核电厂安全文化及其发展

核安全文化的基本概念及起源切尔诺贝利核电站事故后,国际原子能机构(IAEA)通过对事故的分析和讨论,确认事故源于一系列人因失误—有意识违反操作规程:为完成汽轮机试验不顾反应堆将进入不稳定状态,眼看要发生事故还想试着把试验做完,最终酿成了一场人为的核灾难。1986年IAEA国际核安全咨询组(INSAG)提交的《关于切尔诺贝利核电厂事故后审评会议的总结报告》中提出了“安全文化”(Safety Culture)概念,随后在1991发表了一篇专著《安全文化》(INSAG     

Hydrodynamic characteristics of a four-compartment periodic anaerobic ba ed reactor

Periodic anaerobic baffled reactor (PABR) is a novel reactor based on the design concept of anaerobic baffled reactor (ABR). Residence time distribution (RTD) studies on both clean and working reactors at the same hydraulic residence time (HRT) of 2 d were carried out to investigate the dead spaces and mixing patterns in PABRs at different organic loading rates (OLRs) in various switching manners and frequencies.The results showed that the fraction of dead space in PABR was similar to that in ABR,which was low in comparison with other reactor designs.Dead space may be divided into two categories,hydraulic and biological.In RTD studies without biomass,the hydraulic dead space in the PABR run in an"every second"switching manner with T=2 d was the lowest whereas that in the PABR run in a T=∞(ABR) switching manner was the highest.The same trend was obtained with the total dead space in RTD studies with biomass no matter what the OLR was.Biological dead space was the major contributor to dead space but affected decreasingly at higher OLR whichever switching manner the PABR run in.The flow patterns within the PABRs were intermediate between plug-flow and perfectly mixed under all the conditions tested.     

反应堆压力容器材料中Ni界面偏析对富Cu溶质团簇演化影响的模拟研究

目的定量研究镍原子的界面偏析对降低团簇与基体间表面能及促进团簇形核、提升团簇数密度的贡献,以深化对反应堆压力容器溶质团簇演化过程和辐照脆化中溶质团簇机理的认识。方法通过考虑Fe-Cu-Ni三元合金溶质团簇中镍原子的界面偏析,利用团簇动力学方法研究了团簇中镍原子分布对富铜溶质团簇演化的影响。结果相比铜团簇,加入镍原子后的铜镍团簇自由能显著降低,团簇数密度显著提高;随团簇中镍原子界面偏析加剧,团簇自由能与团簇尺寸逐渐下降,团簇数密度先小幅上升,后下降。结论镍可以促进富铜溶质团簇的形核,提升团簇的数密度,而其中镍原子的界面偏析对促进团簇形核的贡献可能有限;在团簇生长过程中,镍原子的界面偏析可能会抑制其生长,减小团簇的尺寸。     

反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件传热计算分析及屏蔽材料试验研究

目的 确保华龙一号HPR1000反应堆压力容器保温层辐射屏蔽组件在运行工况下的可靠性、安全性以及能够有效执行其功能。方法 采用基于传热理论结合经验公式的理论计算方法,以及流固耦合的有限元仿真分析,对辐射屏蔽组件的运行温度进行计算。针对屏蔽材料在受热状态下的性质变化,进行一系列的热态性质试验。结果 理论计算方法得到的结果为163.36~168.74 ℃,有限元仿真分析得到的结果为236.85~266.85 ℃,两者偏差约100 ℃。对造成该种差异的原因进行了分析,发现仿真分析方法得到的结果的置信度更高。屏蔽材料在受热状态下,其体积膨胀率可达到38.82%,而当屏蔽材料受热超过其温度限值204 ℃后,将出现明显的粉化等物理状态恶化的趋势。结论 流固耦合的有限元仿真分析方法更适用于辐射屏蔽组件的传热过程计算,同时获取了屏蔽材料物理性状受热变化趋势,对屏蔽组件的选材及结构设计具有指导意义。     

核电站有哪些类型?

1942年美国科学家费米在芝加哥大学运动场看台下面的石墨反应堆内,首次实现了原子核链式反应,开创人类利用核能新纪元.经过几十年的不断发展,核能是公认的经济、清洁、技术先进且具有广泛发展前景的能源.     

事故树分析法研究反应堆退役中的放射性危害

反应堆退役的安全性是退役活动的关键。退役中产生的放射性危害,不仅能直接对公众造成伤害,更可能对环境造成长久危害。采用事故树分析法对反应堆退役过程中的放射性危害进行研究探讨,并结合实际退役案例,对事故与导致事故发生原因之间的逻辑关系进行分析。结果表明：引起放射性事故发生的原因较多,既有内照射危害又有外照射危害。在分析基础上,提出了预防及治理措施,从而推进反应堆退役工作的顺利进行,保障人、物及环境的安全。     

超重氢

据《科学美国人》载文，人们认识超重氢还不足10年的时间。超重氢元素的最初发现是在一个反应堆内作为核变换的合成产物，随后在自然界中也探测到了超重氢。     

形形色色的核电站

地下核电站 目前所说的地下核电站,是把反应堆和控制系统建在石质或半石质地层中的中小型核电站.据分析,这种地下核电站至少可保证运营中不危害周围环境,不发生切尔诺贝利核电站那种浩劫式的事故后果,而且便于封存寿终正寝的反应堆,减轻地震对核电站的影响.     

控制棒驱动机构与反应堆堆顶组合模型的抗震分析

目的获得控制棒驱动机构(CRDM)和反应堆堆顶组件(RHP)在地震作用下的动力学响应。方法建立控制棒驱动机构与反应堆堆顶组件的有限元组合模型,采用ANSYS软件对模型开展三维非线性抗震分析。分析模型中分别用梁单元、杆单元和弹簧单元等模拟堆顶的各个部件,考虑控制棒驱动机构抗震支承板之间、抗震支承板与抗震支承环之间的相互碰撞作用。此外,将电缆托架和电缆桥组件的梁模型也加入到组合模型,而不是简单地将其简化为集中质量,可减小该部分质量分配不真实对抗震分析结果带来的误差。结果利用ANSYS软件时程法中的直接积分法完成了组合模型的抗震分析,提取了控制棒驱动机构和反应堆堆顶组件各部位应力评定所需的载荷。结论较为准确地模拟了抗震板之间的碰撞作用,得到了各截面的载荷,可为设备应力分析提供输入。     

如何用核能发电（2）

特别要指出的是，燃料本身也能控制链式反应。核电站之所以不会像原子弹那样发生爆炸，是因为他们所采用的燃料有很大不同。原子弹是由浓度大于93％的裂变物质(几乎是纯铀“或钚”)和复杂精密的引爆系统所组成，当引爆装置点火起爆后，弹内裂变物质被爆炸力迅猛压紧到一起，大大超过了临界体积，于是瞬时形成剧烈的不受控制的链