国家高技术研究发展计划(2009AA050701)
- 作品数：11 被引量：69H指数：4
- 相关作者：王伟伟田文喜秋穗正苏光辉马续波更多>>
- 相关机构：西安交通大学华北电力大学上海交通大学更多>>
- 发文基金：国家高技术研究发展计划国家自然科学基金中央高校基本科研业务费专项资金更多>>
- 相关领域：核科学技术环境科学与工程化学工程更多>>
- 2050年前中国压水堆核燃料循环几种假定情景分析被引量：3
- 2012年
- 根据中国核电中长期发展战略目标,以中国的两种主流堆型——大亚湾M310和三代AP1000为研究对象,假定2050年前中国压水堆核燃料循环的几种情景并利用DESAE软件计算了假定情景的铀钚需求,由中国拟建快堆的性质分析了假定情景的可行性。计算结果可为中国核能发展策略提供数据参考。计算结果的比较与分析表明,天然铀的节省程度主要取决于装载MOX燃料的在运营压水堆规模。
- 吴英穆强马续波曹博欧阳小平
- 关键词：压水堆MOX燃料
- 反渗透技术处理压水堆一回路放射性废水试验研究被引量：4
- 2011年
- 选用聚酰胺反渗透膜处理核电站一回路放射性废水。对反渗透去除核电站一回路放射性废水及反应堆停堆换料期间一回路排水中的钴离子进行研究。在不同操作压力及浓度下,考察废水中硼酸及镍离子对稳定核素钴的截留率影响。研究表明,一回路废水中含有的硼酸会降低反渗透对钴的截留率,硼酸质量浓度由2500mg.L-1下降到500mg.L-1时,去除率由79.3%上升到88.8%。截留率及膜通量随着膜面压力上升而升高,在1.4 MPa时分别达到86%及30m3.m-.2s-1。结果说明反渗透技术可以有效地去除核电站放射性废水中的钴元素,并且可以获得稳定的膜通量。
- 王欣鹏蒯琳萍邵嘉慧李雯玺
- 关键词：反渗透有机膜聚酰胺放射性废水
- 我国压水堆装载MOX燃料对核燃料循环情景影响初步分析被引量：2
- 2013年
- 为了满足持续增长的国家能源需求,核电将有更大规模的发展。本文对我国未来的核电发展和核燃料循环进行了情景研究,预测了2050年前核电对天然铀资源和燃料制造能力的需求情况,核电站产生的乏燃料量,分离钚产生量。乏燃料后处理能力作为我国核燃料循环体系的重要组成部分,将对我国核燃料循环情景产生重要影响。本文对后处理规模和分离钚的利用进行了假设,研究了两种情景模式下后处理和分离钚利用对我国铀资源需求和核废物产生的影响。
- 马续波曹博石生春陈义学王继亮陆道纲
- 关键词：压水堆MOX燃料核燃料循环后处理乏燃料
- 基于多区非平衡模型的稳压器动态仿真与验证被引量：6
- 2012年
- 采用FORTRAN程序设计语言,基于稳压器多区非平衡模型和吉尔数值求解方法,开发了稳压器动态仿真程序NEP-MR。计算结果与美国希平港核电站稳压器74MW和105MW甩负荷的试验结果进行对比,总体趋势符合良好。NEP-MR程序可较好地反映瞬态甩负荷过程中稳压器内部控制体的温度分层现象。在稳压器喷淋器开启和关闭瞬间,汽相和液相控制体之间的界面流量出现突跳现象。计算结果证明了多区非平衡模型建模和NEP-MR程序仿真的合理性。
- 王伟伟苏光辉田文喜秋穗正
- 关键词：稳压器动态仿真
- AP1000自动降压系统误开启事故仿真分析被引量：3
- 2012年
- 针对AP1000的具体结构和运行特点,采用FORTRAN程序设计语言,开发了AP1000瞬态热工水力计算程序RETAC。利用RETAC对AP1000自动降压系统(ADS)误开启事故进行仿真分析,得到稳压器压力、堆芯归一化热功率、堆芯归一化流量、堆芯平均温度、燃料中心最高温度和最小偏离核态沸腾比(MDNBR)等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在稳压器低压停堆保护的作用下,燃料中心最高温度和MDNBR未超出规定限值,满足安全准则要求。并将计算结果与美国西屋公司AP1000分析软件LOFTRAN的计算结果进行对比,对比趋势符合良好,证明了RETAC建模和自动降压系统临界流模型计算的合理性。
- 王伟伟苏光辉田文喜秋穗正
- 关键词：AP1000
- 反渗透技术处理模拟核电站放射性废水中的钴被引量：13
- 2011年
- 选用聚酰胺反渗透膜处理模拟核电站中低放射性废水。考察了核电站中低放射性废水中主要存在的金属离子Na+、Ca2+在不同pH值及不同操作压力下对废水中钴离子的截留率及膜通量的影响。研究表明,核电站放射性废水中含有的Na+、Ca2+会降低反渗透对钴的截留率,且Ca2+对钴截留率的影响要大于Na+对钴截留率的影响。得到较优的实验条件为:在pH=10、压力大于1 MPa时,对模拟废水中钴的截留率稳定保持在98%以上。反渗透技术可以有效地去除核电站放射性废水中的钴元素,并且可以获得稳定的膜通量。
- 王欣鹏蒯琳萍车俊霞
- 关键词：反渗透有机膜放射性废水
- 压水堆核燃料循环情景模式初步研究被引量：1
- 2013年
- 根据我国核电发展现状和中长期发展规划及中长期(2030、2050)发展战略研究,假设2050年前我国压水堆核电发展规模,基于压水堆乏燃料后处理,回收的钚做成MOX燃料放入压水堆中使用,MOX燃料只使用1次的循环模式,进行核能发展情景研究。基于压水堆可装载30%比例MOX燃料的已有研究结果,考虑我国主要的两种压水堆堆型M310和AP1000,进行压水堆核燃料循环分析。利用核能发展情景动态分析程序DESAE-2,给出了不同情景模式下天然铀需求量、乏燃料累计量等。结果表明:至2050年,B1和B2模式较A模式分别节省天然铀4.1万t和2.9万t。
- 马续波陈义学王龙泽曹博陆道纲
- 关键词：压水堆核燃料循环
- 放射性核素大气弥散模式研究综述被引量：27
- 2011年
- 放射性核素大气弥散模式可以模拟正常工况和事故工况下,放射性核素在不同尺度下的大气输送与扩散,为核电站选址、辐射环境监测和核事故应急提供科学依据。归纳了目前广泛用于模拟核素大气弥散的各种模式,介绍了这些模式的研究进展和适用范围。结果表明:对于区域范围小于2 km的弥散,一般可采用CFD(Computational fluid dynamics)湍流模式;对于20 km范围内的局地扩散,一般可采用高斯模式;而对于中尺度(20—200 km)和大尺度(200 km以上)弥散,则采用拉格朗日模式或欧拉模式。为了避免各种模式本身的局限性,采用嵌套模式将是较好的选择。最后,对放射性核素大气弥散模式发展前景进行了讨论。
- 刘爱华蒯琳萍
- 关键词：放射性核素大气弥散
- AP1000非能动余热排出系统建模与瞬态数值分析被引量：2
- 2011年
- 针对AP1000非能动余热排出系统(PRHRS)的具体结构,采用FORTRAN程序设计语言自主开发了瞬态分析程序RETAC-PRHRS(REactor Transient Analysis Code-Passive Residual Heat RemovalSystem)。利用编制的程序对PRHRS误开启事故进行分析,得到了堆芯归一化热功率、流量、最小偏离核态沸腾比(MDNBR)、系统压力、PRHRS流量等主要系统参数的响应特性。分析结果表明,在PRHRS误开启事故发生时,主要系统参数未超出规定限值,不会触发反应堆停堆。并将计算结果与热工水力分析软件,包括西屋公司开发的LOFTRAN及GSE公司开发的Topmeret/THEATRe的计算结果进行对比。对比趋势符合良好,从而证明了AP1000 PRHRS建模的合理性。
- 王伟伟苏光辉田文喜秋穗正
- 关键词：AP1000非能动余热排出系统自然循环
- 混合堆增殖钍基燃料组件中子学分析被引量：3
- 2012年
- 采用压水堆17×17燃料组件模型,用燃料组件参数计算程序DRAGON分别对混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子学特性进行了研究,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数及其与燃耗的关系。计算结果表明,混合堆增殖钍燃料组件和全铀组件的中子特性相似,但钍燃料组件中的乏燃料组件中的次锕系核素(MA)的含量明显减少。
- 马续波陈义学全国萍王悦韩静茹陆道纲
- 关键词：中子学温度系数
