碳达峰碳中和

  • 双碳背景下多堆厂址核电厂放射性评价研究

    韦永馨;吴蓓;唐辉;朱增培;梁凯雯;路长冬;周诗情;

    核电建设是实现双碳目标的重要手段之一。双碳背景下,多堆厂址建设要实现“减污降碳”协同效应,应关注多堆厂址中的某一核电厂如何科学确定其放射性限制目标、评估方法和假设原则。本文通过调研分析国内外主要法规标准的要求及已有核电厂的实践,对我国多堆厂址内核电机组预计运行事件(DBC-2)的放射性评价限制目标选择方法和评价计算的关键假设原则提出建议。以国内某三代核电厂为计算模型,采用CATHARE程序开展DBC-2包络工况事故分析,进一步依托源项计算和剂量计算评估包络工况的放射性后果,以验证放射性限制目标和分析方法的合理性。本文所述方法和假设为多堆厂址内核电机组DBC-2放射性评估提供了可行性方案,可供实践参考和进一步研究。

    2022年03期 v.42;No.175 485-491页 [查看摘要][在线阅读][下载 790K]
    [下载次数:71 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 海上风电大直径单桩顶法兰凹陷缺陷修复方案分析研究

    张健;绳结竑;戴鹏;徐宏;方熙权;

    根据我国南部海域极端海洋环境条件下的海上风电风机基础大直径单桩的结构型式、单桩顶法兰的结构型式及其水平度对风机安全运行的重要性,以顶法兰发生凹陷为研究对象,提出了两种桩顶法兰凹陷问题的处理方式,法兰磨平方案和法兰垫片垫平方案,并通过有限元法对法兰磨平方案进行了数值模拟分析、采用经验公式法对法兰垫片垫平方案进行了分析。分析结果表明,通过两种方案调整法兰的水平度后,风机基础结构安全性及风机正常稳定运行均能得到保证。

    2022年03期 v.42;No.175 492-498页 [查看摘要][在线阅读][下载 1174K]
    [下载次数:77 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 风险指引型乏燃料水池事故管理方法的研究

    石青;吴蓓;刘元黎;唐辉;

    目前国内已经审批的各类核电堆型的乏池事故分类、分析假设及验收准则存在差异,乏池冷却系统配置有所差异,所达到的安全水平和对机组大修灵活性的影响也各不相同。本文目的是通过风险指引型的方法研究乏池事故风险水平,给出合理的乏池事故工况管理建议和系统配置建议,实现核电机组安全性、大修灵活性、机组经济性的平衡。该乏池事故管理方法是“华龙一号”持续优化内容。

    2022年03期 v.42;No.175 499-503页 [查看摘要][在线阅读][下载 676K]
    [下载次数:47 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]

反应堆工程

  • 研究堆用铝合金包壳堆内平均腐蚀速率评估方法研究

    刘鹏;李松发;戚雄飞;赖立斯;邓云李;蔡文超;刘震;

    研究堆用铝合金包壳的堆内平均腐蚀速率大小直接反映了包壳材料的抗腐蚀性能。高通量工程试验堆(HFETR)每炉段运行经验表明,堆内铝合金包壳经活化腐蚀作用会在一回路冷却剂中产生大量的放射性核素~(24)Na,且较快就达到稳定的活度浓度值。理论上,基于HFETR一回路~(24)Na平衡活度浓度可实现运行期间铝合金包壳堆内平均腐蚀速率的定量评估。本文通过分析HFETR一回路中~(24)Na核素的生成、释放和迁徙机理,将一回路划分为辐照区、冷却剂区和净化区三个节点,建立出铝合金包壳堆内平均腐蚀速率与~(24)Na平衡活度浓度的关系模型;然后使用蒙特卡洛核粒子输运程序对反应堆建模,计算出三节点模型中所需物理参数;最后通过HFETR一回路~(24)Na活度浓度的运行监测值分别对反应堆使用过的三类铝合金包壳进行平均腐蚀速率评估计算,并与堆外腐蚀试验结果开展对比。结果表明,本文提出的方法可以在一定范围内定量估算堆内铝合金包壳的平均腐蚀速率,可为研究堆用铝合金包壳的实际堆内抗腐蚀性能分析提供依据。

    2022年03期 v.42;No.175 504-509页 [查看摘要][在线阅读][下载 758K]
    [下载次数:80 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 临界实验装置中子毒物系统初步设计研究

    邵增;樊雨轩;胡小利;易璇;杨海峰;

    为解决钚溶液临界实验装置中子毒物系统初步方案设计中毒物棒布置灵活性和装置密封性的关键难题,本文基于磁吸控制方式,提出了磁吸式无接触布置中子毒物棒的临界实验装置初步设计方案,该方案能够在完全密封无接触的情况下,实现有棒、无棒、不同数量、不同材质、不同排列、不同高度的中子毒物棒布置方案,可以有效解决开展钚溶液带中子毒物棒的临界实验时的放射性气溶胶密封问题、变更中子毒物棒布置的精度不足等问题,相对于传统方法具有较大优势,为开展该类实验装置的详细设计提供了可行思路。

    2022年03期 v.42;No.175 510-515页 [查看摘要][在线阅读][下载 877K]
    [下载次数:41 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 在役核电站反应堆压力容器主螺栓卡涩处理和螺孔修复技术研究

    周建明;侯硕;沈黎;邓志燕;彭祥阳;路广遥;

    本文以国内新建压水堆核电站实际发生的反应堆压力容器主螺栓卡涩取出修复技术作为研究基础,旨在开发更高效率并且适用于已经投运核电站发生类似问题的技术工艺方法和成套设备。本文分析了已经投运电站的辐射环境影响和安装空间差异,梳理关键技术和制定技术路线;重点从工艺方法和设备功能集成两个方向进行研究;而后根据设备设计接口和工艺过程要求确定主要设计参数,开发设备,并描述工作过程;最后对核心设备进行现场环境模拟试验验证。

    2022年03期 v.42;No.175 516-522页 [查看摘要][在线阅读][下载 939K]
    [下载次数:79 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 高温质子导体陶瓷应用于高温堆氦气中含氚水汽去除的特性研究

    夏体锐;温宏亮;李帅;葛炼伟;陈仁宗;宋宜豪;肖国平;刘婷;

    为开发高温堆冷却剂氦气中含氚(T)水汽的去除技术,采用CaZr_(0.9)In_(0.1)O_(3-α)高温质子导体陶瓷(HTPC)材料设计加工了一种新型的电化学氢泵。实验以水汽模拟高温堆氦气中的含氚水汽,对水汽浓度为1 644×10~(-6)的氦气的电解提氢性能及相关机理进行研究。结果表明,随着加载电压增加,产生的总电流、阴极提取的氢气(H_2)浓度、H_2回收效率都随之增加,但实际H_2提取速率会偏离法拉第定律,表明电流效率(质子电流与总电流的比值)或质子迁移数会随着H_2提取速率的增加而降低。通过对质子电流效率下降的原因进行分析,得到的结论是导致电流效率降低的因素不仅包括缺陷平衡反应的电子空穴电流,还包括电极反应动力学的降低。基于该研究工作,可开发促进氧气(O_2)从阳极通过电解质界面向外扩散的电极,以有效抑制电子空穴电流,从而提高质子电流效率。为HTPC应用于高温堆氦气中含氚水汽的去除积累实验依据。

    2022年03期 v.42;No.175 523-532页 [查看摘要][在线阅读][下载 978K]
    [下载次数:40 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]

核电厂

  • 核电厂高压安注系统再循环管线节流孔板的分析与改进

    武晓航;王思远;

    某在役运行VVER核电厂高压安注系统(JND)在进行小流量再循环试验时发现再循环流量出现异常波动,导致试验不合格。经过分析认为再循环管线节流孔板发生空化是导致流量波动的主要原因。本文通过相关理论和软件,主要介绍了对再循环节流孔板进行改进设计计算的过程,包括孔板流量、压差、级数、孔径和厚度等参数的计算,重点讨论了如何控制多级孔板的压降以避免孔板发生空化。该项改进已在核电厂中得到实施,实施后再循环流量波动问题得到了明显改善。

    2022年03期 v.42;No.175 533-538页 [查看摘要][在线阅读][下载 766K]
    [下载次数:99 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • “华龙一号”首堆核岛布置设计

    邢继;徐国飞;王晓江;

    “华龙一号”作为我国具有自主知识产权的三代核电机组,首堆采用了单堆布置,核岛厂房配置及总体布置进行了大量创新。本文首先提出了核岛布置设计原则及要求,然后结合“华龙一号”特点,详细论述了“华龙一号”首堆核岛布置设计思路及成果。核岛布置设计主要包括核岛主厂房配置及总体布置、主系统布置、专设安全系统及严重事故应对措施布置及主要辅助系统布置设计。通过“华龙一号”首堆布置设计,使“华龙一号”达到创新、安全、便利以及经济的目的,为“华龙一号”后续机型及我国其他核电机组研发积累了宝贵经验,奠定了技术基础,具有良好的社会效益和经济效益。

    2022年03期 v.42;No.175 539-548页 [查看摘要][在线阅读][下载 1170K]
    [下载次数:328 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:4 ] |[阅读次数:0 ]
  • 稳态考验回路换热系统热工优化设计研究

    斯俊平;赵文斌;孙胜;黄岗;张亮;张文龙;许怡幸;刘洋;

    为了验证新型燃料组件在设计上的合理性以及制造上的可靠性,需在高温高压水试验回路中针对燃料组件开展稳态辐照考验。本文结合燃料组件辐照考验参数需求,以再生式换热器作为稳态考验高温高压水试验回路的换热系统,从再生段结构、换热面积裕量以及多台换热器连接方式等方面,开展了针对稳态考验回路换热系统的热工优化设计研究。研究表明,在再生段结构及换热面积恒定下,无论采用何流量和温度作为设计基准来设计换热器结构,该结构换热器对低参数状态下的换热能力改进均无显著作用。在再生段内设置一次水旁流短接管对提升换热器在低参数下的换热功率有明显效果,在210℃一次水入口温度时,再生段换热面积缩减30%可以有效提升25.6%的换热功率。基于设计工况下保留的换热面积裕量,一次水运行温度较设计温度降低将会增强换热面积裕量对换热功率的补偿作用,而一次水运行流量较设计流量下降将会削弱换热面积裕量对换热功率的补偿作用。基于宽范围功率需求,燃料组件稳态考验回路中换热系统宜设计成串并联可切换模式,在一次水入口温度为250℃及330℃时,总流量为40%的两台换热器在串联时的最大换热功率较单台分别提升了81%和77%。

    2022年03期 v.42;No.175 549-559页 [查看摘要][在线阅读][下载 1107K]
    [下载次数:62 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于核电厂可用率的设备分级方法研究

    孙茜;于爱民;赵思桥;李骜;

    目前核电厂设备分级主要考虑核安全,缺少经济性为目标的设备分级体系。随着三代核电技术的不断发展,国内外对于核电厂经济性要求越来越高。可用率作为电厂最重要的经济性指标之一,直观地体现了电厂运行的经济利益。本文创建了一套基于可用率的分级体系,根据单一设备失效对电厂可用率的影响程度而对电厂设备进行分级,通过对不同可用率级别的设备提出不同的技术管理要求进而达到提升机组可用率的目的。本方法从对核电厂可用率重要设备识别、可用率等级划分、不同可用率等级设计管理要求三方面进行了阐述。最后,根据设备的可用率级别不同,从设计、制造、运维、质保等各个方面采取相关措施提高设备可用性,从而达到提升电厂可用率以及经济性的效果。

    2022年03期 v.42;No.175 560-569页 [查看摘要][在线阅读][下载 773K]
    [下载次数:71 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 模块化与工期优化的再认识

    刘霞光;王振中;吴宇翔;邰江;徐春富;贾小攀;刘玉林;谢利平;罗峥嵘;席钰金;

    AP1000核电厂引入了模块化的设计和施工方法,理论上可以显著缩短建设工期,这在我国核电建造领域是一次全新的尝试。受到首堆工程因素影响,AP1000的实际工期远远超过了理论工期。对于关键路径上的反应堆厂房内部结构,如果采用结构模块,在排除风险因素情况下优化的最短工期为19个月;如果采用普通钢筋混凝土结构(RC),通过施工效率法计算的工期为12.85至17.68个月(含筋率不同),通过专家法评估工期为18.1个月,均比结构模块工期短。经过分析,发现这是由于AP1000结构模块错层较多的特点和模块化施工的技术难点(楼板模块与墙体模块连接难度较大、结构模块防变形控制难度大)造成的。未来如果要实现核电建设工期的最优化,需要合理选择模块化技术,对模块化设计方案做出改进,同时尽可能简化系统和降低工程量。

    2022年03期 v.42;No.175 570-578页 [查看摘要][在线阅读][下载 939K]
    [下载次数:78 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂DCS板卡银迁移原因分析及抑制的方法研究

    王志武;张翔;马蜀;马磊;吴建文;

    核电厂DCS板卡银迁移是集成电路装置可靠性失效的重要原因之一,针对当前DCS板卡银迁移故障频发、抑制方法空缺的情况,本文充分分析了银迁移产生的机理、DCS板卡银迁移的原因分析及定位,从软件、硬件层面,提出了银迁移的抑制方法及缓解措施,并利用寿命方程,通过HAST(高加速温度和湿度压力测试)试验加以验证。结果表明,提出的涂覆三防漆可有效抑制银迁移进程、可编程逻辑控制模块(FPGA)软件升级可有效控制银迁移的故障后果,对板卡的响应及功能不会产生影响,满足寿命要求,为核电厂的安全稳定运行提供了保障,具有实际应用价值。

    2022年03期 v.42;No.175 579-583页 [查看摘要][在线阅读][下载 739K]
    [下载次数:38 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 某M310机组电子化事故规程的开发与应用研究

    卢洋;梅亮;吴震华;王晓磊;唐琪;

    在调研国内外压水堆核电厂电子化规程(CBP)的基础上,针对M310机组的模拟主控室特性,开发了一套适用于M310机组的电子化事故规程系统。本文阐述了CBP系统开发的一般方法,并结合事故规程案例,介绍了电子化事故规程系统在M310机组的应用。通过VACP多资源任务分析模型评价,开发的电子化系统比纸质规程总分值降低11.0%。研究表明该系统可以有效降低操纵员注意力资源消耗,提升运行团队人员绩效。

    2022年03期 v.42;No.175 584-589页 [查看摘要][在线阅读][下载 725K]
    [下载次数:41 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 缓解系统性能指标与重要性判定程序监管工具应用研究

    张国旭;陈露;张延云;马帅;张泽宇;

    风险指引型核安全监管通过综合纵深防御、运行经验、事故分析和风险评价等考虑,使监管方的监管关注度与所监管物项风险重要度相匹配,从而在保证核安全前提下实现程度适当的监管。本文结合华东站监督检查发现问题,利用MSPI(缓解系统性能指标)和SDP(重要性判定程序)工具进行应用研究,并着重从基础原理、实例计算分析、监管应用考虑等方面分析了工具间的联系与差异。相关工作可以为风险指引型监管工具的应用与推广提供参考。

    2022年03期 v.42;No.175 590-597页 [查看摘要][在线阅读][下载 774K]
    [下载次数:35 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 空化泡-边界相互作用研究进展综述

    张宇宁;孙卓;

    空化对材料表面的破坏现象广泛存在于核工程、流体机械等领域,严重影响系统的安全稳定运行,而边界附近空化泡溃灭形成的射流冲击是空化破坏的主要机理之一。本文从理论和实验研究两方面对已有的空化泡-边界相互作用研究展开综述。首先,整理并优化了由Kelvin冲量和镜像法组成的理论体系,梳理出了边界附近空化泡所受Kelvin冲量的通用计算流程。以水平壁面、自由液面、角形壁面和球形颗粒四种典型边界情况为例,详细介绍了空化泡所受Kelvin冲量的分析过程和计算结果。此外,展示了空化泡与上述典型壁面相互作用的高速摄影实验研究进展。最后,对Kelvin冲量理论与高速摄影实验研究更深入的结合给出了建议,并给出了适用条件。

    2022年03期 v.42;No.175 598-615页 [查看摘要][在线阅读][下载 1831K]
    [下载次数:410 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:5 ] |[阅读次数:0 ]

核安全

  • 核电厂内部火灾人员可靠性分析方法研究

    张佳佳;刘坤秀;丁超;钱鸿涛;杨志义;

    火灾是核电厂面临的重要风险之一。国内核安全许可申请中必须开展内部火灾概率安全分析(PSA)工作,其中人员可靠性分析(HRA)是其中关键的技术要素和技术难点。美国核管会(NRC)专门发布了导则NUREG—1921来指导核电厂开展火灾HRA工作,但国内对NUREG—1921研究尚不深入,工程项目一般沿用内部事件HRA方法和思路。本文研究了NUREG—1921的火灾HRA方法,将我国核电厂火灾响应机制及火灾人员响应特点反映到火灾HRA考虑的绩效形成因子(PSF)中,并与国内常用的标准化人员可靠性分析(SPAR-H)PSF因子进行了对比,优化改进形成了便于工程应用的筛选HRA决策树和主控室内范围(Scoping)HRA决策树。以我国某压水堆核电厂电气厂房电气盘柜间区域发生火灾的HRA为例,采用筛选HRA方法、ScopingHRA方法和SPAR-H方法三种方法进行了对比分析。本研究为国内核电工程项目开展火灾HRA提供了参考。

    2022年03期 v.42;No.175 616-624页 [查看摘要][在线阅读][下载 786K]
    [下载次数:137 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 冷却剂环境下应变速率对国产RPV低合金钢疲劳寿命影响的试验研究

    孙海涛;凌礼恭;方可伟;高晨;吕云鹤;孙造占;

    为研究分析压水堆核电站冷却剂环境下国产反应堆压力容器低合金钢材料的服役疲劳寿命,在实际反应堆压力容器产品锻件上取样并加工成测试试样,采用高温高压循环水试验回路开展模拟反应堆一回路冷却剂环境的材料疲劳试验,获得了疲劳试验数据和应变速率对低合金钢环境疲劳寿命的影响规律,分析了试验数据与ASME规范平均/设计疲劳曲线的关系,评价了ASME规范设计疲劳曲线和环境疲劳修正系数的适用性。

    2022年03期 v.42;No.175 625-630页 [查看摘要][在线阅读][下载 1130K]
    [下载次数:81 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 严重事故熔融池实验热工水力特性仿真分析

    朱光昱;张宁娜;王昆鹏;石兴伟;左嘉旭;刘福东;

    本文基于LIVE(Late In-Vessel Phase Experiments)三维压水堆熔融池模拟实验,采用COMSOL Multiphysics软件建立了适用于熔融池的仿真计算模型。通过非等温流动模块耦合流体传热和湍流流动过程,使用相变材料模型模拟实验中的非共晶摩尔比例20%NaNO3-80%KNO3熔盐,湍流模型设置为低雷诺数k-ε模型。仿真结果表明,稳态下熔融池内存在较强的沿冷却壁面向下的自然对流,同时还伴随着大量的涡流,在涡流搅拌作用下温度场形成了明显的热分层结构。仿真得到的熔融池中部和顶部区域温度分布以及冷却壁面上的结壳厚度与实验值十分接近,说明COMSOL软件适用于熔融池仿真工作。

    2022年03期 v.42;No.175 631-636页 [查看摘要][在线阅读][下载 1111K]
    [下载次数:47 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核电厂配置风险管理风险阈值的设定方法研究

    韩治;吴晓燕;初永越;钱晓明;

    本文研究了配置风险管理的基本框架体系、基本概念,重点研究了配置风险管理中风险阈值的设定方法与策略。本文通过调查研究美国核电厂开展配置风险管理的法规要求和实践应用情况,研究配置风险管理风险阈值制定的方法,包括风险区域的划分、定性风险阈值的考虑因素,特别研究了定量风险阈值的主要方法、风险度量指标、定量风险阈值的设定策略。本文进一步探讨了核电厂在设定配置风险管理风险阈值的主要考虑因素,并给出了配置风险管理风险阈值设定的具体建议。

    2022年03期 v.42;No.175 637-644页 [查看摘要][在线阅读][下载 805K]
    [下载次数:145 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • “华龙一号”安全壳喷淋系统可靠性评估模型

    孟凡鹏;门新红;隋阳;丁睿;崔贺;

    “华龙一号”是由我国自主研发、具有完全知识产权的第三代核电机组。安全壳喷淋系统(CSS)是其重要的安全保护系统之一,因此须对它的可靠性进行评估。但是,传统的可靠性评估方法在处理系统事件的多态性和事件间的不确定逻辑关系方面存在不足。为了解决这一问题,本文首先应用失效模式与影响分析(FMEA)方法,分析CSS部件的失效模式、失效原因和失效影响;随后应用故障树分析(FTA)方法,分析上述事件间的确定性逻辑关系,构建了CSS故障树;最后应用贝叶斯网络(BN)方法,基于CSS故障树,修正了条件概率表来表达系统事件的多态性和事件间的不确定逻辑关系,建立“华龙一号”CSS可靠性评估模型。应用所建立的模型对福清核电“华龙一号”CSS进行了可靠性评估,结果表明,“华龙一号”CSS失效概率为1.787×10~(-5);同时,分析了“华龙一号”CSS的关键事件,明确了改进其可靠性的方向。

    2022年03期 v.42;No.175 645-653页 [查看摘要][在线阅读][下载 1107K]
    [下载次数:280 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:2 ] |[阅读次数:0 ]
  • 极小样本下钠冷快堆主泵上部轴承可靠性评估方法对比分析

    郭晓娴;叶尚尚;谷继品;张健鑫;翟晓;

    钠冷快堆主泵具有长寿命和高可靠性的要求,但由于研发和试验成本、试验周期以及试验条件等各方面因素的限制而无法进行大量试验。因此,针对目前钠泵上部轴承完成582次启停试验未失效的情况,使用了两种极小样本可靠性评估方法综合概率评估法、虚拟增广样本+Bootstrap方法,对上部轴承磨损寿命进行了可靠性评估。计算结果表明,综合概率分布评估法得到的部件综合概率密度函数更接近于真实的概率密度函数,虚拟增广样本方法的评估结果精度较高。分析结果为钠泵部件在极小样本情况下的可靠性评估提供了理论依据,在节省试验费用、减少试验次数、缩短研发周期等方面具有显著的工程意义,解决了只有一个试验数据时产品可靠性评定的难题。

    2022年03期 v.42;No.175 654-660页 [查看摘要][在线阅读][下载 910K]
    [下载次数:139 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:3 ] |[阅读次数:0 ]
  • 福岛核事故后美国超设计基准事故管理监管要求研究

    杨志义;张宁娜;王岳巍;丁超;宋明强;种毅敏;赵丹妮;

    福岛核事故对核能和核安全造成了深远影响,此后主要核电国家和组织均开展了经验反馈和法规制修订工作,自2011年7月美国发布“21世纪提高反应堆安全的建议”至2019年9月颁布MBDBE法规(10CFR§50.155),美国核管会(NRC)和核工业界在8年期间开展了一系列的研究,发布了相关命令(Order),编写了监管导则(RG)和对应的核能研究所(NEI)技术文件以满足相关法规和监管导则的要求。本文在调研了福岛核事故后美国的响应行动和具体过程的基础上,对MBDBE法规的技术内容进行了解读,对配套的导则和NEI技术文件进行了较为详细的归纳和总结。在上述工作的基础上,总结了对国内相关工作有借鉴意义的若干关键问题,并对国内相关工作提出建议。

    2022年03期 v.42;No.175 661-669页 [查看摘要][在线阅读][下载 831K]
    [下载次数:137 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]

核技术

  • 分光光度法快速测定Mn(Ⅲ)氧化草酸样品中的常量草酸

    郝帅;李先俊;蒋冬梅;夏良树;

    乏燃料后处理中,草酸常作为沉淀剂实现锕系元素与其他元素的分离,在处理过程中需要控制溶液中的草酸浓度,因此需要测定草酸浓度。Mn(Ⅲ)可以迅速氧化草酸而转化为稳定的 Mn(Ⅱ),利用 Mn(Ⅲ)在波长 485 nm 附近有强吸收峰而 Mn(Ⅱ)没有吸收峰的特性,建立了一种分光光度法快速、简便、准确测定 Mn(Ⅲ)氧化草酸溶液中草酸浓度的方法,并考察了硫酸和硝酸浓度对 Mn(Ⅲ)氧化草酸反应的影响。结果表明:保存 Mn(Ⅲ)并测定草酸的最适硫酸浓度为 2.625 mol/L,检测波长为 485 nm,检测前等待反应时间为 60 s。待测样品中 0.057 5 mol/L≥c(H_2C_2O_4)≥10~(-3) mol/L 时,硫酸浓度约为 2.625 mol/L 的 Mn(Ⅲ)溶液与样品溶液体积比为 50:1时,吸光度 A 与草酸浓度间的回归方程为 c(H_2C_2O_4) = (0.677 1 - A)/4.327 7 相关系数 R~(2 )= 0.999 9,使用该体积比应用于实际样品测定时,平均回收率为 100.009%,c(H_2C_2O_4) = 10~(-3) mol/L 测定结果的相对标准偏差为 0.637 8%(n = 10),当样品中 c(H_2C_2O_4)≥0.057 5 mol/L 稀释一定倍数再进行即可测量。样品中 10~(-3) mol/L≥c(H_2C_2O_4)≥10~(-4) mol/L 时,硫酸浓度为 2.625 mol/L 的 Mn(Ⅲ)溶液与样品溶液体积比为 4:1 时,吸光度 A 与草酸浓度间的回归方程为 c(H_2C_2O_4) = (0.539 0 - A)/41.145 相关系数 R~(2 )= 0.999 9,使用该体积比应用于实际样品测定时,平均回收率为 100.281%,c(H_2C_2O_4) = 10~(-4) mol/L 测定结果的相对标准偏差为 1.706 1%(n = 10)。待测液中含有大量硝酸时并不影响此方法的检测准确度。Mn(Ⅲ)与草酸反应迅速,以 Mn(Ⅲ)溶液作为检测剂,利用分光光度法可快速测定待测样品中草酸浓度,可满足检测常量草酸的需求。

    2022年03期 v.42;No.175 670-676页 [查看摘要][在线阅读][下载 824K]
    [下载次数:113 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • Mn(Ⅲ)氧化破坏草酸反应动力学及机理

    李先俊;郝帅;张晓腾;蒋冬梅;夏良树;

    为明确 Mn(Ⅲ)氧化破坏草酸的反应机理和反应历程,优化该反应的工艺条件,开展了动力学过程及机理研究。通过考察草酸浓度、Mn(Ⅲ)浓度和酸度等反应条件对反应历程的影响,确定了该反应的初始动力学速率方程为:-dc(Mn(Ⅲ))/dt= kc~(0.885 5)(H_2C_2O_4)c~(0.727 4)(Mn(Ⅲ)) ,在温度为 298.15 K 时,速率常数 k = 2.0 × 10~2(mol/L)~(-0.612 9)/min。研究了甲醇体系下 Mn(Ⅲ)与草酸反应过程中产生的自由基,由此推测了 Mn(Ⅲ)氧化破坏草酸过程的反应机理:Mn(Ⅲ)氧化破坏草酸的过程为单电子氧化过程,反应速度极快,能够迅速使草酸分解。

    2022年03期 v.42;No.175 677-683页 [查看摘要][在线阅读][下载 850K]
    [下载次数:94 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 一体化小型核供热堆简化场外应急预案的研究

    徐广铎;余文生;王金秋;曹建主;

    NHR200-Ⅱ型供热堆是具有固有安全性的一体化模块式核反应堆,其设计上的安全特性保证了不会发生堆芯放射性物质的大规模泄漏,在技术上具备简化场外应急的可行性。本文在调研国内外先进反应堆在应急准备方面的研究成果基础上,参照国内对于小型核反应堆最新的监管要求,针对某厂址条件选取保守的超设计基准事故进行了剂量测算,论证了应急计划区设置在场区边界的可行性,同时提出了实施场外应急简化的建议。

    2022年03期 v.42;No.175 684-691页 [查看摘要][在线阅读][下载 674K]
    [下载次数:140 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 含天然放射性物质的固体废物管理

    李静晶;王春红;张燕齐;刘昕宇;廖海涛;

    一些矿产资源的开发利用活动可能会使某些材料或区域的天然放射性水平升高,甚至达到需要进行放射性监管的程度。在我国进行放射性监管的矿产(除铀、钍矿之外)包括4大类:稀土、锆及氧化锆等金属、磷酸盐和煤。总体而言,这些矿产资源开发利用过程中产生的含天然放射性物质的固体废物量较大,放射性水平较低,但仍然存在某种放射性核素在固体废物中浓集的现象;当达到监管规定的放射性水平时,则需要开展放射性影响评价,并须在废物处理、处置或再利用过程中满足相关安全要求。IAEA列出了值得关注的含天然放射性物质的废物类型、放射性水平和处置方式,并提出了总体管理策略。我国通过开展全国污染源普查和基地调查等工作,掌握了含天然放射性物质的废物中的放射性水平,但由于涉及行业众多、工艺繁杂等原因,当前法规标准体系、总体策略和规划等方面尚不完备。通过分析,对我国含天然放射性物质的废物管理工作提出建议,包括进一步完善监管体系、明确管理策略、加强处置工作统筹规划和加快现存废物管理进程,以减小环境辐射风险。

    2022年03期 v.42;No.175 692-699页 [查看摘要][在线阅读][下载 637K]
    [下载次数:227 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 基于车载中控系统的辐射环境监测车设计

    谭炜;周建斌;洪旭;方方;

    为快速灵活大范围探测核设施周围辐射环境,设计一台辐射环境监测车,该核辐射环境监测车在现有车辆上安装多个可独立工作的探测器,使用现有车载中控系统完成主要功能。探测器采用四川新先达测控技术有限公司生产的一体式智能探测器,将该探测器生成的数字能谱数据通过CAN总线接入汽车娱乐中。设计汽车中控系统的软件,软件包含两部分,MCU部分用于解析探测器数据并转发给CPU,CPU部分用于实现主要功能,如显示能谱,自动寻峰,识别核素,描绘出测量轨迹曲线及辐射强度分布图等。在实际路况下进行了测试,测试结果表明:系统可以稳定运行,能显示实时测量谱线图,能描绘出行车轨迹及辐射强度分布图,达到辐射环境监测的目的。

    2022年03期 v.42;No.175 700-706页 [查看摘要][在线阅读][下载 1098K]
    [下载次数:100 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]

核动力

  • 核动力二回路系统冷凝器启动过程特性仿真研究

    邹超;龚梅杰;陈云飞;张元翰;蒋翰林;

    在核动力二回路系统运行过程中,冷凝器作为整个核动力装置的最终排热设备,是重要的冷源,用于排出汽轮机乏汽所携带的热量,其启动过程是设备调试的关键环节。本文首先针对冷凝器建立物理模型,根据物理模型采用适当的简化假设从而构建冷凝器启动过程的动态仿真数学模型,对于凝结水出口调节阀和循环冷却水进口调节阀采用PID方法进行控制建模。在所构建冷凝器仿真模型的基础上进行启动过程的特性研究。通过冷凝器启动过程仿真,获得冷凝器启动过程各个主要参数响应情况,包括各个参数随时间变化动态特性及凝结水出口调节阀、循环冷却水进口调节阀阀位变动情况。通过对启动过程的仿真可以发现,采用PID方式对凝结水出口调节阀和循环冷却水进口调节阀阀位变动进行调节,冷凝器主要参数在启动过程中的变动较为平稳,不会发生震荡;启动结束后冷凝器达到稳态状态下的参数与实际参数对比误差较小。所构建的冷凝器仿真模型和针对启动过程控制的仿真可以为实际冷凝器的启动、调试过程提供参考。

    2022年03期 v.42;No.175 707-715页 [查看摘要][在线阅读][下载 791K]
    [下载次数:190 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 紊流罩破裂失效的力学分析与研究

    王骥骁;白旭娟;陆瑜滢;盛锋;雷欣;

    针对某核电厂阀门紊流罩发生的破裂问题,对其结构失效进行力学分析,探寻部件破坏的根本原因。通过对解体后的紊流罩进行材料失效分析,结合流体力学计算结果,对紊流罩初始缺陷产生的原因进行力学分析评估。基于宏观形貌和微观断口分析,对紊流罩整体结构进行多工况、模态响应、谐响应等力学分析计算,完成裂纹扩展趋势评估。结合力学分析结果,推测罩体出现高频窄幅振荡,导致结构初始损伤缺陷产生,在环向多工况载荷下出现疲劳裂纹,进而扩展破坏。该方法可作为分析结构失效根本原因和破裂失效的有效解决方案,为确保核设施安全提供有力保障。

    2022年03期 v.42;No.175 716-722页 [查看摘要][在线阅读][下载 1309K]
    [下载次数:25 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 核动力系统蒸汽发生器U形管流致振动数值模拟

    王莹杰;王明军;王树强;田文喜;秋穗正;苏光辉;

    蒸汽发生器传热管流致振动现象可能威胁核动力系统的运行安全,是蒸汽发生器设计及运行中必须要考虑的技术问题。本文应用计算流体动力学软件FLUENT,建立传热管绕流截面的等效二维计算模型,通过用户自定义函数(UDF)求解结构动力学方程,再结合动网格模型,实现对蒸汽发生器U形管流致振动现象的流固耦合数值模拟。计算得到传热管固定、涡激振动条件下流体的升力系数、阻力系数以及相应的涡脱频率,同时,获得了传热管的涡激振动位移。最后,揭示了雷诺数及传热管约束方式对传热管振动的影响,为蒸汽发生器的安全分析和优化设计提供参考。

    2022年03期 v.42;No.175 723-730页 [查看摘要][在线阅读][下载 1122K]
    [下载次数:337 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:0 ] |[阅读次数:0 ]
  • 船用堆核安全在线支持系统的开发研究

    陈玉清;王晓龙;蔡琦;

    鉴于船用核动力系统运行工况复杂,工程安全设施相对简单,运行安全支持手段有限,对操纵员依赖性大的现实问题,基于反应堆特征状态参数的正确感知→反应堆运行安全状态的准确判断→异常状态干预处置指导的逻辑流程研究开发了一套核安全在线支持系统。系统依据操纵员的实际需求,综合运用了模块化、模拟分析、推理机、神经网络等多种关键技术,设计了装置的状态检测与报警优化,反应堆特征参数重构分析,运行事件智能诊断,事故状态安全裕量评估,事故状态堆芯损伤评价,事故状态辐射后果预测六个常用功能模块,可独立部署在核动力舰船上,实时为船用堆运行操纵人员提供各类信息和技术支持。

    2022年03期 v.42;No.175 731-736页 [查看摘要][在线阅读][下载 1147K]
    [下载次数:116 ] |[网刊下载次数:0 ] |[引用频次:1 ] |[阅读次数:0 ]
  • 下载本期数据