    鉴于我国后处理设施气载流出物中~(129)Ⅰ将给公众和环境带来长期辐射风险,分析了目前可用于气载流出物放射性监测的~(129)Ⅰ收集、测量方法,介绍了我国与后处理设施气载流出物中~(129)Ⅰ排放相关的监管要求,并对未来后处理设施气载流出物中~(129)Ⅰ监测、监管工作的开展提出了建议。

    2022年01期 v.42;No.173 207-214页 [查看摘要][在线阅读][下载 912K]
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  • 压水堆核电厂放射性固体废物处理系统监测道优化方案

    陈露轩;郝朋飞;薛生虎;

    核电厂运行期间会产生一定量的放射性废物。在放射性废物处理和暂存期间需实施有效的在线剂量监测,以确保核电厂放射性管控的有效性。本文以国内主流的M310型压水堆核电厂放射性固体废物处理系统的放射性监测通道为对象,通过辐射剂量计算软件(Microshield)对监测通道阈值设定进行了模拟计算,提出了优化设计压水堆核电厂放射性固体废物处理系统通道阈值的工艺方案。目前该设计已经在部分核电厂得以实施。

    2022年01期 v.42;No.173 215-219页 [查看摘要][在线阅读][下载 887K]
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  • 乏燃料运输船旁靠浮动核电厂水动力耦合分析

    吴述庆;郭健;齐江辉;

    乏燃料运输船与浮动核电厂组成的旁靠浮式系统,其水动力响应是一个复杂的工程问题。本文基于三维势流理论对乏燃料运输船旁靠浮动核电厂时,浮动核电厂的运动响应预报,并针对特定频率下幅值响应出现显著增大的现象,采用在两船水域之间添加加盖阻尼的方法有效抑制了间隙水体共振引起船体运动的伪共振现象。并研究分析不同浪向和船体间距时两船之间的水动力耦合效应,对乏燃料运输船旁靠浮动核电厂的方案设计具有工程指导意义。

    2022年01期 v.42;No.173 220-226页 [查看摘要][在线阅读][下载 995K]
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核技术

  • 铀钚溶液设备外中子探测效率研究

    于淼;赵子凡;杨海峰;陈添;邵增;

    中子探测技术作为一种非破坏性分析技术,是铀钚溶液系统钚含量监测的一个较好的选择。基于典型的盛放铀钚溶液的圆柱形设备和典型的热中子探测器,开展了设备外中子探测效率研究,以实现对铀钚溶液系统的钚含量监测。对探测器的位置、慢化体及屏蔽体布置、料液浓度和料液分段对探测响应计数的影响进行了研究,获得了优化的探测效率以及不同轴向段对探测器响应的贡献,并通过钚溶液样品验证实验的中子计数率实测值,验证了中子探测效率的理论计算,两者符合良好。铀钚溶液系统中子探测效率研究,可以应用于后续铀钚溶液设备的钚浓度监测研究中,为设备钚浓度监测技术方案设计提供参考,为后续钚浓度监测算法研究奠定基础。

    2022年01期 v.42;No.173 227-233页 [查看摘要][在线阅读][下载 1087K]
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  • 粗糙表面对同位素生产专用设备内部速度分布和功耗影响理论研究

    赵君;

    同位素生产专用设备的能耗是衡量其运转时物理特性的重要指标,直接影响同位素生产专用设备物理性能和经济性。同位素生产专用设备在加工和运行过程中在其内部可能形成粗糙表面。为了研究这种粗糙表面对同位素生产专用设备功耗的影响,找到影响机理和调节、恢复方法,首先分析了粗糙表面引起的变化(包括对温度场和流动状态的影响),然后采用有限差分方法求解N-S方程计算具体流场的变化情况,在N-S方程求解过程当中采取根据部分测量经验给出不同情况下速度初值这一方式,迭代求解出脉动速度的变化情况,保证了求解且能够更加全面地反映粗糙表面的影响,而以前未引入脉动速度变化进行计算,即假设认为脉动速度不变或为0时,计算发现形成粗糙表面后对流场影响很小,可以忽略。将脉动速度代入计算同位素生产专用设备功耗过程中,观测流动状态改变带来的功耗变化情况,计算结果显示减小脉动速度可以降低同位素生产专用设备功耗。这为不同型号专用设备使用过程中功耗变化方向和调节思路的确定提供了依据,可以通过调节同位素生产专用设备当中气流流动状态来控制其功耗以保证其物理性能。

    2022年01期 v.42;No.173 234-240页 [查看摘要][在线阅读][下载 1337K]
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