反应堆污垢行为分析

  • 污垢效应对螺旋管式蒸汽发生器蒸干点影响分析研究

    曹建华;陈天铭;胡艺嵩;

    螺旋管式蒸汽发生器(HOTSG,Helical coiled Once-Through Steam Generator)的蒸干点位置由于传热恶化会带来额外的风险,而工质中的腐蚀产物会沉积在传热管表面形成积垢影响螺旋管蒸干点的产生位置,本研究基于自主开发螺旋管模型的热工水力系统程序WISTARIA,分析了不同的积垢厚度对螺旋管式直流式蒸汽发生器传热管换热系数、含气率、蒸干点生成位置的影响程度。研究结果表明,螺旋管式直流蒸汽发生器积垢后,局部换热性能下降,进而影响压降与临界含气率,并影响蒸干点的液膜破碎过程。本研究结果为考虑积垢对螺旋管式直流式蒸汽发生器蒸干点的影响提供了设计参考依据。

    2023年02期 v.43;No.180 243-249页 [查看摘要][在线阅读][下载 831K]
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  • 燃料污垢对典型事故工况的影响研究

    臧丽叶;陈华发;王雄;周琴;

    新版HAD 102/07—2020核动力厂反应堆堆芯设计中明确要求:设计分析应考虑反应堆冷却剂系统正常运行产生的腐蚀产物在包壳表面的沉积导致的燃料棒传热恶化。因此,有必要分析燃料污垢对事故工况下燃料棒传热性能的影响,特别是以燃料芯块温度和包壳温度为验收准则的典型事故工况。本文开发污垢计算模型,采用等效热导率关系式计算含污垢和氧化层的包壳热导率,即认为污垢、氧化层均匀分散在包壳层中,使得包壳热导率变化,该等效包壳层所引起的温度梯度与实际情况相同。随后,基于对“华龙一号”核动力厂事故分析结果,选取了典型非LOCA事故(弹棒事故、功率运行下单个控制棒失控抽出事故)和LOCA事故进行污垢影响研究。结果表明,考虑污垢后,事故过程中的燃料芯块中心峰值温度和包壳峰值温度均有显著上升,但依然满足事故验收准则要求。

    2023年02期 v.43;No.180 250-255页 [查看摘要][在线阅读][下载 730K]
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  • 燃料包壳腐蚀结垢机理及影响因素研究

    王洁;付浩;汪洋;蔡智毅;林少芳;李长征;邓勇军;

    燃料包壳结垢引起的腐蚀异常是导致燃料棒失效的重要原因之一。由于一回路水化学、反应堆运行模式、系统设备的更换、燃料设计和堆芯燃料管理等多种因素的综合作用,一回路系统释放的腐蚀产物(又称为污垢)会沉积在堆芯上部的燃料棒包壳表面,大量腐蚀产物的沉积会导致燃料棒包壳表面局部温度升高,引起包壳腐蚀加速,严重情况下会导致燃料包壳失效。本文对燃料包壳的腐蚀结垢机理进行研究,同时对其影响因素进行确定,为燃料包壳腐蚀结垢模型的建立奠定基础,对燃料棒综合性能分析中腐蚀模型的优化具有重要意义。

    2023年02期 v.43;No.180 256-262页 [查看摘要][在线阅读][下载 887K]
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  • “华龙一号”堆型一回路系统~(58)Co和~(60)Co源项分析方法研究

    张晓茜;付鹏涛;

    压水堆核电厂一回路活化腐蚀产物源项是确定集体剂量和进行辐射防护优化的重要基础,也是反应堆审查取证的重要环节。本文阐述了“华龙一号”反应堆的设计特点,对比了与参考反应堆型的设计改进。通过分析中广核集团在运CPR1000/M310机组数十个循环的运行反馈数据特点及长期趋势,获得了冷却剂58Co和60Co源项的对数正态分布,以此为基础确定了“华龙一号”反应堆在稳态、瞬态和冷停堆工况下的一回路冷却剂~(58)Co和~(60)Co源项以及主管道的58Co和60Co沉积源项。结合反应堆的设计特点,使用中广核集团自主开发的CAMPSIS程序分别计算了“华龙一号”和CPR1000的一回路~(58)Co和~(60)Co源项,进而得到了调节系数对运行反馈统计结果进行了修正。本研究确定的以同类机组的源项运行数据反馈和机理分析相结合的方法,为新型反应堆研发中源项分析提供了重要参考价值。

    2023年02期 v.43;No.180 263-269页 [查看摘要][在线阅读][下载 929K]
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  • 燃料棒相变导热模型开发与污垢传热恶化应用

    赵鑫海;陈鹏;贺东钰;厉井钢;杨盛智;

    污垢材料在堆芯中迁移和沉积,在包壳表面附着有可能引起传热恶化甚至出现燃料棒局部熔化现象。国内自主开发的压水堆燃料棒分析程序BIRCH暂未考虑潜热,保守假定芯块温度超过熔点3 K完全熔化,导致计算得到的芯块熔化份额非常接近放射物质释放超标验收准则,且存在陡边效应。为解决程序计算过于保守问题,本文采用固定网格等效热容法开发了燃料棒熔化相变导热模型。相比于焓方法,等效热容法仅需对热容进行特殊处理,对整体程序代码改动较小。但传统等效热容法在跨越相变区时易出现数值不稳定性问题,导致计算结果出错。本文首先对等效热容法数值不稳定性产生的原因进行分析,同时基于能量守恒原则建立预测-修正相变求解算法,改进现有等效热容法,并采用不同边界条件解析解、Stefan精确解和焓方法数值解对改进等效热容法进行验证。计算分析结果表明预测-修正相变算法可提升传统等效热容法计算稳定性,且与Stefan精确解数值误差在5%以内,将其应用到污垢传热恶化事故中可提升现有计算结果安全分析裕量。

    2023年02期 v.43;No.180 270-277页 [查看摘要][在线阅读][下载 935K]
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反应堆工程

  • 基于EOS压力迭代的压力波传播CFD模型研究

    戴嘉宁;辜峙钘;张玲;张牧昊;

    核能系统内压力波传播将造成水力学载荷效应,实现对压力波传播过程的精确模拟对结构载荷、应力分析而言尤为重要。一维系统分析程序(RELAP5、TRACE等)可用于水堆(压水堆、沸水堆)压力波传播模拟、分析。然而,对于一体化池式堆系统,聚变堆液态金属包层出现的压力波传播现象,如铅铋反应堆蒸汽发生器传热管破裂事故引发的压力波传播问题,系统分析程序不够精细,无法揭示复杂结构空间内的压力波传播行为。针对此问题,本文提出了一种基于EOS压力迭代的二维压力波传播CFD模型及相关算法,编制了程序代码。采用一维空气激波管基准例题和二维压力波传播实例进行了程序验证。前者与理论解和ANSYSFluent对比,后者与ANSYS Fluent对比。验证结果表明本文提出的数值方法、模型可较为合理、准确地模拟单相压力波的二维传播现象。

    2023年02期 v.43;No.180 278-285页 [查看摘要][在线阅读][下载 1112K]
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  • 池式铅基堆热分层现象研究综述

    柏云清;李文博;李文东;李阳;张朝东;金鸣;周涛;

    铅基堆具有系统简单紧凑、安全性高等优点,已成为第四代核能系统的主要发展方向。铅基堆发生事故停堆时,堆芯功率骤降、驱动泵停闭,堆芯出口冷却剂温度急剧下降且流速降低,无法冲入热池顶部与高温流体进行混合换热,只能聚集在热池底部,导致热池中发生热分层现象。热分层现象会影响堆芯的余热排出能力,并会造成反应堆容器及内构件热疲劳。本文阐述了铅基堆热分层产生的机理与危害,调研并总结了铅基堆热分层现象国内外研究进展和存在的问题,最后从理论研究、实验研究和数值模拟研究方面提出热分层的未来研究方向。

    2023年02期 v.43;No.180 286-297页 [查看摘要][在线阅读][下载 1255K]
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  • 压力容器快中子注量有效降低的堆内屏蔽策略研究

    应栋川;田超;温兴坚;苗建新;肖锋;唐松乾;张宏越;景福庭;黄迁明;刘汀;黄博琛;李文翰;

    压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。

    2023年02期 v.43;No.180 298-303页 [查看摘要][在线阅读][下载 807K]
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  • 压水堆一回路硅酸盐饱和溶解度计算研究

    王若彤;胡友森;刘虓瀚;毛玉龙;厉井钢;张胜寒;

    硅酸盐的饱和溶解度是影响压水堆一回路污垢沉积的关键。本文运用热力学分析方法,计算了压水堆一回路Al、Ca和Mg与Si沉积形成硅酸盐的饱和溶解度与温度或pH值的关系,获得了553.15 K、583.15 K和613.15 K三个温度下硅酸盐的溶解度曲线及部分沉淀的溶解度验证,为优化一回路水化学参数提供理论基础。结果表明:在一回路中,Ca、Mg、Al和Si有可能以CaSiO_3、Mg_2SiO_4、Mg_3Si_4O_(10)(OH)_2、Mg_5Al(AlSi_3)O_(10)(OH)_8、CaMg(SiO_3)_2和Ca_2Mg_5Si_8O_(22)(OH)_2的形式沉积,硅酸盐的溶解度具有负温度系数特点;随pH值的增大,硅酸盐的溶解度均持续减小。

    2023年02期 v.43;No.180 304-314页 [查看摘要][在线阅读][下载 889K]
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  • 板面温度不均匀条件下的空间辐射散热计算

    蒋琪莲;栾秀春;周杰;杨志达;王俊玲;

    辐射散热板的散热计算是空间核动力装置散热计算的重要部分,而其板面温度并不均匀,难以采用传统的角系数进行散热计算。本文通过对具有代表性换热特性的局部辐射散热板板面建模分析,应用蒙特卡罗方法进行板面温度不均匀条件下的空间辐射散热计算,即有效辐射计算与宇宙吸收辐射计算,并且给出板面温度不同方向上分布不均匀对结果的影响。

    2023年02期 v.43;No.180 315-323页 [查看摘要][在线阅读][下载 1170K]
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核电厂

  • 基于常规热平衡法的核电汽轮机组热平衡快捷迭代算法

    姜清尘;何元雷;王煦嘉;卞晓东;余建辉;

    基于压水堆核电汽轮机组的热力系统特点及计算机化编程需求,提出了基于常规热平衡法的核电汽轮机组热平衡快捷迭代算法,阐述了设计工况、变工况两类计算工况下汽轮机组热平衡计算的计算流程,并编写了相应的计算程序。以国内某百万千瓦级压水堆核电汽轮机组为算例,在计算程序上进行了多个工况的热平衡计算,将计算结果与汽机厂热平衡图比较,验证了计算方法的可行性。

    2023年02期 v.43;No.180 324-331页 [查看摘要][在线阅读][下载 823K]
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  • 核电厂PCS热交换器的选型设计及工程应用

    徐雨婷;杨理烽;

    三代百万千瓦级压水堆核电厂非能动安全壳热量导出系统(PCS)非能动热交换器作为全新设计,研究其设备功能、换热功率和空间布置等要求,针对不同型式换热器优缺点对比,开展PCS热交换器选型分析。开展传热计算和数值模拟分析,确定热交换器关键参数要求及关键部件设计方案。针对实际工程应用需求,开展PCS热交换器整体结构设计研究,确定设计方案。

    2023年02期 v.43;No.180 332-337页 [查看摘要][在线阅读][下载 739K]
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  • 高温气冷堆核电站安全级湿度仪研制

    胡润勇;肖习鹏;尹小龙;王广金;郑兰疆;刘伯宇;

    华能石岛湾高温气冷堆核电站与现役压水堆核电站一回路冷却剂不同,其采用氦气做为一回路冷却剂。氦气中水分含量过高可能导致安全事故,在运行时需要实时监控一回路冷却剂中的水分含量,当水分含量超过限值时发出停堆信号传送到保护系统。高温气冷堆湿度仪工作在高压环境下,输出信号与温度、湿度、压力等有关。通过试验压力、温度、湿度等物理量对湿度传感器输出信号的影响的分析研究,建立水分含量补偿模型,研制出基于纯硬件补偿电路的湿度仪样机并通过1E级鉴定试验验证。1E级湿度仪实现了实时监控一回路冷却剂中的水分含量,在水分含量超过限值时触发保护系统实现保护逻辑的目标,为反应堆安全运行提供了技术保障。

    2023年02期 v.43;No.180 338-342页 [查看摘要][在线阅读][下载 779K]
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  • 小型堆非居住区和规划限制区计算模型对比分析

    张良;张欣钰;

    为明确小型堆非居住区和规划限制区的计算方法,选择合适的计算模型,减少审评过程中存在的问题,本研究首先介绍了小型堆的定义,并比较了我国和国际上对小型堆定义的差别。同时说明了我国对小型堆非居住区和规划限制区设置的剂量准则和计算要求。并基于美国NRC发布的RG4.28草案,对比分析了其推荐的现实模型ARCON96与保守模型PAVAN之间的差别。ARCON96模型相比于PAVAN模型能够很好地考虑静风和尾流的影响,更真实地模拟了设施近距离的扩散情景,可有效的缩小非居住区和规划限制区的范围,进而提升小型堆的经济性。

    2023年02期 v.43;No.180 343-349页 [查看摘要][在线阅读][下载 791K]
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  • “华龙一号”核岛主系统设备开顶法施工关键技术研究与应用

    张建军;

    “华龙一号”建安工程积极推进先进建造技术,核岛主系统设备安装参考AP1000采用了开顶法施工。本文通过分析核岛主系统设备的结构特点及现有的吊装工艺,指出核岛主系统设备在采用开顶法施工后,目前采用的单机旋转法吊装工艺仍存在改进空间。为保证安全、可靠、高效实施核岛主系统关键设备的安装。结合核岛主系统设备重量重,长度长,水平运输,需翻转直立后吊装就位的特点。介绍了以拟建的某“华龙一号”项目为背景所开展的核岛主系统设备开顶法施工中关键技术的研究开发工作及成果。

    2023年02期 v.43;No.180 350-356页 [查看摘要][在线阅读][下载 818K]
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  • 秦山重水堆压力管更换项目乏燃料水池安全性研究

    霍启龙;刘学斌;熊小红;

    秦山重水堆在实施全堆芯380根压力管更换项目时,需将全堆芯乏燃料传输至乏燃料水池中进行临时储存。本文结合机组现状,对乏燃料水池贮存能力,以及乏燃料热量排出冷却数据等进行研究和论证,以确保乏燃料暂存过程的安全性。

    2023年02期 v.43;No.180 357-361页 [查看摘要][在线阅读][下载 784K]
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  • 可远距离安装的新型临时屏蔽装置设计与评价

    韩毅;王秋枫;王超;池晓淼;孙岩松;沈华亚;杨明明;李国栋;陈法国;梁润成;

    为了有效减少人员在辐射热点处安装屏蔽装置时所受的剂量,研发了一种基于重载气力输运的可远距离安装的新型临时屏蔽装置。本文以高密度屏蔽颗粒的远距离气力输运技术为核心,集成了空心屏蔽壳体、屏蔽钨粒和屏蔽颗粒收纳与控制单元等部件,在国际上首次研制了一种可以远距离气力安装的新型临时屏蔽装置。该屏蔽装置一方面可以通过空心屏蔽壳体的定制化设计,有效减少屏蔽装置的无效屏蔽质量;另一方面通过远距离气力输运的方式,避免了人员在辐射热点处进行大质量屏蔽体的安装作业;从而有效降低人员在辐射热点处构建屏蔽工程的作业时间,达到减少辐射防护人员构建屏蔽体时所受的安装剂量、提高现场辐射防护最优化水平的目的。

    2023年02期 v.43;No.180 362-371页 [查看摘要][在线阅读][下载 1214K]
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  • AP1000剂量等效~(131)I比活度运行限值优化研究

    毛欢;

    AP1000技术规格书中一回路剂量等效~(131)I比活度运行限值是基于事故分析假设确定的,同时影响到放射性流出物的排放。根据AP1000原技术规格书中一回路剂量等效~(131)I比活度运行限值计算出的SGTR事故厂外剂量和气态放射性流出物的排放都不满足GB6249—2011的要求。针对该问题,从碘尖峰释放机理、碘尖峰现实倍率、运行限值和条件以及放射性废物处理系统处理能力等方面进行了研究。计算结果表明,可将一回路剂量等效~(131)I比活度的碘尖峰运行限值优化到1.11×106 Bq/g以满足GB 6249—2011的要求,同时不会对核电厂运行造成制约。

    2023年02期 v.43;No.180 372-376页 [查看摘要][在线阅读][下载 657K]
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  • 应用于核电厂老化PSA的SSC筛选方法研究

    王晗丁;李琼哲;

    核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题,确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型,从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响,验证其仍可满足原设计标准。基于此提出了应用于核电厂老化PSA的SSC筛选分析方法,通过考虑趋势分析,老化失效模式与影响分析,风险重要度分析,在三种分析方法基础上建立核电厂SSC筛选的决策矩阵,为选择易老化且安全重要的部件建立了可行的方法。该项工作也为核电厂在许可证延续阶段的风险指引型管理奠定技术基础。

    2023年02期 v.43;No.180 377-382页 [查看摘要][在线阅读][下载 776K]
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核安全

  • 核电厂继发丧失厂外电源事件风险研究

    杜金雁;冯楚然;杨健;马超;

    继发丧失厂外电源事件是一类特殊的核电厂始发事件,核电机组如位于较小规模的电网中,其自身的事故紧急停堆将有可能引起所在电网失稳,从而带来事故叠加外电网丧失的风险。因此当核电机组处于典型的“大机小网”系统时,核电厂继发丧失厂外电源风险不可忽视。本文采用概率安全分析方法,探讨了继发丧失厂外电源的风险,对比了不同反应堆型、不同联网模式下继发丧失厂外电源导致的功率工况内部事件堆芯损坏频率,并给出了核电厂在运行和管理方面的建议。

    2023年02期 v.43;No.180 383-387页 [查看摘要][在线阅读][下载 724K]
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  • 蒸汽温度对单滴锡熔融物蒸汽爆炸现象的影响

    朱光昱;闵金坤;王昆鹏;石兴伟;

    核电厂严重事故后,堆芯熔融物与冷却水相互作用(FCI)过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现,随着熔融锡温度升高,蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因,基于实验结果通过FLUENT软件建立了单滴熔融锡FCI数值模拟模型,分析了锡液滴周围气膜中的蒸汽温度对气膜稳定性的影响。数值模拟结果表明,气膜的We数随着锡液滴温度升高呈现复杂的波动状态,而气膜的稳定性与气膜的We数呈负相关性,当生成气膜的We数较高时蒸汽爆炸更容易发生。

    2023年02期 v.43;No.180 388-394页 [查看摘要][在线阅读][下载 1148K]
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  • 事故工况主控室内渗漏对辐射剂量影响初探

    孙大威;高圣钦;梅其良;付亚茹;

    为解明事故工况主控室内渗漏带来的辐射影响,针对某CAP1000沿海核电厂,以关键的失水事故为代表,系统性地研究了放射性的产生、安全壳内去除、环境释放、大气弥散等基本方法。通过数值计算,识别出不同内渗漏风量下主控室内放射性核素浓度变化规律,并进一步量化了人员剂量与内渗漏风量、内循环风量之间的耦合关系。研究结果表明,内渗漏风量每增加10 m~3/h,有效剂量增加约2.5 mSv,甲状腺剂量增加约52 mSv,内渗漏试验中应重点关注甲状腺剂量的达标性;内渗漏准则取值25.5 m~3/h,从辐射安全角度可接受。因此,本研究建立的方法能够用于支撑核电厂内渗漏准则的确定。

    2023年02期 v.43;No.180 395-401页 [查看摘要][在线阅读][下载 1104K]
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  • 考虑土结相互作用下核电厂海域沉管隧道三维抗震分析

    赵杰;甘长江;兰雯竣;

    为研究核电厂海域安全级取水沉管隧道的动力响应规律,综合考虑结构-土体的相互作用、复杂土体参数的非线性、沉管内部动水的对流效应和脉冲效应,建立了复杂土质地基条件下沉管-土体三维精细化有限元模型,并运用UPFs二次开发在ANSYS中创建了等价线性单元及黏弹性人工边界,在此基础上开展了极限地震作用下的沉管隧道动力时程分析。计算结果表明:层间位移角符合规范;顶板和底板以受弯为主,其中顶板3的弯矩最大,底板2的剪力最大;三个竖墙以受压为主。其中,中隔墙轴力最大;沉管隧道各墙连接部位内力较大,受地震影响最大。应提高顶底板的抗弯能力及竖墙的抗压能力,适当加固各墙连接部位,同时反应位移法、线弹性动力时程分析法、等价线性分析法三种方法计算出的内力规律基本一致,且等价线性法结果较为合理,反应位移法内力值较为保守。

    2023年02期 v.43;No.180 402-411页 [查看摘要][在线阅读][下载 1513K]
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  • 严重事故下封头失效机理分析

    袁显宝;郭盼;张永红;

    严重事故下堆芯熔融物坍塌到下封头,可能造成压力容器失效。本文针对造成压力容器失效的五个机制,运用一体化严重事故分析程序,分析全场断电分别叠加破口失水、主蒸汽输送管线破裂和蒸汽发生器传热管破裂事故对下封头完整性的影响。研究结果表明,三类事故均造成压力容器失效,全场断电叠加中破口失水事故由于破口位于热管段,距离稳压器和压力容器较近,事故响应更快,比全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂提前失效约20 000 s;全场断电叠加中破口失水事故中作用于贯穿件上的压力载荷超出贯穿件及其焊缝所能承受的最大载荷之和使得贯穿件弹出造成下封头失效;全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂均是因高温熔融物对下封头节点的损伤份额大于1使得下封头蠕变破裂造成压力容器失效。

    2023年02期 v.43;No.180 412-420页 [查看摘要][在线阅读][下载 1072K]
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  • 基于GASFLOW-MPI 1.0程序的安全壳内氢气燃烧现象研究

    李精精;孙晓晖;蔡盟利;林盛盛;王辉;

    为更好地对氢气燃烧风险进行分析,采用GASFLOW-MPI1.0程序对大型压水堆核电站建立分析模型开展氢气分布和燃烧计算研究。在分析过程中考虑了氢气缓解措施和氢气分布情况对燃烧及爆炸的影响。氢气缓解措施有效时,同时由于局部隔间受到水蒸气惰化作用影响,局部隔间点火后并未造成火焰向其他隔间和安全壳大空间范围内发生传播现象;当氢气缓解措施失效时,较高的氢气浓度使安全壳内火焰得以传播,燃烧的最大温度约2 000 K,最大压力约1 MPa;氢气浓度分布形式会对火焰传播和燃烧后果产生较大影响,氢气总量一定时,考虑氢气梯度分布会造成安全壳穹顶位置具有较高的氢气浓度,在点火初期极大地加速了火焰燃烧产生的能量和火焰传播速度,因此会造成更为严重的氢气风险。

    2023年02期 v.43;No.180 421-427页 [查看摘要][在线阅读][下载 1479K]
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  • 核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数分析及实验研究

    熊光明;朱勇;谭蔚;

    针对某压水型核电厂新研发蒸汽发生器的传热管,采用ASMEBPVC-Ⅲ推荐的半经验公式及相应参数取值,计算得到了悬臂传热管在空泡份额为0%(单相水)、10%、20%、50%、80%、90%下的流弹失稳临界流速。同时,设计开展了悬臂传热管阵在各空泡份额下的流致振动实验,测得了传热管流弹失稳临界流速、动水中的振动阻尼比及固有频率等关键参数。实验中测得的振动阻尼比主要包含了两相阻尼与粘滞阻尼,随空泡份额的变化而变化,范围为1.51%~3.98%,考虑测量不确定度后,该值可用于本文所述蒸汽发生器设计,且具有一定的保守性。分析结果表明,规范推荐的公式及参数计算所得传热管流弹失稳临界流速和实验结果趋势相同、规律一致,前者较后者有较大的保守性,安全系数在1.5以上;采用实验测得的阻尼比及固有频率重新计算得到的临界流速安全系数有所下降,但仍高于1.1。通过实验和分析,讨论了文中所述新研发核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数取值及分析方法的合理性与保守性,可用于工程产品的设计及分析。

    2023年02期 v.43;No.180 428-437页 [查看摘要][在线阅读][下载 902K]
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  • 风险指引型核动力厂建造异常重要性判定方法的应用研究

    邹象;段军;吴彦农;于大鹏;

    文章介绍了一种风险指引型的核动力厂建造异常重要性判定方法(cSDP)的基本原理及应用流程,该方法建立了建造质量和反应堆风险之间的联系,能够对核动力厂建造阶段发生的异常进行重要性的量化评价。采用该方法对AP1000核电厂建造阶段发生的非能动堆芯冷却系统调试试验失败和核岛基础建造缺陷两起案例进行了实际应用,结果表明,该方法能够快速、准确地筛选出重要的建造异常,有利于实现监管资源的合理分配,提高核动力厂建造监管水平。

    2023年02期 v.43;No.180 438-444页 [查看摘要][在线阅读][下载 715K]
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  • 控制核电厂多个系统不可用时的叠加风险的研究

    毛欢;熊文彬;

    本文的目的是基于核电厂可用的资源,建立一套控制核电厂的多个系统不可用时的叠加风险的方法。主要方法是研究现有的几种控制叠加风险的手段,比较各自的优点、缺点和所需资源,最后以确定论为基础,以概率论的方法为补充,建立一套现实可行的方法。该方法基于核电厂设计,在技术规格书管理的系统和功能范围内建立支持-被支持系统关系矩阵。建立合理的安全功能鉴定流程,基于支持-被支持关系矩阵开展安全功能鉴定,以确保任何安全功能的丧失都能被监测到。根据安全功能丧失的情况,采取最合适的措施来限制叠加风险。设定最长允许停役时间,以避免不可用系统的修复时间不合适的延长。对冗余系统或部件补充安排试验或维修,避免重大风险配置的发生。

    2023年02期 v.43;No.180 445-450页 [查看摘要][在线阅读][下载 795K]
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  • 福岛核污水排放预测计算研究

    周涛;许鹏;毛赏;方俊豪;张博雅;

    通过建立太平洋水动力模型,计算得到福岛核泄漏发生后,相关海域核素的扩散规律、福岛核污水船运排放预测及距离海岸1 km隧道核污水排放预测情况。通过计算结果与实际测量值进行对比发现,模拟结果与实测值吻合良好,证明了计算结果的准确性。计算结果表明:核污水一方面随着海流迁移,另一方面扩散,放射性核素浓度较高区域沿海岸线向北迁移,随后向东北方向螺旋前进。核污水船运排放后核素随海流迁移较慢,基本呈现以排污点为中心的轴向扩散,核污水中放射性核素受海流、潮流和扩散的影响,逐渐呈现带状分布,且向东北方向迁移,并于第15日左右到达日本沿海地区。无论是沿海,还是1 km排放,放射性核素会很快扩散到沿岸。随着扩散的进行,核污水中放射性核素受海流、潮流和扩散的影响,逐渐呈现带状分布,且向东北方向迁移。

    2023年02期 v.43;No.180 451-460页 [查看摘要][在线阅读][下载 1295K]
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  • 氚化水蒸汽短期释放后野生植物中氚的分布

    曹少飞;陈凌;李建国;原寒;王学文;马炳辉;

    为探究西北地区典型野生植物体内氚的分布情况,在密闭环境舱和阳光人工气候室内开展氚化水(HTO)蒸汽短期释放后3种代表性野生植物(梭梭、多枝柽柳和骆驼刺)体内氚的累积行为实验研究。结果表明,HTO短期释放后氚在植物体内的分布随植物种类和器官的不同而不同。相同实验条件下,骆驼刺地上部分组织自由水氚(TFWT)和有机结合氚(OBT)的活度浓度最高。对于同一植物种类而言,不同器官的TFWT、OBT活度浓度由大到小依次为:叶>茎>根。3种试验植物不同部位TFWT活度浓度随着植物的生长均呈降低趋势,其中叶片TFWT活度浓度的降低尤为显著。3种试验植物叶片OBT活度浓度随着植物的生长均呈显著降低趋势,其降幅由大变小;而茎部OBT的活度浓度则先增大后减小。

    2023年02期 v.43;No.180 461-467页 [查看摘要][在线阅读][下载 818K]
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后处理

  • 乏燃料干式贮存模块通风口半堵塞热工安全分析

    祝玲琳;唐琼辉;张恒明;张江;

    为确保乏燃料干式贮存安全,必须有效地散出乏燃料衰变热。本文对卧式混凝土模块(TC)和内置乏燃料贮罐(DSC)在4个通风口发生不同程度半堵塞情况下的热工安全性能进行了分析。结果表明,在发生部分通风口半堵塞情况下,乏燃料贮罐内各个部件的温度均在相关法规标准限值范围内,乏燃料贮罐内的热量可被有效导出;混凝土结构温度超出法规限值,需设置合理监控手段,及时发现并清除堵塞。

    2023年02期 v.43;No.180 468-473页 [查看摘要][在线阅读][下载 889K]
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  • 高温气冷堆球形乏燃料处置策略及容量探讨

    黄健;李志容;

    核电作为清洁高效能源形式,在使用时也带来了高放射性乏燃料妥善处置问题,而目前全世界只有不到1/3的乏燃料进行了后处理,与传统轻水堆乏燃料处理处置研究相比,高温气冷堆乏燃料相关研究更加匮乏。本文梳理了高温气冷堆乏燃料处置的情况,分析了直接整体处置、分离石墨处置及后处理燃料核芯处置三种处置策略,计算了高温气冷堆示范工程平衡堆芯后年产生乏燃料的容量,并进行了分析及优缺点比较。

    2023年02期 v.43;No.180 474-480页 [查看摘要][在线阅读][下载 896K]
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核聚变

  • 基于WinCC的负离子源中性束电源状态监控系统设计

    段练;刘智民;宋士花;蒋才超;李逸斌;谢亚红;谢远来;

    本论文设计了基于WinCC的负离子源中性束注入(NNBI)装置电源监控系统以实现对NNBI运行状态的实时监控。该系统针对多种型号PLC控制器通过单边通信和Modbus通信协议进行系统集成,以WinCC组态软件作为平台开发人机界面,为实验运行人员提供了一个操作方便、交互友好、性能稳定的系统状态监控和诊断手段,为NNBI实验稳定可靠运行提供必需的保障。

    2023年02期 v.43;No.180 481-487页 [查看摘要][在线阅读][下载 1123K]
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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。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、核安全、核化学等核科学与工程相关栏目。

    2023年02期 v.43;No.180 490页 [查看摘要][在线阅读][下载 1359K]
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