反应堆污垢行为分析

  • 燃料污垢对压水堆二类事故分析的影响研究

    胡友森;冯英杰;

    压水堆二类设计基准工况(DBC-2)的现有事故分析方法中暂未直接考虑燃料污垢的影响,为明确燃料棒表面污垢对DBC-2事故瞬态的影响,本研究针对DBC-2事故基于燃料污垢的作用机理进行了工况识别和关键设计输入分析,并开展了污垢作用下的热工水力响应分析和安全评价。研究结果表明,基于目前的保守分析方法,在DNB分析方面,燃料污垢对二类事故分析的影响可被原分析所包络;在燃料温度分析方面,由于燃料污垢会影响芯块的传热能力,因此事故瞬态中的燃料芯块峰值温度上升。本研究结果为进一步完善DBC-2事故分析方法提供了理论和数据支撑。

    2023年01期 v.43;No.179 1-6页 [查看摘要][在线阅读][下载 739K]
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  • 不同混合堆芯方案对压水堆CIPS风险的影响研究

    冯英杰;邱斌;

    为提升核电站的经济效益,越来越多的机构开始研发更加高效的先进核燃料组件。当堆芯引入一种新型燃料组件时,堆芯中的两种组件就会形成混合堆芯。垢致轴向功率偏移(Crud Induced Power Shift,CIPS)作为影响核电安全运行的关键因素之一,其在混合堆芯中的研究也有着重要意义。本文针对某压水堆不同混合堆芯方案下的CIPS风险进行了分析评估,计算结果表明,当混合堆芯引入新型燃料组件较少时,CIPS风险变化较小;当引入较多新型燃料组件时,CIPS风险有所降低。研究结果为新型燃料组件入堆的安全评估提供了数据支撑,同时也为混合堆芯中CIPS风险评估提供了思路和参考。

    2023年01期 v.43;No.179 7-11页 [查看摘要][在线阅读][下载 756K]
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  • 中子辐照条件下表层污垢碳化硅包壳的初级离位原子能量分布研究

    李志峰;罗幸祺;

    本文采用了蒙卡方法对中子辐照以下的表层污垢碳化硅的初级离位原子(PKA)进行研究,利用蒙卡方法模拟中子的运行轨迹,碰撞类型与能量变化,以此根据动量能量守恒来反推出被撞击原子形成PKA的过程以及计算出PKA的能谱与散射角,并与推导出的理论公式的计算值进行对比。本次模拟共采用了几种能量的中子(0.1 MeV、0.5 MeV、1 MeV、1.5 MeV、2 MeV、4 MeV)分别进行模拟,给出了中子辐照条件下碳和硅两种元素的PKA的能量分布图,本文给出的模拟数据也与公式推导理论值吻合较好。

    2023年01期 v.43;No.179 12-18页 [查看摘要][在线阅读][下载 994K]
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  • 燃料污垢引发堆芯轴向功率偏移的量化分析研究

    何明涛;潘晖;于超;赵常有;付学峰;

    压水堆一回路系统产生的氧化腐蚀产物,由于过冷沸腾在燃料棒表面发生沉积产生燃料污垢,冷却剂中的可溶硼也会在其中吸附,进而引发堆芯的轴向功率偏移异常,影响堆芯安全和运行。针对燃料污垢的形貌特征,首先采用蒙特卡罗方法建立燃料污垢层的中子学计算模型,考虑其强中子吸收效应以及空间自屏效应,评价燃料污垢层不同等效模拟方法的计算精度。基于评价结果,确定燃料污垢的模拟方法,并在堆芯核设计程序中予以实现。基于该方法,对设计堆芯的多循环燃料管理方案中,燃料污垢引发的轴向功率偏移进行量化计算分析,结果表明,该堆芯中燃料污垢引发轴向功率偏移的风险较低。

    2023年01期 v.43;No.179 19-24页 [查看摘要][在线阅读][下载 792K]
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  • 混合堆芯中腐蚀产物沉积和一回路放射性水平的影响研究

    邱斌;毛玉龙;严亚伦;胡艺嵩;蒙舒祺;

    为提升核电站的经济效益和满足高燃耗的需要,越来越多先进高效的核燃料组件被研究制造,并采用与原有组件混合布置的方式进行性能评估,从而形成混合堆芯。燃料污垢(CRUD,Chalk RiversUnidentifiedDeposit)的沉积及一回路冷却剂中源项水平对于大修人员辐射防护有着重要影响,由于两种组件结构和材料上的差异,造成混合堆芯热工水力条件的变化,可能会对一回路腐蚀产物沉积和一回路放射性水平造成一定影响。本文针对某压水堆引入改进型AFA-3G燃料组件的过渡循环,对比计算了不同混合堆芯方案下的冷却剂源项和主管道停堆沉积源项(dose rate)水平。计算结果表明,不同混合堆芯方案下一回路冷却剂源项变化较小,引入改进型AFA-3G燃料组件对于降低主管道dose rate具有积极作用。

    2023年01期 v.43;No.179 25-29页 [查看摘要][在线阅读][下载 738K]
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  • 水化学参数对压水堆燃料表面污垢沉积过程的影响研究

    蒙舒祺;胡友森;金德升;毛玉龙;阮天鸣;胡艺嵩;朱元兵;周青;

    通过调整压水堆(PWR,Pressurized Water Reactor)运行期间各种水化学参数,能够有效控制一回路水质。作为影响燃料性能的重要因素,污垢(CRUD,Chalk Rivers Unidentified Deposits)在燃料表面的沉积行为会随水化学参数调整而改变。本文研究了溶解氢气(DH,Dissolved Hydrogen)浓度、pH、注锌和超声波清洗(UFC,Ultrasonic Fuel Cleaning)对某PWR功率运行期间CRUD沉积过程的影响,结果表明DH浓度对CRUD沉积影响较小,提高pH、注锌和应用UFC能够抑制CRUD沉积。研究成果为从水化学控制角度提高PWR安全性和经济性提供了理论依据和数据支撑。

    2023年01期 v.43;No.179 30-34页 [查看摘要][在线阅读][下载 595K]
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反应堆工程

  • 反应堆冷却剂流量测量不确定性分析研究

    朱建敏;胡友森;李昌莹;张薇;

    反应堆冷却剂流量是压水堆核电厂设计和运行重点关注的热工安全参数及运行监测参数之一。论文介绍了弯管流量计法和热平衡法两种测量CPR1000核电机组反应堆冷却剂流量的数学物理模型,根据不确定性分析数学原理分别建立了两种方法的完整反应堆冷却剂流量不确定性分析模型,结合CPR1000核电机组数据对反应堆冷却剂流量的不确定性进行了对比分析及敏感性研究。本文模型可用于反应堆冷却剂流量测量不确定性的量化评估,还可用于确定影响反应堆冷却剂流量测量不确定性的关键因素以及优化流量测量系统设计。

    2023年01期 v.43;No.179 35-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 730K]
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  • 重水堆核电站气态~(14)C的产生释放及控制研究

    卢叶艇;游兆金;沈亚芳;田民顺;

    核电站气态流出物中的~(14)C主要通过呼吸和饮食两种途径进入人体,对人体形成内照射伤害。重水堆~(14)C的产量约为相同装机容量轻水堆的40倍,因此,重水堆气态~(14)C的排放控制对保护公众健康尤为重要。本文通过研究重水堆核电站~(14)C产生机理,分析和计算各系统~(14)C存在的形态以及产生量,梳理~(14)C在重水堆核电站内的转移过程及最终排放的途径,提出了减少气态~(14)C向环境排放的措施,为重水堆核电站有效控制气态~(14)C排放提供了指导。

    2023年01期 v.43;No.179 42-48页 [查看摘要][在线阅读][下载 683K]
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  • 基于高精度统计学抽样方法的快堆MET-1000敏感性与不确定度分析

    常长城;马续波;吴屈;周峰;彭星杰;朱润泽;

    国际上为了研究快中子反应堆物理计算过程中重要物理参数的不确定度大小,提出了MET-1000基准题。本文采用一种新的高精度统计学抽样方法自主开发了快堆堆芯物理计算不确定度分析程序SUFR1.0,对MET-1000基准题重要响应参数进行了敏感性系数及不确定度计算,计算的响应量包括有效增殖因子、钠空泡反应性、多普勒常数、控制棒价值、中子寿命、缓发中子份额及功率分布。计算结果表明:采用高精度统计学抽样方法,即使采用较少的样本数量(33群,采用了50个样本),计算得到的各参数的不确定度大小与国际上其他参考解的结果吻合较好,初步验证了采用高精度统计学抽样方法开发的SUFR1.0程序具备快堆不确定度分析的工程应用的可行性。

    2023年01期 v.43;No.179 49-56页 [查看摘要][在线阅读][下载 1234K]
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  • 压水堆一回路注锌条件下硅酸锌沉积的热力学分析

    王智麟;洪亮;金德升;刘虓瀚;宋晓芳;张胜寒;

    锌离子注入技术可有效减少压水堆一回路腐蚀和职业辐照剂量。但当燃料棒上发生过冷沸腾时,注入的锌离子具有与一回路冷却剂中的微量硅在燃料棒上形成硅酸锌沉积,导致燃料包壳温度升高及腐蚀加剧的风险。通过热力学方法计算锌注入条件下Zn_2SiO_4的溶解度,分析了Zn_2SiO_4的沉积风险。溶解度计算结果表明,锌离子注入量为40×10~(-9),一回路冷却剂中含硅量限值为1×10~(-6)时,不形成Zn_2SiO_4沉淀;但当燃料棒表面锌和硅的浓缩倍率达到10倍时,就会有Zn_2SiO_4沉积的风险。

    2023年01期 v.43;No.179 57-62页 [查看摘要][在线阅读][下载 762K]
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核电厂

  • DVI安注技术在三环路压水堆的应用研究

    陶俊;谢小飞;梁潇;陈军;

    本文针对某三环路压水堆核电厂提出采用压力容器直接注入(DVI)技术的安注系统简化设计方案。采用RELAP5/SCDAP-SIM和CATHARE-GB程序分别分析了对安注系统功能执行要求最高的DVI管道断裂事故及反应堆冷却剂冷管段双端剪切断裂事故,研究该简化设计方案的可行性和有效性。分析结果表明,在DVI管道发生断裂的事故工况下,安注系统有足够的冗余性保证燃料温度不会明显上升。在RCS主管道发生大破口包括双端剪切断裂事故工况下,通过DVI注入可明显延长安注箱注入时间、提高安注箱水装量的有效利用率,仅利用中压安注泵和安注箱即可完成安注功能的执行,不再需要低压安注子系统。DVI技术的应用大大简化了安注系统设计,电厂的安全性和经济性得到共同提升。

    2023年01期 v.43;No.179 63-70页 [查看摘要][在线阅读][下载 785K]
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  • 基于PLC的核电循环水外购加药控制系统研发

    张殿宇;

    为避免核电循环水处理系统加药中断问题,可通过增加加药装置,实现外购的高浓度次氯酸钠加药,增加一套PLC控制系统,通过网络交换机和原控制柜内的网络交换机连接,实现与原主控系统进行实时数据交换,既能保留了原有系统的功能,又能实现新增系统的各种过程控制及联锁保护,提高了电站运行的可靠性和稳定性。

    2023年01期 v.43;No.179 71-78页 [查看摘要][在线阅读][下载 840K]
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  • 无刷励磁机两点接地对DNC检测的影响研究

    沈红;段琰璞;向超;

    无刷励磁机DNC(Non-ConductionDetection)装置通过检测励磁机旋转电枢出线上的脉冲电流的方法检测旋转二极管不导通故障。当检测到断一相故障时发出报警信号,断两相故障时发出跳机信号。某核电站机组功率运行期间经受一个瞬态后,DNC装置先发出断一相故障报警信号,几秒后又发出断两相故障跳机信号,造成机组跳机。经停机后检查,励磁机未发生断两相故障,仅断一相,但磁极存在接地故障。本文通过分析无刷励磁机励磁绕组两点接地对DNC装置检测的影响,解释了DNC装置误发断两相故障跳机信号的原因。

    2023年01期 v.43;No.179 79-84页 [查看摘要][在线阅读][下载 1182K]
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  • 核电厂人因系统工程体系探讨

    田秀峰;李军;陈日罡;田晖;

    国际上先进的“人与系统整合”(Human Systems Integration,HSI)体系和应用案例表明,HSI是系统工程的重要组成部分,在系统工程早期考虑人与系统整合,有助于实现以人为中心的系统设计,在技术、经济、安全等方面实现硬件、软件和人之间的合理平衡。基于核电厂复杂系统设计中存在的问题和未来以系统工程为基础的研发策略,本文提出了在核电厂建立人因系统工程(HSE)体系的建议,并对核电厂HSE所关注的领域、研究方向和需要解决的问题提出了作者观点,以期为核电厂HSE体系的建立提供一定思路。

    2023年01期 v.43;No.179 85-89页 [查看摘要][在线阅读][下载 1017K]
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  • 核能供热系统凝结水回收工程实践及研究

    苗壮;张明鑫;李明;

    为了确保核能供热期间系统产生的凝结疏水全面回收,对核能供热系统的凝结水回收的流程、技术参数等方面进行介绍和分析,重点阐述管沟式蒸汽管线疏水回收、凝结水回收的水质要求及其控制措施、凝结水回收控制及对凝汽器的影响、核能供热系统凝结水回收经验反馈等问题。为后续核电机组核能供热的凝结水回收设计、调试和运行提供借鉴和经验反馈。

    2023年01期 v.43;No.179 90-96页 [查看摘要][在线阅读][下载 1237K]
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  • 结构共振的同类型泵组治理和研究

    刘明利;付江永;傅行军;王新阳;张辉仁;

    某电站多台大型立式泵组由于结构共振导致电机振动超标,通过动平衡方式进行振动治理过程中发现,结构共振的同类型泵组机械滞后角产生较大偏差,同时发现两套便携式仪表对同一测点采集数据过程中,振动相位存在较大偏差。为了确定滞后角度产生偏差的原因,以及振动相位偏差对动平衡过程的影响,文中通过频谱数据、固有频率、临界转速等综合分析,确定了机械滞后角产生偏差的原因,同时通过理论推导和实际数据计算,确定振动采集仪表相位偏差对试配重会产生角度偏差影响,而对于最终校正质量并不产生影响的结论。

    2023年01期 v.43;No.179 97-103页 [查看摘要][在线阅读][下载 1148K]
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  • 压水堆核电厂主蒸汽隔离阀阀体端部尺寸超差应力分析研究

    王岩;张强升;黄炳臣;孟阿军;

    本文以国内某压水堆核电机组的主蒸汽隔离阀阀体与超级管道连接段为例,按照RCC-M标准对减薄主蒸汽隔离阀阀体内径至与超级管道内径一致进行研究。同时,借助有限元软件Ansys对阀体减薄后的主蒸汽隔离阀开展应力分析,证明阀门仍然满足RCC-M标准及技术规格书的要求。结合理论分析及有限元模型模拟结果,证明主蒸汽隔离阀阀体端部尺寸超差通过减薄主蒸汽隔离阀阀体内径这一解决措施是可行的。

    2023年01期 v.43;No.179 104-110页 [查看摘要][在线阅读][下载 1130K]
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  • 菱形结构深床式碘吸附器性能研究

    俞杰;李永国;李昕;任宏正;张伟;陈欣;张治权;裴鉴禄;邱继林;

    本文通过对菱形结构深床式吸附器内部流场模拟分析、抗震模拟分析以及吸附器性能测试,全面考察了菱形结构深床吸附器结构设计合理性、安全性和性能可靠性。研究结果表明:菱形结构深床吸附器内部气流分布均匀,结构设计合理;吸附器结构强度满足规范要求;吸附床能够从流经吸附床的气流中均匀地吸附气态污染物,无明显气流穿透现象;吸附器整机机械泄漏率小于万分之一、对放射性甲基碘的净化效率不低于99.997%,总体满足核设施碘吸附器放射性碘的净化处理需求。

    2023年01期 v.43;No.179 111-117页 [查看摘要][在线阅读][下载 1235K]
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  • 核电站含硼水中溶硅去除工艺的研究

    高昀;李锋;孔亮;章书维;

    国内外压水堆核电机组普遍存在放射性硼酸溶液中可溶性硅含量高的问题。可溶性硅可与部分金属离子形成硅酸盐,其在燃料包壳表面容易沉淀从而影响包壳的传热,危及机组的安全。目前国内核电行业还没有有效去除放射性硼酸溶液中可溶性硅的方法,本工艺是在国内的首次应用。该工艺基于特种膜技术去除核电站放射性硼酸溶液中可溶性硅,可在不引入杂质情况下高效地进行硼硅分离(硼酸回收率达99.5%以上),放射性废液产生量仅为0.14%,工艺通用性强,可应用于存在硼酸溶液中可溶性硅高问题的不同类型核电机组。

    2023年01期 v.43;No.179 118-123页 [查看摘要][在线阅读][下载 667K]
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  • 声场驱动下泡壁运动方程的理论分析

    郑潇潇;王笑语;张宇宁;

    声场驱动条件下的泡壁运动方程一直是泡动力学领域的重要研究内容。当泡壁运动方程用于预测高马赫数下的气泡振荡特性时,为满足计算精度的需求,应该充分考虑液体的可压缩性。在声场驱动条件下,本文数值研究了含二阶马赫数修正的泡壁运动方程(简称“二阶方程”)在不同马赫数条件下对气泡振荡特性重要物理量的预测。围绕声场振幅和声场频率两个物理参数,将二阶方程与一阶马赫数修正的泡壁运动方程(简称“一阶方程”)的预测结果进行深入地对比分析。研究发现,在高马赫数条件下,一阶方程和二阶方程预测的气泡半径、泡壁速度和泡壁加速度均存在较大的差异,导致二者所预测的声耗散功率和热耗散功率也存在较为明显的差异。本研究为声场驱动下的泡动力学领域提供了理论模型的选择依据。

    2023年01期 v.43;No.179 124-132页 [查看摘要][在线阅读][下载 842K]
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  • 基于偏离设计工况运行的稳态考验回路换热能力补偿措施分析研究

    斯俊平;童明炎;孙胜;李成业;赵文斌;许裕恒;和佳鑫;

    稳态高温高压回路的换热能力与辐照参数的匹配性对燃料组件辐照考验的可行性及安全性有着重要的影响。本文研究了在各工况下试验回路换热能力与燃料组件辐照考验热工参数的匹配性问题,并分析了不同换热能力补偿措施的适应性。研究结果表明,当试验回路的运行偏离设计工况,回路中一次水的流量及辐照装置出口温度与主换热器能够实现的最大一次水温降以及最大换热功率之间是存在严格的对应关系。装置出口温度升高以及调节二次水流量对提升主换热器的换热效果不明显,而采用更低温度的二次水可以部分提升换热器的功率。主换热器后端散热方式在总的换热功率能力上要较前端换热强。换热器并联的换热效果并非总是强于单台独立运行,在低流量运行时,设置两台换热器并将其串联是最有效解决换热能力不足的手段,针对换热器一次水入口温度330℃及250℃,两台换热器串联的总换热功率将比单台运行时分别平均提高68.7%和80.4%。本文的研究方法及相应的研究结果可以用于指导燃料组件的稳态回路辐照论证以及考验过程中的试验回路运行参数选择。

    2023年01期 v.43;No.179 133-140页 [查看摘要][在线阅读][下载 613K]
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  • 整体平衡的核安全观和能动与非能动先进核电厂

    邢继;吴宇翔;刘倩雯;霍小东;孙金龙;

    现有核安全体系已经发展了七十年,但是正面临着诸如导致系统过度复杂这样的潜在挑战。深层次的原因涉及纵深防御概念、确定论安全分析和可靠性设计准则的固有局限,要求更多关注整体安全性和安全要素之间的平衡。基于系统论和系统工程思维,本文提出了整体平衡的核安全观作为现有核安全体系的修正,旨在通过平衡设计的手段提高核电厂的整体安全性,也就是寻求纵深防御层次之间的平衡、冗余性和多样性之间的平衡、确定论和概率论之间的平衡,投入和产出之间的平衡。整体平衡的核安全观指导了“华龙一号”的研发,形成了采用能动与非能动安全设施的最显著特征,本文结合“华龙一号”的实践对该特征进行了诠释。在传统核安全观念获得革命性理解的假设下,本文也对能动与非能动先进核电厂的未来创新进行了展望。整体平衡的核安全观和能动与非能动先进核电厂分别从理论和实践的角度,为解决核安全与成本效益之间的困境提供了潜在的解决方案。

    2023年01期 v.43;No.179 141-150页 [查看摘要][在线阅读][下载 643K]
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核安全

  • 安全壳压力试验中多元混合可燃性气体的爆炸极限研究

    褚英杰;李旭朝;陈自强;刘海涛;方金榕;

    在核电站安全壳压力试验过程中,由于涂层油漆及维修化学药品挥发而产生的可燃气体易发生扩散、富集现象,加之于高温高压的试验环境,进一步增加了火灾发生的风险。为提高压力试验的安全性和可靠性,本文基于爆炸极限试验模拟及理论模型计算,对压力试验环境下7种常见的可燃性气体及其混合可燃物的爆炸极限变化规律展开研究。研究结果表明:安全壳内混合可燃物中苯、二甲苯、乙酸乙酯、甲苯等爆炸下限较低的可燃性气体所占的体积分数越大,压力试验过程中发生火灾的风险越高;初始压力的增加增大而造成爆炸的可能性较小;爆炸极限范围随着初始温度的升高而增大,尤其是爆炸下限的降低增加了安全壳内可燃气体爆炸的风险性。

    2023年01期 v.43;No.179 151-158页 [查看摘要][在线阅读][下载 964K]
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  • CEFR一回路管廊通风系统改造后雾状钠火事故分析

    杨佳音;胡文军;李世锐;赵磊;田钰;崔坤亮;马崇扬;

    中国实验快堆(CEFR)是液态金属钠冷却的快中子实验堆,一回路钠净化系统管廊即309/1房间作为放射性钠气溶胶包容小室之一,房间内布满高温涉钠管道,特别是布置了反应堆主容器内高温强放射性钠流向外部的唯一管道。假使管道破裂,SSW喷射出的高温钠会燃烧引起钠火,在一定条件下,可能会产生持续的雾状钠火,对于房间压力、房间内气体温度、内部结构温度等因素影响很大。基于给309/1房间降温的目的对该房间进行了通风系统改造,改造后的通风系统增大了在309/1房间的正常排风量和正常进风量,这应该会对309房间的钠火事故热力学后果有所影响。本文利用FEUMIX程序计算一回路管廊通风系统改造后发生的雾状钠火事故后果,并与原通风设计条件下的雾状钠火事故后果进行对比,结果表明,通风系统改造对一回路管廊的雾状钠火事故具有一定缓解效果。

    2023年01期 v.43;No.179 159-167页 [查看摘要][在线阅读][下载 965K]
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  • 衰变对AP1000核电厂LBLOCA始发严重事故源项的影响

    孙晓晖;王辉;陈巧艳;

    文中采用FORTRAN编写了放射性核素的衰变和生成程序(DAIC),并通过燃耗计算程序进行了验证;以AP1000核电厂为研究对象,选取大破口始发的严重事故,采用严重事故分析程序MELCOR模拟事故进程并结合DAIC程序计算释放至安全壳的源项。进行衰变对源项的影响研究。研究结果表明,衰变对~(131)I、~(131m)Xe、~(133)Xe、~(85)Kr和~(134)Cs等半衰期长的核素释放份额影响不大,其结果与不考虑衰变的结果接近,结果曲线整体呈上升趋势,达到最大值后保持不变;衰变对~(134)I、~(135)I、~(138)Xe、~(138)Cs和~(87)Kr等半衰期较短的核素的释放份额影响较大,结果曲线先上升后下降。

    2023年01期 v.43;No.179 168-173页 [查看摘要][在线阅读][下载 633K]
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  • 燃料路径PSA应用实践

    王明;郭丁情;杨春菊;侯闻宇;张冰;王金凯;

    为评估核电厂受辐照燃料在操作和贮存过程中存在的安全风险,本研究采用概率安全分析(PSA)的方法,以始发事件分析为起始点,对事件序列分析等相关技术要素进行研究,并给出燃料路径中燃料损坏和放射性释放风险的定量分析结果及见解。研究结果表明,燃料机械损坏频率高于燃料热力损坏频率约4个量级,但燃料机械损坏导致的潜在放射性释放后果要远小于燃料热力损坏。燃料热力损坏频率相对于堆芯损坏频率来说是较小的,但燃料热力损坏可能导致的潜在放射性物质释放量将会非常大,并伴有火灾、氢气爆炸等次生灾害发生。对于可能导致燃料热力损坏的始发事件,事故前期的缓解非常重要。通过对燃料厂房通风系统就地冷却机组的风机进行多样化设计,可以有效降低燃料热力损坏风险。

    2023年01期 v.43;No.179 174-184页 [查看摘要][在线阅读][下载 1078K]
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  • AP1000机组催化除氧技术应用中氯离子异常趋势的分析和解决

    范赏;侯涛;

    三门核电1号机是AP1000第三代核电的全球首堆,也是国内首次采用补给水低压加氢催化除氧技术的电站,在实践应用中除氧性能优异、运行稳定。针对稳定运行一定时间后出现的氯离子趋势异常问题,进行原理分析、原因排查,提出解决方案,并经试验验证,解决了现场的实际问题,为后续的设计改进和生产变更打下坚实基础。为其他AP1000机组及催化除氧技术的设计和应用提供经验借鉴。

    2023年01期 v.43;No.179 185-190页 [查看摘要][在线阅读][下载 1117K]
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  • M310系列压水堆核电厂硼酸过滤器辐射热点成因研究及对策

    王超;黄昊;姜建其;彭永军;

    M310系列压水堆核电厂反应堆硼和水补给系统硼酸过滤器(REA011FI)因活化产物沉积而形成辐射热点,对在此区域开展巡检、检修等工作的作业人员集体剂量产生较大贡献。本文通过对方家山机组硼酸过滤器的辐射热点成因分析研究,找到了一种可以在机组功率运行期间消除此热点的方法。经方家山机组运行实践证明,该方法可有效避免REA011FI硼酸过滤器在机组功率运行期间形成辐射热点。另一方面,通过变更增加滑动开合式辐射屏蔽装置的方式,在大修期间极大程度降低了REA011FI硼酸过滤器辐射热点的剂量率水平。通过2种技术手段相结合,确保了REA011FI硼酸过滤器辐射热点无论在运行还是大修期间,对环境剂量率的影响均保持在0.01 mSv/h以下;从而将单台机组每年的集体剂量降低了约6.89人mSv,是辐射防护最优化的良好实践。

    2023年01期 v.43;No.179 191-199页 [查看摘要][在线阅读][下载 1248K]
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  • 基于蒙特卡罗抽样的风险指引的安全裕度定量化方法研究

    李朝君;韩治;郑洁;赵传奇;陈妍;李春;依岩;

    风险指引的安全裕度不同于核电传统的安全裕度,是近十年来核电行业提出的新的安全理念。文中将阐述核电传统安全裕度和风险指引安全裕度的内涵,研究风险指引的安全裕度的计算框架和蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度定量化技术。鉴于蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度定量化方法尚需完善,文中借鉴蒙特卡罗抽样次数估算方法和基于蒙特卡罗的可靠度计算方法,提出蒙特卡罗抽样方法下的风险指引的安全裕度的不确定度计算方法以及蒙特卡罗抽样次数的估算流程。

    2023年01期 v.43;No.179 200-205页 [查看摘要][在线阅读][下载 1150K]
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  • 核电厂仪控系统功能安全与网络安全

    杨安义;

    传统核安全监管聚焦功能安全,针对核电厂仪表和控制系统(仪控系统)功能安全,目前已建立了较为完备安全标准体系,形成良好监管实践。信息网络技术在核电厂仪控系统的广泛应用带来网络安全风险,如何正确处理功能安全和网络安全问题成为关注热点。通过概念溯源和文献研究,进一步理清了功能安全与网络安全概念的内涵,系统梳理了当前核电领域功能安全和网络安全的建设实践并简要分析其核心保护理念。以此为基础,分析讨论核电厂功能安全和网络安全之间相互关联又矛盾冲突的复杂关系。为后续建立核电厂网络安全标准体系奠定了基础。

    2023年01期 v.43;No.179 206-212页 [查看摘要][在线阅读][下载 944K]
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核燃料循环

  • 大型中放贮罐罐底放射性泥浆回取系统设计

    李飞;徐立国;陈继钊;阳诚;马永红;郑方友;马延彬;肖寒月;

    本文针对大型中放贮罐罐底放射性泥浆放射性水平较高、泥浆板结及罐底存在加强筋等难点,设计了一套能够通过远距离操作自动投放至中放贮罐内对放射性泥浆进行搅拌、破碎及回取的系统和回取作业流程。

    2023年01期 v.43;No.179 213-217页 [查看摘要][在线阅读][下载 660K]
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  • ANT-12A型新燃料运输容器制造工艺研究及质量控制

    李海涛;李雅珍;卫东;石红;张灵宇;陈一伟;

    本文介绍了某堆型的ANT-12A型新燃料运输容器的关键制造工艺过程。对主要部件的成型,采用数控编程实现精确下料,并采用专用工装压制成形,并预留回弹裕量;奥氏体不锈钢薄板焊接时,采用专用的组焊工装,并采用合理的装配顺序和焊接工艺参数;对上下法兰的加工,通过合理的装夹方式,并采用小进刀量和小的进给速度,避免发生振动、让刀及整体变形。设备制造过程中及完成后,应进行相应的无损检验和功能性试验,并满足相关标准和技术规范的要求。

    2023年01期 v.43;No.179 218-224页 [查看摘要][在线阅读][下载 676K]
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  • 高放废物玻璃固化与人造岩石固化技术的研究进展

    阮家剑;隋阳;张辉;丁德馨;

    高放废物的处理和处置是世界各核能国家面临的重大挑战。高放废物处理和处置的技术路线是先将其固化,再将其深埋。高放废物的固化有玻璃固化及人造岩石固化两种。玻璃固化已发展成一项成熟的技术,人造岩石固化尚在研发中。由于人造岩石固化工艺更简单,固化体抗浸出性能更优,稳定性更好,已引起世界各核能国家的关注,有可能取代玻璃固化而成为新一代固化技术。本文对玻璃固化和人造岩石固化的类型、机理和优缺点进行了系统的分析,对人造岩石固化的发展方向提出了建议。

    2023年01期 v.43;No.179 225-232页 [查看摘要][在线阅读][下载 619K]
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  • 溶浸铀矿开采回顾及电动地浸采铀展望

    王文吉;李春光;刘龙成;谭凯旋;张翀;刘振中;李咏梅;柳琪;

    传统溶浸采铀方法不能经济、高效、环保地开采超低品位、低渗透性铀矿。为了解决低品位、低渗透性铀矿浸出效率低以及浸出过程中对当地生态环境的影响等问题,综述了近60年来的溶浸采铀物理、化学、微生物增效方法及电动技术的研究进展。结合原地浸出方法和电动技术,分析发现电动原地浸出(EK-ISL)技术主要通过电迁移和电渗透的作用提高溶浸剂的均匀渗透能力和离子的定向迁移速度,从而促进含矿层目标矿物和脉石溶解,显著提高矿层渗透系数及铀浸出率,并在电场的定向作用下降低溶浸剂向采场外迁移的风险。电动原地浸出采铀技术在低渗透、低品位铀矿开采中的应用前景十分广阔。

    2023年01期 v.43;No.179 233-241页 [查看摘要][在线阅读][下载 755K]
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  • 《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。

    2023年01期 v.43;No.179 244页 [查看摘要][在线阅读][下载 529K]
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