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核电厂厚壁承压管道异种钢焊缝的焊接残余应力数值仿真研究
1
作者 陈明亚 余伟炜 +4 位作者 韩姚磊 林磊 彭群家 史芳杰 赵万祥 《机械强度》 北大核心 2025年第8期59-65,共7页
压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接... 压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接残余应力(Weld Residual Stress,WRS),容易导致疲劳或应力腐蚀裂纹的产生。首先,调研了国际上经测量和数值分析获得的核电厂DMW的WRS情况;其次,基于一种单元体的体积均匀加热的WRS快速仿真方法,获取了一回路热管段(RPV出口至SG进口之间的连接管段,其为一回路压力边界中运行参数最高的管段)DMW的WRS。数值仿真分析的结果与美国推荐的拟合包络曲线趋势一致,且整体上可以被美国推荐的拟合曲线包络,说明所述的WRS快速仿真方法是可行的。厚壁DMW的WRS数值较大,但在管道内、外表面位置处的应力值比美国的推荐值保守,表明在实际结构分析中可以获得更多的安全裕度。 展开更多
关键词 压水堆 异种钢焊缝 焊接残余应力 数值分析
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不同温度下316LN不锈钢的低频腐蚀疲劳裂纹扩展行为
2
作者 李晨 李鑫 +7 位作者 许鑫和 吕战鹏 崔同明 潘登 陈俊劼 郑会 杨双亮 钟志民 《腐蚀与防护》 北大核心 2025年第4期60-65,74,共7页
研究了环境温度对316LN不锈钢在高温水环境中低频载荷作用下腐蚀疲劳裂纹扩展速率的影响。结果表明:高温水环境对316LN不锈钢的疲劳裂纹扩展有显著加速作用,升高温度导致不锈钢氧化现象更加显著,使得其疲劳裂纹扩展速率升高,且高温水增... 研究了环境温度对316LN不锈钢在高温水环境中低频载荷作用下腐蚀疲劳裂纹扩展速率的影响。结果表明:高温水环境对316LN不锈钢的疲劳裂纹扩展有显著加速作用,升高温度导致不锈钢氧化现象更加显著,使得其疲劳裂纹扩展速率升高,且高温水增加了疲劳扩展的加速因子。 展开更多
关键词 压水堆核电站 主回路管道 不锈钢 高温水 腐蚀疲劳 裂纹扩展速率
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包壳破损对燃料包壳化学相互作用层和裂变产物行为的影响研究
3
作者 宋武林 庞慧梅 +2 位作者 程焕林 季松涛 王华才 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第5期1105-1113,共9页
了解完整和破损燃料棒不同的燃料包层化学相互作用(FCCI)层和裂变产物分布特征,对于预测压水堆(PWR)燃料棒在服役期间和服役后的性能以及设计乏燃料后处理工艺等至关重要。本文通过屏蔽型电子探针显微分析(EPMA)技术,对来自商用压水堆... 了解完整和破损燃料棒不同的燃料包层化学相互作用(FCCI)层和裂变产物分布特征,对于预测压水堆(PWR)燃料棒在服役期间和服役后的性能以及设计乏燃料后处理工艺等至关重要。本文通过屏蔽型电子探针显微分析(EPMA)技术,对来自商用压水堆核电站的燃耗为45 GW·d/tU的完整燃料棒和燃耗为41 GW·d/tU的破损燃料棒的FCCI层进行了系统的分析。实验结果显示,完整燃料棒的FCCI层成分均匀,主要由ZrO_(2−x)组成。而破损燃料棒FCCI层存在明显的分层现象,高温蒸汽的进入促使ZrO_(2−x)层和UO_(2)芯块之间形成了(U,Zr)O_(2−x)层以及U、Zr元素过渡层。两种燃料棒在裂变产物元素分布上也有所不同,完整棒中Mo、Ru和Pd等元素主要存在于芯块和FCCI层反冲范围内,而破损棒中Mo元素在整个FCCI层中均有所分布,表明包壳失效造成的更高氧含量和更大温度梯度能够显著促进裂变产物Mo元素从芯块向外的迁移。 展开更多
关键词 压水堆 燃料棒 FCCI层 电子探针
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基于隐式核热耦合和三维压力容器的压水堆典型事故分析
4
作者 杨博文 单建强 葛莉 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第8期1682-1692,共11页
传统的基于系统分析程序的压水堆事故分析往往采用点堆模型和一维热工水力模型对堆芯和压力容器(RPV)进行建模。点堆模型忽略了堆芯功率的空间变化,无法对瞬态期间堆芯内的局部功率畸变进行描述。而冷却剂在RPV的一维简化建模则无法对... 传统的基于系统分析程序的压水堆事故分析往往采用点堆模型和一维热工水力模型对堆芯和压力容器(RPV)进行建模。点堆模型忽略了堆芯功率的空间变化,无法对瞬态期间堆芯内的局部功率畸变进行描述。而冷却剂在RPV的一维简化建模则无法对事故期间来自不同环路的冷却剂在下降段和下腔室内的扩散和混合进行较为精确的模拟。本文以系统分析程序NUSOL-SYS为基础,采用Picard迭代将该程序与三维中子动力学程序进行隐式耦合,并通过NEACRP基准题进行验证。通过两个单组件瞬态工况将Picard迭代与常用的算子分离法进行了对比计算,结果表明Picard迭代相较于传统的算子分离法具有更高的精度,在相同精度下能够使用较大的时间步长。最后以CPR1000型核电站为参考电站,对其RPV进行全三维的精细化建模,并将其用于压水堆典型的主蒸汽管道破裂事故瞬态分析。计算结果表明,相较于一维RPV,基于三维RPV模型计算出的功率再次升高时的全局和局部功率峰值都更大。敏感性分析结果表明,对于事故期间冷却剂失流的工况,堆芯横流对局部功率的影响更加明显,横流的存在使堆芯内的功率峰值降低17.49%。 展开更多
关键词 压水堆 核热耦合 Picard迭代 压力容器三维建模 主蒸汽管道破裂事故
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基于CFD与非侵入式降阶方法的压水堆上腔室及热段数字孪生模型研究
5
作者 康晏杰 秦苏林 +4 位作者 黄擎宇 曾未 黄彦平 周源 袁园 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第7期1437-1446,共10页
为实现压水堆上腔室与热段温度分布的在线监测,提出了一种结合计算流体动力学(CFD)与非侵入式降阶方法的数字孪生模型。该方法以CFD数值解为样本,通过傅里叶变换提取全空间温度场的均值、振幅及重心频率3种瞬态特征,利用本征正交分解提... 为实现压水堆上腔室与热段温度分布的在线监测,提出了一种结合计算流体动力学(CFD)与非侵入式降阶方法的数字孪生模型。该方法以CFD数值解为样本,通过傅里叶变换提取全空间温度场的均值、振幅及重心频率3种瞬态特征,利用本征正交分解提取降阶基底,并采用高斯过程回归响应降阶系数,搭建非侵入式降阶模型。结果表明,与全阶模型相比,降阶模型计算速度提升超过4个数量级,最大相对误差不超过22.05%。反演得到的热段截面冷却剂平均温度与CFD计算结果偏差小于0.05 K,显著优于基于测点平均的误差水平。该模型在保证计算精度的同时,有效满足了数字孪生对实时计算的需求,为反应堆的安全运行监测提供了有力支持。 展开更多
关键词 数字孪生 压水堆 上腔室及热段 非侵入式降阶方法 计算流体动力学 高斯过程回归
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模块化小型压水堆设计优化及经济节约分析
6
作者 赵强 方俊 陈琳 《化学工程》 北大核心 2025年第4期24-28,35,共6页
针对小型压水堆ACP100在经济性方面与其他能源形式竞争存在的挑战,研究团队从燃料组件优化、高度一体化设计和模块化实现等方面进行深入探讨。通过多次设计调整和技术经济优化,提出一系列技术改进措施。结果表明:通过系统简化和成本优化... 针对小型压水堆ACP100在经济性方面与其他能源形式竞争存在的挑战,研究团队从燃料组件优化、高度一体化设计和模块化实现等方面进行深入探讨。通过多次设计调整和技术经济优化,提出一系列技术改进措施。结果表明:通过系统简化和成本优化,ACP100的经济性和市场竞争力得到显著提升。这些改进措施有效解决了ACP100在经济性上的关键制约因素,为其后续发展奠定了坚实基础。模块化设计的小型堆在未来市场中具有重要发展潜力。ACP100在技术改进措施上的创新,不仅为其升级提供了技术基础,同时也为其国际推广提供了有力支持,展现了ACP100在小型核反应堆领域的独特优势和广阔前景。 展开更多
关键词 压水堆 燃料 一体化 模块化
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基于堆机热协调的大型压水堆反应堆功率控制研究
7
作者 宋磊 张楠 +1 位作者 张茹 严梦潇 《核科学与工程》 北大核心 2025年第2期236-247,共12页
核能综合应用可以改变核能发电的单一用途,核电厂进行蒸汽供能后,负荷的多样性会给反应堆和负荷之间的匹配调节带来影响,这会对反应堆的功率控制提出更高的要求。本文对蒸汽供能的“华龙一号”核电厂反应堆功率控制开展研究,通过分析反... 核能综合应用可以改变核能发电的单一用途,核电厂进行蒸汽供能后,负荷的多样性会给反应堆和负荷之间的匹配调节带来影响,这会对反应堆的功率控制提出更高的要求。本文对蒸汽供能的“华龙一号”核电厂反应堆功率控制开展研究,通过分析反应堆、汽轮机和蒸汽供能系统三者的动态特性与相互关系,设计基于堆机热协调的反应堆功率控制系统、冷却剂平均温度控制系统和负荷跟踪策略,并通过仿真平台进行了验证。结果表明,设计的控制系统和提出的控制策略可满足核电厂蒸汽供能反应堆控制的性能需求,可为类似核能综合应用项目提供技术参考。 展开更多
关键词 压水堆 蒸汽供能 协调 反应堆功率控制
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IPWRs非能动余热排出系统运行特性分析
8
作者 代守宝 彭敏俊 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2010年第3期244-249,共6页
由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃... 由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。 展开更多
关键词 一体化压水堆 非能动余热排出系统 RELAP5/MOD3.4
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压水堆主泵及液态金属泵转子动力学研究进展 被引量：3
9
作者 吴大转 曹廷发 +2 位作者 翟立宏 贠莹莹 黄滨 《流体机械》 CSCD 北大核心 2024年第1期30-40,共11页
核主泵是核电站的关键设备之一,也是反应堆冷却系统的唯一旋转机械设备,其稳定运转对整个反应堆的正常工作至关重要,因此,针对核反应堆主泵开展转子动力学研究,探究主泵转子部件的模态振型、固有频率和支撑系统的刚度阻尼、液膜厚度十... 核主泵是核电站的关键设备之一,也是反应堆冷却系统的唯一旋转机械设备,其稳定运转对整个反应堆的正常工作至关重要,因此,针对核反应堆主泵开展转子动力学研究,探究主泵转子部件的模态振型、固有频率和支撑系统的刚度阻尼、液膜厚度十分必要。以国内外有关压水堆主泵及液态金属泵的转子动力学研究为重点,围绕压水堆主泵、钠冷快堆主泵、熔盐堆主泵、铅冷快堆主泵4种核主泵类型,从核主泵及其转子部件的结构特点出发,对现阶段主泵导轴承润滑性能和主泵转子结构固有频率、模态分析、临界转速等转子动力学特性的研究进展进行综述和展望,以期对有关核主泵转子动力学特性的计算分析起到一定的借鉴和指导作用。 展开更多
关键词 压水堆主泵 液态金属泵 轴承 转子动力学 模态分析
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乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析 被引量：1
10
作者 钱进 卞伟 +2 位作者 郭一帆 王鑫 梁政强 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期149-156,共8页
压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热... 压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明:冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了明显的纳米析出相和高密度位错组织;随着燃耗的增加,纳米析出相尺寸有增加的现象;低燃耗与高燃耗样品位错组织具有相似性,表明在14 GW·d/tU燃耗下,锆合金包壳内由辐照产生的位错组织已基本趋于饱和状态;电子选取衍射结果表明,辐照后,基体内原生的第二相粒子虽存在一些非晶组织,但仍以bcc晶体结构为主,表明在41 GW·d/tU燃耗下,第二相粒子保持了一定的辐照稳定性;另外,第二相的EDS结果表明,随着燃耗的增加,Nb元素的含量有贫化趋势;分析认为,Zr合金经中子辐照,第二相粒子中的Nb原子扩展至Zr基体内,将促进Nb元素以纳米富Nb相形式在Zr基体中析出。 展开更多
关键词 辐照后检验 透射电镜 压水堆 锆合金 燃料棒 中子辐照 热室
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国和一号关键核安全技术研发 被引量：1
11
作者 郑明光 汤搏 +7 位作者 严锦泉 史国宝 常华健 曹克美 匡波 余凡 王国栋 张琨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第S02期355-361,共7页
基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,... 基于当前各类能源技术基础和核电技术发展水平判断,核能是社会清洁低碳转型与可持续发展的重要支撑,高安全高可靠性的大型先进压水堆核电机组是未来30年内的主力机型。本文围绕大型先进压水堆核电站国家科技重大专项所面临的重大挑战,主要阐述了通过解决“高功率核燃料冷却难”“超高温熔融物滞留难”和“高温高压高放射性包容难”三大关键技术难题,来保证从设计上消除大规模放射性释放可能性或进一步降低核电批量化建设的核安全风险。 展开更多
关键词 国和一号 非能动安全 大型先进压水堆 高余热导出 熔融物堆内滞留 放射性包容
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低温等离子体处理^(14)C烷烃类化合物的实验研究 被引量：1
12
作者 裴鉴禄 李永国 +5 位作者 夏胤 陈泽翔 张计荣 李昕 陈建利 梁书玮 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期990-997,共8页
压水堆中的^(14)C气态流出物主要以烷烃类化合物的形式存在。本研究以^(14)C烷烃类化合物中占比最大且化学性质最稳定的^(14)CH_(4)作为处理目标,引入低温等离子体技术,对其放电行为和CH_(4)处理性能进行探究。结果表明:在常温常压、输... 压水堆中的^(14)C气态流出物主要以烷烃类化合物的形式存在。本研究以^(14)C烷烃类化合物中占比最大且化学性质最稳定的^(14)CH_(4)作为处理目标,引入低温等离子体技术,对其放电行为和CH_(4)处理性能进行探究。结果表明:在常温常压、输出电压17.89 kV、气体流速0.83 cm/s的最优条件下,等离子体的CH_(4)处理效率可达99.37%,CO_(2)选择性可达46.99%;通过提高输出电压、反应温度以及降低气体流速均能有效提升等离子体的CH_(4)处理性能;除CO_(2)外,等离子体处理CH_(4)过程中伴随产生的副产物有30余种,以有机物为主;等离子体处理CH_(4)的动力学过程符合准一级反应动力学模型,相应的速率常数为1.1048 m^(3)/(kW·h)。以上结果表明,等离子体技术在^(14)C废气处理和监测领域,尤其是^(14)C烷烃类化合物处理方面具有广阔的发展前景。 展开更多
关键词 ^(14)C 等离子体 甲烷 压水堆
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模拟压水堆一回路环境下冷应变对321不锈钢高温电化学行为和应力腐蚀开裂行为的影响 被引量：1
13
作者 李东兴 曹晗 +4 位作者 高俊宣 郑全 张鹏 钟巍华 杨文 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第8期1671-1678,共8页
321不锈钢是常用的压水堆结构材料之一,在成型加工和服役期间易因各种因素发生冷应变,使其性能发生改变。本文在模拟压水堆一回路水化学环境中,测量了不同冷应变量321不锈钢的电化学阻抗谱,并用热应变样品作为对比;采用慢应变速率拉伸... 321不锈钢是常用的压水堆结构材料之一,在成型加工和服役期间易因各种因素发生冷应变,使其性能发生改变。本文在模拟压水堆一回路水化学环境中,测量了不同冷应变量321不锈钢的电化学阻抗谱,并用热应变样品作为对比;采用慢应变速率拉伸测试了冷应变试样应力腐蚀开裂性能。使用X射线衍射(XRD)、扫描电子显微镜(SEM)、能谱仪(EDS)对样品微观特征进行了分析。XRD分析表明,冷应变使基体发生了由奥氏体到马氏体的转变,而高温抑制了这一过程。随着应变程度的增大(至20%),电荷转移电阻增大,膜电阻随马氏体含量的升高而降低。裂纹萌生实验结果表明,马氏体优先发生氧化腐蚀,保护了奥氏体基体,抑制了应力腐蚀裂纹萌生。 展开更多
关键词 压水堆 321不锈钢 冷应变 高温电化学 应力腐蚀开裂
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压水堆燃料元件腐蚀产物沉积行为试验研究进展
14
作者 吴宗佩 姜峨 +4 位作者 唐月明 熊静 邓平 赵永福 张萍萍 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期61-68,共8页
压水堆(PWR)燃料元件表面腐蚀产物沉积(CRUD)对系统稳定可靠运行产生诸多不利影响,因此研究压水堆燃料元件腐蚀产物沉积的关键影响因素,并针对性地开发CRUD缓解技术,对压水堆的安全和高质量发展至关重要。归纳了压水堆燃料元件表面CRUD... 压水堆(PWR)燃料元件表面腐蚀产物沉积(CRUD)对系统稳定可靠运行产生诸多不利影响,因此研究压水堆燃料元件腐蚀产物沉积的关键影响因素,并针对性地开发CRUD缓解技术,对压水堆的安全和高质量发展至关重要。归纳了压水堆燃料元件表面CRUD试验研究的重要结果,总结了包壳表面CRUD对系统运行的危害,回顾了CRUD的分析表征结果,介绍了不同研究机构建立的堆外动水回路试验方法,重点分析了材料性质、热工水力特性、冷却剂化学条件及腐蚀产物特性对燃料元件表面CRUD的影响规律,调研了CRUD缓解技术及相关应用,并对后续试验研究方向提出了建议。 展开更多
关键词 腐蚀产物沉积(CRUD) 试验研究 燃料元件 压水堆(pwr)
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臭氧微纳米气泡-高级氧化耦合工艺深度处理工业废水 被引量：2
15
作者 唐志强 张全党 +3 位作者 郑瑛玮 毕春慧 张弛 王大伟 《水处理技术》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期130-135,共6页
工业废水具有水量大、水质复杂、污染物浓度高、毒性强、腐蚀性强及难降解等特点,传统处理技术难以取得良好效果。本研究首次将压力强化臭氧微纳米气泡与高级氧化工艺耦合,构建了新型压力强化臭氧微纳米气泡—高级氧化耦合工艺反应器。... 工业废水具有水量大、水质复杂、污染物浓度高、毒性强、腐蚀性强及难降解等特点,传统处理技术难以取得良好效果。本研究首次将压力强化臭氧微纳米气泡与高级氧化工艺耦合,构建了新型压力强化臭氧微纳米气泡—高级氧化耦合工艺反应器。从污染物去除率、不同条件下反应器内气泡粒径差异、液体中臭氧浓度、溶解氧浓度及尾气中臭氧浓度等多角度明确了反应器的最优参数为0.3 Mpa的出水压力及0.5 L/min的进气流量,明确了反应器的最佳使用温度范围为15℃至25℃。并从活性自由基的角度阐明了压力强化臭氧微纳米气泡耦合高级氧化工艺去除水中难降解污染物过程中的机制。本研究的研究成果有望为实现控制工业废水处理成本、提高COD去除率和矿化难降解污染物,为臭氧微纳米气泡技术的高效运行及安装优化提供理论依据和技术支持。 展开更多
关键词 压力强化 臭氧微纳米气泡 高级氧化 反应器最优参数 水质参数影响 活性自由基
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压水堆沉积物对包壳表面性能影响的模拟研究
16
作者 沈媛 来允尘 +4 位作者 谭诗雨 矫彩山 侯洪国 晁楠 高杨 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期801-813,共13页
随着新一代压水堆燃料循环周期的增加,堆芯中腐蚀产物沉积所带来的影响也日趋严重,沉积物引起的包壳表面温度和物质浓度变化提高了堆芯功率偏移、放射剂量增加和包壳腐蚀的风险。为预测压水堆包壳沉积物带来的风险,本文对附着沉积物的... 随着新一代压水堆燃料循环周期的增加,堆芯中腐蚀产物沉积所带来的影响也日趋严重,沉积物引起的包壳表面温度和物质浓度变化提高了堆芯功率偏移、放射剂量增加和包壳腐蚀的风险。为预测压水堆包壳沉积物带来的风险,本文对附着沉积物的包壳表面传热、传质、流体流动、化学过程进行了多物理场模型建立和优化,计算了不同操作条件、水化学条件和沉积物结构下的包壳表面传热参数和物质传递参数,讨论了沉积物对包壳表面传热性能的影响及硼累积风险,并提出了用于预估沉积物诱导硼累积风险值的关系式。结果表明:在沉积物内发生沸腾时,考虑硼酸挥发过程能够获取更接近实际的沉积物温度分布;对于正常的压水堆条件,40μm沉积物微孔结构中的硼累积量主要源于因包壳表面局部沸腾而导致的硼酸浓缩(0.0574 g/m^(2))和沉积层对硼的吸附作用(4.61×10^(-3) g/m^(2)),孔道中的沉积硼来源于Li_(2)B_(4)O_(7),预估值为8.34×10^(-5) g/m^(2),而LiBO_(2)不发生沉积。 展开更多
关键词 CRUD 传热 硼累积 包壳 压水堆
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压水堆一回路腐蚀产物释放、迁移及沉积试验技术的研究进展
17
作者 吴宗佩 赵永福 +4 位作者 徐建军 银朝晖 邓平 龚宾 熊静 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第12期87-93,共7页
回顾了压水堆(PWR)腐蚀产物释放、迁移及沉积试验技术,介绍了基于试验技术获得的试验数据和结果,对比分析了不同试验技术的优缺点。结果表明:在腐蚀产物释放方面,基于定量水化学分析技术的腐蚀产物溶出释放试验可以在精确控制水化学条... 回顾了压水堆(PWR)腐蚀产物释放、迁移及沉积试验技术,介绍了基于试验技术获得的试验数据和结果,对比分析了不同试验技术的优缺点。结果表明:在腐蚀产物释放方面,基于定量水化学分析技术的腐蚀产物溶出释放试验可以在精确控制水化学条件的情况下直接检测腐蚀产物释放量,是一种高效、直接、精确的试验方法;在腐蚀产物迁移沉积方面,基于堆外动水回路的腐蚀产物沉积试验能够较好模拟压水堆实际工况,可实现性高且成本相对较低,试验条件可涵盖不同工况与设计范围,适于开展影响因素分析、规律探索和工程验证。目前,国内外获取的腐蚀产物特性数据较少,缺乏停堆工况下的试验研究,因此有必要系统开展不同工况下的腐蚀产物特性试验,获得一回路主要部件腐蚀产物释放、迁移及沉积试验数据,为国产源项软件验证提供支撑。 展开更多
关键词 腐蚀产物 释放 迁移 沉积 试验技术 压水堆 一回路
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小型压水堆屏蔽泵的屏蔽套涡损计算方法及应用
18
作者 王智超 陆道纲 +1 位作者 李臻 曹琼 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第4期832-837,共6页
屏蔽泵是小型压水堆一回路的核心设备,对整个反应堆的安全性与经济性有重要影响。屏蔽泵解决了轴封泵的泄漏问题,但屏蔽套使屏蔽泵的电涡流损耗更大,且热量难以带出,因此计算屏蔽套的电涡流损耗对屏蔽泵的设计和分析十分重要。常用屏蔽... 屏蔽泵是小型压水堆一回路的核心设备,对整个反应堆的安全性与经济性有重要影响。屏蔽泵解决了轴封泵的泄漏问题,但屏蔽套使屏蔽泵的电涡流损耗更大,且热量难以带出,因此计算屏蔽套的电涡流损耗对屏蔽泵的设计和分析十分重要。常用屏蔽泵屏蔽套涡流损耗计算经验公式是基于两极千瓦级屏蔽泵提出和修正的,对于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵计算偏差较大,有必要对其开展研究。文章首先针对常用屏蔽泵电机屏蔽套的电涡流损耗开展有限元计算,与实验结果对比,验证了有限元计算方法的精确性;其次,在考虑小型压水堆屏蔽泵特殊设计结构对屏蔽套电涡流损耗影响的基础上,修正了经验公式,使其适用于百千瓦级小型压水堆屏蔽泵;最后,基于修正后的经验公式提出了半有限元-经验公式结合算法的初步设计算法,应用于某小型压水堆屏蔽泵的结构设计。该方法使屏蔽电机的初步设计更加便捷。 展开更多
关键词 小型压水堆 屏蔽泵 涡流损耗
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一回路管道活化腐蚀产物放射性活度计算方法
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作者 李垚 许非 +2 位作者 李莉 左伟 吴耀 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第3期75-79,共5页
对不同理论模型、模型方程及其优缺点等方面进行了综述,结合一回路活化腐蚀产物的迁移特性,推导出一种计算方法,对压水堆一回路管道活化腐蚀产物60Co、58Co的放射性活度进行了评估,通过Pactole计算结果对比论证了该方法的可靠性。
关键词 活化腐蚀产物 压水堆 一回路管道
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酸性停堆温度对模拟压水堆一回路环境中304L不锈钢表面氧化膜的影响
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作者 高中宇 田朝晖 +2 位作者 刘灿帅 艾彪 孙云 《腐蚀与防护》 CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1-7,共7页
以压水堆一回路系统构件常用材料304L不锈钢为研究对象,采用高温高压循环回路模拟现场工艺在材料表面制备氧化膜,在此基础上开展了两种温度的酸性停堆工艺试验,并对比分析了酸性停堆温度对材料表面氧化膜的形貌、元素组成和物相结构的... 以压水堆一回路系统构件常用材料304L不锈钢为研究对象,采用高温高压循环回路模拟现场工艺在材料表面制备氧化膜,在此基础上开展了两种温度的酸性停堆工艺试验,并对比分析了酸性停堆温度对材料表面氧化膜的形貌、元素组成和物相结构的影响。结果表明:经预处理1000 h后,304L不锈钢表面形成了双层氧化膜结构,外层氧化膜为镍铁尖晶石Ni_(x)Cr_(y)Fe_(3-x-y)O_(4),内层氧化膜为富铬尖晶石Ni_(x)Fe_(y)Cr_(3-x-y)O_(4),其厚度均小于0.1μm;经170℃酸性停堆工艺处理480 h后,304L不锈钢内外层氧化膜均发生了显著的溶解,内层氧化膜的溶解导致氧化膜与金属基体的界面模糊;经60℃酸性停堆工艺处理480 h后,304L不锈钢表面尖晶石氧化物并未发生显著溶解,表面分布少量大颗粒状尖晶石氧化物,氧化膜与金属基体的界面较为清晰。 展开更多
关键词 酸性停堆 压水堆一回路 氧化膜 304L不锈钢
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