耐事故包壳中子经济性分析

福岛核事故之后,核燃料在事故工况下的安全性越来越受到重视,提出耐事故的概念,其中包含耐事故包壳.耐事故包壳可以有效防止锆合金(Zr)包壳可能出现的"锆水"反应,同时在深燃耗或一些极限工况下保持包壳结构的完整性,有效预防核事故.本文以传统压水堆组件锆合金包壳做对照,分析对比了热门耐事故包壳材料的中子经济性,不同包壳厚度下...     

含氮聚合物催化剂的制备及乙炔氢氯化性能研究

以多聚甲醛、1,3,5?三甲基苯和对苯二胺为C源和N源聚合制得CN _y 前驱体,经焙烧制成N掺杂C催化剂,并研究经由不同焙烧温度制得的N掺杂C催化剂对乙炔氢氯化反应性能的影响。结果表明,CN _y ?700?1催化剂反应活性最高,在乙炔与氯化氢体积比 1.0∶1.1、反应温度280 ℃、乙炔体积空速90 h^-1的反应条件下,乙炔转化率可高达89.8%。通过催化剂表征发现,催化剂的活性与比表面积、孔体积和吡咯N相对含量有关,与吡咯N原子结合的碳原子是其活性位点;在一定温度范围内,升高焙烧温度可使催化剂产生较大的比表面积,吡啶N也一定程度转化为吡咯N;催化剂失活的主要原因是积碳。     

变形奥氏体连续冷却转变对高强度容器钢组织的影响

利用MMS-100热模拟试验机研究了不同冷却速度对高强度容器钢板组织结构的影响,用热膨胀法建立了动态条件下的连续冷却转变曲线（CCT）,结果表明：冷却速度在0．5～1℃/s时,相变组织为多边形铁索体＋少量珠光体组织;随着冷却速度的升高,珠光体逐渐消失,相变组织为多边形铁素体＋少量粒状贝氏体;当冷速大于15℃/s时,相变组织主要为板条状贝氏体,且晶粒变得细小均匀。     

高炉风口长寿攻关实践

高炉风口的使用寿命是由高炉炉况、风口前端结构、风口材质和冷却水决定的,通过分析风口的损坏形式,改变了风口前端结构、风口材质和冷却水流量,从而降低了风口前端热负荷,提高了冷却强度、抗热裂纹和热冲击的能力,使用寿命提高了约38%。     

超临界水冷堆CSR1000反应性控制方法研究

超临界水冷堆完全依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制,因而可燃毒物布置方案及控制棒管理方案是其堆芯设计的关键。通过燃料组件反应性计算分析,本文选取Er2O3作为与UO2燃料混合的可燃毒物,以及与沸水堆类似的十字形控制棒,然后利用三维堆芯物理热工耦合计算方法,进行控制棒管理方案设计,建立满足总体及安全性设计要求的超临界水冷堆CSR1000平衡循环堆芯,并对堆芯关键设计参数进行评价。     

等效天然铀燃料中子学性能分析

采用10种回收铀（RU）和贫铀（DU）成分情形,根据等效天然铀（NUE）燃料混合比计算程序ALPHA算得配成NUE燃料的混合比。以标准CANDU 6栅元结构为载体,采用WIMS程序,通过比较NUE燃料与天然铀（NU）燃料的中子学性能参数,以及NUE燃料入堆示范验证试验中实际入堆的燃料信息,对NUE燃料与NU燃料的中子学性能等效性进行了论证分析。研究表明,与NU燃料相比,各种情形下NUE燃料在无限增殖系数、卸料燃耗、冷却剂空泡反应性以及燃料温度效应等中子学性能参数上吻合较好,NUE燃料与NU燃料具备较好的中子学等效性,可应用于重水堆核电站,实现回收铀的有效利用。     

六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。      

SCWR堆芯三维瞬态物理-热工水力耦合程序开发

耦合三维中子时空动力学程序和超临界水堆(SCWR)热工水力计算程序,开发了适用于SCWR堆芯瞬态和事故分析的三维瞬态分析程序STTA。采用第二类边界条件节块格林函数方法 NGFMN_K求解瞬态中子扩散方程,采用串行耦合方法将SCWR子通道程序ATHAS嵌入NGFMN_K程序。通过压水堆基准题NEACRP-L-335和SCWR弹棒问题检验STTA程序,结果表明:STTA针对压水堆问题的计算结果与参考解符合良好,针对SCWR问题的计算结果合理可信,可用于SCWR堆芯的三维瞬态性能分析。     

热风炉富氧燃烧技术的开发与应用

通过对制造富氧空气的几种方法的比较，将膜法富氧技术应用于热风炉，开发了富氧燃烧技术。试验表明，热风炉使用膜法富氧技术将助燃空气含氧量提高到24％左右时，实际可提高风温近40℃。