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事故序列条件下气溶胶自然沉降特性实验研究

原子能科学技术 2025年

作者：李韬谷海峰王辉孙庆洋汤添皓于建群黄宁远哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室中国核电工程有限公司

发生严重事故时反应堆堆芯熔化，大量放射性物质随蒸汽释放至安全壳内并以气溶胶的形式存在，气溶胶会在重力沉降、泳动扩散等机制下在安全壳内自然沉降。随着严重事故序列的进行，安全壳热工环境不断发生转变，气溶胶的喷放特性如喷放... 详细信息

发生严重事故时反应堆堆芯熔化，大量放射性物质随蒸汽释放至安全壳内并以气溶胶的形式存在，气溶胶会在重力沉降、泳动扩散等机制下在安全壳内自然沉降。随着严重事故序列的进行，安全壳热工环境不断发生转变，气溶胶的喷放特性如喷放时间长短、喷放速率等也会有所变化，这为安全壳内气溶胶的沉降行为带来了很大的不确定性。为探究大尺度安全壳内事故序列条件下的气溶胶的自然沉积行为，本文采用实验方法对真实事故条件下的气溶胶的自然沉降行为进行研究，重点关注气溶胶释放形式、释放时间、释放速率等因素对气溶胶自然沉降行为的影响，并初步探究了热工环境变化对气溶胶的沉降特性的影响。实验结果表明，事故条件下由于温度、压力的变化趋势一致，其对于气溶胶沉降的影响减弱。气溶胶的释放形式、释放时间、释放速率均对气溶胶浓度的变化规律产生较大影响。本文结果可为华龙一号等堆型的安全分析提供实验数据。

关键词：气溶胶自然沉降事故序列大尺度安全壳严重事故

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核电用GH4169板材应力腐蚀试验

科学技术创新 2025年第2期 213-216页

作者：何君钟多军中核建中核燃料元件有限公司四川宜宾

在温度为350℃,压力为16.5 Mpa的含Cl-水中,对核电用GH4169板材U型弯曲样品进行应力腐蚀测试。采用扫描电子显微镜对样品表面形貌、断口形貌及裂纹形貌进行分析。结果表明:GH4169板材样品断裂特征为沿晶型+穿晶型断裂特征,表面及裂纹处... 详细信息

在温度为350℃,压力为16.5 Mpa的含Cl-水中,对核电用GH4169板材U型弯曲样品进行应力腐蚀测试。采用扫描电子显微镜对样品表面形貌、断口形貌及裂纹形貌进行分析。结果表明:GH4169板材样品断裂特征为沿晶型+穿晶型断裂特征,表面及裂纹处的腐蚀产物主要为Ni,Cr和Fe的氧化物。材料中富含Mo或Mo,Nb的析出相的择优溶解促进了GH4169合金在Cl-环境中应力腐蚀裂纹萌生。在生产中可严格控制锻造温度、热处理温度范围和时间、冷却速度,控制材料析出相数量和种类,以进一步提高GH4169板材的耐腐蚀性能。

关键词：核燃料组件 GH4169 应力腐蚀

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高温岩石细观裂纹演化机制研究进展

应用力学学报 2025年

作者：高经纬蒋迪范立峰中国核电工程有限公司先进核能技术研究院北京工业大学建筑工程学院

为了深入理解高温岩石细观裂纹演化机制，通过分析，从缓慢加热冷却作用效应、热冲击作用效应、应力作用效应和高温-应力共同作用效应四个角度系统地总结了岩石细观裂纹演化机制研究进展，阐述了高温岩石细观裂纹演化规律，梳理了声发... 详细信息

为了深入理解高温岩石细观裂纹演化机制，通过分析，从缓慢加热冷却作用效应、热冲击作用效应、应力作用效应和高温-应力共同作用效应四个角度系统地总结了岩石细观裂纹演化机制研究进展，阐述了高温岩石细观裂纹演化规律，梳理了声发射监测技术、超声波技术、压汞技术、核磁共振技术、光学显微镜、扫描电子显微镜以及CT扫描系统等先进试验技术在细观裂纹演化机制研究中的应用，指出现有研究存在的局限性，缺乏多物理场-多相介质耦合作用下细观结构变化的研究，缺乏细观结构参数与宏观物理力学参数建立定量关系的研究，从多技术联合监测和建立宏细观定量关系两方面展望了高温岩石细观裂纹演化问题的研究趋势。

关键词：岩石高温热冲击高温-应力作用细观裂纹

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CAP1000核岛SC与RC结构施工技术

中华建设 2025年第1期 159-161页

作者：王建夏光照石立影王智昊中国核工业二四建设有限公司海阳核电项目部

随着国内外工业的飞速发展，各类建筑技术被广泛应用，普通的钢筋混凝土很难完全满足高标准的抗震性及安全性要求，钢板混凝土概念被提出，在高层建筑及桥梁等方面有相关应用，在核电站中应用较少，CAP1000核电站大部分也为钢筋混凝土...

随着国内外工业的飞速发展，各类建筑技术被广泛应用，普通的钢筋混凝土很难完全满足高标准的抗震性及安全性要求，钢板混凝土概念被提出，在高层建筑及桥梁等方面有相关应用，在核电站中应用较少，CAP1000核电站大部分也为钢筋混凝土结构。随着三代核电技术研发和建造广泛开展，对核电经济性有了更高的要求，缩短核电厂的建造工期，实现提前投产发电，可最大化地发挥核电厂的经济效益，常规施工技术措施难以满足要求。CAP1000核电站屏蔽厂房通过采用钢板混凝土结构（SC）与钢筋混凝土（RC）结合的设计、施工，形成了一套成熟的施工工艺，可以缩短施工工期，保证施工质量，降低工程成本，且为后期钢板混凝土与钢筋混凝土结合的施工工艺在其他类似工程中的推广应用提供宝贵经验。

关键词：

气载流出物取样系统放射性单质碘损失率实验研究

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核电子学与探测技术 2025年

作者：张雪平杨康陈泽翔蔺健林爽陈建利梁飞任宏正李世军李永国张伟中国辐射防护研究院中核集团放射性气体净化技术重点实验室中国核电工程有限公司

放射性单质碘作为核电站烟囱气载流出物中放射性核素之一，由于其排放浓度较低且可能存在排放量比真实排放值偏低，因此在进行核电站烟囱气载流出物放射性碘排放时应充分考虑采样过程中的损失，对采集效率进行校正，应考察放射性碘在核... 详细信息

放射性单质碘作为核电站烟囱气载流出物中放射性核素之一，由于其排放浓度较低且可能存在排放量比真实排放值偏低，因此在进行核电站烟囱气载流出物放射性碘排放时应充分考虑采样过程中的损失，对采集效率进行校正，应考察放射性碘在核电站烟囱取样系统中的碘沉积损失率。对放射性碘损失率研究国外一般采用放射性示踪剂进行测量，国内还未见到相关报道。通过研究单质碘在不同取样系统中的损失率、不同浓度单质碘在取样系统中的损失率、预暴露前后单质碘在取样系统中的损失率以及模拟单质碘在现场取样系统中的损失率。结果表明：相同浓度单质碘在不锈钢取样系统中的平均碘损失率为2.14%；单质碘源活度浓度不同，损失率也不同，不锈钢取样系统单质碘最大损失率为4.17%；特氟龙与不锈钢取样系统相比单质碘损失率更低；不锈钢管取样系统预暴露后，单质碘损失率会有所下降；估算现场取样系统两种连接方法单质碘损失率有所不同，分别为2.48%和1.73%。

关键词：放射性单质碘损失率取样系统气载流出物

中核武汉核电运行技术股份有限公司中核核动力在役检查及评定重点实验室2021年度进展

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无损检测 2022年第8期44卷 85-88页

作者：聂勇蔡家藩廖述圣崔洪岩王彬刘云中核武汉核电运行技术股份有限公司

中核武汉核电运行技术股份有限公司中核核动力在役检查及评定重点实验室(简称中核武汉),2021年继续在无损检测应用技术理论、无损检测技术和检测系统装备等方面开展了多项研发工作,其中,基于印刷电路的柔性阵列涡流探头、电阻焊焊点超... 详细信息

中核武汉核电运行技术股份有限公司中核核动力在役检查及评定重点实验室(简称中核武汉),2021年继续在无损检测应用技术理论、无损检测技术和检测系统装备等方面开展了多项研发工作,其中,基于印刷电路的柔性阵列涡流探头、电阻焊焊点超声自动成像检测技术、核燃料组件燃料芯块间隙射线测量技术、蒸汽发生器传热管相控阵超声快速检测技术、基于管板爬行的蒸汽发生器传热管检测用定位机器人等方面的研发工作取得了一定进展。

关键词：重点实验室在役检查相控阵超声快速检测技术电阻焊蒸汽发生器传热管核燃料组件成像检测

中核武汉核电运行技术股份有限公司/中核核动力在役检查及评定重点实验室2022年度进展

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无损检测 2023年第12期45卷 101-104页

作者：许远欢蔡家藩聂勇谢航祁攀张益成姚晓园张文哲中核武汉核电运行技术股份有限公司

中核武汉核电运行技术股份有限公司/中核核动力在役检查及评定重点实验室(简称重点实验室),在2022年度结合工程实际需求,开展了多项技术装备研发,以提升我国核设备在役检查及评定技术的水平。其中,在容器流体加速腐蚀电磁超声导波检测,... 详细信息

中核武汉核电运行技术股份有限公司/中核核动力在役检查及评定重点实验室(简称重点实验室),在2022年度结合工程实际需求,开展了多项技术装备研发,以提升我国核设备在役检查及评定技术的水平。其中,在容器流体加速腐蚀电磁超声导波检测,数字射线图像自动分析技术研究,激光散斑图测法无损检测技术研究。

关键词：重点实验室在役检查激光散斑核设备评定技术核电运行射线图像

中核北方核燃料元件有限公司核电元件生产线介绍

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中核北方核燃料元件有限公司核电元件生产线介绍

DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析

第十二届全国核靶技术学术交流会

作者：马文军中核北方核燃料元件有限公司

中核北方核燃料元件有限公司(CNNFC)位于塞外钢城包头,已经建成投产了年产200t铀的重水堆核电燃料元件生产线,以及以AFA3G压水堆核电燃料元件为主导产品的压水堆核电燃料元件生产线。在建项目--AP1000核电燃料元件生产线将于2014年建成... 详细信息

中核北方核燃料元件有限公司(CNNFC)位于塞外钢城包头,已经建成投产了年产200t铀的重水堆核电燃料元件生产线,以及以AFA3G压水堆核电燃料元件为主导产品的压水堆核电燃料元件生产线。在建项目--AP1000核电燃料元件生产线将于2014年建成投产。高温气冷堆核电燃料元件生产线计划在2015年底建成投产。并拥有完全自主知识产权的钴靶件生产线。本文介绍了CNNFC核电元件生产线的产品特点及制造工艺。

关键词：中核北方核电元件生产线

来源： cnki会议评论

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核动力工程 2019年第4期40卷 39-43页

作者：孟现珂费立凯高彬张圣君何丹丹国核华清(北京)核电技术研发中心有限公司

AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统(PCCS),可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是,72 h后如顶部水箱不能及时补水,仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走,安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出... 详细信息

AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统(PCCS),可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是,72 h后如顶部水箱不能及时补水,仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走,安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板,对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故(DBA)条件下,开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明,DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。

关键词：安全壳非能动冷却系统(PCCS) 余热导出 DBA条件

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