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：李洋龙 刊期：2019年第04期
使用秦山第二核电厂CP600全范围模拟机对典型工况下失去B列48V直流电源叠加蒸汽发生器传热管小泄漏事故进行模拟,发现失去核岛B列48V直流电源对蒸汽发生器传热管小泄漏事故处理带来的影响是远远超出预期的.对产生的事故后果逐一分析,提出解决方案,并给出运行值在处理叠加事故时,应能够准确提炼多本事件导向事故规程关键路径的建议.
作者：罗文博; 吴震华; 吴顺贵; 陈海岳; 刘高明; 佟英奇; 杨自军; 叶水祥 刊期：2019年第04期
CPR1000机组安全壳设备舱门密封性试验是为了验证安全壳设备舱门双密封圈的密封性能.RCC-G《核电站土建设计与建造规程》中规定该试验的要求是:"在每次关闭之后,以及至少约每两年一次,在停堆换料时进行".电厂在每次大修中会多次开、关设备舱门,设备舱门双密封圈属于"非能动"设备,是否有必要每次关闭后都进行密封性试验.本文针对每个换料大修的仅...
作者：江嘉铭; 黄淑龙; 吴文杰; 张国书; 李然; 刘义保; 王有群; 张凯; 沈水法 刊期：2019年第04期
基于美国Nu-Scale一体化核反应堆设计参数,对直管式、U型管式和螺旋管式三种蒸汽发生器进行了匹配设计,并采用N-S方程和流体换热方程对其换热回路进行分析,得到了有效换热参数,优化了蒸汽发生器结构,改善反应堆蒸汽发生器的换热能力.经分析,当反应堆功率相同且不变时,螺旋管式蒸汽发生器换热效率最大,在三种蒸汽发生器中具有最高的冷却水出口温...
作者：孙明军; 黄高峰; 刘瑛璞 刊期：2019年第04期
大范围损伤缓解导则(EDMG)主要用于核电厂主控室功能丧失或者失去所有电源事故的极端工况,采用场内移动设施和场外应急救援资源来执行应急缓解行动.本文论述了红沿河核电厂基于NEI一系列导则实施EDMG的过程,首先选取失去所有电源(SBO)情况下最有可能的工况:SBO+15t/h轴封破口+辅助给水系统(ASG)可用+事故后半小时大气释放阀(GCT-a)全开工况进行...
作者：刘建军; 朱家彩; 王瑞利; 傅学东; 任键 刊期：2019年第04期
快中子反应堆(快堆)与热中子反应堆(热堆)一代中子时间存在较大差别,因此,两者在弱(中子)源条件下的反应堆启动以及中子增殖过程中随机性涨落的不确定度相差较大.本文从系统中子概率分布函数所满足的微分方程出发,对k=常数系统中子随机涨落不确定度进行了理论分析,解释了快堆的安全风险性要大于热堆的物理原因.
作者：毛雄忠; 祝刚; 尹亮 刊期：2019年第04期
某核电厂发生了SEC泵连续排气管线上的截止阀阀杆断裂,阀芯掉落导致连续排气管线堵塞.为了防止类似事件重复发生,对断裂的阀杆分别进行化学成分分析、宏观检查、金相检验等进行失效原因分析,并提出了后续改进意见.提高了设备可靠性,对同类机组的阀门设计制造具有参考意义.
作者：王建国; 马富巧; 张吉斌; 赵宇 刊期：2019年第04期
CAP1400核电技术是在引进的 AP1000三代核电技术基础上消化吸收、再创新研究开发出具有自主知识产权的第三代核电机组[1].国内首次建造的大型先进压水堆CAP1400核电站SC结构采用分层构造,每层结构存在着差异.SC结构现场安装采用分层分块就位工艺无法满足现场进度及质量需求.采用模块化施工工艺[2,3],在地面拼装成组合/整圈模块,借助大型起重机连...
作者：曹承龙; 龙鹏程; 甘佺; 李桃生; 胡丽琴; 王芳; 吴宜灿 刊期：2019年第04期
中子能谱在反应堆设计和物理分析中具有重要意义,目前缺少精准且高效的反应堆宽能域中子能谱(宽能谱)在线测量方法.本文提出了一种基于谱型特征识别技术的反应堆宽能谱在线测量方法,该方法组合了几种不同阈值的在线探测器,并通过能谱大数据,挖掘出符合反应堆谱型的探测器计数比值和特征峰位的对应关系,定位预置谱参数,并结合反应堆能谱物理特征,...
作者：孙光耀; 甘佺; 郝丽娟; 宋婧; 龙鹏程; 吴宜灿; FDS凤麟团队 刊期：2019年第04期
中子能谱是影响核能系统安全性和经济性的重要参数,先进核能系统种类繁多,能谱差异大,准确的调控出先进核能系统的能谱对其发展有重要意义.本文利用基于响应矩阵的中子能谱逆向调控方法,以14MeV单能的聚变中子源为例,调控出聚变堆氚增殖包层、聚变裂变混合堆次临界包层、铅基快堆堆芯处的中子能谱,调控得到的中子能谱与目标能谱吻合较好,其中聚...
作者：田珏; 王辉; 杨明馨 刊期：2019年第04期
中国实验快堆(CEFR)长期运行过程中,蒸汽发生器传热管水侧的腐蚀是影响设备传热性能的主要问题,为确保CEFR在规定的运行限值和条件内运行,需要制定科学可行的化学清洗方案.本实验以俄罗斯化学清洗方案为基础,分别进行有效性试验和安全性试验,试验考虑不同EDTA浓度、pH、清洗时间、清洗温度对化学清洗效果的影响,同时对比了EDTA铵盐和EDTA钠盐在...
作者：齐少璞; 杨红义 刊期：2019年第04期
超临界二氧化碳布雷顿循环因热效率高、布置紧凑等特点受到了广泛的关注,多种核能系统将其列为备选的动力循环系统.为研究基于超临界二氧化碳布雷顿循环的钠冷快堆系统的特点,本文在调研和分析的基础上,从反应堆回路数目、动力循环方式、系统参数选取及设备材料选型等方面开展了分析与对比,针对给定的系统配置方式初步分析了系统主要参数特点,并...
作者：徐志辉 刊期：2019年第04期
核电机组在甩负荷工况下,汽水分离再热器开关量高液位触点会因闪蒸而产生虚假信号,存在误触发跳机保护风险.通过深入分析闪蒸原理及跳机逻辑,挖掘潜在的机组非预期跳机风险,并结合设备布置结构、系统运行原理、关联调节阀控制以及跳机保护需求等,提出两种优化改进方案,并对比分析其优缺点,实现既能避免原有的误动风险,又防止引入新的拒动风险.通...
作者：王可; 蔡杰进; 任志豪; 朱元兵; 王婷; 厉井钢 刊期：2019年第04期
CPR1000反应堆发生全失流事故后,冷却剂流量迅速下降,一回路温度和压力升高,可能导致堆芯发生偏离泡核沸腾(DNB)的危险.本文使用中广核自主开发的系统程序GINKGO和子通道程序LINDEN分别对CPR1000的电厂系统和堆芯部件进行了建模,再使用GINKGO进行系统分析、LINDEN根据系统分析结果进行子通道分析后确定偏离泡核沸腾比(DNBR)达到最小值的时刻,并...
作者：庄少欣; 孙微; 刘宇生; 靖剑平; 安婕铷 刊期：2019年第04期
基于最佳估算程序TRACE,对大功率非能动核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,一回路压力、破口流量、一回路水装量等参数的瞬态变化,并以此为基准工况,根据电厂实践经验,选取泵延迟工况和阀门半开工况进行敏感性分析计算,将计算结果与基准工况进行了比较与分析.结果表明:虽然不同的工...
作者：王高鹏; 朱文韬; 牛世鹏; 刘宇 刊期：2019年第04期
本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究.得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略...
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