核动力工程

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秦胜杰, 郎雪梅, 谢士杰, 李朋洲, 张君毅, 刘文兴, 卓文彬

2016, 37(5): 1-3. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0001

摘要(12) PDF(0)

摘要:
开展压水堆燃料组件5×5棒束非均匀加热临界热流密度实验;介绍大型热工实验装置、5×5全长棒束非均匀加热实验本体和实验方法,并与哥伦比亚大学HTRF装置临界热流密度(CHF)实验数据及CHF关系式预测进行比较。实验结果表明:大型热工实验装置与HTRF装置CHF实验结果具有较好一致性。

严重事故条件下压力容器下封头外表面临界热流密度实验研究

张震, 熊万玉, 王雄, 卓文彬, 李朋洲, 臧金光, 宋明亮

2016, 37(5): 4-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0004

摘要(11) PDF(0)

摘要:
开展堆腔注水冷却系统的临界热流密度(CHF)实验。采用等宽矩形发热段模拟压力容器下封头,分别在池式沸腾及强迫循环工况条件下,对发热壁面不同角度位置处的CHF限值进行实验研究。实验结果表明:在池式沸腾和强迫循环工况条件下,CHF随角度的变化关系都可以分为3段,在靠近入口的区域,池式沸腾条件下CHF随角度增加而升高,而强迫循环工况条件下CHF随角度增加逐渐降低;在中部区域,CHF随角度增加而升高;在靠近出口的区域,CHF随角度增加而降低。

安全壳外液膜流动延迟时间的试验研究

鲁仰辉, 王彦之, 刘璐, 王妍

2016, 37(5): 10-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0010

摘要(6) PDF(0)

摘要:
非能动安全壳冷却水系统响应至壳外水膜稳定的时刻称为延迟时间。延迟时间是非能动换热、核安全系统设计等方面的关键参数。在重力作用下,大空间曲率表面降膜流动覆盖安全壳表面有2个过程:1水流向下流动,导致原干区变为湿区;2因水膜的半稳定性,横向润湿干区,使得接触角变小,缓慢增加水膜覆盖区域。2个过程的耦合导致难以判定壳外水膜稳定的时刻。本文根据非能动大型先进压水堆核电站CAP1400水分配试验,在获得收集水槽液位、流量和水膜覆盖图片等数据的基础上,通过图像处理方法及对比分析,提出流量稳定和覆盖稳定2种判定水膜稳定的方法,解决延迟时间的计算问题,得到不同分水结构形式下延迟时间随流量的变化趋势和规律。

PWR堆芯热工水力CFD仿真优化方案研究

陈广亮, 张志俭, 田兆斐, 李磊

2016, 37(5): 15-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0015

摘要(9) PDF(0)

摘要:
压水堆(PWR)全堆芯采用计算流体动力学(CFD)技术进行仿真面临的问题较多。例如:堆芯网格缺乏精细化设计会导致仿真失真,而堆内大量复杂结构区的精细化设计与方案筛选需占用大量时间;PWR全堆芯CFD仿真需超600亿的巨量网格,致使仿真需要大量的计算资源与时间。针对这些问题,设计了多湍流模型分段应用、几何简化与仿真修正方案,保证了仿真优化的准确度,并显著降低计算量与时间。

反应堆结构的三维非线性地震分析

黄茜, 张毅雄, 沈平川, 余晓菲, 吴万军

2016, 37(5): 19-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0019

摘要(10) PDF(0)

摘要:
建立反应堆结构三维非线性有限元模型,采用总体瑞利阻尼、局部材料阻尼和弹簧单元阻尼相结合的方法解决部件间的阻尼差异问题,导出燃料组件的等效间隙与等效刚度计算公式并真实地模拟了带间隙的同心圆部件间的接触、动态变化的预紧力和摩擦效应。随后,以同时满足响应谱和功率谱包络性要求的非平稳地震位移时程作输入,开展反应堆结构的非线性地震分析,得到结构在安全停堆地震(SSE)下的地震响应,为反应堆结构的三维非线性抗震研究提供借鉴。

基于人工透射边界的核电厂结构抗震分析

李建波, 梅润雨, 林皋, 张鹏冲

2016, 37(5): 24-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0024

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摘要:
目前核电厂结构-地基地震动力相互作用模型仍局限为规范建议的简单集总参数模型,或以粘弹性边界为代表的基本有限元地基模型,缺乏精度相对较高的分析方法。本文将高精度的二次透射人工边界地基模型引入核电结构抗震的分析领域,针对厂房结构的复杂约束,采用隐显式方法求解,显式积分时域结果后处理等关键问题,基于ANSYS软件提出了模型解决方案,并以实例形式验证了本文方法与模型的适用性。结果表明,文中模型适用于核电厂建筑物动力响应的有限元分析。

蒸汽发生器防振条偏移对管束流致振动及磨损的影响分析

朱勇, 韩同行, 任红兵

2016, 37(5): 29-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0029

摘要(10) PDF(0)

摘要:
某电厂蒸汽发生器在进行役前涡流检查时发现第3组防振条向冷侧偏移约10°。基于蒸汽发生器管束流致振动专用分析软件GERBOISE分别对防振条偏移前后管束的流弹特性、湍流激励响应以及微振磨损进行计算;通过对比防振条偏移前后的计算结果,评估防振条偏移对管束流致振动和微振磨损的影响。评估结果表明,防振条的偏移不会导致传热管出现不可接受的流致振动和过量的微振磨损。

相变温度下(800℃)核电设备用A508-Ⅲ钢的蠕变损伤及本构方程研究

谢志刚, 杨建国, 贺艳明, 高增梁

2016, 37(5): 33-39. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0033

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摘要:
在800℃条件下,对国产压力容器(RPV)用A508-Ⅲ钢分别进行17.5 MPa、20 MPa和27 MPa 3种载荷下的蠕变试验及部分载荷下的蠕变中断试验(20 MPa和27 MPa)。微观组织及蠕变曲线研究表明,随着蠕变时间的增加,试样内空洞及第二相粒子的体积分数近似成线性增长;由此可以推断蠕变空洞萌生、扩展及第二相粒子的粗化是造成蠕变损伤的主要原因。本研究从细观力学思路出发,结合A508-Ⅲ钢蠕变过程中微观损伤机理,通过定义无损相、空洞相和第二相粒子相组成三相复合体作为代表性体积单元,提出考虑微结构损伤及演化的K-R蠕变本构方程。通过归一化处理,最终获得反映空洞及第二相粒子演化的蠕变本构方程和损伤演化方程的形式,建立微观结构损伤与本构方程之间的内在联系。

辐照后的铝焊缝残余应力的中子衍射测量

王姝驭, 冯琦杰, 王虹, 李建, 刘耀光

2016, 37(5): 40-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0040

摘要(7) PDF(0)

摘要:
利用中子衍射方法测量分析退役后的反应堆部件上铝焊缝的残余应力,研究反应堆辐照对铝焊缝残余应力的影响。测量结果表明:最大残余应力位于热影响区;反应堆辐照剂量越大,铝焊缝部位的残余应力由压应力变化为张应力的震荡越大;远离焊缝位置,辐照后样品的应变不为零。

基于沉淀相粗化机制的裂变气泡长大模型研究

龙冲生, 张雨, 陈洪生, 肖红星, 韦天国, 赵毅

2016, 37(5): 43-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0043

摘要(7) PDF(0)

摘要:
基于合金中沉淀相粗化机制,建立了裂变气泡（FGB）长大的数学模型,以铀合金和陶瓷UO₂燃料为例,计算了在不同辐照温度和外压约束下气孔率、平均孔径随燃耗深度的变化。对UO₂燃料,当外压约束相同时,在700°C下的气孔率增长速度比400°C下的约快25%;外压约束对FGB的长大有一定抑制作用,但影响相对较小。由于金属燃料易于发生塑性变形,在同样的燃耗下,气孔率和平均孔径都显著大于陶瓷燃料。

通过监测Cs快速定位破损燃料组件的方法

孙寿华, 李健, 朱磊, 李子彦

2016, 37(5): 46-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0046

摘要(15) PDF(0)

摘要:
从燃料元件内生成¹³⁷Cs、¹³⁴Cs的核反应过程出发,建立精确的数学物理模型,得到反应堆一回路冷却剂中¹³⁷Cs、¹³⁴Cs放射性活度与燃料组件内²³⁵U燃耗关系的精确解和简化解。分别给出了简化解、ORIGEN2.0计算结果和精确解的比较。研究表明:只要通过化学测量得到反应堆一回路中¹³⁴Cs与¹³⁷Cs的活度比（R_Cs）,即可由本文建立的精确解模型计算得到破损燃料元件的燃耗值,从而达到快速定位破损燃料元件的目的。

CANDU堆区域超功率保护工况重分组设计

王文聪, 叶国栋, 牟小川, 盛建新, 郑永祥, Doddy Kastanya

2016, 37(5): 51-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0051

摘要(12) PDF(0)

摘要:
CANDU堆区域超功率保护（ROP）系统用于缓慢失去反应性控制事故下防止燃料包壳出现烧干。机组老化会导致ROP运行裕量下降。为应对秦山第3核电厂CANDU堆ROP裕量不足的问题,通过对ROP工况分组原则、电站运行文件和运行策略、反应性控制机构设置、现有相关报警等的审查,确定出4项重分组规则;设计安装监测轴向平均区域功率偏差的报警,将共计270个工况从ROP正常手柄位置对应的工况组移出。ROP工况重分组方案在秦山第3核电厂实施后,ROP运行裕量将恢复3%~5%,可显著提升机组运行的经济性和安全性。

辽宁红沿河核电厂核仪表系统设计

沈峰, 陈乐, 李高, 刘艳阳, 李文平, 王银丽

2016, 37(5): 55-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0055

摘要(11) PDF(0)

摘要:
对辽宁红沿河核电厂一期工程核仪表系统(RPN)设计工作进行介绍,内容涉及系统功能、系统结构和设备功能划分、关键技术参数的计算分析和试验验证、设备信号接口等设计重点内容。所设计的核电站投入商业运行证明系统设计工作取得了成功。

湿法贮存乏燃料核电厂的应急分级

于红

2016, 37(5): 58-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0058

摘要(11) PDF(0)

摘要:
根据乏燃料重返临界、屏蔽丧失、排热丧失和包容丧失对核电厂造成的实质性安全威胁,分析湿法贮存乏燃料核电厂的应急分级。应急分级使用的参数不仅应可实现监测,还应能表征乏燃料安全状态的等级。以方家山核电厂为例,给出了指示乏燃料安全状态的水位、温度、剂量率等参数的典型值及方家山核电厂乏燃料相关的应急分级。

波动管小破口失水事故实验研究

彭传新, 鲁晓东, 张妍, 白雪松, 昝元峰, 卓文彬, 闫晓

2016, 37(5): 63-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0063

摘要(7) PDF(0)

摘要:
在模块化小型反应堆非能动安全系统综合模拟实验装置上进行波动管小破口尺寸失水事故实验,研究波动管小破口失水事故过程中的热工水力现象和非能动安全系统运行特性。模块化小型反应堆发生失水事故后,压力平衡管和安注管线内流体的密度差可以驱动堆芯补水箱(CMT)内的冷流体注入反应堆压力容器,压力平衡管裸露后CMT安注流量出现波动;安注箱(ACC)的安注对事故初期的堆芯冷却效果显著;经自动卸压系统卸压后,内置换料水箱(IRWST)可以对堆芯进行持续稳定的安注和冷却。研究结果表明:波动管小破口失水事故中,非能动安注系统可以对堆芯进行有效注水,并带走堆芯衰变热量。

反应堆铂电阻测温仪表精密校准技术研究

陈盼辉, 郭立峰, 陆古兵, 金传喜

2016, 37(5): 68-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0068

摘要(6) PDF(0)

摘要:
设计了一种新的数控电阻网络结构。此结构能够降低由于继电器接触电阻不稳定特性的影响,实现高精度可变电阻输出,达到反应堆铂电阻测温仪表的精度等级要求。分析了在采用二进制电阻权重序列的情况下,由于电阻的初始误差导致的失配误差,并提出了失配误差的计算公式和不失配条件。新电阻结构具有高精度和高稳定性的特点,能够用于反应堆铂电阻测温仪表的设计、测试和校准工作。

堆内构件吊篮筒体加工变形及其控制措施研究

夏欣, 李宁, 李燕, 赵伟, 陈训刚, 何培峰

2016, 37(5): 71-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0071

摘要(12) PDF(0)

摘要:
反应堆压力容器堆内构件吊篮筒体制造过程中频繁出现加工变形超差,严重影响吊篮筒体的加工质量和核电项目的建造周期。对筒体变形的影响因素和超差原因进行分析,并提出筒体变形的控制措施,在后续核电厂项目吊篮筒体的加工过程中取得良好效果。对筒体设计方面的改进和调整提出建议,部分改进已在国产第三代核电机组—华龙一号吊篮筒体的设计中得到应用。

AP1000蒸汽发生器环焊缝局部热处理防DING分析及监造措施

刘世辉, 李涛, 毛昌森

2016, 37(5): 75-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0075

摘要(8) PDF(0)

摘要:
AP1000蒸汽发生器(SG)的环焊缝局部热处理防永久变形(DING)技术是有别于二代核电SG焊缝局部热处理的一项新工艺,文章从DING产生的原因、影响因素、工艺预防措施进行简单介绍,提出在质量监督过程中需要关注的重要检查点。

CRDM管座垂直度变化与可更换性分析

陈海波, 罗英, 王小彬, 付强

2016, 37(5): 78-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0078

摘要(16) PDF(0)

摘要:
针对现有成熟并广泛采用的控制棒驱动机构(CRDM)管座与反应堆压力容器封头连接结构形式及制造工艺,分析反应堆压力容器水压试验后CRDM管座垂直度变大现象及管座受损后的可更换性问题,基于影响CRDM管座垂直度变化及制约管座更换的关键因素,对管座与封头连接结构进行设计改进,改进后的连接结构可有效解决垂直度控制难题并降低管座更换难度。

管道弹簧支吊架的选型分析

马兆国, 吴春明

2016, 37(5): 81-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0081

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用理论分析与实践案例相结合的方法,分析管道弹簧支吊架的选型。简述弹簧支吊架的应用和分类,指出2类弹簧支吊架的主要特点。分析弹簧支吊架在不同工作状态下对管道的作用力,提出管系吊零原则,指出刚度校验的理论依据,研究地震时弹簧支吊架对管道的作用。最后以某核电厂主蒸汽管道的弹吊选型作为工程实例,描述了弹簧支吊架的选型过程。

国产装卸料机堆芯定位技术研究

叶建军, 张剑, 张鹏, 陆科峰, 孙贵同

2016, 37(5): 84-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.04.0084

摘要(8) PDF(0)

摘要:
通过对装卸料机堆芯定位精度的影响因素分析,将装卸料机设备各个参数对堆芯定位的影响进行量化。为了降低"单点定位法"及"改进型四点定心平均步长定位法"中堆芯相邻组件间步长选取带来的定位误差,提出"量规精确法"堆芯定位技术,并成功应用于某核电厂。结果表明,"量规精确法"堆芯定位技术大大降低了堆芯步长选取过程中的测量误差;将堆芯内坐标点最小预量从传统的7 mm提高至11 mm。

大亚湾核电站风险指引型在役检查分析

刘萍萍, 郗海英

2016, 37(5): 89-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0089

摘要(7) PDF(0)

摘要:
详细描述大亚湾核电站风险指引型在役检查分析的方法及实施流程,并应用该方法对大亚湾核电站1号机组余热排出系统现行在役检查进行优化。优化后,余热排出系统的检查位置和检查数量发生变化。风险指引型在役检查方法能在保持和改善公众健康和安全的同时,尽可能地减少检查数量进而减少在役检查人员的职业照射。然而,风险指引型在役检查的关键不是简单地减少检查数量或改变检查方法,更重要的是关注风险重要的管段,检查基于"降质机理"(基于原因),能够提高在役检查的效果。文章最后对风险指引型在役检查方法实施过程中一些关键问题进行讨论,为方法的应用提出若干建议。

核电站辅助给水汽动泵大流量限制测量设计研究

王延华, 李小军, 刘祖全, 李勇军

2016, 37(5): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.04.0093

摘要(10) PDF(0)

摘要:
通过对辅助给水汽动泵组仪控设备制造的跟踪审查,结合辅助给水系统运行的设计参数,提出辅助给水汽动泵大流量限制的测量方案,并针对福清核电站现场实际布置及系统测量需求等因素对其进行设计优化,通过样机试验及现场调试验证,证明了该测量方案的可行性,测量方案完全能够满足核电站事故工况下系统的运行要求。

闭式冷却水系统热交换器换热钛管外壁异常减薄的失效分析

谢建华, 郑之寿, 苏秀丽, 白菲菲, 赵小红

2016, 37(5): 97-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0097

摘要(8) PDF(0)

摘要:
针对某核电厂闭式冷却水系统(SRI)热交换器出现的换热钛管外壁异常减薄现象,从原材料化学成分、性能、工作介质、流致振动、微动损伤等方面进行研究分析。认定其换热钛管及折流杆因流体诱发振动,相互之间碰撞摩擦,以及局部发生微动损伤是换热管失效的主要原因。提出一系列针对性的建议,其成果对于核电热交换器在海水环境中的有效防护和安全运行有借鉴意义。

核电厂反应堆冷却剂泵飞轮的超声波检测

吴金锋, 任剑波, 孙加伟, 陈岩, 陈智聪

2016, 37(5): 102-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0102

摘要(14) PDF(0)

摘要:
反应堆冷却剂泵飞轮键槽是易损部位,要求役前及在役检查阶段对其进行超声波检查。重点介绍了反应堆冷却剂泵飞轮检测的范围,以及一种组合式探头的设计应用、检查实施、信号分析等。该超声波技术符合规程要求。提出一种新的针对主泵飞轮的超声波检查方式,该检查方式具有更高的检查灵敏度。

TMSR-SF1保护系统T3定期试验方案设计与探讨

刘珍宝, 后接, 刘桂民

2016, 37(5): 105-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0105

摘要(9) PDF(0)

摘要:
基于钍基熔盐固态试验堆(TMSR-SF1)保护系统的特点,结合法规要求、试验需求,分析TMSR-SF1保护系统定期试验的原理和范围。概括介绍TMSR-SF1保护系统T3定期试验平台,重点介绍T3定期试验的方案,进而根据相关法规要求,详细论证保护系统T3定期试验方案的可行性和正确性。

燃料组件结构参数对于控制棒组件落棒缓冲效果的敏感性分析

肖忠, 马超, 郭晓明

2016, 37(5): 111-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0111

摘要(10) PDF(0)

摘要:
压水堆控制棒落棒水力缓冲过程主要依靠导向管下部缓冲段结构实现。燃料组件缓冲段结构参数的选取对于落棒缓冲效果影响较大。基于水力学基本公式构建的落棒缓冲理论模型,运用数值计算的方法研究缓冲段结构参数,如导向管与控制棒环形间隙、轴肩螺钉流水孔径与长度等对落棒水力缓冲效果的影响情况。总结出落棒缓冲影响规律,可作为燃料组件导向管结构设计的参考。

基于老化降质的自然循环蒸汽发生器改进设计研究

李鹏飞, 余平, 王海松, 成翔, 李焕鸣, 黄伟, 沈云海

2016, 37(5): 115-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0115

摘要(13) PDF(0)

摘要:
基于自然循环蒸汽发生器传热管的各种老化降质机理,对蒸汽发生器的改进设计进行了分析研究。研究结果表明,通过选择I-690TT作为传热管材料、加装排污装置、采用三叶或四叶梅花孔型管束支承板、在U型弯头区加装V型防振条结构以及给水采用全挥发处理等措施,可有效避免或缓解自然循环蒸汽发生器常见的各种老化降质。

热管冷却空间反应堆事故特性研究

刘松涛, 袁园, 魏宗岚, 曾未, 朱力, 苟军利

2016, 37(5): 119-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0119

摘要(11) PDF(0)

摘要:
以典型热管冷却空间反应堆(SAIRS)为对象,针对其各个模块进行建模,研制了基于SAIRS的系统瞬态计算程序(TAPIRS),并用该程序分析了反应堆的3种典型瞬态工况。计算结果表明:在控制鼓故障引入极大反应性、碱金属热电转换装置(AMTEC)部分失效和散热板丧失部分散热面积事故工况下,燃料温度控制在安全限值以内,验证了反应堆系统在事故工况下具有应对单一故障和自稳自调的能力。

流量波动作用下临界热流密度特性理论模型开发与验证

刘文兴, 赵大卫, 苏光辉, 黄彦平

2016, 37(5): 125-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0125

摘要(10) PDF(0)

摘要:
基于微液层蒸干机理和均匀流两相流场瞬态特性模型,建立能够预测通道入口流量波动条件下的瞬态临界热流密度的机理模型并开发了相应的计算程序,采用入口流量稳定和流量波动条件下实验数据对模型进行了验证,表明所开发模型能够较好地预测入口流量波动条件下瞬态临界热流密度,并具有较好的计算精度。

CHF关系式开发与DNBR限值确定方法研究

张玉相, 席炎炎, 庞铮铮, 李伟才, 周跃民, 赵华

2016, 37(5): 130-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0130

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对反应堆内临界热流密度(CHF)关系式开发中的关键问题(如冷壁效应、非均匀加热因子、数据统计处理等)进行研究,并以公开发表的CHF试验数据为基础,完成自主化CHF关系式初步拟合和关系式限值确定。在对计算结果进行详细统计分析的基础上,建立了一套严密的统计处理方法以确定CHF关系式DNBR限值。

地下核电厂蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统设计研究

赖建永, 沈云海, 王保平, 余小权, 隋海明, 朱力, 喻飞

2016, 37(5): 135-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0135

摘要(14) PDF(0)

摘要:
地下核电厂的安全壳深埋于地下,在地面布置大容积的高位水池,可为蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出的实施提供足够的重力驱动压头。本文结合地下核电厂的设计特点,提出了一种适用于地下核电厂的SG二次侧非能动余热排出系统,并给出了系统功能要求、回路系统构成及设备主要特性和运行特点。

地下核电厂三废处理方案研究

高峰, 马兴均, 陈先林, 林力, 廖玮, 赵鑫

2016, 37(5): 138-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0138

摘要(9) PDF(0)

摘要:
根据放射性废物源项及地下核电厂房布置特点,对放射性废物处理厂房进行初步规划。在核辅助厂房内布置放射性废气和废液的处理单元,在地面建立厂址废物处理设施处理固体废物和浓缩液。制定了放射性废物的处理技术方案。介绍了严重事故下放射性废液和废气的封堵、隔离和处理措施以及移动式废液处理装置和移动式废气处理装置的单元构成。严重事故下释放的放射性废气和废液能得到有效的封堵、隔离和处理。

地下核电厂防止气载放射性核素扩散的研究

张涛, 赵鑫, 刘海波, 喻飞, 苏毅, 陈彬

2016, 37(5): 142-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0142

摘要(7) PDF(0)

摘要:
给出地下核电厂防止气载放射性核素扩散的总体原则,分析地下核电厂防止气载放射性核素扩散的工程措施,重点研究严重事故下的防护措施。提出一种严重事故下可实现安全壳及反应堆厂房洞室及时卸压的系统。该系统非能动响应,并根据严重事故的不同情况自动采取相应的应对措施,过滤排放安全壳及洞室内放射性气载物的同时为安全壳和洞室降压。通过这些工程措施可以更好地控制地下核电厂严重事故中产生的气载放射性核素,从设计上实现实际消除大量放射性核素释放的可能性。

地下核电厂放射性废水迁移防护系统研究

钮新强, 施华堂, 李洪斌, 闵征辉, 张文其

2016, 37(5): 147-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0147

摘要(10) PDF(0)

摘要:
根据地下与地面核电厂放射性废水迁移防护条件,充分考虑放射性废水地下迁移的影响因素,确定地下核电厂放射性废水迁移的防护措施。完全保留地面核电厂对放射性废水的所有安全防护措施,充分利用地下核电厂岩体的天然防护性能,通过在地下洞室周围岩体内增设封闭、疏干等工程措施,阻断放射性废水地下迁移的通道,同时设置收集、处置、监测系统。经数值计算分析,上述防护措施效果显著,地下核电厂严重事故工况下可能产生的放射性废水处于受控状态。

地下核电厂应急计划区最小化方面的初步研究

吕焕文, 景福庭, 刘嘉嘉, 王军龙, 杨平, 张涛

2016, 37(5): 152-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0152

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摘要:
选取具有包络性的事故,并给出全堆熔化事故下的放射性源项,对CUP600应急计划区范围进行初步的分析计算。结果表明:CUP600向环境释放源项较小,整个事故期间在预计厂址边界处的有效剂量和甲状腺剂量均不超过相应的干预水平;CUP600的烟羽应急计划区可以划至厂址边界,从而取消场外烟羽应急计划区。

地下核电厂大型洞室群开挖施工关键技术研究

苏利军, 刘立新, 李锋, 张治军, 隋海明, 朱勇辉

2016, 37(5): 156-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0156

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摘要:
以地下核岛呈环形布置的地下核电厂大型洞室群为例,进行施工通道布置,制定主要施工程序。研究提出核反应堆厂房洞室和其他辅助厂房的开挖施工关键技术,总结提出地下洞室群控制爆破、支护与加固、快速施工和信息化施工的技术要点。上述开挖施工关键技术研究,支撑了地下核电厂的建设可行性。

超临界水堆CSR1000堆芯设计优化

王连杰, 卢迪, 陈炳德, 姚栋, 赵文博

2016, 37(5): 161-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0161

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摘要:
利用开发的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态性能分析程序SNTA,研究分析中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)优化堆芯燃耗性能、反应性控制能力、功率分布、最大燃料包壳温度和最大线功率密度等稳态性能,并给出与组件功率相匹配的第II流程冷却剂流量分配方案。研究表明,采用本文所述燃料组件及堆芯设计优化方法,可以有效延长堆芯燃耗寿期。

核电厂反应堆构件的退役活化源项计算

苏耿华, 包鹏飞, 韩嵩, 李明

2016, 37(5): 167-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0167

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摘要:
介绍一种核电厂反应堆构件退役活化源项的计算方法和计算结果及其初步验证。在对ORIGEN2程序的一群核反应截面进行修改后,采用蒙特卡罗程序(MCNP)和ORIGEN2程序相结合方法计算反应堆构件的退役活化源项。计算结果表明:退役反应堆构件的活化源项包括6～7种主要核素,随着构件材料成分和与堆芯距离的不同,主要活化源项的核素种类和数量发生显著变化;计算辐照监督管活化样品比活度并与测量数据进行对比,结果显示修正截面后的计算值与测量值符合得很好(相对偏差在20%以内),而未修正截面的计算值与测量值符合得较差,从而验证了本文所述方法的适用性。

堆舱可见光-红外监测样机核辐射下成像研究

周旭华, 伊雄鹰, 胥建国, 高原

2016, 37(5): 171-173. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.05.0171

摘要(8) PDF(0)

摘要:
在北京大学4.5 MV静电加速器上,通过氘离子束流轰击厚铍靶产生中子与γ射线来模拟堆舱的核辐射环境。在此环境下,考验了堆舱可见光-红外监测样机的CCD可见光成像机芯、热敏电阻型红外成像机芯以及睿星CMOS、CCD成像器件在辐射环境下的成像性能。实验结果表明:热敏电阻型红外热成像器件的抗核辐射性能优于CCD、CMOS成像器件且适合在堆舱环境中使用;CMOS成像器件的抗辐射性能优于CCD器件,在堆舱中应采用抗核辐射加固的CMOS成像器件作为可见光成像器件;为确保整机运行可靠,还应对控制电路作抗核辐射加固。

留言板

2016年第37卷第5期

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2016年 第37卷 第5期

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