核动力工程

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席志德, 马建中, 孙磊

2013, 34(2): 1-4,8.

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介绍耦合水锤理论的4方程模型和其求解方式,以及利用计算流体力学(CFD)计算流-固耦合的方法,并采用文献作为算例进行水锤流-固耦合的计算。通过CFD的经典水锤计算,为流-固耦合计算选定计算格式和网格,同时与文献进行比较。结果表明,本文所用的方法可用于较复杂的管道水锤的流-固耦合计算。

堆芯应急冷却热块再淹没过程实验研究

刘斌, 陈德奇, 潘良明

2013, 34(2): 5-8.

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摘要:
实验模拟核反应堆堆芯失水后堆芯熔融物和被加热压力容器壁等热块再淹没时的应急冷却过程。实验研究发现,液滴飞溅对热块钢板起到了预冷作用,在淹没液位上升的过程中,热块纵向导热越来越强,被淹没位置具有很高的中心冷却速率;热块被淹没位置的中心冷却速率并不随浸没速率单调变化,而是在一定区间内呈起伏变化,这说明在某个淹没速率下存在一个最小中心冷却速率的区间,因此在进行应急冷却时要避免这个区间;在高温情况下,冷却的初始温度对中心冷却速率影响不大。

加热系统间歇泉流动特征及影响因素实验研究

戚展飞, 陈金波, 佟立丽, 曹学武

2013, 34(2): 9-15.

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摘要:
通过实验研究不同上升段高度、上升段直径、初始过冷度、水装量和加热功率工况组合下的间歇泉流动现象,并对实验现象和实验数据进行分析。结果表明,在间歇泉流动中,加热系统内的液体会周期性地沸腾,并循环出现多种流动形态;液体的冷却回流过程中会产生较大的温度和压力变化;可以通过上升段相对压差和相对温差之比对间歇泉流动进行识别;5个工况参数中对间歇泉流动影响最大的是上升段几何结构和加热功率,增加上升段长径比和增大加热功率更有利于形成间歇泉流动。

下封头熔融物碎片床冷却模型研究

余红星, 卢庆, 何晓强, 苏光辉

2013, 34(2): 16-19,39.

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摘要:
基于集总参数法建立严重事故下压力容器下封头熔融物碎片床冷却行为分析的数学物理模型和分析程序,然后根据试验观察现象,考虑下封头熔融物碎片床的特点,对集总参数法的相关模型进行改进,并基于文献中ALPHA试验结果对模型进行验证。结果表明,本文提出的模型能够较好地模拟严重事故下压力容器下封头熔融物冷却行为。

高温气冷堆堆芯实时热工水力模型

眭喆, 张瑞鹏, 孙俊, 马远乐

2013, 34(2): 20-24.

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摘要:
为建立适用于球床式高温气冷堆核电厂的模拟机,采用一体化仿真支撑平台vPower建立高温气冷堆堆芯的实时热工水力模型,利用流体网络求解氦气流道的流量与压力分布及传热网络求解球床燃料区、石墨反射层区与碳砖区的温度分布,实现整个氦气流场与固相温度场的实时、耦合计算。模拟100%额定负荷和50%额定负荷2个稳态工况和入口温度阶跃和流量阶跃2个动态过程。稳态工况与设计参数的定量对比以及动态过程的定性分析表明,该模型具有较好的适用性。

球床规模对孔隙流动特性影响的CFD模拟研究

李健, 宋小明, 鲁剑超, 李仲春

2013, 34(2): 25-29.

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摘要:
对不同规模的有序堆积球床结构进行建模,并使用计算流体力学(CFD)方法对球床孔隙通道内的单相流动进行数值模拟。球床结构的孔隙区域采用混合网格划分策略,球床的计算规模达到11层,共141个颗粒,能够较真实地反映较大规模球床内部的孔隙流动特性。同时考察了球床的规模大小对其孔隙流动以及床层流动压降的影响规律,获得不同径向规模体心堆积球床的阻力关系式。针对截面积较小的方形通道分析了边壁效应对孔隙流动的影响机理,并通过孔隙流道的沿程压降评估了球床入口/出口效应对床层阻力的影响范围。

大型先进压水堆安全壳内水蒸气迁移的数值模拟研究

张适, 王德忠, 马元巍

2013, 34(2): 30-33.

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摘要:
利用计算流体力学(CFD)方法,采用Uchida关联式模拟水蒸气冷凝研究大型先进压水堆一回路管道破口发生后水蒸气在安全壳内的迁移情况,分析不同冷却剂泄漏率下水蒸气的分布情况。结果表明:各冷却剂泄漏率下,水蒸气分布趋势基本一致;安全壳壁面附近水蒸气浓度随时间波动上升,且较高位置的浓度波动较小。

带螺旋肋片方环管内超临界水流动传热特性数值研究

朱海雁, 闫晓, 曾小康, 李永亮, 黄彦平, 肖泽军

2013, 34(2): 34-39.

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摘要:
采用计算流体力学(CFD)数值模拟方法对光滑方环管和带螺旋肋片方环管内超临界水传热特性进行初步研究。计算结果表明,光滑方环管内超临界水的传热特性存在强烈的周向不均匀性;螺旋肋片的加入促使流道内出现了垂直于主流方向的二次流体,增强了流场内的搅混,强化了方环管内的传热特性,并且极大地降低了周向上的传热不均匀性,能够有效地防止局部热点的出现;另一方面,螺旋肋片的加入增加了方环管内的摩擦压降。在对超临界水冷堆(SCWR)螺旋肋片进行结构参数优化设计时,需要从传热、流场搅混、压降等几个方面综合考虑。

ITER屏蔽块冷却通道热工水力分析与设计改进

赵玲, 李华奇, 郑健涛, 易经纬, 康伟山, 谌继明

2013, 34(2): 40-43.

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摘要:
屏蔽块是国际热核聚变实验堆(ITER)的重要组成部分之一,其结构设计尤其是内部冷却剂通道设计将直接影响屏蔽块的冷却效果及模型的安全性。运用计算流体力学(CFD)软件对屏蔽块模型进行热工水力计算,根据计算结果提出改进建议,并对改进后的模型重新进行数值分析。结果表明:屏蔽块的进出口段压降减小,冷却剂流动总压降减小;主要冷却支管的流量分配和流速分布更加均匀;屏蔽块表面局部最高温度大大降低,可避免由于冷却不均造成模块热应力过大。

摇摆条件窄缝矩形通道内层流充分发展流动

马建, 黄彦平, 刘晓钟, 李隆键

2013, 34(2): 44-50.

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摘要:
为获得摇摆条件下窄缝矩形通道内充分发展层流流动规律,首先根据流体质点受力分析结果求解摇摆条件下的动量方程获得层流充分发展速度分布和摩擦系数的理论解;然后开展角振幅±15°、周期8 s摇摆条件下900≤Re≤2600范围内的层流等温流动实验。理论和实验研究结果表明,摇摆条件相对静止条件的最大不同在于各项质量力的周期性变化会引起压力梯度的周期性变化,流体动力结构关系进行重新调整。其中,流体所受剪切力不发生变化,各项质量力产生的压降波动会相应地引起总压降的波动,而摩擦压降和流量不发生变化;摇摆条件下层流摩擦系数也不发生变化,并且理论预测值相对实验值的偏差在-1.1%～+4.3%的范围,两者具有较好的一致性。

摇摆运动对强迫循环沸腾流动特性的影响

王畅, 高璞珍, 谭思超, 黄彦平

2013, 34(2): 51-55.

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摘要:
对摇摆状态下的强迫循环沸腾流动特性进行实验研究。研究结果表明,当出口含气率达到一定值后,由于摇摆状态下的实验系统空间位置发生变化导致回路局部出现周期性的汽泡雍塞,诱发两相质量流速出现类似流动不稳定性的波动。流动的稳定边界主要受质量流速、入口压力、入口过冷度、摇摆角度及摇摆周期的影响。随着质量流速增大,摇摆参数的影响逐渐减小;系统压力、入口过冷度及质量流速越大,系统越稳定。

数字化反应堆集中数据采集系统研制

代航阳, 邓圣, 崔璨

2013, 34(2): 56-59.

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摘要:
通过分析反应堆运行状态的数据对象,并针对反应堆的试验需求,设计基于数字化的集中数据采集与处理系统。该系统综合运用计算机总线、电气隔离、虚拟仪器、LabWindows/CVI平台和Access数据库等技术进行系统的软硬件设计,实现试验过程数据的自动采集记录、故障报警、数据融合分析和远程辐射监控等功能;基于多层构架的软件设计实现运行状态的界面显示和故障查询,提高数据采集的直观性和可靠性。试验证明,本系统运行稳定可靠,数据处理能力强、安全性高,操作简单易维护,提高了反应堆集中数据采集的数字化和自动化程度,达到了设计指标要求。

应急排风对缓解核事故辐射后果的理论计算

林晓玲, 杨永新

2013, 34(2): 60-61,93.

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摘要:
针对核舰船核事故,建立反应堆舱放射性核素活度计算模型,定量计算应急排风对降低堆舱浓度的影响。计算分析表明:应急排风对于缓解核事故后果具有显著作用,其缓解速度取决于应急排风量与堆舱净空间体积的比值;应急排风运行30 min,可将堆舱放射性核素活度降低90%。

小波变换在突变信号识别中的应用

陈志辉, 夏虹, 邬芝胜, 邓礼平, 黄伟, 彭敏俊, 黄华

2013, 34(2): 62-67.

摘要(30) PDF(0)

摘要:
小波变换具有识别转动机械振动突变信号的特性。小波变换改进的单子带算法能有效识别第一类突变点,但对于第二类突变点却无法有效识别。进一步的研究发现,单子带改进算法对一些不需要的点作置零运算时,由于没有合理的过渡,使得对置零后的信号再进行傅里叶反变换时带入了许多噪音,造成对第二类突变信号无法有效识别。针对该问题,通过引入过渡函数,提出了进一步完善的单子带重构改进算法,解决了第二类突变信号的识别问题,并应用相关实例——泵刚度突变仿真数据进行分析,验证了方法的有效性。

反应性动态加入对脉冲堆中子脉冲波形的影响

高辉, 刘晓波, 范晓强

2013, 34(2): 68-71.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
在点堆模型基础上开发了脉冲模拟程序,该程序考虑了缓发中子效应、裂变热反馈效应和脉冲棒的行进过程,可以描述脉冲堆爆发脉冲全过程的中子强度、裂变能以及反应性的变化,并经过实验数据验证。用该程序计算CFBR-Ⅱ堆在反应性动态加载过程中全波形、峰功率、反应性等脉冲特征参数,结果表明:脉冲引发的越晚,其峰功率和裂变产额越大,而且其最大裂变产额与静态爆发脉冲情况下的裂变产额相同。

用于ORIGEN-S程序计算结果的数据处理优化研究

辛锋, 刘圆圆, 郑鹏, 张春明

2013, 34(2): 72-74.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
作为ORIGEN-2程序的升级版,ORIGEN-S程序被广泛应用于反应堆点燃耗与放射性衰变的计算。ORIGEN-S运算效率高,但运算结果的数据处理却较为繁琐,有用数据的提取与结果的整合均需要大量的人工操作。针对这一不足,开发了基于MATLAB平台的ORIGEN-S输出文件的数据处理优化程序—OSDO。计算结果表明,在相同的计算环境下,使用OSDO进行数据处理的时间仅为传统处理数据所需时间的1/70,此外,本文的研究成果也可以扩展到其他以文本文件为输出文件的程序数据处理当中。

⁶LiD在HFETR中作为14MeV中子源的研究

孙寿华, 彭凤, 徐涛忠

2013, 34(2): 75-78.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
在高通量工程试验堆(HFETR)内⁶LiD转换器中的14 MeV中子通量计算分析模型中,考虑转换器对辐照孔道中子通量的扰动和氚在⁶LiD中的泄漏,建立热中子转换为14 MeV中子的有效产额计算模型。计算结果表明,⁶LiD最佳厚度为0.85 mm,转换器中的一个热中子转换为14 MeV中子的有效产额为3.18×10^-4。

放射性裂变产物由燃料芯块释放到一回路的影响因素研究

景福庭, 陈炳德, 杨洪润, 吕焕文

2013, 34(2): 79-82.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用PROFIP5程序分析燃料棒线功率密度、衰变常数和破口尺寸等对放射性裂变产物释放的影响。结果表明:当燃料棒中心温度低于1000℃时,裂变产物的释放份额与燃料棒温度无关;当燃料棒中心温度高于1000℃时,燃料棒温度越高,裂变产物的释放份额越大;燃料棒线功率密度越高,衰变常数对释放份额的影响越明显。

核阀密封面无钴镍基熔覆层高温性能研究

郁佳莉, 傅戈雁, 刘双, 吴云霞

2013, 34(2): 83-85.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
设计一种无钴镍基合金材料Ni-3,其在高温下耐磨损和耐腐蚀性能接近或超过钴基合金。在350℃左右的温度下分别对Ni-3、Norem02和Stellite06进行高温摩擦磨损及高温腐蚀的实验。分析结果表明,Ni-3是一种较为理想的无钴合金材料,在高温耐磨损和耐腐蚀性能方面都比代钴材料Norem02优越;与钴基合金相比,Ni-3高温耐磨损性能与之接近,高温耐腐蚀性能稍逊色。在一定范围内,Ni-3可以替代目前在核阀、化工等阀门密封面上普遍使用的堆焊合金。

镍基合金C276蠕变损伤的实验研究

毛雪平, 郭琦, 张声远, 胡苏阳, 陆道纲, 徐鸿

2013, 34(2): 86-89.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
在650℃、700℃和750℃条件下对超临界水堆(SCWR)包壳候选材料之一镍基合金C276进行高温蠕变试验,采用损伤力学方法对试验数据进行计算分析,分别对由Kachanov和基于θ外推法的Norton蠕变损伤公式计算的损伤因子进行比较。分析结果表明:3种温度下采用Kachanov公式计算的蠕变损伤趋于一致;采用θ外推法拟合的蠕变曲线与试验蠕变曲线吻合很好;Norton公式计算表明损伤开始发生在0.3～0.4寿命左右,Kachanov公式计算的损伤因子偏保守。

压水堆余热排出换热器性能研究, 北京，100840

丘锦萌, 李军, 王晓江, 王志刚

2013, 34(2): 90-93.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
以压水堆余热排出系统为对象,建立管壳式换热器的数学模型。与换热器设计软件HTRI的计算结果进行对比,结果表明该模型可以准确预测管壳式换热器的管壳侧出口温度。总传热系数敏感性计算表明,该参数随管壳侧流量变化而变化,在换热器性能预测时不能当作常数处理,应与工况进行耦合计算。当管壳侧体积流量小于1000 m³/h时,总传热系数对流量较为敏感;当体积流量大于1000 m³/h时,流量的影响则相对较弱。该模型为预测换热器其他工况的换热性能提供基础,为换热设备调试提供指导,为核电厂设计验证及高效安全运行提供可靠依据。

先进反应堆安全壳非能动特性分析及模拟架构

李胜强, 李卫华, 姜胜耀

2013, 34(2): 94-98.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
分析具有不同安全特征的安全壳系统,结合对事故过程机制及其物理模型分析,形成一整套适用于先进反应堆安全壳系统性能模拟的理论及试验验证分析体系架构,包括模拟需考虑的物理模型、模拟方法、模拟准则即等级划分、模拟数学模型以及相应试验验证流程。

重水芯块排长自动检测系统

郭永彩, 周森, 高潮, 王军, 张杰

2013, 34(2): 99-103.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
结合重水芯块排长的特点,建立动态芯块排长的测量模型,研制了重水芯块排长自动检测系统。该系统利用人-机交互界面控制18排芯块的装载、压紧、放松、运输等动作,利用二维激光三角法非接触测量芯块排长两端环形端面分别到水平和垂直基准面的位移,实现了动态芯块排长的自动检测。该系统检测的分辨率达到10μm、检测精度为100μm、检测速度为18排/45s,并具有实时监视和动态显示系统工作参数和状态、超差和安全报警等功能。实际运行结果表明,该系统安全、快速、稳定,很好地满足工业芯块排长控制和检测要求。

涉核容器顶盖自动焊接装置设计

孔劲松, 孟开

2013, 34(2): 104-106.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
涉核容器装载内容物具有强放射性,在其贮存及运输前需对顶盖与容器体进行密封性焊接,为确保焊接质量、提高工作效率、降低工作受照剂量,研制了基于熔化极气体保护焊和日本OTC FD-B4L机器人系统的自动焊接装置。该焊接装置系统稳定性高、安全性好,依靠远程编程控制可以实现在复杂曲面上进行自动焊接工作。

核电厂蒸汽发生器传热管断裂事故运行管理

郭城

2013, 34(2): 107-110.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
全面分析压水堆核电厂蒸汽发生器传热管断裂(SGTR)事故,从探测手段和事件核安全分析方面总结事故处理的关键策略,分析事故处理的难点及关键风险。以美国Indian point 2核电厂的SGTR事故为例,阐述事件的详细处理过程,给出了相应的操作经验教训。

失水事故监测系统热功率波动原因分析

胡汝平, 李志军, 周骁凌, 彭松

2013, 34(2): 111-113.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
在数据调查的基础上,结合相关理论,对大亚湾和岭澳核电站失水事故监测系统(LSS)热功率的波动情况进行分析。对LSS热功率进行动态项和静态项分离的分析,结果表明动态项的波动是LSS热功率波动的主要因素,而温度随时间的变化率则是引起动态项波动的主要因素。

配汽方式对汽轮机末级变工况的影响

高怡秋, 李一兴, 周振东

2013, 34(2): 114-117.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
针对汽轮机末级低负荷工况的级功率大幅下降、动叶出口脱流现象,进行末级全工况计算,得到不同容积流量下的脱流高度。在通流保持不变的情况下,对喷嘴配汽和节流配汽方式下的汽轮机进行变工况计算。结果表明,脱流区域和脱流高度随容积流量的减小而急剧增加;节流配汽在低负荷工况下会增加汽轮机的汽耗率,提高压力级的焓降,同时减小由于蒸汽参数改变带来的功率分配变化;相同负荷下,节流配汽会增大末级的容积流量,并相应降低动叶出口的脱流高度,有助于改善低负荷工况下末级的流动,推迟零功率工况的出现。

基于图论的压水堆核电机组能耗定量分析模型

冉鹏, 王亚瑟

2013, 34(2): 118-122.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在深入研究压水堆(PWR)核电机组热力系统结构特点的基础上,将图论思想引入热力系统节能分析,规定核电机组热力系统的划分原则及其基于图的表达方法,确定核电机组热力系统的有向图带权邻接矩阵填写规则。根据回热加热器系统的能量守恒定律、质量守恒定律,确定核电机组主、辅系统的有向图带权邻接矩阵表达规则以及矩阵的运算规则,推导出通用PWR核电机组热力系统的有向图带权邻接矩阵方程,并用实例验证本方法的正确性。

核电厂碳钢管道壁厚减薄原因分析

马娜, 尹昌耕, 秦金光

2013, 34(2): 123-125.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
近年来,核电厂二回路管道破裂引起的安全事故使得碳钢管道减薄问题受到越来越多关注。本文以某核电厂大修时发现壁厚减薄超标而更换下来的管道作为研究对象,通过成分分析、微观形貌分析和氧化膜分析等手段,结合管道的运行工况环境分析,最终确定管道壁厚减薄模式分别为冲刷腐蚀、流动加速腐蚀和汽蚀,并提出针对性改进措施。

建立反应堆燃料元件破损运行判据的思考

林晓玲

2013, 34(2): 126-128.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
运行判据是用于判断反应堆燃料元件发生破损时能否继续运行的指标条件,本文提出建立反应堆燃料元件破损运行判据的思路和方法,通过风险分析,确定监督运行最大容许破损数量;研究提出既能反映燃料元件破损数量又可直接监测的指标参量,并建立破损数量与可监测指标参量之间的对应关系;将最大容许破损数量对应的可监测指标参量值作为运行技术判据。

核电厂继电器加速老化分析及管理研究

张圣, 马沂荩, 江虹, 陈世均, 黄立军, 莫春铌

2013, 34(2): 129-132.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
通过对大亚湾和岭澳核电站中压配电盘的中间和出口继电器老化与失效数据进行统计,分析核电厂继电器加速老化的主要因素。继电器加速老化的影响因素为运行环境,主要是湿度、温度和振动冲击;老化机理为氧化腐蚀、机械磨损、电磨损、有机气体腐蚀、绝缘老化和电磁干扰。建议对继电器分类管理、替代使用,进行周期检测、更换或维护。

重水堆压力管长度测量及数据分析

商俊敏, 邹廉列, 袁建中, 周懿, 赵卫东

2013, 34(2): 133-136.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
利用数理统计方法对装换料机Z轴编码器读数(即压力管伸长量)和在役检查2种测量方法测得的压力管的长度数据进行分析。结果表明,2种测量方法得到的数据是有效的,从压力管伸长的角度预测压力管使用寿命可以满足设计要求,并具备延寿的条件。

乙醇胺在核电厂二回路水处理中的应用研究

王琳, 谢杨, 崔怀明

2013, 34(2): 137-140.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
乙醇胺(ETA)是一种碱性有机胺,碱度和挥发性优于氨。对ETA在二回路的应用进行研究,并对其在系统中的分布进行计算分析。经论证,采用ETA的水处理,能够有效提高蒸汽水分(液滴)和凝结水的pH值,减少流动腐蚀的危害,降低二回路材料的腐蚀速率,延长蒸汽发生器和二回路设备的使用寿命,提高在役核电厂的经济性。该工作对国产核电厂二回路水处理技术改进具有参考价值。

不同输入界面对AP1000核岛结构设计地基地表地震动的影响

侯春林, 李小军

2013, 34(2): 141-146,152.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
在核电厂地震安全性评价中,中国规范是依据剪切波速定义的基岩面,与美国规范不同。本文基于AP1000核岛结构设计地基的场地参数模型,分别选取各个规范中定义的剪切波速700、1100、2438 m/s基岩层作为地震反应分析的输入界面,采用中美两国通用的土层地震反应分析程序计算,定量分析选取不同地震输入界面时同一地震波、同一特定场地模型的地表加速度峰值和反应谱的差异值,结果表明地震输入界面的不同,AP1000核岛结构设计地基的同一场地土层模型地表地震加速度反应谱频谱特性产生较大的变化,地表加速度峰值差异高达2.25倍,故本文建议在AP1000核电厂地震安全性评价中应基于剪切波速为2438 m/s的基岩层作为土层地震反应分析程序的地震输入界面。本文的研究结果可供后续研究和核电工程建造应用参考。

核电厂恒力支吊架的自动选型研究

刘虎, 王付军, 刘伟, 李昭清

2013, 34(2): 147-152.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
为解决核电工程恒力支吊架的选型问题,结合恒力支吊架载荷在一定范围内可调节的特性及其载荷行程参数规律,提出恒力支吊架的选型要求,并利用Visual Basic编程软件对选型流程进行优化。该流程通过合理定义数组,函数调用,能够在输入已知条件的情况下,自动选择最经济合理的恒力支吊架。

中国发展小型堆核能系统的可行性研究

陈文军, 姜胜耀

2013, 34(2): 153-156.

摘要(23) PDF(1)

摘要:
小型堆核能系统具有厂址要求低、应用灵活、核安全风险低、操控简单、建造周期短、一次性投资小等优点。从我国社会经济发展的角度,分析小型堆核能系统在节能减排、海洋开发、出口海外等方面的市场需求,并结合我国小型堆核能系统发展现状,分析了其在技术和经济性上的可行性。

反渗透对模拟放射性废水中镍的截留性能研究

孔劲松, 王晓伟

2013, 34(2): 157-159,163.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为了研究反渗透对放射性废水中核素的截留性能,配制含镍的模拟废水在小型装置上进行处理实验。结果表明:反渗透对于镍的截留率受操作压力和回收率的影响甚小,且与反渗透脱盐率之间也没有直接的关系,在实验条件下反渗透对废水中镍的截留率在95%以上,能够满足压水堆放射性废水处理的要求。

纳米零价铁去除溶液中U(Ⅵ)的研究

李小燕, 刘义保, 花明, 高柏

2013, 34(2): 160-163.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用KBH₄还原Fe³⁺制备纳米级零价铁,去除溶液中以铀酰离子形式(UO₂²⁺)存在的六价铀[U(Ⅵ)],考察纳米零价铁(NZVI)投加量、溶液pH值、U(Ⅵ)初始质量浓度以及时间等因素对铀去除效果的影响。实验结果表明:NZVI对U(Ⅵ)有很好的去除效果,当溶液pH=5.5、投加量为1.0 g/L、U(Ⅵ)初始质量浓度为45 mg/L、吸附时间为2.5 h时,对U(Ⅵ)的去除率为98.98%,吸附量为27.22 mg.g^-1。

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2013年第34卷第2期

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