反应堆工程

  • 3C-SiC中嬗变原子(Mg、Be、Al)对He间隙原子迁移行为影响的第一性原理研究

    张洋;汤贤;成国栋;吴飞宏;周楠;

    辐照条件下固体嬗变原子对立方碳化硅(3C-SiC)基体内氦泡形成过程中的作用尚不明确。本文基于密度泛函理论研究了Mg、Be、Al这三种固体嬗变原子对He间隙原子在3C-SiC基体内的形成能以及迁移行为的影响。计算发现,He原子在3C-SiC基体中主要稳定于由Si或C原子组成的四面体间隙中,且易于在相邻间隙间迁移。当嬗变原子浓度从0增至5%(物质的量分数)时,碳四面体间隙位点的He原子形成能先是骤降、然后随着固体原子浓度的增大而线性改变,而硅四面体间隙位点的He原子形成能则是和固体原子浓度呈多次函数关系。同时,三种固体原子也使He原子的迁移势垒和扩散系数发生明显改变,He原子从C原子间隙迁移到Si原子间隙的迁移势垒随着固体原子浓度的升高而线性降低、扩散系数逐渐增大;从Si原子间隙迁移到C原子间隙的迁移势垒与浓度呈多次函数关系,扩散系数与势垒曲线反相关。无论哪种路径和掺杂浓度,固体原子的加入都促进了He原子的迁移,这为气泡的成核生长提供了有利条件。

    2024年01期 v.44;No.185 1-8页 [查看摘要][在线阅读][下载 457K]
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  • 小型反应堆自然循环流动稳定性分析

    魏婷;乐志东;蔡伟;柯晓;张颖;

    以最佳估算程序RELAP5为分析工具,针对某一小型反应堆进行建模和数值计算,在此基础上开展对该小型反应堆自然循环流动稳定性分析。研究表明堆芯功率和慢化剂反应性反馈对一回路自然循环流动稳定性有影响;系统在高功率运行时具有较高稳定性;绝对值较大的慢化剂反应性反馈下,瞬态流量响应出现超调的现象。堆芯出口(上升段)过冷度过低的停堆保护信号,可以有效避免该小型反应堆在设计范围内出现自然循环流动不稳定性。

    2024年01期 v.44;No.185 9-16页 [查看摘要][在线阅读][下载 666K]
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  • 中子符合计数研究中~(252)Cf源强的影响分析

    李多宏;李自平;杨海峰;邵增;申鹏飞;谭西早;韩叶良;

    具有中子多重性的~(252)Cf源是中子符合计数实验测量和装置标定的首选。本文利用数值模拟手段研究~(252)Cf源强对中子符合计数的影响。根据中子符合计数实验的数据处理方法,通过生成带自发裂变事件标签的中子脉冲序列,按照移位寄存器的数据处理逻辑对中子脉冲序列进行处理,给出中子符合测量模拟结果。基于对不同源强下前景(R+A)和背景(A)的中子多重性分布的模拟结果,定量分析源强对真符合计数在前景测量结果中占比的影响。结果表明,在~(252)Cf源强为每秒几百或几千个中子时,真符合计数在R+A的中子符合计数中占绝对或明显优势(超过50%),推荐作为实验的中子源;源强为每秒几万个中子时,真符合计数在R+A的中子符合计数中占比约10%;源强达到每秒几十万个中子时,真符合计数淹没在偶然符合计数中(占比约1%),不建议用作实验的中子源。本文的研究可以为实验的源强选择、实验数据的有效性检查提供一个参考。

    2024年01期 v.44;No.185 17-24页 [查看摘要][在线阅读][下载 507K]
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  • 液态金属堆内小长径比同轴双层薄壁结构的流固耦合试验研究

    朱宇轩;陆道纲;刘强;李东昊;张超凡;王明政;刘雨;

    池式液态金属堆的主容器与热屏之间具有狭窄的流体间隙,该结构属于含窄缝间隙的小长径比同轴双层柔性壳体。窄缝间隙中流体与结构之间相互作用产生的流固耦合效应在抗震分析时必须加以考虑。现有研究主要针对长径比较大和流体间隙相对较大的圆柱壳体,对于小长径比和极小流体间隙的同轴柔性壳体研究较为缺乏。本文参考液态金属反应堆的结构设计了三种不同尺寸的窄缝间隙,开展窄缝间隙条件小长径比同轴双层壳体模型的振动试验,测量结构在不同间隙尺寸下的加速度,得到模态频率和主要振型。然后,使用有限元法进行模态分析,通过与试验结果的对比,验证了有限元法的准确性。最后,计算出不同间隙尺寸下模型的附加质量;且随着间隙尺寸的减小,模型附加质量随之增大。本研究可为类似的含窄缝小长径比同轴双层柔性壳体结构的抗震设计提供数据支持,对于液态金属堆的抗震分析具有重要意义。

    2024年01期 v.44;No.185 25-32页 [查看摘要][在线阅读][下载 312K]
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  • 中国聚变工程实验堆气态途径剂量评价模型对比分析研究

    胥密;郑平辉;王晓亮;林大超;郑伟;邱林;

    通过对比分析国内外几种不同的气态氚评价模型,结合国内沿海某核电厂址的环境条件,评价计算了CFETR正常运行及大修年份气态氚排放后对厂址周边公众的辐射剂量。TRS472号报告中推荐的气态氚评价模型考虑了气态氚在动植物间的转移,并区分了动植物中有机氚和无机氚的转移与贮存。而IAEA19号报告和RG1.109导则中推荐的气态氚评价模型仅考虑环境中氚与人体中氚的平衡,计算过于保守。30年模型与TRS472号报告类似,只是对模型中的转移途径进行了简化处理。采用不同的模型计算得到的CFETR在正常运行年份排放的气态氚对周边公众造成的最大个人有效剂量在3.38~14.31μSv/a,大修年份在15.05~63.61μSv/a,与我国国标GB 6249—2011中规定的核动力厂公众辐射剂量约束值(0.25 mSv/a)相比还留有余量,但占较大份额,因此需重点关注CFETR气态氚的排放问题。

    2024年01期 v.44;No.185 33-38页 [查看摘要][在线阅读][下载 237K]
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核电厂

  • 适用于数字化主控室的核电厂HRA基础数据架构研究

    谭笑;仇永萍;卓钰铖;雷文静;胡军涛;何建东;

    目前国内开展核电厂人员可靠性分析(HRA)采用的人员失误概率基础数据库年限较为久远,且缺乏对于数字化主控室环境下人员失误模式的考虑。本文基于多个HRA方法及国外典型人员可靠性数据库的设计,结合国内电厂的实际情况,搭建了核电厂HRA基础数据库的框架,对于其中的绩效影响因子(PSF)架构采用数据库概念设计阶段的自顶向下设计方法,结合数字化环境下新增的人员失误模式,给出可供采集的PSF数据项,完成可适用于数字化环境的核电厂HRA基础数据库中PSF架构的搭建,并针对核电厂HRA基础数据架构着手开发相应的数据库软件,为核电厂人员可靠性数据的采集、防人因失误工作的开展提供有效支持。

    2024年01期 v.44;No.185 39-48页 [查看摘要][在线阅读][下载 470K]
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  • 压水堆零功率水平下功率系数测量方法研究及其工业应用

    蔡光明;程宏亚;郑东佳;章圣斌;彭超;

    传统压水堆核电厂均在功率台阶上实施功率系数测量试验,VVER反应堆则是在零功率水平下进行相关试验。功率台阶上反应性测量的数据处理存在较大的误差,在低功率下由于试验方法的原因导致功率测量结果存在较大的不确定性。因此,这两种传统方法获得的功率系数具有很大的测量误差和不确定度。本文在VVER方法的基础上,提出了功率系数测量的新方法:采用中间量程电流和电流-功率转换系数计算得到准确的核功率,结合测量的反应性变化计算得到功率系数。本文提出的新方法成功应用于福清核电厂不同机组的多个燃料循环的测量试验,应用结果表明:本文提出的新方法对不同机组多个燃料循环的结果不确定性小,测量数据具有很强的稳定性。

    2024年01期 v.44;No.185 49-54页 [查看摘要][在线阅读][下载 235K]
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  • 热辐射特征参数对快堆锥形顶盖空间换热特性影响的研究

    冯佳琪;陆道纲;张钰浩;于宗玉;

    池式钠冷快堆的钠池内充满高温液态钠,其上方覆盖有氩气,高温液态钠主要通过辐射换热及对流换热的方式向快堆主容器上部结构及氩气空间传递热量,其换热特性及其影响因素十分复杂。辐射发射率及液态钠蒸发形成的气溶胶层对主容器上部结构的热工水力特性会造成一定影响。因此,为保证主容器上部结构在不同温度载荷下的安全性与稳定性,十分必要获取不同辐射发射率及不同气溶胶层分布下的温度分布。本研究建立大型池式钠冷快堆主容器上部锥形顶盖空间(以下简称“锥顶盖”)数值计算模型,开展数值模拟计算,得到不同发射率及气溶胶层厚度影响下锥顶盖的温度场。研究结果表明,发射率越高,锥顶盖斜肩及氩气空间温度越高;当气溶胶层存在于靠近钠液面的高度范围时(0~0.2 m),增加其厚度可使氩气空间局部温度升高,但对锥顶盖斜肩温度影响有限。发射率增高53%,则辐射换热量增加31.47%,格拉晓夫数(Gr)减少19.29%,辐射换热效果增强,自然对流效果减弱;气溶胶层高度由0增加到0~0.1 m时,对辐射换热量的吸收增加22.68%,格拉晓夫数(Gr)减少19.29%,气溶胶层高度由0~0.1 m增加到0~0.2 m时,透过气溶胶层的辐射换热量减少了0.04%,格拉晓夫数(Gr)增加了0.9%,辐射换热效果减弱,自然对流效果加强。

    2024年01期 v.44;No.185 55-62页 [查看摘要][在线阅读][下载 549K]
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  • 核电厂联氨应用的探讨

    于淼;曾晓敏;顾钰;万维进;武铜;

    为了控制系统设备和结构材料的腐蚀,核电厂一回路和二回路冷却剂系统均维持弱碱还原性水化学环境。联氨为一回路和二回路主要的化学添加剂,因其还原性,主要用来除氧、钝化、冲洗、缓蚀、事故后除碘等。本文介绍了核电厂中联氨的主要用途,并分别就一回路除氧、AVT(R)除氧、二回路冲洗钝化、蒸汽发生器湿保养、事故后除碘等展开讨论,最后针对联氨应用中存在的问题给出建议。

    2024年01期 v.44;No.185 63-69页 [查看摘要][在线阅读][下载 263K]
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  • 不溶性腐蚀产物在棒束通道内沉积的数值模拟

    陈诺;马俊;张吉;王明军;田文喜;苏光辉;秋穗正;

    在压水堆运行期间,高压过冷态的冷却剂对燃料棒、堆内构件等部件进行冲刷,以及受管道流体加速腐蚀等效应的影响,堆内会产生不溶性的腐蚀产物,其在堆芯通道内的迁移、沉积会对压水堆的安全性和经济性产生显著影响。本研究提出了压水堆堆芯燃料棒束通道内颗粒沉积的数值模拟方法,基于单相流体标准k-ε模型和颗粒离散相模型,构建了粒状腐蚀产物流动沉积数学物理模型,结合颗粒流动-沉积特性实验的实验结果,验证了该模型的可行性和有效性,开展了不溶性粒状腐蚀产物在5×5带格架棒束通道中流动沉积研究,获得了粒状腐蚀产物在棒束通道内的沉积特性:流体中颗粒浓度在经过格架后明显减少;进口截面处的颗粒浓度在固体壁面较高,出口截面处的颗粒浓度则分布得更均匀;入口处棒束表面及壁面的颗粒沉积呈现为大面积附着沉积,格架表面、其余棒束表面和壁面的颗粒沉积呈现为点状附着沉积。

    2024年01期 v.44;No.185 70-79页 [查看摘要][在线阅读][下载 828K]
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  • 基于完全自适应噪声集合经验模态分解和互相关分析的核电厂信号降噪研究

    刘琳琳;王振宇;李露;陈嘉翊;

    针对在强噪声背景中提取核电厂信号有效成分的问题,本文提出一种将完全自适应噪声集合经验模态分解与互相关分析法相结合的降噪方法并进行验证。该方法的主要步骤如下。首先,通过完全自适应噪声集合经验模态分解法对电站信号进行有效分解,得到全部的本征模态分量。然后,根据互相关系数将上述分量进行筛选,得到有用信号主导的分量,将其叠加、重构成降噪后信号。最后,使用降噪指标对降噪效果进行评价。结果表明:与基于经验模态分解、集合经验模态分解的降噪方法相比,本文所提方法得到的降噪后信号信噪比更高、均方根误差更小、相关系数更大、平滑度更好,具有更优的降噪效果。

    2024年01期 v.44;No.185 80-90页 [查看摘要][在线阅读][下载 1215K]
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  • 超大型海水冷却塔塔群飘滴及盐沉积数值模拟研究

    梁梓琦;朱晴;杨杰;李陆军;

    针对核电项目大型海水冷却塔,采用三维数值模型,结合厂址气象数据、冷却塔设计参数、总图布置以及周围环境特征,研究了超大型自然通风海水冷却塔在建筑物、环境风相互作用下的冷却塔飘滴扩散迁移特征和盐沉积量。结果表明,当环境风向与塔排平行时,出口热空气相互叠加形成一股气流,有利于减少飘滴和盐沉积对环境的影响,粒径大于550μm的飘滴不能从高位冷却塔出口逸出,6台核电机组正常运行工况时,盐沉积量一般不会对植物造成严重损坏。

    2024年01期 v.44;No.185 91-97页 [查看摘要][在线阅读][下载 552K]
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  • 基于集合经验模态分解和排列熵的核电厂信号降噪研究

    王雨辰;李鼎;胡玥;孙晨雨;

    本文提出了一种基于集合经验模态分解和排列熵的电站信号降噪方法。该方法流程如下,首先,采用集合经验模态分解对电站典型实测信号进行了分解,获得对应的本征模态分量。其次,采用排列熵对本征模态分量进行混沌度的定量评价,从而实现实测信号中的有用信号和噪声信号的区分。对于后者,采用改进的小波软阈值降噪法进行降噪。最后,根据排列熵筛分后的有用信号和改进的小波软阈值降噪后的噪声信号进行重构,得到降噪后的信号。另外,本文也采用了主流的经验模态分解和局部均值分解对该信号进行了处理,并将分析结果进行对比。对比结果表明,基于本文所提方法得到的降噪后信号排列熵较小,表明降噪效果要优于以上两种方法。

    2024年01期 v.44;No.185 98-107页 [查看摘要][在线阅读][下载 760K]
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  • 核电厂安全壳贯穿件焊缝自动超声检测系统开发

    周路生;于毅;刘呈超;陶今;张宝军;崔涛;

    通过分析国内某核电厂贯穿件焊缝现场检查条件,阐述国内外现有管道检测装置的不适应性,本文提出了一种管道贯穿件对接全焊透环焊缝自动超声检测的技术方案,解决了该焊缝手动检查不可达的问题,实现了贯穿件管道狭窄空间内检测装置的快速安装和定位,操作简单、高效。采用开发的检测系统应用于某核电厂贯穿件焊缝在役检查,结果表明检测系统满足现场检查要求,验证了技术开发的有效性。

    2024年01期 v.44;No.185 108-114页 [查看摘要][在线阅读][下载 385K]
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  • 核电厂安全壳过滤排放系统文丘里洗涤器气溶胶净化性能分析

    王稹;张计荣;梁燕;韩明;吴波;张渊;王瑞云;王坤俊;王佳;

    本文通过CFD数值模拟与实验相结合的方法,探讨了气相流速、系统压力对安全壳过滤排放系统文丘里洗涤器气溶胶净化效率的影响,并对系统运行提出指导性建议。研究表明,在0~20 m/s入口气相流速于0.1~0.6 MPa系统压力范围内,气相流速与系统压力的增大均可提高文丘里洗涤器引射能力,引射量的增大对气溶胶净化效率的提高具有促进作用。研究表明流速在16 m/s(即排放量3 519 m~3/h)之后净化效率达到最大值,建议系统排放风量应保持在3 502 m~3/h以上。

    2024年01期 v.44;No.185 115-120页 [查看摘要][在线阅读][下载 339K]
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核安全

  • 分体式导波雷达液位计测量组件抗震方法研究

    李亮;范瑾;张曙光;孙国良;

    通过对某型号分体式导波雷达液位计测量组件结构的数学模型进行模态分析、静力分析和反应谱分析,得到了测量组件在各载荷工况下的位移和应力结果,并对螺栓的拉伸应力和剪切应力进行了校核。计算结果表明,测量组件结构满足规范和技术要求。

    2024年01期 v.44;No.185 121-128页 [查看摘要][在线阅读][下载 317K]
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  • 高温承压工况下熔盐泵用螺栓疲劳强度研究

    丁康康;胡永亮;芦洪钟;张中南;张强升;

    高温熔盐泵介质温度是影响螺栓疲劳的关键因素,温度变化使法兰连接处的螺栓承受温差载荷而产生的交变应力导致螺栓疲劳失效。本文在螺栓受力中引入温差载荷,开展了熔盐泵螺栓在常温、温差和同温三种工况下疲劳强度的研究。研究表明:任何工况下熔盐泵的螺栓与法兰两者温差大于20℃时,循环次数就会低于10~4次;同温工况下温度大于75℃时,循环次数低于10~4次进入低周疲劳范畴;熔盐泵的螺栓温度不变-法兰升温时形成的温差对螺栓疲劳的影响要大于法兰温度不变-螺栓升温时的影响,而后者循环次数虽会增大但密封性会变差从而导致泄漏的发生;与温差工况相比同温工况才是最佳工作状态,应尽量避免熔盐温度频繁地波动而形成温差。

    2024年01期 v.44;No.185 129-134页 [查看摘要][在线阅读][下载 348K]
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  • 压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究

    吕传君;梁维江;伊海龙;

    本研究通过实验室方法探测和现场检测验证进行压水堆核电机组一回路腐蚀产物样品前处理及测量方法研究,方法研究过程中考察样品前处理和测量方法两个维度对测量结果的影响。其中,方法研究过程分别考查样品前处理加酸种类(分别为硝酸和王水)和加酸后静置时间(分别静置1 h、4 h、24 h)对测量结果精密度、准确度和检出限的影响。综合火焰原子吸收光谱法、石墨炉原子吸收光谱法、电感耦合等离子体发射光谱法、电感耦合等离子体质谱法和离子色谱法这几种检测方法的检出限、适用测试样品性质及国内核电厂仪器资源配置,本文选择电感耦合等离子体发射光谱法作为样品检测方法,并用石墨炉原子吸收光谱法辅助验证。结果表明一回路腐蚀产物样品前处理过程采用硝酸酸化,加酸量控制在1%,加酸后24 h内完成测量,采用电感耦合等离子体发射光谱法(ICP-OES)作为样品检测方法,是一种检出限低(检出限低于1μg/kg)、精密度高(相对标准偏差值介于6.54%~14.07%)和准确度高(加标回收率在99.2%~104.4%)的测量方法。

    2024年01期 v.44;No.185 135-141页 [查看摘要][在线阅读][下载 132K]
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  • “华龙一号”小破口事故充排研究

    詹经祥;郑云涛;黄树亮;杨长江;

    小破口叠加丧失辅助给水事故需要执行充排冷却措施以防止堆芯损伤。本文采用RELAP5程序建立了“华龙一号”分析模型,针对小破口叠加丧失辅助给水事故充排冷却进行计算分析。对影响充排冷却成功准则的一些关键因素,例如打开稳压器安全阀个数、辅助给水失效时间、安注流量等做了一系列敏感性分析。分析结果表明:为缓解该事故,操作员应及时打开三个稳压器安全阀执行充排冷却;辅助给水启动后30 min后丧失会大量增加充排冷却操作时间窗口;SG水装量、稳压器安全阀流量、中压安注流量等对充排冷却操作时间窗口影响较小。该分析结果能为风险指引的安全裕度分析方法研究提供参考。

    2024年01期 v.44;No.185 142-147页 [查看摘要][在线阅读][下载 371K]
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  • 严重事故下核电厂气溶胶再夹带行为初步研究

    江斌;黄挺;

    在三维计算流体动力学(CFD)安全壳程序GASFLOW中开发了严重事故条件下的气溶胶再夹带模型。在空气-蒸汽和纯蒸汽两种安全壳大气环境下分析了安全壳卸压导致的气溶胶再夹带现象,并将所得结果与相同条件下的Ishii模型计算结果及REVENT试验数据进行对比。计算结果表明,开发的气溶胶再夹带模型能够较好地模拟气溶胶的再夹带行为。

    2024年01期 v.44;No.185 148-153页 [查看摘要][在线阅读][下载 263K]
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  • 磷酸三钠溶解速率研究

    赵干;路长冬;周文涛;纪文英;张新煜;崔旭阳;王德忠;

    磷酸三钠(TSP)是“华龙一号”核电厂(HPR1000)安全注入系统(RIS)中重要的pH缓冲剂,它能够通过降低水环境中氢离子的浓度,使得安全壳中气态碘的释放份额显著下降,对避免放射性核素泄漏,确保核电厂运行人员和周围环境的安全具有重要意义。本研究为了探究磷酸三钠在水溶液中随温度、流量、有效接触面积等参数变化的溶解特性,搭建了高温密闭实验回路,模拟了TSP在安全壳内的多种溶解过程,并利用最小二乘法对实验数据进行回归分析,研究结果可以为“华龙一号”的设计计算和安全分析提供重要参考。

    2024年01期 v.44;No.185 154-160页 [查看摘要][在线阅读][下载 507K]
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  • IEC 63096核电厂仪控系统网络安全管控标准与国内等级保护相关标准的协调分析

    郭云;李江海;

    伴随着全球工业数字化、网络化和智能化的发展,传统基于物理隔离的保护方式已无法确保核电厂仪控系统的网络安全。核电厂仪控系统遭受网络攻击不仅可能导致生产过程中断,还可能引起核安全事件,因此核电厂仪控系统网络安全已引起世界各国及相关国际组织的高度关注。国际电工委员会于2020年发布了关于核电厂仪控系统网络安全防范管控的国际标准IEC 63096,为核电厂仪控系统各相关方提供了基于网络安全防范等级和生命周期阶段的具体指引,用于指导核电厂实施网络安全管控措施,以预防、检测和处置网络攻击。同时,等级保护制度作为我国网络安全的基础制度,是国内各核电厂必须开展的规定工作。为此,本文分别对IEC 63096以及等级保护系列标准进行了介绍,重点对二者在安全等级及管控措施方面的协调性进行了分析,从而帮助核电厂在进行网络安全管控措施的部署时有效降低时间成本和投资成本。

    2024年01期 v.44;No.185 161-167页 [查看摘要][在线阅读][下载 115K]
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  • 一种用于核电大型立式泵组振动治理的新方法

    刘明利;张辉仁;夏莹沛;郭瑞;张成林;

    某核电厂多台大型立式泵组由于结构共振导致电机振动超标,先后通过动平衡、支撑调整、扭矩调整等方式进行振动治理,降振效果不佳并且振动反复发生。鉴于结构共振传统治理方案的局限性,并结合核电机组运行的特点,决定采用调谐质量阻尼技术用于泵组的振动治理。经过现场测绘、模型设计、强度校核、仿真分析、制作测试以及现场验证,降振效果显著,同时现场实施方便,对设备无需改动。通过该案例的介绍,为旋转机械振动治理提供了一种新的借鉴方法。

    2024年01期 v.44;No.185 168-179页 [查看摘要][在线阅读][下载 897K]
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  • 安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状与发展前景

    周涛涛;刘彩霞;王大林;张来斌;

    概率安全分析(PSA)是保障核电厂安全运行的关键方法之一,现有PSA方法多依靠有限的数据和专家经验开展静态的安全风险量化,难以精确反映核电厂运行阶段真实动态风险。核电厂运行过程中已实时收集并存储了大量可用来记录和描述系统安全状态的安全大数据,其信息提取和PSA融合需求迫切,本文对安全大数据在核电厂安全保障中的地位进行介绍,并分析总结安全大数据驱动的核电厂实时概率安全分析研究现状和发展前景。结果表明:安全大数据的应用有助于全面分析核电厂实时运行风险,将由安全大数据转换而来的安全信息与现有概率安全分析方法有机融合以实现准确可信的核电厂实时安全分析是未来重要方向。

    2024年01期 v.44;No.185 180-186页 [查看摘要][在线阅读][下载 138K]
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核燃料

  • 基于有效介质理论的碳化硅复合包壳管热导率计算模型

    杜婧;郝祖龙;

    核燃料包壳热导率是核燃料元件传热性能研究和核安全设计的重要参数,SiC复合包壳的双层结构和其内层的SiC/SiC复合材料特性增加了预测包壳导热性能的复杂性。为预测双层SiC复合包壳及内层复合材料热导率,基于Markworth有效介质理论,考虑孔隙率、温度、中子辐照等因素对SiC/SiC复合材料热导率的影响,在Markworth有效介质理论模型的基础上进行修正,计算了第二代、第三代SiC纤维增强的不同类型SiC/SiC复合材料热导率,并建立了双层SiC复合包壳热导率计算模型,初步预测了核电厂稳态运行期间双层SiC复合包壳的热导率。计算结果表明,核电厂稳态运行4个月后,辐照肿胀变形达到饱和,含第二代纤维的包壳热导率为3.9 W/(m·K),含第三代纤维的包壳热导率为4.8 W/(m·K)。

    2024年01期 v.44;No.185 187-193页 [查看摘要][在线阅读][下载 436K]
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  • 燃料转运水下密封闸门设计研究

    苏子威;张鑫;

    水下密封闸门是燃料转运装置的重要功能部件,为打破技术封锁,实现燃料转运装置整体国产化,水下密封闸门的研制势在必行。依据研制目标,完成了水下密封闸门整体结构设计、零部件功能设计及材料选取,并对其性能进行了试验验证。结果表明研制闸门性能稳定可靠,设计、材料等关键核心技术自主可控,达到了国际先进水平。

    2024年01期 v.44;No.185 194-200页 [查看摘要][在线阅读][下载 470K]
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后处理

  • 三氧化铀粉末溶解工艺研究

    卢金成;张晓腾;刘郢;纪雷鸣;夏良树;

    三氧化铀是乏燃料后处理厂的一种产品,可用于制备工厂开车、铀尾端调试、制备四价铀等工艺环节所需的硝酸铀酰溶液。为明确三氧化铀粉末溶解制备硝酸铀酰溶液的最优工艺条件,有针对性地提高三氧化铀溶解工艺水平,探索其溶解特性,有必要研究三氧化铀溶解过程中工艺条件对溶解过程的影响。本文研究了不同搅拌速度、温度、初始酸度条件下,硝酸溶解三氧化铀粉末的过程,分析了反应条件对溶解过程的影响方式,并得到了最优工艺条件。结果表明:提高反应温度、初始酸度均有利于三氧化铀的溶解,随着搅拌速度的提高溶解时间呈现先减小后增大的趋势。

    2024年01期 v.44;No.185 201-205页 [查看摘要][在线阅读][下载 278K]
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  • 国外乏燃料干法后处理设施进展

    钟振亚;林如山;陈志华;张金宇;陈永利;张磊;唐洪彬;叶国安;

    干法后处理技术具有介质耐辐照、临界风险低、工艺流程短、废物量小等特点,是核燃料后处理领域中适应性更高、处理对象更广的一种分离技术。干法后处理设施是实现干法后处理技术开发、验证和应用的关键场所。本文调研总结了国外干法后处理技术研发和示范设施进展,从设施建设背景、工艺基准流程、主要技术参数、设施布局设计和应用情况等多方面进行了分析和比较,并结合我国干法后处理技术发展现状和设想,提出了我国干法后处理设施发展建议。

    2024年01期 v.44;No.185 206-223页 [查看摘要][在线阅读][下载 1424K]
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核技术

  • 同位素电池研发与应用进展

    汪进;魏世平;金鸣;李春京;马智欣;王伟;李亚洲;王芳;洒荣园;闫少健;胡源;吴宜灿;凤麟核团队;

    放射性同位素电池因其在特定应用领域具有不可替代性和巨大的战略意义,而受到世界先进国家政府、学术界与工业界的广泛关注。本文首先介绍了同位素电池的应用现状,然后从同位素电池研发历史、最新进展和技术瓶颈等方面介绍了同位素电池研究进展,最后讨论了同位素电池未来重点研发方向并对我国同位素电池发展提出现实可行的建议,以期望实现我国同位素电池技术快速超车和到达世界一流水平。

    2024年01期 v.44;No.185 224-232页 [查看摘要][在线阅读][下载 292K]
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  • Anger-camera型中子探测器位置分辨性能研究

    蔡小杰;黄畅;唐彬;王小胡;

    本文描述用于中国散裂中子源(CSNS)谱仪上,基于Anger-camera位置重建原理的闪烁体中子探测器样机位置分辨性能研究。在BL20中子测试束线上完成了探测器关键器件性能测试,包括硅光电倍增管(Silicon Photon Multiplier Tube, SiPM)阵列位置重建能力测试和耐辐照特性研究,同时对不同光导厚度下探测器位置分辨能力开展测试,发现基于SiPM阵列读出的Anger-camera型闪烁体中子探测器采用300μm的~6LiF/ZnS(Ag)闪烁屏和5 mm空气作为光导,其位置分辨最佳可达到0.6 mm。该探测器样机后期可通过大面积阵列拼接,实现中子衍射实验对大面积高位置分辨探测器的需求,其成功研制为加快谱仪建设提供有力的技术支撑。

    2024年01期 v.44;No.185 233-242页 [查看摘要][在线阅读][下载 715K]
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  • 无人机载LaBr_3(Ce)探测器对点源的最小可探测活度研究

    杨金政;刘学;刘林峰;房江奇;

    随着核能与核技术应用的不断发展,对无人机载航空测量设备提出了新的要求。LaBr_3(Ce)探测器以其优良的能量分辨率(<3%@661.2 keV)以及较高的探测效率受到了特别的关注。本文通过开展对LaBr_3(Ce)探测器的性能测试及无人机载飞行实验,对2″×φ2″英寸LaBr_3(Ce)探测器在不同条件下对点源的探测能力进行了研究。测试内容主要包括对LaBr_3(Ce)探测器的本底测试、探测效率测试、角响应测试等。飞行实验包括在不同辐射本底下的不同高度、不同速度、不同偏航距的飞行测试。确定了2″×φ2″英寸LaBr_3(Ce)探测器在K为557.01 Bq/kg、U为17.64 Bq/kg、Th为29.41 Bq/kg的辐射背景场下,不同飞行条件时探测器对~(137)Cs点源的最小可探测活度。

    2024年01期 v.44;No.185 243-249页 [查看摘要][在线阅读][下载 390K]
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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:

    2024年01期 v.44;No.185 252页 [查看摘要][在线阅读][下载 467K]
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