杂志简介：《核科学与工程》杂志经新闻出版总署批准，自1981年创刊，国内刊号为11-1861/TL，是一本综合性较强的科学期刊。该刊是一份双月刊，致力于发表科学领域的高质量原创研究成果、综述及快报。主要栏目：反应堆工程、核聚变、核电厂、核安全、快堆、核技术
杂志简介：《核科学与工程》杂志经新闻出版总署批准，自1981年创刊，国内刊号为11-1861/TL，是一本综合性较强的科学期刊。该刊是一份双月刊，致力于发表科学领域的高质量原创研究成果、综述及快报。主要栏目：反应堆工程、核聚变、核电厂、核安全、快堆、核技术
作者：陈祖国; 许义军 刊期：2016年第04期
事故余热排出系统是池式钠冷快堆最重要的专设安全设施之一,是实现反应堆相关事故工况下余热排出安全功能的主要手段,如全厂断电工况,而独立热交换器是快堆事故余热排出系统的关键设备之一。本文以ANSYS FLUENT为工具,对中国实验快堆现有的独立热交换器和一种改进的新型独立热交换器布置在快堆热池中的情况进行了瞬态数值模拟,并分析比较其结果,...
作者：蔡杰; 聂勇 刊期：2016年第04期
压水堆核电厂核岛机械设备在役检查规则研究是修订和编制我国相关核电在役检查标准的基础和前提。本文简介了在役检查规则研究目标、方法、主要内容和结果以及在役检查规则制定依据,简述了规则研究相关主要问题的处理方法和结果,对比分析了依据研究结果编制的NB/T 20312标准与EJ/T 1041标准在役检查规则的主要不同点,给出了准确理解和正确应用NB...
作者：叶青; 杨波; 汤春桃; 党哈雷 刊期：2016年第04期
经济、灵活及与电网匹配的运行控制是先进核电厂的设计目标之一。本文对核电厂典型的控制模式和机械补偿运行控制策略进行了介绍,进一步以机械补偿设计理念为基础,研究分析了其在各种负荷跟踪模式下的运行特性。分析结果表明,采用机械补偿运行策略可实现多种模式下的负荷跟踪运行,并且在绝大部分寿期内可实现URD要求的50%额定功率以上不调硼日间...
作者：吴强; 张东辉; 李天舒; 申凤阳 刊期：2016年第04期
本文在实验装置上研究了池式快堆主容器内氩气空间温度分布特性。实验结果表明,气体温度在封闭空间中间大部分区域维持一个相对恒定的温度,这是封闭空间内液面自然对流换热的固有特点。根据实验结果分析,提出了氩气空间高度和主容器冷却系统设计应统筹考虑的设计思想,可用于优化池快堆主容器肩部设计,对大型快堆主容器冷却系统优化设计具有参考...
作者：秦冬; 张知竹; 倪东洋; 巨海涛; 于颖锐 刊期：2016年第04期
弥散颗粒燃料是一种先进的燃料元件形式,双重非均匀性是它的固有特性。本文基于弥散型燃料,使用MCNP程序对不同燃料颗粒直径、燃料富集度、燃料相体积、可燃毒物颗粒直径和可燃毒物类型的板栅元进行了分析,研究了双重非均匀性对中子学计算的影响,指出双重非均匀性在一定的尺寸下,对于纯燃料芯体板栅元影响较小,对含有弥散可燃毒物的板栅元影响较...
作者：乔雪冬; 毕金生; 贾斌; 李远山; 靖剑平; 张春明 刊期：2016年第04期
本文利用计算流体力学程序Fluent对AP1000反应堆组件稳态运行时的内部温度场和速度场的分布情况进行模拟计算,研究格架对流动的影响及计算在不同模型下格架的阻力系数,并将Fluent与VIPRE-W的计算结果进行对比,以验证Fluent程序在计算堆芯组件时的准确性。
作者：潘新新; 宋春景; 邱健 刊期：2016年第04期
设置一定数量的水分配围堰V型出水口可保证安全壳外壁的水膜覆盖率,有助于事故后壳内热量排出。本文探讨了一种适用于水膜流动特性的CFD分析方法,该方法经理论及试验验证,具有较高的精度。研究得到:随着单V型出水口入口流量增大,水膜稳定宽度线性增长,平均水膜厚度变化不大;V型出水口角度对水膜稳定宽度及水膜厚度不敏感;工程上可合理选择出水口...
作者：信敬平; 刘少军; 李春京; 徐刚; 黄群英; 吴宜灿 刊期：2016年第04期
利用高通量工程试验堆HFETR开展了CLAM钢430℃下2.98dpa的中子辐照实验,通过辐照前后拉伸和冲击性能测试与对比分析,研究了CLAM钢的中子辐照硬化和脆化效应。结果显示,CLAM钢辐照后室温测试的抗拉强度和屈服强度分别为710 MPa和615 MPa,较辐照前分别下降16 MPa和-0.5MPa,总延伸率减小1%,断面收缩率下降4%,保持良好的强度、塑性和韧性。冲击测试...
作者：张俊钰; 吴庆生; 黄波; 李春京; 黄群英; FDS团队 刊期：2016年第04期
采用309焊丝对中国低活化马氏体(CLAM)钢和316L不锈钢进行TIG焊,并利用光学显微镜、扫描电镜和维氏硬度仪分析对接接头的微观组织和显微硬度分布。结果表明,CLAM-316L TIG焊接头按照显微组织特征可分为六个区域,即CLAM钢母材、CLAM钢热影响区、CLAM钢熔合区、焊缝金属、316L热影响区、316L母材。CLAM钢熔合区显微组织为淬火马氏体;焊缝金属区为...
作者：王海霞; 陈志斌; 李亚洲; 沈欣媛; 蒋洁琼; 胡丽琴; 郁杰; 吴宜灿; FDS团队 刊期：2016年第04期
中国政府高度重视聚变发展,安全是聚变能发展的生命线,而核安全监管和相关许可制度是确保聚变能安全发展的必要手段。聚变堆具有其独特的安全特性,无法完全照搬目前基于裂变堆建立起来的法律法规等监管制度。本文初步梳理了国际(含ITER、国际原子能机构、国际能源署、欧盟、美国、韩国等)关于聚变核安全监管和许可的研究进展和相关经验,总结了我...
作者：种毅敏; 石雪垚; 杨志义; 王海洋 刊期：2016年第04期
核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安全壳之...
作者：王坤; 张帆; 袁名礼; 赵新文; 胥浩 刊期：2016年第04期
采用MELCOR程序,对小型堆破口叠加全部电源丧失的典型严重事故进行计算,并对安全壳内发生氢气燃烧、爆炸的可能性进行分析。结果表明:主管道直径3.72%的破口叠加全部电源丧失后,堆芯裸露,出现熔堆事故;同时锆水反应产生的大量氢气进入安全壳,使安全壳内氢气含量上升,在安全壳局部空间、屏蔽水箱内出现氢气燃烧。但由于小型堆安全壳净容积较小,水...
作者：祝兆文; 方岚; 刘新华; 李小龙; 魏方欣; 蒋婧 刊期：2016年第04期
AP1000核电站一回路中106Ru的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与131I相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符。一回路106Ru活度浓度过高,使得电厂液态流出物中106Ru及其子体106Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了...
作者：陈明周; 周东升; 林鹏; 陆杰; 刘夏杰; 吕永红; 黄文有 刊期：2016年第04期
为了验证所研发的等离子体系统对废物的适用性,利用等离子体炉熔融模拟核电厂废保温棉,得到了固化体。与实验室马弗炉制得的固化体相比,等离子体炉制得的固化体中同样无晶相结构,成分因炉膛耐火材料的熔蚀而出现差异,抗压强度则更优;二者的元素浸出实验结果相近;等离子体炉的出料实验证实,熔融体的高温黏度适合所选定的出料工艺。这些结果表明,...
作者：李藏雪; 赵博敏; 路义萍; 吕向平 刊期：2016年第04期
核主泵屏蔽电机是核电站核岛一次回路系统的重要组成部分,而屏蔽电机内部的冷却水的流动状态直接影响电机内的热量传递的效果。对此建立了一种屏蔽电机整机的三维流场模型。基于计算流体力学理论中的有限体积法,利用Ansys Fluent软件,以实验得到的额定工况时的一次水流速为边界条件,反演计算出屏蔽电机内部的流场速度分布。针对结果分别对屏蔽电...
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