核动力工程

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韩嵩, 石秀安, 付学峰

2014, 35(4): 1-4. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0001

摘要(6) PDF(0)

摘要:
使用MCNP5对启动物理实验中一次中子源(PNS)在堆外源量程探测器(SRD)响应进行模拟计算,分析堆芯有效倍增因子k_eff、带源有效倍增因子k_s和探测器计数C之间的关系。通过对SRD响应系数a的预测,得到优于传统的1/C外推预测临界法的a'/C外推预测临界法,使硼稀释过程中的外推曲线线性度更好。计算结果表明,接近临界时a'/C值与1-k_eff线更加吻合。

结合多群耦合GMRES的Wielandt迭代用于加速矩阵MOC收敛

吴文斌, 李庆, 王侃

2014, 35(4): 5-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0005

摘要(11) PDF(0)

摘要:
矩阵特征线方法(MOC)通过构造并求解线性方程组,代替传统MOC方法中的反复特征线扫描。幂迭代法求解keff的收敛速度严重依赖于占优比,实际的较大规模的堆芯占优比接近于1,收敛很慢。本研究结合多群耦合GMRES算法直接求解多群问题,采用Wielandt迭代加速矩阵MOC临界问题的求解。对多个基准题的数值结果表明,与幂迭代法相比,结合多群耦合GMRES的Wielandt迭代具有良好的计算精度和更高的计算效率。

基于小型中子发生器研究堆燃料组件²³⁵U富集度的测量方法研究

张敏, 曹芳芳, 阙骥

2014, 35(4): 10-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0010

摘要(10) PDF(0)

摘要:
燃料组件中235U富集度测量方法普遍采用中子活化法和质谱法。由于中子活化法测量设备庞大和质谱法破坏样品的缺点,无法作为快速、便携测量燃料组件235U富集度的有效手段,不适于作为燃料组件管理和运输过程中铀同位素富集度的测量验证手段。为此,研发一种以小型中子发生器（14 MeV中子源）为激发源的快速、便携测量燃料组件235U富集度方法。依据特定裂变核素平均产额之比与235U富集度的近似线性相关性,成功地测量了235U富集度范围为10%⁹0%铀样品。

控制棒驱动机构步进载荷动态分析

魏乔苑, 李跃忠, 冉小兵

2014, 35(4): 13-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0013

摘要(11) PDF(0)

摘要:
通过动力学分析和Adams动态仿真,对中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)压水堆控制棒驱动机构(CRDM)步进载荷进行计算。结果表明,通过Adams动态仿真可以得到CRDM提升过程和下插过程中钩爪、销轴、可拆接头等部件的步进载荷值,所得值与工程经验相符;提升和下插过程中最大步进载荷出现在可拆接头处;同时销轴的步进载荷值较大,应注意销轴的材料选择与设计;水力缓冲对下插步进运动有重要的缓冲作用,能够减小下插过程的步进载荷。

基于ANSYS的蒸汽发生器传热管流致振动分析程序

朱勇, 秦加明, 任红兵, 左超平, 韩同行

2014, 35(4): 17-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0017

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于通用有限元软件ANSYS的APDL语言编写蒸汽发生器传热管流致振动分析程序。采用三维梁单元建立传热管有限元模型,对传热管进行模态分析,计算传热管的流弹不稳定率和湍流激励响应,并与专用流致振动计算软件分析结果进行对比。结果表明,模态分析以及流弹不稳定率计算结果与流致振动专用计算软件分析结果一致,湍流激励响应更偏于保守。计算程序基于通用有限元软件,较专用软件建模方便、可读性强、适用范围广泛,可大大提高实际工程分析效率。

基底隔震技术用于核电厂厂房的问题研究

李忠诚, 张涛, 许波涛

2014, 35(4): 21-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0021

摘要(8) PDF(0)

摘要:
地震安全问题一直是核设施安全问题的重要方面,基底隔震技术是提高核电厂地震安全性的有效手段之一。从核电厂设计标准化特点的角度出发,以国内百万千瓦压水堆核电机组为例,提出核岛整体隔震技术方案,并综合分析其隔震效果。结合核电工程的特殊要求,探讨核电厂大规模应用隔震技术所面临的主要问题和对策。

伺服活塞式控制棒水力驱动机构工作特性实验研究

于明锐, 韩伟实, 王戈, 周杰, 刘春雨, 杨志达

2014, 35(4): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0027

摘要(13) PDF(0)

摘要:
实验研究伺服活塞式控制棒水力驱动机构的工作特性,结合驱动机构的结构特点,分析特征参数随工作状态变化规律。结果表明:随着工作压力升高,伺服管所需牵引力先迅速降低,然后降低速率减缓,最后趋于定值,启动和制动阶段所需牵引力最大;当开始提升时,驱动缸下腔压力缓慢升高,上腔压力迅速降低,下落阶段变化趋势则相反;在启动和制动阶段,流量存在一个明显的快速变化过程,随工作压力升高,流量突变值有所减小,突变时间变化不大;机构运行稳定,灵敏度高,当工作条件存在小扰动时,负载不发生抖动;各个工作状态转换平稳迅速。

蒸汽发生器一次侧人孔螺栓连接结构三维有限元分析

陈涛, 陈蓉, 张云波, 路燕

2014, 35(4): 31-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0031

摘要(20) PDF(0)

摘要:
采用三维有限元模型,对核电厂蒸汽发生器一次侧人孔螺栓进行运行工况下的瞬态分析。综合考虑螺栓温度滞后、法兰转角及法兰与垫片嵌合面的弹塑性接触等因素,解决螺栓孔及人孔盖与法兰之间的空气传热问题,实现螺栓预紧模拟及螺栓载荷的动态提取,较真实地模拟出系统的变形协调性及传热特性,并根据规范对螺栓密封状态进行验证,对法兰连接结构及螺栓本身进行疲劳评价。

基于PDMS的管道支吊架结构设计软件开发

唐涌涛, 关晖, 苏荣福, 黄伟, 毛辉辉

2014, 35(4): 35-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0035

摘要(18) PDF(0)

摘要:
为提高核电工程设计中工艺系统管道支吊架的设计效率,管部和根部的接口准确性,并减少支吊架与其他专业的干涉碰撞,基于核电三维布置设计平台(PDMS)开发管道支吊架结构设计软件NPHS。NPHS软件采用了嵌入式开发模式,实现与PDMS平台的无缝集成,减少程序代码规模,提高程序执行效率;采用独特的数据库结构和机理,简化零部件库的三维建模和信息存储,提高支吊架数据库的开放性和可维护性,通过零部件的连接关键点的设置,提高支吊架组装建模效率。经实际核电工程验证:NPHS软件执行速度快、性能稳定、数据准确,操作、维护方便,输出结果满足工程设计要求。

超临界反应堆堆芯中定位格架阻力特性影响数值研究

朱晓静, 滕大伟, 沈胜强

2014, 35(4): 39-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0039

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用非结构化多面体网格,利用商业计算流体动力学软件对4类定位格架对超临界反应堆堆芯子通道内阻力特性的影响进行数值研究。定位格架造成的压力损失主要为摩擦阻力和形状阻力,前者由格架本体长度决定,后者则与定位格架的阻塞率以及流动强化特征的结构有关。交错型叶片结构的流动强化特征由于更具流线性,因而在强化流动的同时,造成的压力损失较小。由于C类定位格架相对于标准蛋篓型定位格架所具有的流动强化优势,在超临界反应堆的设计过程中,可以将其结构作为定位格架优化设计方向加以重点考虑。

基于1000 MW级压水堆核电厂压力容器外蒸汽爆炸的模拟研究

钟明君, 林萌, 张政铭, 杨燕华

2014, 35(4): 43-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0043

摘要(13) PDF(0)

摘要:
以1000 MW级压水堆核电厂为分析对象,建立三维几何模型,采用三维多相计算流体力学程序MC3D对包括粗混合和蒸汽爆炸过程在内的压力容器外熔融燃料与冷却水相互作用过程进行研究。主要研究蒸汽爆炸过程中堆腔内不同位置的压力、冲量变化趋势及破口位置和破口大小对蒸汽爆炸产生冲量大小的影响。分析结果表明,蒸汽爆炸过程产生巨大压力波,将对堆腔结构的完整性造成极大威胁;压力容器下封头圆心和破口位置的连线与压力容器对称轴的夹角为45°、破口直径为0.7 m时,蒸汽爆炸所带来风险的最大。

核反应堆堆内金属反射层旁流分析方法研究

石琳, 方健, 冉小兵, 戴长年

2014, 35(4): 48-51. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0048

摘要(11) PDF(0)

摘要:
金属反射层铁水比高,需要确定其旁流份额,从而优化其结构设计、并为金属反射层温度场计算提供输入。采用计算流体动力学分析(CFD)数值模拟,计算堆内构件金属反射层的旁流份额,并对计算结果进行分析评价,与基于经验公式的分析方法及实验结果进行了对比。通过分析比较得出:CFD数值计算可模拟复杂流道结构,反映流场特征,计算结果有效。

基于CATHARE程序的自然循环静态流量漂移模拟

张妍, 闫晓, 彭传新, 张震

2014, 35(4): 52-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0052

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对中低压自然循环系统静态流量漂移现象的特点,利用大型系统热工程序CATHARE对不同压力和阻力分布下的自然循环系统进行模拟分析,探索静态流量漂移的影响因素。分析结果表明,同等过冷度条件下,低压更易诱发静态流量漂移;加热段出口阻力分布对阻力影响较大。同时,结合计算数据分析系统静态分岔及迟缓现象。

竖直窄缝水工质常压过冷沸腾流动与传热分析

郭昂, 杨立新, 陈畏葓

2014, 35(4): 56-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0056

摘要(14) PDF(0)

摘要:
以去离子水为工质,对常压下竖直窄缝通道内过冷沸腾流动与换热规律进行实验和数值模拟研究。对壁面气泡核化特点进行可视化实验分析,建立2 mm窄缝通道的壁面核化沸腾模型,包括:汽化核心密度、气泡脱离直径和气泡脱离频率关联式。以两流体模型为基础,结合壁面热量分配伦斯勒理工学院(RPI)模型以及壁面核化沸腾模型,建立竖直窄缝通道内过冷沸腾流动传热计算流体动力学(CFD)数值模型,对典型实验工况进行模拟分析,并与实验结果进行对比,两者吻合良好。

开式自然循环系统运行特性分析

刘新凯, 王建军

2014, 35(4): 60-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0060

摘要(11) PDF(0)

摘要:
提出开式自然循环冷却系统概念,编制相应的计算程序对该系统的启动、运行特性进行模拟计算,分析闪蒸现象对系统运行特性的影响。分析结果表明:在给定换热器外部换热系数及主流温度工况下,常压运行的开式自然循环系统启动快速,具有较强的自然循环能力;闪蒸现象是主导该开式自然循环系统运行的关键因素;在一定参数范围内,该系统对布置高差的影响不敏感。

关于控制室可居留性若干问题的讨论

李冰, 陈莹莹, 肖钧, 杨端节, 崔浩

2014, 35(4): 65-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0065

摘要(9) PDF(0)

摘要:
从控制室包络(CRE)边界的完整性、控制室可居留性分析所用源项以及影响控制室剂量后果的其他因素等几个方面,结合美国及我国在控制室可居留性方面的管理规定及我国核设施在控制室可居留性方面的研究现状进行讨论,建议我国核设施应考虑通过进行CRE完整性测试来获取CRE渗入量的数据,为控制室可居留性分析提供输入参数,此外,在控制室人员后果计算中应考虑不同事故及可能的不同路径作系统的分析。

核电厂通风系统数字化多功能温度控制器设计

肖习鹏, 何力, 尹小龙, 龚建军

2014, 35(4): 70-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0070

摘要(9) PDF(0)

摘要:
在核电厂通风系统原有模拟温度控制器的基础上,针对温度控制器接口固定,参数预先设置以及多种输出方式的特点,设计一种以"前端输入调理模块+多通道ADC+STM32"架构为核心的数字化多功能温度控制电路。介绍电路的硬件结构和软件设计流程,阐述采样数据处理,模拟相切电压输出以及控制原理,并给出部分软件编程的设置。试验结果表明,该温度控制器能够实现对通风系统温度的稳定可靠控制和测量温度及参数的数字化显示,可以完全替代模拟温度控制器。

研究堆核安全监管重要安全参数的选取

何璠, 于红

2014, 35(4): 74-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0074

摘要(8) PDF(0)

摘要:
反映研究堆运行状态和安全状况的安全参数是核安全监管部门对核设施进行有效监督管理的基础。对研究堆发生运行事件或核事故时营运单位须向国家核安全局报告的能表征运行事件或核事故进展和严重程度的重要安全参数的选取及各参数之间的关系进行研究。分析表明,研究堆核安全监管重要安全参数包括设计限值、正常运行限值和条件、安全系统整定值、安全限值、可接受限值和应急行动水平等。

核电厂运行安全性能指标体系的建立及其应用

陈露, 张彬彬, 张琴芳

2014, 35(4): 78-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0078

摘要(9) PDF(0)

摘要:
核电厂运行安全性能指标(SPI)是当前国际上比较流行的一种核电厂运行安全评价工具,以其清晰有效的性能评估能力越来越受到关注。本文详细介绍了我国SPI体系的研发及应用,包括建立SPI框架、确定性能指标评价准则和建立SPI管理系统软件平台等;并对进一步完善SPI体系给出了建议。

多通道中子注量率相对分布测量装置研制

赵修良, 黄顺, 刘丽艳, 刘才学, 踪训成

2014, 35(4): 82-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0082

摘要(11) PDF(0)

摘要:
为了实现反应堆堆芯中子注量率相对分布的测量,基于NaI探测器测量活化探测片放射性计数来计算相对中子注量率的方法,研制多通道中子注量率相对分布测量装置。该装置由PTMC12数据采集板卡、工控机和MNFDAS控制软件组成,可自动实现循环计数或非循环模式下的定时计数功能,测量结果以数据图形和文件形式保存。测试结果表明,该装置稳定性好,相对偏差在±1%之内,可保证反应堆内中子注量率相对分布实时长期稳定测量的要求。

蒸汽发生器传热管磨损涡流检测数据分析及仿真模拟

贝雅耀, 宋涛, 王小刚, 陈予苏, 林戈

2014, 35(4): 86-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0086

摘要(10) PDF(0)

摘要:
研究蒸汽发生器传热管支撑结构处磨损的涡流检测并讨论三角形磨损及四边形磨损的涡流数据分析方法,同时应用涡流数据分析方法及模型计算对磨损的深度、长度、位置及体积损失量进行测量或计算,最后利用CIVA仿真平台对3种不同伤深的磨损进行仿真模拟研究。结果表明,涡流信号对支撑结构处的磨损形态有较好的指示。即可通过低频绝对通道混频Lissajous图的Y轴分量判断磨损的具体形态;在此基础上通过建立的计算模型并结合数据分析,计算磨损缺陷的体积损失量。CIVA仿真模拟结果与实际检测数据相符,当缺陷为规则、标准的人工缺陷时,模拟数据的幅值-伤深曲线为线性方程。

CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题分析

王闯, 熊冬庆, 徐广震, 李娟

2014, 35(4): 90-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0090

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂在某些工况下可能丧失对乏燃料水池冷却功能的情况,以岭东核电厂为例,分析CPR1000换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)的设计基准、系统功能及缺陷,并结合技术规范的要求,提出PTR的改进措施。分析表明,CPR1000核电厂乏燃料水池冷却问题的原因是PTR设计没有充分考虑冗余性。建议从提高PTR冷却回路换热能力和降低乏燃料水池完全失去冷却风险方面进行改进。

核电厂调试问题设计分析及处理

张文锋, 段永强, 曾畅

2014, 35(4): 94-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0094

摘要(14) PDF(0)

摘要:
核电厂调试是核电工程建设的重要阶段,通过调试验证设计、设备制造、安装的正确性,发现并处理问题,保证核电机组按总体性能要求运行。就核电厂调试目的、调试文件管理、调试结果分析及处理进行阐述,以辅助给水系统(ASG)为例介绍主要调试内容,并利用Flowmaster系统设计分析仿真软件对除氧器流量超出设计基准案例进行分析,解决调试过程中发现的问题。

辐照后燃料棒气压检漏技术研究

邝刘伟, 江林志, 任亮, 郭成明, 余飞杨, 尹春艳

2014, 35(4): 98-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0098

摘要(9) PDF(0)

摘要:
开展辐照后燃料棒气压检漏技术研究,确定辐照后燃料棒气压的检漏的示踪介质和实验压力。综合考虑热室内燃料棒的密封、夹持固定操作、泄漏监测方式、示踪介质选择和施压方式等因素,设计加工辐照后燃料棒气压检漏装置,并验证了装置的气密性、有效性和方法的可行性。

316LN奥氏体不锈钢焊缝低温热老化行为研究

罗强, 陈勇, 邱绍宇, 周军, 何琨

2014, 35(4): 102-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0102

摘要(12) PDF(0)

摘要:
在压水堆核电厂中,主管道奥氏体不锈钢焊缝长期在其热老化敏感温度(280～325℃)下运行,为了研究主管道奥氏体不锈钢焊缝在核电厂运行温度下的热老化性能,开展了铁素体含量为10.7%的316LN不锈钢主管道焊缝在325、365、400℃下的低温热老化行为研究。结果表明:经6000 h热老化后,焊缝中铁素体相和奥氏体相中的主要元素含量没有发生明显变化,焊缝显微硬度快速增加但奥氏体相显微硬度没有发生变化,焊缝冲击功显著下降、拉伸性能变化较小。

基于MELTAC平台的反应堆保护系统T2试验方案分析

王强, 朱雯, 张岚, 王刚

2014, 35(4): 106-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0106

摘要(8) PDF(0)

摘要:
红沿河核电厂为CPR1000首次采用MELTAC仪表控制平台实现的数字化反应堆保护系统,T2处理通道试验作为反应堆保护系统(RPS)定期试验的重要组成部分,其是否必要以及如何开展一直存在较大的争议。本文概括介绍了各方达成一致的基于MELTAC平台实现的RPS系统T2试验最终方案,进而根据IEC60671-2007详细论证了RPS系统T2试验方案的正确性。

3×3棒束湍流流动的数值模拟研究

王红燕, 熊进标, 刘余, 程旭

2014, 35(4): 110-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0110

摘要(8) PDF(0)

摘要:
对3×3布置压水堆堆芯燃料棒束内冷却剂湍流流场进行模拟,选取ANSYS CFX软件中SST、SSG-RSM、BSL-RSM以及ω-RSM等湍流模型进行稳态模拟,通过与激光多普勒测速仪(LDV)实验数据对比,评价了以上各湍流模型的性能。结果表明,BSL-RSM和SSG-RSM模型的模拟结果与实验结果吻合较好,但在湍流脉动的预测上仍有一定误差。

核级高能管道系统优化分析

王新军, 卢喜丰, 艾红雷, 何风, 袁艳丽, 吕勇波

2014, 35(4): 114-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0114

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对全新布置的高能管道系统进行力学分析时,初始布置管道的力学分析结果往往不能满足规范和相关规定的要求,需对管道系统的布置(管道走向、支承位置和功能)进行调整。力学分析结果满足要求后,还需确认管道布置所需的空间是否可行,为得到相对合理的管道布置方案,需反复进行调整和协调。介绍一种尽可能减少管道调整和协调次数的优化分析方法,并以实例介绍该方法的应用过程。通过对实例的力学分析,详细讲述高能管道的力学分析过程、特殊应力指数的计算方法和计算结果评定。结果表明,该优化分析方法可提高管道系统布置优化的效率,是一种实用有效的方法。

碎片床冷却分析程序开发

武小莉, 刘博, 张亚培, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正

2014, 35(4): 119-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0119

摘要(10) PDF(0)

摘要:
从基本的质量、动量方程出发,针对多孔介质碎片床,开发基于有限元法的二维稳态堆芯碎片床分析程序,并分析系统压力、颗粒直径、孔隙率等相关参数对于碎片床冷却能力的影响,为压力容器的完整性提供理论依据。

核反应堆冷启动至达到临界状态反应性引入自动控制方法研究

杨怀磊, 余刃, 陈智, 廖龙涛

2014, 35(4): 123-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0123

摘要(9) PDF(0)

摘要:
研究了压水堆从冷停堆状态达到临界状态的自动启堆控制方法。参照手动启堆操作过程,设计了2种反应性引入自动控制算法;利用6组缓发中子点堆模型,对控制方法的效果进行了模拟仿真实验验证。结果表明,所设计的算法能够通过适时地控制引入反应性,使反应堆达到临界状态。

射流泵水力特性优化设计研究

赵雪岑, 王金涛, 刘松亚, 刘立志

2014, 35(4): 129-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0129

摘要(11) PDF(0)

摘要:
由于射流泵泵体内部高雷诺数的强剪切湍流射流,没有准确的理论公式可以表达其内部流体的流动、混合和扩散过程。在有关射流泵设计、优化方法的研究基础上,选取面积比、喉管长径比、喉嘴距作为关键参数,以提高效率为优化目标,对射流泵的水力特性开展数值计算,获得比初始设计效率提高6%的射流泵设计方案,进而降低对循环泵功率的需求。

铅铋流体速度场及温度场分布的数值模拟研究

周涛, 邹文重, 霍启军, 李云博

2014, 35(4): 133-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0133

摘要(14) PDF(0)

摘要:
运用FLUENT软件,使用欧拉两相流流动传热模型,对注气与不注气铅铋流体的速度场与温度场进行模拟,得到计算段不同轴向位置上的径向速度分布曲线与温度分布曲线。结果表明:气体存在或不存在的情况下,计算段的速度分布与温度分布都呈现很好的对称性;在注气的情况下,铅铋流体的温升比较大,即注气有利于铅铋流体在计算段的传热。

双色平面激光诱导荧光法测温技术研究

李少丹, 林原胜, 谭思超, 高璞珍

2014, 35(4): 137-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0137

摘要(14) PDF(0)

摘要:
讨论双色平面激光诱导荧光法(PLIF)在测量流体温度分布中的应用,激光染料分别选择具有负温度系数的RhB和具有正温度系数的Fl27。通过片光系统将激光束整形为平面片光,由此激发激光染料发出特定波长的荧光,根据荧光的强度信息进一步得出平面温度场的分布。对双色PLIF中涉及的相关技术问题进行探讨,如染色剂的光谱特性以及光谱的分离。标定的温度高于常压条件下水的饱和温度,表明双色平面激光诱导荧光技术可用于涉及相变过程中的温度场测量。

基于RMC的计数器数据分解方法研究

梁金刚, 王侃, 余纲林, 佘顶, 柴晓明, 强胜龙, 姚栋

2014, 35(4): 142-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0142

摘要(20) PDF(0)

摘要:
蒙特卡罗模拟方法(蒙卡方法)在反应堆物理分析中的应用受计算机内存不足的限制,数据分解方法是一种有效的解决思路。对蒙卡方法的内存占用进行定量分析,并基于自主堆用蒙特卡罗程序(RMC),采取了同步式和异步式2种通信方法,设计并实现计数器数据分解算法;通过数值试验测试算法的性能,结果表明,计数器数据分解算法能够明显减少内存占用,而且不会对程序的并行性能产生影响。

放射性三废处理设施综合集中管控系统设计

孔劲松

2014, 35(4): 147-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0147

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对放射性三废处理设施各专业系统独立运行、缺乏协同机制的现状,设计一套综合集中管控系统,通过先进的信息化手段,实现各系统集中管控和报警联动,充分保障核设施及核材料的安全,提高安全管控的综合水平。

核设施退役中爆炸切割的应用与放射性微尘控制

孔劲松

2014, 35(4): 151-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0151

摘要(16) PDF(0)

摘要:
根据核设施退役的特点,对控制爆破技术在核设施退役拆除活动中的应用进行阐述,详细分析爆炸切割的机理特点及应用实例。对爆炸切割中的放射性微尘问题进行讨论,论述爆炸切割中放射性微尘产生的来源、放射性微尘量,同时提出放射性微尘控制和防护措施。

放射性污染硼酸废水的处理与处置

孔劲松

2014, 35(4): 155-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0155

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摘要:
简要介绍放射性污染硼酸废水的特性及其对环境的影响。探究3种放射性污染硼酸废水的处理与处置方案,并对3种方案从技术经济等方面进行综合比较。

中低放废液一体化自然循环蒸发器设计

马兴均, 李炳林, 陈莉, 陈先林, 张永康

2014, 35(4): 159-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0159

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摘要:
根据中低放射性废液蒸发处理工艺要求,设计一体化的放射性废水蒸发处理装置。该装置采用中央循环管式自然循环蒸发、重力分离、泡罩塔清洗和丝网除沫之类的多重工序,并集成在同一压力容器内,实现设备的一体化布置,可解决清洗液的回流问题,减少设备占地空间,简化系统和操作。通过多效净化方式,使二次蒸汽的雾沫夹带和挥发性放射性含盐量显著降低。设计的一体化自然循环蒸发器能提高废液的净化能力,提高了去污因子,符合废物最小化原则。

X-750合金裂纹扩展速率的测量及SO₄^2-离子对裂纹扩展速率的影响

杜东海, 张乐福, 陈凯, 余论, 石秀强, 徐雪莲

2014, 35(4): 163-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0163

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摘要:
利用直流电压降方法(DCPD)测量X-750合金在空气中的疲劳开裂速率和高温高压水环境中的应力腐蚀裂纹扩展速率。介绍利用紧凑拉伸(CT)试样测量裂纹扩展速率的方法。基于滑移-氧化膜破裂-氧化模型,分析裂纹尖端特殊水化学环境形成的原理和过程,探讨水中溶解氧和SO₄^2-离子在该环境形成过程中所起的作用。

压水堆核电厂厂房内气载放射性活度的分析与评价

白婴, 王益伟, 周巍

2014, 35(4): 168-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0168

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摘要:
介绍压水堆核电厂厂房内气载放射性活度计算的基本方法。根据相关1000 MW级压水堆核电厂的设计经验,分析正常功率运行、停堆余热排出和反应堆压力容器顶盖打开的各阶段惰性气体、裂变产物、活化腐蚀产物和氚的气载活度浓度。由燃料包壳破损和氧化操作导致的主回路碘峰及活化腐蚀产物急速增加,特别对余热排出阶段引起气载活度浓度升高的现象进行了详细计算。最后,基于核电厂各运行阶段的气载放射性活度变化趋势,就运行人员的内照射防护措施和通风排气设计提出改进意见。

HTR-10蒸汽发生器中石墨粉尘重悬浮规律预测

张天琦, 彭威, 于溯源

2014, 35(4): 172-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0172

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摘要:
以HTR-10中石墨粉尘聚集的重要场所蒸汽发生器(SG)为对象,通过数值计算获得SG中的流动参数,在此基础上采用Vainshtein重悬浮模型计算反应堆满功率运行情况下氦气流中石墨粉尘在SG中的重悬浮份额。结果表明,沿SG高度方向,摩擦速度逐渐增加,石墨颗粒重悬浮份额随之逐渐增大;石墨粉尘颗粒粒径越大,重悬浮份额越大;石墨粉尘随时间的重悬浮规律在SG不同区域均有短期效应和长期效应。

留言板

2014年第35卷第4期

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