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：李克平 刊期：2017年第01期
后处理厂高放废液贮存安全管理至关重要。为保证高放废液贮存安全,需要严格控制工艺参数,采取相应的安全控制技术措施和管理措施。在工艺方面,需要严格控制液温、液位、氢气浓度和罐内负压等工艺参数;安全控制技术措施主要包括防止氢气燃爆,废液沉积,废液泄漏,贮罐腐蚀检测和辐射安全;安全管理措施主要包括核安全文化培养,建立经验反馈制度、巡...
作者：钱虹; 周蕾; 房振鲁 刊期：2017年第01期
针对核电站稳压器压力和水位的耦合现象对控制性能带来的影响,本文通过系统辨识得到加热器和上充阀门对稳压器压力、水位的被控特性数学模型,根据实验现象和耦合原理搭建出压力和水位的耦合数学模型,采用对角矩阵法得出解耦器并简化,在MATLAB/simulink仿真平台上验证基于此解耦器的稳压器压力和水位的解耦控制系统,取得了较好的解耦效果,提高了...
作者：姚传党; 夏清友; 王家建; 曾玉华; 刘欣 刊期：2017年第01期
蒸汽发生器二回路中有较多的沉积物存在并危害传热管安全,利用涡流检测方法可以对传热管二次侧泥渣进行有效检测。通过模拟传热管结垢的不同厚度并进行实验,可获得厚度与幅值的对应关系。本文描述了对蒸汽发生器传热管结垢的检测方法及幅值与厚度的对应关系,为统计蒸汽发生器传热管外壁结垢情况提供了较为有效的参考基准量。
作者：刘云焰; 孙玉; 申凤阳; 吴纯良; 李兴; 高继宁; 谷春星; 李国才 刊期：2017年第01期
利用虚拟仪器技术,设计了一套快堆组件形位测量控制系统,用于中国实验快堆屏蔽层组件和反射层组件热冲击试验课题中组件形状尺寸测量。采用NI公司的数据采集卡实现了系统的硬件,采用Labview平台编制了系统的软件。该系统具有控制功能、测量功能和数据处理功能,实现快堆组件的偏心值、扭曲度和弯曲度等形状尺寸的测量功能。试验表明,该系统运行稳...
作者：安文斌; 陈伟星; 魏俊明 刊期：2017年第01期
CB20模块是AP1000核电站非能动安全壳冷却系统（PCS）的钢结构水箱模块,它是一个多部件组合体,外形尺寸大,结构复杂,且要在现场露天组成一个整体,其中涉及组装、焊接、运输及吊装等环节,施工难度大。本文介绍了CB20模块的组装、运输、吊装和安装等施工工艺流程,分析了CB20模块施工的重点及难点,结合现场实际情况,提出一些应对措施,尤其是对其变...
作者：闫明晶; 朱增培; 高原 刊期：2017年第01期
安全注入试验是压水堆核电厂热试期间涉及范围最广、风险最高的试验。试验程序要求在热停平台通过快速开启蒸汽排放阀模拟二回路破口触发安注信号,验证反应堆跳闸,安全壳隔离,安注执行机构动作,并对开盖冷试期间调整的安注流量进行再次验证。安注信号一旦触发将导致22个系统共计234个设备真实动作,一回路被注入含硼水。任何在线错误、设备缺陷或...
作者：张佳佳; 刘京宫; 肖军; 杨志义; 种毅敏 刊期：2017年第01期
在概率安全分析（PSA）中,人员可靠性分析（HRA）是必不可少的组成部分。国内在一级PSA中的HRA做了大量的研究工作,已有良好的基础和工程实践,但由于核电厂严重事故下人员响应的复杂性,有关二级PSA的HRA还处于摸索阶段。通过研究二级PSA中人员响应特点,调研国内外在二级PSA中采用的HRA方法,最后以我国某三代压水堆核电厂严重事故下一回路快速卸...
作者：杨泰波; 刘才学; 罗婷; 简捷 刊期：2017年第01期
研究了基于堆外电离室中子噪声信号监测压水堆核电厂反应堆吊篮的方法,通过计算电离室中子噪声的互功率密度谱、相干和相位,分析得到了堆芯吊篮梁型振动的频率;利用该方法,计算获得了某正常运行状态下压水堆核电厂换料周期内堆芯吊篮梁型振动频率和中子噪声功率谱幅度的变化趋势,结果说明了在反应堆正常运行状态下,随着堆芯燃耗的增加,吊篮梁型...
作者：熊伟华 刊期：2017年第01期
本文介绍了秦山三核CANDU6堆功率测量、控制设备的分区布置,论述了反应堆功率控制信号的计算校正和反应堆的区域功率控制,从CANDU6核功率控制设备、堆物理角度浅析其实现分区精细控制的机理,并阐述了为了提高反应堆功率控制系统可靠性和安全性而进行的主要设计改进，
作者：唐杨; 张永康; 李振臣 刊期：2017年第01期
在对放射性废液蒸发处理系统进行调试过程中,通过调节废液上料量、蒸汽发生器液位、一次蒸汽流量等系统参数来改变系统运行工况,得出各工况下的净化系数,分析系统净化效果的影响因素。调试结果表明：对于该系统,蒸汽发生器液位在500mm时净化系数最高;蒸发量为1m3/h时,净化系数最高;系统在变工况运行时产生波动,净化系数降低。系统原有两条控制联...
作者：王芳; 胡丽琴; 龙鹏程; 邹俊; 李春京; 汪进; 尚雷明; 宋婧; 程梦云; 俞盛朋; 郝丽娟; 何桃; 聂淼; 薛峰; 黄群英; 吴宜灿; FDS团队 刊期：2017年第01期
聚变研究和设计是一项需国内外广泛合作的系统工程,积累和共享数据是当前重要任务。为了更好地整合聚变数据,FDS团队设计和研发了集聚变数据和数据处理与分析软件于一体的聚变数据库系统FusionDB,系统涵盖了聚变堆设计与安全分析关键数据,是国际上首个包括核数据、材料数据、部件数据、聚变物理实验数据以及核计算仿真和可靠性与概率安全分析等...
作者：张彬航; 郝丽娟; 葛鹏; 宋婧; 何鹏 刊期：2017年第01期
在核反应堆运行过程中,产生的大量中子对结构材料、回路中的腐蚀产物有很强的活化作用,从而对工作人员在运行、检修、退役等多个环节造成辐射危害。因此高精度、高效率的活化计算在反应堆设计和安全分析研究中有着重要的作用。切比雪夫有理逼近方法（Chebyshev rational approximation method,CRAM）相比于传统的活化计算方法,不需要单独处理短...
作者：孙林; 陈德鸿; 王明煌; 蒋洁琼 刊期：2017年第01期
托卡马克（Tokamak）聚变堆芯参数优化设计是聚变及聚变驱动次临界堆设计的重要步骤之一。本文发展了基于遗传算法（GA）的堆芯参数优化方法并与中国科学院核能安全技术研究所·FDS团队研发的系统程序SYSCODE堆芯物理模块相耦合,对堆芯参数进行优化。通过优化指定的聚变堆芯设计参数（如几何尺寸、等离子体电流、环向磁场等）,并满足给定的约束条...
作者：冯上任; 佟立丽 刊期：2017年第01期
严重事故管理导则的入口是从电厂应急运行规程（EOP）向严重事故管理导则（SAMG）转换的条件,也是严重事故缓解行动的重要依据。本文选取失去四级电源导致的典型高压熔堆序列以及大破口失水事故（LLOCA）导致的典型低压熔堆序列,根据严重事故堆芯剧烈氧化机理,得出了燃料温度、氢气产生速率及产氢量、入口集管过冷度以及慢化剂液位的关系。结果...
作者：李精精; 王辉; 石雪垚 刊期：2017年第01期
基于GASFLOW程序,选取对M310核电厂稳压器隔间内氢气风险极为不利的两种事故工况,对安全壳内氢气风险进行了分析计算。模拟结果显示：在所研究的工况条件下,卸压箱隔间、波动管隔间、稳压器隔间及穹顶区域内,只有波动管双端断裂事故在早期氢气集中释放阶段,出现了稳压器隔间内FA准则数大于1的情况,其他隔间及其他工况下所有隔间内的FA准则数和DD...
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