反应堆工程

  • 基于SARAX程序的铅冷快堆堆芯优化设计

    李想;肖会文;刘国明;杨海峰;

    铅冷快堆因在固有安全性、良好的物理化学特性等方面的优势,得到了世界上很多国家的重视。提高堆芯的增殖比是铅冷快堆堆芯优化设计中的关键。本文利用快中子反应堆中子学计算分析软件SARAX程序,通过优化铅冷快堆的燃料组件、反射组件以及屏蔽组件设计,形成10种能够提高堆芯增殖比BR的方案,再经过进一步筛选,最终形成优化的堆芯装载方案,并分析了堆芯物理特性,初步证明了方案的可行性。本文的研究可为铅冷快堆的堆芯优化设计提供参考。

    2023年04期 v.43;No.182 721-726页 [查看摘要][在线阅读][下载 560K]
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  • 基于统一曲线法的反应堆压力容器防脆断承压热冲击分析

    杜爱国;杨兴旺;施春丰;马连骥;

    田湾核电厂将3、4号机组硼水贮存系统水箱运行温度从70℃调整至20℃,以降低水箱钢衬里应力腐蚀的风险。水箱运行温度的调整会影响反应堆压力容器(RPV)的防脆断设计分析结论,需重新进行评价。采用统一曲线法对RPV2号焊缝进行了承压热冲击分析,并与采用初始设计方法的分析结果进行对比。结果表明,在水箱运行温度为20℃条件下RPV满足防脆断设计要求,采用统一曲线法评价时RPV具有更大的设计寿命容量。

    2023年04期 v.43;No.182 727-733页 [查看摘要][在线阅读][下载 709K]
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  • 基于ENMC的主动中子多重性质询影响因素蒙特卡罗模拟研究

    吴坤;侯英伟;胡力元;赵云龙;李垚;孙诗奇;王利斌;刘辉兰;周春芝;宋玉收;

    主动中子多重性质询方法是核保障的重要手段,其过程复杂,质询结果准确性受多种因素影响。文章通过蒙特卡罗方法,研究基于超热中子多重计数器(ENMC)的主动中子多重性质询影响因素,为准确测量提供理论及数据支撑。通过对比统计耦合系数与标定C-M方程获取耦合系数两种方法获得的核材料质量差异,证明标定的探测效率及衰减时间偏差都会通过C-M方程的引入进一步传递而增大,尤其是当探测效率相差1%时,质询结果相对偏差约为9%。质询源强度与门宽都对质询结果有影响,源越强,门宽的影响越大,随着源强的增加最佳门宽逐渐减小,且减小的速率逐渐变缓,当R+A门内时间相关中子占比大于3%时,质询结果相对偏差较为稳定。

    2023年04期 v.43;No.182 734-742页 [查看摘要][在线阅读][下载 817K]
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  • DRAGON程序在压水堆燃料栅元计算中的研究

    吴军;肖向;陈义学;

    在压水堆核设计中,不同的输运计算方法、共振自屏计算方法和多群截面库会对最终的反应性精度造成较大的影响,所以需要针对不同的组合方式进行研究,从而得到精度最高的组合。因此,本文以压水堆常见的燃料栅元为研究对象,利用DRAGON程序中自带的不同输运计算方法(界面流/碰撞概率方法)、共振自屏计算方法(等价理论/子群方法)和多群截面库(DRAG-281/WIMS-D281)进行计算,并将结果与蒙卡程序进行对比。通过一系列压水堆算例进行测试,结果发现碰撞概率方法、子群方法和DRAG-281库在压水堆燃料栅元计算中精度较高,而界面流方法、等价理论与WIMS-D 281库匹配性较好,整体精度较高。

    2023年04期 v.43;No.182 743-750页 [查看摘要][在线阅读][下载 588K]
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核电厂

  • 热工水力分析程序中的液位追踪模型对比与研究

    杨军;张恩昊;姚垚;陈伟;丁书华;

    混合液位(Mixture Level),又称两相液位(Two phase level)或液位膨胀(Level swell),是气体存在导致两相流体液面抬升的现象。反应堆堆芯中的混合液位是决定堆芯是否裸露的重要因素,其他如蒸汽发生器或抑压水池等部件的混合液位也对安全性有重要影响。物理过程中,混合液位主要由空泡份额及两相流型所决定,相对于坍塌液位(Collapsed level),混合液位的实验测量及数值模拟更为复杂。混合液位的计算对反应堆热工水力瞬态模拟有比较重要的影响,因此在多数系统分析程序中设有混合液位追踪模型。本文对主流热工水力程序中的混合液位追踪模型及其验证评估进行了总结,并结合实验数据使用部分热工水力程序进行了模拟和验证,该研究可对自主化分析程序中相关模型的开发提供一定的借鉴和参考。

    2023年04期 v.43;No.182 751-759页 [查看摘要][在线阅读][下载 572K]
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  • 蒸汽发生器传热管焊接堵管用小型化激光头研制

    杨二娟;陈吉朋;毛玉林;丁海阳;蔡晖;刘福广;

    核电站蒸汽发生器传热管破损将导致放射性冷却剂外泄,因此需进行堵管作业。激光焊接精度高,可用于蒸汽发生器的焊接堵管。然而,受限于蒸汽发生器的空间结构,现有的激光焊接头往往难以满足实际要求,因此需设计定制化的小型激光头。首先,分析和计算了小型化激光头的光路;其次,设计出小型激光头的机械结构,并完成其在蒸汽发生器内的运动仿真和干涉模拟;最后,对所设计的激光头装置进行了模拟传热管焊接验证。结果表明,所设计的小型化激光头具有良好的焊接性能和可操控性能,可用于蒸汽发生器的焊接堵管作业。

    2023年04期 v.43;No.182 760-765页 [查看摘要][在线阅读][下载 643K]
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  • 核电厂安全壳结构钢衬里力学行为研究进展

    金松;王冬梅;蒋迪;

    钢衬里作为核电厂安全壳结构的重要防泄漏部件,对保证核电厂安全运行及人员安全至关重要。本文从试验研究,数值模拟分析以及理论分析三方面对钢衬里力学行为相关研究进行系统总结。综合国外著名安全壳模型试验结果,阐述了钢衬里在事故压力荷载下的撕裂机理。详细对比多轴应力状态系数的不同计算方法,同时指出目前关于钢衬里力学行为问题研究不足及需要深入研究的问题。通过文献综述对比发现:局部区域变形集中是造成钢衬里撕裂的主要原因,钢衬里局部连接几何条件、锚固系统以及钢衬里与混凝土之间相互作用是影响钢衬里撕裂的主要因素。三种钢衬里撕裂准则对应考虑的影响因素不尽相同,钢衬里多轴应力状态系数三种计算方法差别较大,综合相关钢衬里撕裂判定准则研究成果,提出了建议的钢衬里撕裂准则,且本文建议的钢衬里撕裂准则与美国核管会导则RG.1.216准则吻合程度很好。此外,深化钢衬里撕裂机理研究,在此基础上发展安全壳泄漏概率安全评价方法是后续研究工作的重点。

    2023年04期 v.43;No.182 766-776页 [查看摘要][在线阅读][下载 853K]
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  • ERICA2.0软件和R&D128程序中~(41)Ar和~(85)Kr核素对陆生生物辐射剂量率估算对比的初步研究

    熊潇颖;杜红燕;魏其铭;白晓平;王晓亮;郑伟;邱林;

    在我国的生物辐射影响评价中,现阶段计算惰性气体对生物的辐射剂量影响大多采用R&D128程序,ERICA软件计算其他核素对生物的剂量率。本文从参考生物、惰性气体核素、计算公式、主要参数等方面对2021年升版的ERICA2.0软件和R&D128程序进行了对比。以我国某核电厂两台机组为例,分别使用这两个方法计算了~(41)Ar和~(85)Kr核素对生物的辐射剂量率。计算结果表明,对于惰性气体核素的辐射影响计算,~(41)Ar和~(85)Kr的计算使用R&D128程序是相对保守和可行的;对于其他的惰性气体的计算,可采用ERICA2.0软件。因此在生物辐射影响评价中,可将R&D128程序和ERICA2.0软件结合使用,进行惰性气体对生物造成的辐射剂量的计算和分析。

    2023年04期 v.43;No.182 777-781页 [查看摘要][在线阅读][下载 597K]
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  • 核电厂主控室撤离场景的定量化研究

    张佳佳;刘坤秀;钱鸿涛;张慧一;

    主控室由于火灾等因素可能失去控制或丧失可居留性,导致运行人员撤离主控室至远程停堆站进行核电厂指挥和控制的场景。对运行人员主控室撤离场景的定量化是火灾概率安全分析的重要内容和技术难点,但国内核电工程项目一般采用保守或专家判断的方法进行定量化,未进行详细研究。论文基于NUREG-1921及其增补版导则,结合国内核电厂实际情况,对主控室撤离场景三个阶段情景及其定量化方法进行了研究。以国内某核电厂主控室撤离场景为例,开展了人员访谈和定量化分析。案例表明该核电厂针对主控室不可控的撤离没有明确规定,导致其人误概率较大,尽管该情景条件概率较低,但后果严重,建议核电厂增加相应程序。本研究为国内核电工程项目开展主控室撤离场景的定量化提供参考。

    2023年04期 v.43;No.182 782-789页 [查看摘要][在线阅读][下载 665K]
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  • 核电站立式泵组结构共振叠加摩擦故障的诊断分析和治理研究

    刘明利;王新阳;张辉仁;

    立式长轴深井泵由于其导轴承位于筒体内部,无法安装振动传感器,从而使其发生故障后不能及时发现。本文通过对某核电站大型立式泵组导轴承故障引起电机振动突然增大的振动故障进行了数据分析,识别出振动异常信号产生的原因,研究了结构共振叠加导轴承摩擦故障的信号特点,为核电站同类型泵组的振动治理提供参考。

    2023年04期 v.43;No.182 790-798页 [查看摘要][在线阅读][下载 691K]
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  • 热真空永磁流量计的热工和电磁设计与分析

    纪胜楠;毕可明;柴宝华;阎鑫;陈硕;

    利用ANSYS CFX和MAXWELL软件对中国原子能科学研究院设计的热真空永磁流量计进行了热工和电磁分析,该流量计用于测量地面试验回路中真空条件下1 000℃高温液态碱金属的流量,给出了流量计的温度云图和磁感应强度分布图,并得到了输出电压与流速的基本关系。结果表明:使用三层隔热屏阻隔降温,冷却铜块接触冷却,可将磁钢温度控制在100℃以下;选用钕铁硼和钐钴永磁体,均可输出毫伏级电信号,而用高磁能积的钕铁硼可使流量计实现更小的重量和体积,确保了永磁流量计在热真空条件下运行的可靠性。

    2023年04期 v.43;No.182 799-807页 [查看摘要][在线阅读][下载 924K]
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  • 基于流场特性分析的安全壳整体性密封性试验方法研究

    娄淑雅;顾济民;沈东明;何锐;黄晓明;许国良;

    安全壳整体泄漏率试验采用pVTt法间接测量安全壳气体质量,其准确性与测温点布置方案有明显关系。本文针对一个自由容积为63 606 m3的安全壳建立计算流体力学(CFD)仿真模型,分析升压和稳压过程其内部流场和温度场分布特性,比较测温点布置方案对测量结果准确性的影响。研究结果表明,安全壳内流场与温度场强耦合,流动越弱的区域温度越高。受内部构筑物影响,稳压40 min后,流动较弱的隔间与自由空间的温差仍有2℃左右。通过温度分区特征细化测温点布置方案,空气总质量的测量精度提高了0.1%。本文还定量比较了针对某不良测点的几种容积合并方案,建议拟合并的代表容积应与原容积具有相似流动特性或较好连通性,以减少测量偏差。该研究结果可以为安全壳整体密封性试验优化提供有效指导。

    2023年04期 v.43;No.182 808-817页 [查看摘要][在线阅读][下载 937K]
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核安全

  • 核电厂一体化核应急管理平台开发研究

    侯雪燕;谢明亮;魏巍;李青;戴浩;谷韫丰;谢政权;朱彤;陈龙;贺蓉;

    结合核电厂应急管理体系建设需求,本文对一体化核应急管理平台进行开发研究,实现核电应急综合管理及技术能力提升,采用IoTDB物联网数据库存储数据,为数据展示、数据分析、数据统计提供数据支撑,采用HTML5技术实现实时数据、历史数据、统计数据等可视化,采用流程引擎技术实现应急流程表单快速部署、流转,开发核应急管理平台GIS展示功能,实现基础图层叠加多源应急数据的全空间三维表达、全周期时空表达。最终实现核应急场景的可视化、应急流程的电子化、应急决策的智能化和应急响应的自动化,为事故应急期间各阶段提供全方位、全过程的技术支持、指挥决策和救援评估。同时,在日常状态为应急人员提供应急培训、演习等功能,提高核应急能力建设。

    2023年04期 v.43;No.182 818-824页 [查看摘要][在线阅读][下载 765K]
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  • 考虑微电网安全备用的核电站自适应过电流保护方案

    许列琦;郭莉侠;王亚东;李亮;倪群辉;贺亚凯;

    针对目前核电站应急停堆供电系统(Emergency station blackout,EM-SBO)安全电源系统无法满足可靠性的问题,将微电网纳入EM-SBO安全备用电源体系,然而微电网运行方式复杂化,潮流方向不确定,出力波动性大,使得现有过电流保护动作阈值难以整定,容易引起误动作,进而无法有效保障核电厂安全运行。针对该问题,本文提出了考虑微电网安全备用的核电站自适应过电流保护(Adaptive overcurrent protection,AOP)方案;本方案包含多类型继电器和熔断器的协调配置。首先给出了集成微电网(Integrated microgrid,IMG)接入EM-SBO的系统结构,阐明IMG与传统EM-SBO电源的协调原则;然后,给出了继电器和熔断器的配置原则和协调方法;接着为了解决微电网接入引入的不确定性问题,提出了基于长短时记忆神经网络(Longshorttimememory neural network,LSTM)的继电器自适应整定方法,可以根据当前微电网运行模式和出力情况,自适应整定保护的继电特性。最后,基于ETAP软件进行仿真验证,证明本文保护方法在微电网不同运行模式下均具有较高的选择性、灵敏性和快速性。

    2023年04期 v.43;No.182 825-834页 [查看摘要][在线阅读][下载 848K]
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  • 典型事故工况下压水堆核电厂内工作人员辐射风险分析方法研究

    吕炜枫;周静;冉文王;黄礼明;熊军;

    基于概率论和确定论分析方法建立了事故工况下场内工作人员辐射剂量控制的体系。针对典型三代压水堆核电厂,建立了事故工况下场内工作人员辐射风险分析的方法论,并采用典型事故进行验证。验证结果表明,对于选取的堆外放射性系统相关典型事故,建立的辐射风险控制体系和分析方法可很好地评估并控制事故工况下场内工作人员的辐射风险。该方法可进一步扩展至堆芯相关事故以及其他堆外放射性系统相关事故,从而提升压水堆核电厂辐射防护最优化水平。

    2023年04期 v.43;No.182 835-841页 [查看摘要][在线阅读][下载 594K]
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  • 核电厂设备闸门开关带来的放射性物质释放风险研究

    张晓杰;徐田元;王天月;车娟;

    设备闸门是核电厂整个寿期内大型设备进出安全壳的唯一通道,是核电厂安全壳承压边界的重要组成部分。《核动力厂设计安全规定》(HAF 102—2016)中要求设备闸门必须保证在需要对安全壳进行隔离时能够快速和可靠地关闭。实际上,设备闸门开启和关闭需要操作人员现场操作,耗时较长,设备闸门开启期间可能会发生预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。本文分别从确定论和概率论的角度对设备闸门开启期间电厂事故进程以及设备闸门开启对大量放射性物质释放频率的影响进行了分析,分析结果表明设备闸门开启对大量放射性物质释放频率具有显著影响。设备闸门开启造成的大量放射性物质释放频率值在内部事件大量放射性物质释放频率值中占比最高可达35.89%。

    2023年04期 v.43;No.182 842-846页 [查看摘要][在线阅读][下载 625K]
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  • 物项安全分级中的几个重要问题探讨

    李娟;乔宁;崔贺锋;赵丹妮;

    本文基于核动力厂物项(包括构筑物、系统和部件)安全分级的目的和意义,结合HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》和IAEA导则文件SSG-30关于安全分级的要求,讨论了物项功能失效后果的分级原则,以及用于事故预防和缓解功能的物项在安全分级中的建议。此外,本文还分析了物项安全分级在核动力厂安全评价中的作用,探讨了不同级别物项的设计和建造要求的落实。

    2023年04期 v.43;No.182 847-853页 [查看摘要][在线阅读][下载 628K]
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  • 核电DCS系统信息安全防护的探讨

    杨占杰;

    本文主要阐述了我国信息安全保护的通用原则,核电DCS(集散控制)设备厂家在DCS设备设计和制造过程中应该遵守这些通用原则。随着网络信息安全越来越重要,核电DCS设备还必须通过软件防范措施和硬件物理防范措施来进一步保证核电DCS系统信息的安全,并通过信息安全测试验证确保信息安全措施的有效性,最后描述了信息安全的几种前沿技术和未来发展方向。通过探讨核电DCS系统的信息安全保护的措施可以给电力或者其他行业信息安全保护的方案提供初步参考,在此基础上DCS供应商结合自己软件和硬件平台的特点可以增加专项信息安全保护措施。

    2023年04期 v.43;No.182 854-860页 [查看摘要][在线阅读][下载 560K]
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  • 核电厂配置风险管理及应用实践

    初永越;钱晓明;依岩;王闯;张适;

    本文阐述了核电厂配置风险管理(Configuration Risk Management)的技术内涵以及对于核电厂运行和安全管理的重要意义,并对配置风险管理技术应用情况以及关键技术问题进行分析和讨论。通过应用实例,对配置风险管理的实施流程进行说明。最后,对于核电厂配置风险管理技术的下一步工作进行展望。

    2023年04期 v.43;No.182 861-867页 [查看摘要][在线阅读][下载 586K]
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  • 核电厂安注管线逆止阀密封性试验中的配置风险管理研究

    程长生;李琼哲;郭东原;张宽;

    利用概率安全分析技术支持核电厂的风险管理及安全决策,已成为目前国际上的重要分析方法。国际实践表明,对核电厂多重设备失效进行控制的有效方法是配置风险管理。核电厂执行安注管线逆止阀密封性试验PT~*RIS060期间,需关闭逆止阀上游隔离阀,导致两列低压安注冷端注入不可用,计算CDF(堆芯损伤频率)/LERF(早期大量放射性释放频率)均处于红区,按照现行的配置风险管理技术政策则不允许主动进入该风险配置。本文通过热工水力计算,针对PT~*RIS060制定试验预案,结合预案优化PSA模型,并对试验预案进行人因可靠性分析,有效降低机组风险,确保试验正常执行,提高大修工作安排的灵活性、优化大修资源配置,对机组安全稳定运行具有重要意义。

    2023年04期 v.43;No.182 868-874页 [查看摘要][在线阅读][下载 704K]
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  • 严重事故下混合气体与壁面对流传热模型研究

    王煦;陈娟;王钦;王升飞;熊望;耿风翔;宁可;

    反应堆严重事故下堆芯熔化发生锆水反应产生大量氢气,若一回路边界破裂,以氢气、水蒸气为主的混合气体进入安全壳内,将与安全壳内壁等结构壁面发生对流换热。本文对Melcor,Gasflow以及Contain三种严重事故模拟软件的对流换热计算模型与通用对流传热模型进行分析对比:Melcor,Contain的单相对流换热模型是通用对流换热模型的简化,其中Melcor的流态划分比Contain更细致,而Gasflow则采用雷诺比拟模型;对于相变对流换热,Melcor采用基于液膜跟踪模型的相变对流换热模型,临界雷诺数不同于通用模型且湍流换热关联式复杂,Contain在通用模型的基础上添加了蒸发修正与不可凝气体修正,Gasflow采用的是雷诺比拟方法。此外,本文还以Conan冷凝对流换热实验为例进行对比分析,模拟发现:Gasflow模拟结果与实验数据的吻合度相对较高;Melcor与Contain模拟结果较为相似,但与实验结果之间存在差异。

    2023年04期 v.43;No.182 875-881页 [查看摘要][在线阅读][下载 609K]
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  • 1000 MW核电厂发生堆外蒸汽爆炸条件下引发安全壳失效概率分析

    黄政;毛亚蔚;石雪垚;王辉;陈巧艳;

    堆外蒸汽爆炸发生的可能性很低,但一旦发生,其产生的冲击载荷将有可能损坏安全壳结构的完整性。由于蒸汽爆炸触发概率存在较大不确定性,本文着重研究在假定已经发生了堆外蒸汽爆炸的条件下,爆炸载荷将进一步导致安全壳失效的概率水平。针对某1 000 MW压水堆,对选取的初始条件和物理模型参数,根据假设的概率分布进行拉丁超立方抽样,利用MC3D程序计算500个样本工况得到了爆炸载荷的概率分布。通过理论分析得到安全壳脆性曲线后,采用概率论方法计算得到安全壳失效概率以及各失效模式的贡献敏感度。结果表明,在假设已经发生了堆外蒸汽爆炸的条件下,爆炸载荷导致某1 000 MW先进压水堆安全壳失效的总概率为0.453。相比于堆坑侧壁失效,压力容器上冲位移是导致安全壳失效的主要模式。本研究的概率分析方法和结论可为安全壳完整性审评提供参考。

    2023年04期 v.43;No.182 882-890页 [查看摘要][在线阅读][下载 717K]
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  • VVER机组大修辐射源项控制体系研究和实践

    谢卫平;赵喜寰;丁长龙;邸明乐;陈全利;

    基于VVER机组停机过程中辐射源项的释放和迁移原理,本文结合系统的设计功能建立了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制方法,提出了一套覆盖机组状态的大修全过程辐射源项控制体系。该体系经某VVER核电机组验证,通过一回路pH和溶氢等水化学控制措施,可以降低设备的腐蚀速率和腐蚀产物被活化的几率。使用一回路冷却剂净化系统(KBE)、冷却剂贮存系统(KBB)树脂床对一回路介质可以实现对放射性核素的有效净化,其中一回路贮存水箱的净化效率可以达到90%以上;系统介质或者外接冲洗设备对高剂量率系统设备进行冲洗、净化,净化效率可以达到50%以上。结合VVER机组辐射源项控制经验和最新的源项控制技术,提出了后续VVER机组辐射源项控制的优化和研究方向。

    2023年04期 v.43;No.182 891-897页 [查看摘要][在线阅读][下载 636K]
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  • 核电厂中小LOCA事故下PSA成功准则研究

    张盼;潘昕怿;王业辉;赵传奇;

    为了分析核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)的瞬态响应,用于支持核电厂概率安全分析(PSA)成功准则的研究。本文以压水堆核电厂为研究对象,利用系统分析程序建立了电厂模型,研究了堆芯补水箱、安注箱、余热排出热交换器和ADS阀门的失效组合及操作员动作时间、破口尺寸等的敏感性,得出如下结论:在小LOCA事故下,如果3个ADS-4阀门能够开启(自动或安注信号产生后30 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动开启或安注信号产生后30 min手动开启)且安注信号产生后30 min手动启动一台正常余热排出系统(RNS)泵,则能够维持堆芯冷却;在中等LOCA事故下,至少一个CMT或ACC投入运行,3个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且1条IRWST注入管线可用或者1个ADS-4阀门开启(自动或安注信号产生后20 min手动开启)且在安注信号产生后20 min内启动一台RNS泵,则能够维持堆芯冷却。

    2023年04期 v.43;No.182 898-905页 [查看摘要][在线阅读][下载 697K]
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后处理

  • 乏燃料干法贮存容器金属密封结构研制

    卢可可;郑岳山;刘帅;姚琳;

    金属材料的乏燃料干法贮存容器一般具有运输和贮存乏燃料组件的双重功能。如何防止容器内腔放射性物品泄漏,维持内腔惰性气体环境,保证长期贮存期间的安全性,是干法贮存容器设计的关键技术。本文提出了干法贮存容器金属密封结构设计要求,设计了容器金属密封结构,采用双层容器盖及多道密封件进行冗余密封,并对内盖和筒体上的操作工艺贯穿孔进行了分析和设计。为满足高温、长期贮存等需要,在外盖、内盖和工艺贯穿孔盖上选用C型金属密封件。对密封件进行了各项性能试验验证,设计并制造了全比例的容器密封结构样机进行试验验证。试验结果表明容器的密封结构完全满足操作功能要求和安全要求,并验证了密封结构制造工艺的可实施性。

    2023年04期 v.43;No.182 906-912页 [查看摘要][在线阅读][下载 664K]
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  • 乏燃料后处理用空气提升器仿真模型研究及验证

    宋金阳;赵强;周羽;陈勇;

    空气提升器广泛应用于乏燃料后处理过程中放射性料液的输送,提高其仿真精度对乏燃料后处理系统仿真具有重要意义。以动量平衡为理论基础对空气提升器进行建模研究,考虑了压力与管径对两相流的影响,采用不同的两相流压损和截面含气率计算方法建立了适用于不同管径的模型。搭建了空气提升器实验台架,通过所得到的实验数据对模型进行验证。研究发现,所建立的小管径模型对10~30 mm管径空气提升器性能的预测效果较好,最大相对误差为10.73%;当管径增大到40 mm时,升液管内的弹状流产生了与小管径不同的流动特点,使用建立的大管径空气提升器仿真模型对40 mm管径空气提升器性能进行预测,最大相对误差为8.04%。通过考虑两相流中气相在提升过程中的膨胀可以有效减小模型的误差。结果表明,所提出的空气提升器仿真模型能够较好地预测10~40 mm管径空气提升器性能。

    2023年04期 v.43;No.182 913-921页 [查看摘要][在线阅读][下载 769K]
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  • 核电厂常规岛废液中联氨处理技术研究

    孙云;李华林;刘灿帅;梅翔杰;艾彪;尤成懋;

    核电厂常规岛液态流出物中联氨的排放问题越来越受到重视,为实现有效降低核电厂常规岛废液收集和排放罐中联氨排放量,本文通过模拟某核电机组常规岛大修期间废液收集和排放罐内水质条件以及选用与废液收集和排放罐相同材质材料,开展联氨处理工艺研究和腐蚀风险评估研究。结果表明:(1)相对于臭氧和氧气,双氧水与联氨反应的吉布斯自由能最小,其与联氨反应自发进行的趋势最大,更适合作为联氨废液处理的氧化剂。(2)使用0.1~0.2 mg/kg硫酸铜和待处理联氨质量浓度2.13倍的双氧水,催化处理联氨溶液时,可以在1 h内将100 mg/kg联氨浓度降低到1 mg/kg以下,低于废液收集系统设备出口内部管控限值2.5 mg/kg。(3)常规岛废液收集和排放罐体关键材料在模拟联氨处理药剂溶液水质条件下,废液收集和排放罐体关键材料腐蚀风险可控,在不考虑防腐涂层的前提下,保守估算40年设计寿命内的总腐蚀深度为0.40 mm,远低于腐蚀裕量。

    2023年04期 v.43;No.182 922-931页 [查看摘要][在线阅读][下载 760K]
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  • 乏燃料水池冷却的工况分类和安全评价原则研究

    李娟;赵丹妮;刘宇;崔贺锋;

    确保乏燃料水池内燃料组件的充分冷却是核动力厂设计中要考虑的一个重要问题,新的核安全导则针对确定论分析及燃料装卸和贮存系统设计,要求考虑与乏燃料水池相关的核动力厂状态,包括正常运行、预计运行事件、设计基准事故和设计扩展工况。本文根据我国核安全导则和美国国家标准对于乏燃料水池相关假设始发事件的要求,并参考国内工程实践,给出了针对乏燃料水池冷却应考虑的工况分类。此外,通过调研分析以及根据单一故障准则应用的范畴和例外条款,对乏燃料水池冷却相关工况的温度限值准则和单一故障假设提出建议和指导。

    2023年04期 v.43;No.182 932-937页 [查看摘要][在线阅读][下载 581K]
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  • SGS刻度桶线源分布蒙卡模拟研究

    李多宏;李自平;潘玉婷;牛顺利;陈晨;谭西早;谭俊龙;

    放射性废物桶分段γ扫描(Segmented Gamma Scanning,SGS)测量装置,一般用来测量废物桶中伽马放射性核素的活度浓度,首先需要对其进行效率刻度,刻度桶是采用~(152)Eu线源制作而成,~(152)Eu线源发射的伽马光子数量多,能量涵盖范围广,可以用于效率曲线拟合,刻度桶内可以自由填充介质,可以重复利用,一组~(152)Eu线源即可完成所有密度的介质刻度桶测试。有效刻度的关键在于线源的几何分布,因此本文从理论到蒙卡模拟,对线源的分布进行研究,得出对于每根线源,其所在的位置应该是环状的质心处,这样可以得到一个较好的结果。

    2023年04期 v.43;No.182 938-943页 [查看摘要][在线阅读][下载 648K]
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核动力

  • 核动力系统运行工况预判的深度学习方法研究

    梁彪;黄涛;袁鹏;刘永超;王博;谭思超;

    为建立核动力系统运行工况的高精度实时判别与运行监测参数的长时间在线预测方法,本研究基于神经网络模型,针对核动力系统运行状态预判开展了两方面工作。首先,基于核动力系统过去15个时间步(步长1 s)的监测参数变化,对运行工况进行实时诊断判别,同时,采用搜索算法对判别模型的参数进行优化,提高模型对运行工况的识别精度;之后,对核动力系统的关键运行参数进行超前预测。结果表明:优化后模型的诊断判别准确率稳定在0.99以上;在100个时间步的长时间序列下能够实现对于参数变化趋势的有效预测;对比支持向量机、K-近邻、多层前馈等多种经典的算法可知,改进的循环网络——注意力机制网络联合模型在核动力系统的运行预判方面表现优异。本研究所建立的运行工况预判方法可为保障核动力系统安全运行的辅助判断决策与超实时监测感知提供工程应用参考。

    2023年04期 v.43;No.182 944-951页 [查看摘要][在线阅读][下载 766K]
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  • 小型核动力装置抽真空启动过程热力特性及含氧量变化实验研究

    严一鸣;郝承明;曲自信;程杰;范广铭;王建军;

    在压水堆核动力装置启动阶段采用抽真空的方式对一回路系统进行抽气除氧,可以控制一回路冷却剂含氧量、减缓材料腐蚀并加快启动速度。为研究小型核动力装置一回路系统的抽真空启动特性,设计并搭建了小型核动力装置抽真空启动实验系统,通过实验获得了回路在抽气、注水、建立汽腔及升温升压过程中的温度、压力以及含氧量变化规律。结果表明:对于小型核动力装置,采用抽真空方法可以实现半小时左右完成抽气及注水过程,且回路冷却剂的溶解氧低于0.1×10~(-6)(质量分数);在抽真空过程中达到的真空度越高,启动过程中回路内冷却剂含氧量越低;通过分析启动过程中不同抽真空压力下的回路冷却剂含氧量,发现在水装量较小的核动力装置中,回路中未溶解的氧占有较大比重,需要进一步对氧气溶解的瞬态过程进行分析。

    2023年04期 v.43;No.182 952-959页 [查看摘要][在线阅读][下载 718K]
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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,

    2023年04期 v.43;No.182 962页 [查看摘要][在线阅读][下载 535K]
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