反应堆污垢行为分析

  • 污垢沉积对燃料包壳性能影响研究

    傅先刚;蔡智毅;林煜宇;林少芳;李长征;邓勇军;

    压水堆(PWR)一回路系统释放的腐蚀产物(又称为污垢)会沉积在燃料包壳表面。大量的污垢沉积不仅能够引起堆芯轴向功率偏移异常(AOA,Axial Offset Anomaly),还会导致燃料包壳表面局部温度升高,从而引起包壳氧化加速,严重情况下会导致燃料包壳腐蚀失效。燃料包壳垢致局部腐蚀(CILC,Crud-Induced Localized Corrosion)是导致燃料棒失效的重要原因之一。本文基于Ⅲ级污垢沉积风险评估方法,对某典型PWR电厂开展污垢沉积对燃料包壳性能影响的研究,评估各循环期间堆芯污垢最大沉积厚度以及污垢对燃料包壳氧化膜厚度的影响,为评估堆芯CILC失效风险提供依据。

    2023年03期 v.43;No.181 489-493页 [查看摘要][在线阅读][下载 848K]
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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(Pressurized Water Reactor,PWR)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(Chalk Rivers Unidentified Deposits,CRUD)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(Dissolved Hydrogen,DH)浓度、pH值、注锌和超声波清洗(Ultrasonic Fuel Cleaning,UFC)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值、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03期 v.43;No.181 494-498页 [查看摘要][在线阅读][下载 737K]
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  • 一回路冷却剂注锌模型开发和验证

    洪亮;厉井钢;金鑫;

    冷却剂注锌是降低腐蚀释放速率和堆外放射性水平的有效途径。本文基于腐蚀释放试验数据建立了冷却剂注锌对腐蚀释放的影响关系,基于PBR(Pilling-Bedworth Ratio)模型定量分析注锌对燃料污垢的影响,并为中广核自主污垢分析软件CAMPSIS开发了冷却剂注锌模型。根据注锌电厂的运行经验对注锌模型进行了初步验证,软件计算结果表明,注锌后冷却剂中58Co和60Co的放射性水平会先升高,但是随着注锌的持续放射性水平逐渐降低;分别在第1循环和第8循环开始注锌,主管道的剂量率会降低约30%。

    2023年03期 v.43;No.181 499-503页 [查看摘要][在线阅读][下载 752K]
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  • 某采用延伸运行模式的压水堆CIPS风险评估

    陈天铭;阮天鸣;胡艺嵩;蒙舒祺;

    压水堆(Pressurized Water Reactor,PWR)功率运行期间一回路中的腐蚀产物会生成反应堆污垢(Chalk Rivers Unidentified Deposit,CRUD),引起硼在CRUD中析出,增大垢致轴向功率偏移(Crud Induced Power Shift,CIPS)的风险。延伸运行(Stretch-Out,SO)是反应堆的一种灵活运行方式,能够提高反应堆的经济性。本文介绍了PWR硼析出分析模型,并研究了SO工况对CRUD和硼析出量的影响,最终对其CIPS风险做出评估。计算结果表明,SO工况可以减少PWR的CRUD总量和厚度,并且有利于降低下一燃料循环初期的硼析出量,进而降低CIPS风险。研究成果为PWR在SO期间的CRUD和CIPS风险控制提供了理论依据和数据参考。

    2023年03期 v.43;No.181 504-509页 [查看摘要][在线阅读][下载 785K]
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  • 压水堆中燃料污垢的辐照时间分析研究

    张晓茜;付鹏涛;

    压水堆燃料污垢除了可能引起堆芯轴向功率偏移异常(CIPS)和燃料包壳局部腐蚀(CILC)之外,还与一回路活化腐蚀产物及其形成的辐射场密切相关。不同的燃料污垢辐照程度会导致一回路活化腐蚀产物源项水平的差异。本文建立了通过特征比活度法确定燃料污垢辐照行为的分析模型,得到燃料污垢中的母子核数量比及~(54)Mn/~(59)Fe活度比与辐照时间的单调关系。通过分析得到,在测量数据充足的前提下,应建议优先使用~(54)Mn/Fe核素进行辐照时间分析。对CPR1000机组的分析结果表明,通过~(54)Mn/~(59)Fe和~(58)Co/Ni比值法得到燃料污垢在堆芯的辐照时间约为100天,且~(54)Mn/~(59)Fe方法更可靠。分析还得到停堆期间燃料污垢中Ni的释放速度比~(58)Co释放更快。本文提供的燃料污垢辐照时间评价方法和结果可为燃料污垢及活化腐蚀产物模型提供基准,为运行电厂进行燃料污垢数据测量提供比对和参考,同时也为核电厂集体剂量优化提供一种思路。

    2023年03期 v.43;No.181 510-516页 [查看摘要][在线阅读][下载 924K]
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反应堆工程

  • CARR自给能探测器实验设计与验证研究

    乔雅馨;陶杰;吴小飞;

    辐照靶件的释热计算对堆内实验设计影响重大。本文依据在CARR堆上开展的自给能探测器实验,分析了不同核评价数据库在辐射俘获反应释热计算上的差异来源,并对较早版本数据库的计算结果进行了一定的修正。实验结果表明,以ENDF/B-VⅢ.0等库为代表的数据库计算结果更为合理,并建议研究者在进行后续堆内实验设计时,关注KERMA因子的能量平衡情况,优先采用数据更为完备的核评价数据库进行计算。

    2023年03期 v.43;No.181 517-521页 [查看摘要][在线阅读][下载 828K]
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  • 采用FCM燃料的无可溶硼堆芯物理设计

    李想;肖会文;刘国明;于淼;张成龙;

    小型模块化压水堆(SMPWR)是目前国际上的研究热点之一。如何进一步简化SMPWR系统,并提升其安全性是设计优化的关键。FCM燃料是一种将TRSIO燃料弥散在SiC基体中的燃料,具有很好的裂变产物包容能力,可有效降低SMPWR大规模放射性释放风险。本文采用FCM燃料,设计并优化形成SMPWR的堆芯方案。在此基础上又进一步对控制棒吸收体材料、控制棒布置方案、控制棒移动策略等进行研究分析,最终得到无可溶硼堆芯设计方案,从而简化了SMPWR的化容系统。经计算分析表明,该堆芯设计方案可通过控制棒组实现堆芯反应性的控制,实现无可溶硼运行。本文的研究为FCM燃料在压水堆中的应用以及小堆消除可溶硼的设计优化提供了参考。

    2023年03期 v.43;No.181 522-528页 [查看摘要][在线阅读][下载 1161K]
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  • 基于混合灵敏气体正比计数器的中子周围剂量当量率仪探头优化设计

    肖枫;龚军军;夏文明;范子野;杨健峰;唐铁军;

    采用混合灵敏气体正比计数器可实现中子周围剂量当量率仪的轻便化设计,同时也是日益昂贵的3He正比计数器的一种有效替代。本工作采用丙烷、氮气为混合灵敏气体,聚乙烯作为慢化层的设计方案,并通过MCNP程序模拟计算直径为100 mm的球形正比计数器能量响应性能。结果表明:通过调整丙烷、氮气的比例为3:1,设置聚乙烯慢化层厚度为10 mm,可使探头在热中子~20 MeV范围内的能量响应性能满足“2因子区间”要求,可实现对基于混合灵敏气体正比计数器的中子周围剂量当量率仪探头的性能优化。根据设计方案制作探测器样机,在~(252)Cf源标准辐射场中实现了对中子周围剂量当量的有效测量。

    2023年03期 v.43;No.181 529-536页 [查看摘要][在线阅读][下载 987K]
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  • 偏环路运行的反应堆功率控制改进策略研究

    叶杰;毛玉龙;胡岩;

    为了提高反应堆的运行灵活性和促进反应堆系统设计满足用户的多样需求,本文研究了在丧失一台反应堆冷却剂泵工况下的反应堆偏环路运行模式,提出了两种改进策略来提升反应堆功率控制的响应速度,以应对反应堆偏环路运行时冷却剂流量的快速下滑。一种策略是提高汽轮机降负荷速率,通过堆跟机的方法提高降功率的速度;另一种策略是直接下落预先选定的控制棒组。通过三维物理-热工耦合的模拟方法,对两种改进策略开展了论证比较。结果表明,通过细化控制棒分组,采取顺序落棒的方式,可以较快地降低反应堆功率以匹配冷却剂流量下滑,并在反应堆安全性和可运行性方面建立较好的平衡。

    2023年03期 v.43;No.181 537-543页 [查看摘要][在线阅读][下载 967K]
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  • 钠冷快堆组件冷却剂沸腾子通道分析方法研究

    方闻韬;佟立丽;曹学武;

    钠冷快堆发生超设计基准事故时,组件内冷却剂可能沸腾甚至干涸,准确预测其温度分布对钠冷快堆的安全评估具有重要意义。基于均相流模型构建守恒方程,采用Mikityuk对流传热模型以及Cheng-Todreas阻力模型等关系式,开发了适用于钠冷快堆两相流动模拟的子通道分析方法,与FFM-2A单相流动实验数据和KNS-37钠沸腾实验结果进行了对比验证,并与同类子通道分析程序的计算结果作比较,验证了方法的合理性。

    2023年03期 v.43;No.181 544-552页 [查看摘要][在线阅读][下载 815K]
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  • CPR1000机组首循环堆芯二次中子源替代一次中子源启动的工程实践

    何洋;胡汝平;邓平赳;郭建;罗良伟;张海州;曹云龙;曹萌;刘晶晶;

    受国际贸易形势影响,某核电厂原计划采购的一次中子源存在较大的供应风险。鉴于此,核电厂组织实施了首循环堆芯一次源替代项目,即:使用辐照激活的二次中子源用于机组首循环的装料和启动。本文对该工程实践中几个重要问题进行了分析,介绍了解决方案并给出了实践结果,最后对新建核电项目的启动提出了一些建议。

    2023年03期 v.43;No.181 553-560页 [查看摘要][在线阅读][下载 885K]
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  • 中子照相技术应用于锆合金包壳氢含量分析的初步研究

    刘晓光;汤琪;贺林峰;王华才;李玉庆;武梅梅;孙凯;焦学胜;魏国海;陈东风;

    燃料棒锆合金包壳机械性能受氢含量的影响较大,由于中子与氢反应截面相对于锆合金基底要大得多,因此中子照相技术在锆合金氢含量定量分析中具有潜在应用价值。为将中子照相技术应用于锆合金含氢量定量分析中,本研究通过气相渗氢工艺获得具有不同氢含量的低锡Zr-4合金,并利用中国先进研究堆中子成像测试平台对样品进行中子成像,经过数据处理,获得了低锡Zr-4合金氢含量-灰度的定量关系,为中子照相技术应用于燃料棒包壳氢含量分析奠定了基础。

    2023年03期 v.43;No.181 561-567页 [查看摘要][在线阅读][下载 922K]
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  • 基于最大气泡压力法的液态碱金属密度和表面张力测量

    贺彦;刘祥;郝祖龙;牛风雷;

    液态碱金属是空间核反应堆的冷却剂材料之一,其热物性参数是冷却剂材料选取的重要依据。现有的液态碱金属的密度及表面张力实验研究数据较少,当今空间堆发展对其有更高要求。根据最大气泡压力法,研制了一套可同时测量液态碱金属密度和表面张力的实验装置,并以纯度为99.9%的锂为被测介质,对该装置的可靠性和可用性进行验证。结果表明,在200~650℃温度范围内,标准大气压下,实验结果与文献参考值相比,密度平均偏差为0.47%,表面张力平均偏差[12]为0.93%,具有较好的线性度。在此基础上,给出了液态锂密度和表面张力与温度的经验关系式。最后分析了管径、鼓泡速度对液态锂密度和表面张力测量结果的影响,并给出相应实验建议。本文工作可对高温液态碱金属的密度及表面张力开展高精度测量提供参考。

    2023年03期 v.43;No.181 568-575页 [查看摘要][在线阅读][下载 938K]
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  • 中国散裂中子源漂移管磁铁线圈研制

    李波;刘华昌;吴小磊;巩克云;李阿红;陈强;王云;

    中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)漂移管直线加速器(Drift Tube Linac,DTL)负责把H-离子束从3 MeV加速到80 MeV,其工作频率为324 MHz,包含161台电四极磁铁漂移管,漂移管外径140 mm,体积小、结构复杂紧凑。受空间限制,漂移管内电四极磁铁线圈采用先进的SAKAE结构,在一整块无氧铜上初步加工并通过电铸、线切割等工艺完成研制,线圈外径82 mm,内径37 mm,每极3.5匝,该线圈具有体积小、易冷却、励磁电流大等优点,在国内首次研制使用。本文对SAKAE线圈的研制方法进行了研究,并给出了磁铁的测试结果及线圈在高电流下的发热测试与分析。

    2023年03期 v.43;No.181 576-580页 [查看摘要][在线阅读][下载 981K]
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核电厂

  • 人员闸门辅助支撑设计研究

    沈勇坚;沈睿;刘建文;黄然;

    为改善人员闸门安装部位的受力状态,提高人员闸门安装结构的可靠性,本研究通过设计一种辅助支撑结构,对人员闸门悬臂端提供额外的支撑。辅助支撑设计中考虑了补偿人员闸门安装位置的相对位移,不会对人员闸门产生不必要的外力;并对是否增加辅助支撑人员闸门安装部位的受力状态进行建模分析比对。分析结果表明,在增加了辅助支撑后,可有效改善人员闸门安装部位的受力状态。因此,本文研究的人员闸门辅助支撑结构设计是有效可行的,并且在满足操作性的同时还有效改善了人员闸门安装部位的受力状态。

    2023年03期 v.43;No.181 581-586页 [查看摘要][在线阅读][下载 968K]
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  • 第三代民用核电厂主蒸汽隔离阀在线检测分析与研究

    闫启亚;赵猛;

    为保证我国第三代核电用主蒸汽隔离阀在正常、异常、危急和事故工况期间和之后不应丧失功能,本研究采用试验方法,对主蒸汽隔离阀进行一定工况下的功能测试,通过不同工况下的测试结果,对照理论分析模式,为主蒸汽隔离阀在运行阶段的在线检测结果提供参考依据。研究结果表明,本试验能够准确地得出主蒸汽隔离阀在线检测的结果,并能够发现设计及制造过程中存在的潜在缺陷。因此,本研究可以作为我国三代核电厂用主蒸汽隔离阀在线检测结果的参考依据。

    2023年03期 v.43;No.181 587-594页 [查看摘要][在线阅读][下载 977K]
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  • 遗传算法在核电厂检修路径规划中的应用

    苏锦成;王振中;赵晓山;褚松良;

    核电厂维修人员对核电厂系统和设备进行检修和试验是保障核电厂安全运行的重要手段之一。由于核电厂的特殊性,核岛及其附属厂房中有处理放射性物质的系统或者设备,存在一定的辐射危害,因此合理可行地减少维修人员在检修和试验过程中的受照射剂量是辐射防护的主要目标之一。核电厂工艺系统设备数量众多,且各设备布置在核电厂核岛厂房不同工艺设备间内,合理地规划维修人员的检修工序能够有效减少维修人员在检修过程中所受照射剂量,因此有必要开展核电厂检修路径规划相关的研究。本文考虑核电厂辐射分区、厂房内可通行路径,建立核电厂厂房工艺间路径赋权矩阵,采用遗传算法(GA)进行检修路径规划。通过仿真计算表明,该算法可以规划出一条包含需要检修的设备或设备间的最优检修路径,实现有效减少运维人员所受辐照剂量的目标。

    2023年03期 v.43;No.181 595-600页 [查看摘要][在线阅读][下载 909K]
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  • 核电厂辅助变压器进线回路断相监测方案研究

    魏巍;陈海龙;

    辅助变压器回路的断相故障监测是核电厂中最为关心的问题之一。断相故障可能会引起核电厂厂用电系统出现异常工况,例如母线电压不平衡、运行的设备跳闸、备用设备无法启动等。若核电厂在正常运行方式下,辅助变压器回路高压侧未能及时检测到断相故障,一旦发电机母线失去电压需切换至厂外辅助电源供电,可能会导致关键的电动机跳闸,甚至是系统安全功能丧失,以致核电厂不能安全停堆。本文针对国内常用的辅助变压器方案提出了两种监测断相故障的方案,通过对断相监测方案的分析,并运用PSCAD/EMTDC软件建模仿真,分析出两种方案的特点,得出在针对核电厂不同的辅助变压器方案时,如何选择断相监测方案才能更准确、更有效的识别出断相故障。

    2023年03期 v.43;No.181 601-612页 [查看摘要][在线阅读][下载 1531K]
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  • 安全壳地坑过滤器的碎渣层压损计算研究

    黄若琳;龚钊;张卫;宋祉霖;

    NUREG/CR-6224公式广泛应用于安全壳地坑过滤器的碎渣层压损计算。本文首先研究了碎渣层压损的具体迭代计算方法,其次重点分析了最小纤维层厚度、极限压缩比、过压缩、薄层效应、未压缩等特殊工况及计算解决方法。根据计算值与试验结果的对比,指出应当考虑滤网有效面积随碎渣量的变化,并针对折弯板式滤网提出了1.3的压损修正系数。

    2023年03期 v.43;No.181 613-619页 [查看摘要][在线阅读][下载 959K]
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  • “华龙一号”不锈钢覆面焊缝可视自动化射线检验技术应用

    韩景涛;

    X射线检验在核电厂核岛钢衬里及不锈钢覆面水池等薄板焊接施工部位检测应用非常广泛。本文结合“华龙一号”堆型不锈钢覆面水池焊缝射线检测量大、施工周期紧、探伤作业窗口少、常规射线检验方法效率低、劳动强度大、操作班组配置数量高等不利因素,结合不锈钢施工环境特性,开展可视自动化X射线检验技术应用,有效实现X射线探伤作业的远程操控,降低人员受照辐射剂量,形成了“可视化、自动化、标准化、高效化”X射线检验设备装置,拓展了自动化创新射线检验工艺技术在“华龙一号”工程实体上有效推广应用。

    2023年03期 v.43;No.181 620-629页 [查看摘要][在线阅读][下载 1427K]
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  • 核电厂闭式冷却水系统化学监督分析

    于淼;徐刚;张亮;柴庆竹;程会方;杨振宇;

    核电厂闭式冷却水系统是核电厂重要的系统之一,对其进行合适的化学处理及水质监督是防止系统发生腐蚀的重要措施。本文通过对国内核电厂闭式冷却水系统目前化学处理现状的调研,同时消化了EPRI导则中常规的缓蚀剂推荐方案,并分析了日常监督项目的意义、化学监督频率及被忽视的微生物腐蚀,以期对核电厂闭式冷却水系统化学监督分析给出规范性指导,同时也对核电厂闭式冷却水管理及技术提出建议。

    2023年03期 v.43;No.181 630-636页 [查看摘要][在线阅读][下载 715K]
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  • Pt/air电化学氧泵在450℃铅铋合金中的控氧特性研究

    孙明辉;刘少军;周丹娜;宋亮亮;李春京;

    铅铋共晶合金(LeadBismuthEutectic,LBE)氧含量调控直接影响结构材料的铅铋腐蚀性能。气相氧控容易产生放射性气体,固相氧控氧化铅原料则难以在线更换补充,因此国际上发展了电化学氧泵(Electrochemical Oxygen Pump,EOP)控氧方法。本论文采用工艺成熟、高还原催化活性的Pt研制了一种新型的Pt/air型电化学氧泵,并利用电流-时间法在静态LBE实验装置中开展了电化学氧泵的控氧测氧研究。研究结果表明Pt/air型电化学氧泵可以有效调控LBE氧浓度,且氧在液态LBE中的传质扩散可能会影响氧泵除氧效率。

    2023年03期 v.43;No.181 637-644页 [查看摘要][在线阅读][下载 915K]
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  • 不同配比ETA/NH_3碱化剂对PWR二回路碳钢流动加速腐蚀的影响研究

    聂雪超;苗丽;姜磊;鲍一晨;汪家梅;张乐福;张洛凡;王惠;

    利用自主研发的模拟核电厂二回路高流速工况流动加速腐蚀(FAC)试验装置,研究了A335P11、Q245R、A106Gr.B和A672Gr.B60等四种压水堆核电厂二回路中常用碳钢/低合金钢在不同配比的乙醇胺(ETA)和氨水(NH_3)碱化剂溶液中FAC行为,对比了几种材料的FAC速率和表面腐蚀形貌。结果表明:四种材料初期FAC速率均随着pH的升高和混合碱化剂中ETA含量的增加而逐渐降低;在仅含氨水的溶液中,四种材料FAC速率和表面腐蚀程度均随着材料中Cr含量的降低而逐渐增加,FAC速率从小到大依次为:A335P11<A672Gr.B60<A106BCr.B≤Q245R。而在含有ETA的溶液中,四种碳钢的初期FAC速率均显著降低,未见明显的氧化膜或基体脱落形成的腐蚀坑等冲刷腐蚀形貌。分析表明,混合碱化剂中的ETA通过自身不易挥发和电解能力强等优势,及时调节高温FAC过程中试样表面局部区域的pH波动,维持试样表面较高的pH水平,减缓可溶性Fe~(2+)的生成,降低Fe_3O_4氧化膜的溶解度,提高表面氧化膜的完整性和致密度,进而减缓FAC,同时也降低了二回路用碳钢/低合金钢对Cr、Ni和Mo等强化性合金元素的需求。

    2023年03期 v.43;No.181 645-652页 [查看摘要][在线阅读][下载 1347K]
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核安全

  • 核电端子排故障实验研究及优化改进

    樊晓乐;王志武;涂画;姚力恺;

    针对某核电厂端子排故障率高的现象,对该电厂环境参数进行监测,并设计试验条件进行盐雾和湿热加速试验,结合试验结果以及端子排内部结构、材料明确了端子排腐蚀的主要劣化因子为盐雾潮湿。通过试验环境下端子压降、铜片腐蚀量与现场环境下铜片腐蚀量的关联,建立寿命预测模型。最后对目前主流端子排进行结构特性分析,从气密性结构优化、选择耐腐蚀材料、安装机柜环境改进、预防性维护四个方面给出端子排可靠性提升改进建议。

    2023年03期 v.43;No.181 653-659页 [查看摘要][在线阅读][下载 943K]
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  • 核电厂外部水淹裕量评估研究及应用

    卓迅佳;陈旭家;王淳谋;

    外部水淹可导致核电厂运行事件甚至事故,核电厂应设防外部水淹并提供适当的设计裕量,以应对超设计基准外部水淹场景。目前核电厂外部水淹裕量的评估,在国内外有一定的初步分析工作或探索,但尚无成熟统一的方法。本文基于国内外的调研成果及工程实践,开发了一套适用于工程项目的核电厂外部水淹裕量评估方法,该方法以机组达到并维持安全状态为目标确定核电厂外部水淹裕量,识别外部水淹防护设计的薄弱项并提出对应的改进措施。通过对某核电厂开展外部水淹裕量的评估,论证了该方法的有效性。本研究成果可为在役改造或新建核电厂外部水淹裕量的评估提供借鉴意义。

    2023年03期 v.43;No.181 660-667页 [查看摘要][在线阅读][下载 756K]
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  • 考虑应力腐蚀和辐照影响的控制棒驱动机构贯穿喷嘴可靠性分析

    范牡丹;姚源涛;雍诺;夏冬琴;贺晨;戈道川;汪建业;

    针对压水堆堆内构件控制棒驱动机构合金600贯穿喷嘴故障,基于概率断裂力学理论,进行应力腐蚀和辐照环境下的两种失效模式(泄漏失效和断裂失效)可靠性分析。首先构建寿命预测模型,然后采用有限元仿真分析实际工况下的载荷响应,最后利用广义应力-强度干涉模型计算可靠度。选取西屋控制棒驱动机构合金600贯穿喷嘴进行案例分析,在95%置信度水平下,运用蒙特卡洛仿真法预测两种失效模式下的寿命区间,并开展敏感性分析,以确定影响喷嘴寿命的重要参数。所提方法对堆内构件优化设计有一定的理论指导意义。

    2023年03期 v.43;No.181 668-678页 [查看摘要][在线阅读][下载 897K]
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  • 基于风险指引方法的“华龙一号”运行技术规格书后撤状态优化研究

    丁小川;冯楚然;詹孝传;杨晓燕;

    结合风险指引型方法对国内核电厂运行技术规格书开展优化工作是目前国内、外研究的热点,机组后撤状态优化难度较大,国内尚无应用。本文以“华龙一号”(HPR1000)首堆为例,采用风险指引型方法对后撤状态优化关键技术进行了研究,包括不同停堆工况下风险定性、定量评价方法。以一列安全注入系统不可用时的后撤状态为例进行了详细分析,结果表明,双相中间停堆工况RHR运行条件(RHR隔离)是最为安全的停堆状态,该状态可用设备更多,始发事件更少,机组总体风险更低,也满足纵深防御、安全裕度等要求。机组后撤状态优化后,减少了操作员操作负担,机组发生设备故障导致非计划停运时,可以减少停运时间12.5 h以上。

    2023年03期 v.43;No.181 679-685页 [查看摘要][在线阅读][下载 784K]
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  • 核电厂辅变空载运行期间辅助电源单相断相故障特征分析及应对措施

    魏巍;彭钰;

    目前,国内和国外的核电厂设计基准只考虑了电压完全丧失对于核电厂运行的影响,而忽略了断相故障对于核安全的挑战。辅助变压器在空载运行状态下发生断相故障时电气量十分微弱,因此如何检测并判别断相是核电厂中最为关心的问题。本文重点研究辅助变压器空载时的断相故障,结合对称分量法和变压器原理分析了辅助变压器空载运行状态下高压侧发生单相断相时的电气参数特征,运用ETAP软件建立了“华龙一号”核电厂厂用电系统仿真模型并进行了仿真分析。基于理论分析和仿真分析的结果,提出了辅助变压器空载时高压侧发生单相断相故障的应对措施,提高了厂外辅助电源的供电可靠性,有利于核电厂安全有序的运行。本文中辅助变压器空载状态下高压侧发生断相故障的电气参数特征研究分析结果对于辅助变压器断相保护方案的配置和断相保护设备的研发都具有指导意义。

    2023年03期 v.43;No.181 686-694页 [查看摘要][在线阅读][下载 826K]
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  • 海上条件下浮式核电厂耐火性能分析

    王威;

    在我国国民经济和社会发展第十四个五年规划和2035年远景目标纲要中有一段关于推动海上浮动式核动力平台等先进堆型示范的表述。近年来在“双碳”目标指引下,各个央企集团瞄准浮式核电厂,各自不同程度地完成了一些技术研发工作。本文结合使用造船行业和核电行业不同耐火标准的浮式核电厂项目在国家核安全审查中遇到如何选择的棘手问题,通过进行对比分析,得出在实现基本核安全功能的基础上,尤其是满足防火区的耐火极限后,可在浮动式核电厂项目中采用造船业耐火标准的结论。

    2023年03期 v.43;No.181 695-698页 [查看摘要][在线阅读][下载 681K]
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  • 基于概率安全评价的CPR1000核电厂台风情况下运行控制策略研究

    冯丙辰;王晗丁;杨志超;沈荣发;

    台风是核电厂面临的主要外部灾害之一,威胁机组的安全稳定运行。当前国内核电厂普遍缺乏台风情况下以保障核安全为目标的机组控制手段,仅依靠运行经验和电网要求开展决策,未针对台风的影响开展详细的分析和论证。为解决该问题,本文采用概率安全评价方法,以CPR1000机组为分析对象,对核电厂台风情况下的运行控制策略进行分析和论证。针对台风导致的核电厂事故,定量评价不同机组运行模式下的风险水平。结果表明,具备RRA运行条件的NS/SG模式是风险最低的机组后撤状态。在此基础上,结合核电厂实际的运行特点,提出建议的机组运行控制行动。本文的分析可为核电厂台风情况下机组控制策略的制定提供理论依据和技术参考。

    2023年03期 v.43;No.181 699-704页 [查看摘要][在线阅读][下载 728K]
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  • 国家核安保风险指标体系的构建

    李自平;韩叶良;杨丽芳;刘明葳;

    随着国际核恐怖袭击风险的逐年上升,国内迫切需要开展核安保风险的分析和评价。本文基于核安保工作的内涵,使用基于典型复杂大系统评价理论的层次分析法构建了3个层次涵盖64个指标的国家核安保风险指标体系,旨在为国家核安保风险动态监测、实时预警及辅助决策提供技术基础;通过与美国降低核威胁倡议组织核安保指数进行对比分析,对建立的国家核安保风险指标体系的科学性与不足进行了论述;最后,对后续利用指标体系构建国家核安保风险评价平台面临的困难进行了梳理,对平台构建提出了建议。

    2023年03期 v.43;No.181 705-712页 [查看摘要][在线阅读][下载 1116K]
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  • 核电厂陡边效应分析方法探索

    赵鑫樾;陈石;胡龙翔;胡凌生;羊本林;张晓杰;

    自福岛核事故以来,各国核电监管机构采取了诸多行动提升核电厂安全性,其中“陡边效应”由此提出。新版HAF 102对设计中考虑陡边效应提出了规定,各国核电监管机构也对核电厂设计中考虑陡边效应提出要求。而设计者在面对陡边效应问题上没有明确的判断方法和设计措施,经常采用工程经验判断,无法确定设计中是否消除了陡边效应问题。本文从陡边效应原理上出发,推导出一种陡边效应的敏感性分析方法,试图建立始发事件引起的物理参数与后果的关系,使其能够对设计是否满足陡边效应进行衡量。同时对不同始发事件的陡边效应进行分析,得出陡边效应原则上的结论,并以内外部灾害为例分析了内部始发事件和外部始发事件的陡边效应。最后由此探索一种设计裕量的确定方法。本文所研究方法适用于所有设计中应考虑陡边效应的机组。

    2023年03期 v.43;No.181 713-719页 [查看摘要][在线阅读][下载 774K]
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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。欢迎专家学者投稿并请注意以下事项:

    2023年03期 v.43;No.181 722页 [查看摘要][在线阅读][下载 506K]
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