蔡文超
- 作品数：14 被引量：9H指数：2
- 供职机构：中国核动力研究设计院更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程电子电信更多>>
- 基于MCNPX的HFETR燃耗计算接口程序开发被引量：1
- 2020年
- 基于蒙特卡洛核粒子输运扩展程序(MCNPX),分析了高通量工程试验堆(HFETR)燃耗计算的基本需求,并利用MCNPX对HFETR堆芯进行建模,开发了HFETR的MCNPX燃耗计算接口程序。对HFETR连续3个运行寿期开展燃耗和物理参数计算,并与传统燃耗计算程序ECP493计算的中心位置中子注量率和燃料元件净增燃耗以及HFETR各燃耗步的实际运行棒位进行了对比,结果存在一定偏差,但与实际运行总体趋势一致。为了提高计算准确性,后续需要继续提高反应堆建模的精确程度。
- 雷鸣李松发赖立斯刘鹏蔡文超赵鹏
- HFETR一次水泄漏率计算的修正被引量：1
- 2020年
- 一回路冷却剂泄漏率是高通量工程试验堆(简称HFETR)运行监控的一个重要参数,关乎反应堆的安全运行。现用计算方法仅依据除气器液位变化,并未考虑反应堆的功率变化、容积补偿器液位变化以及放化取样等因素。为提高一回路冷却剂泄漏率计算的准确性,本文结合HFETR实际运行,通过分析一回路冷却剂总量动态变化原因与运行数据,总结和修正了一回路冷却剂泄漏率的计算方法。
- 何超袁志敏赵家强贾亚青张黎何堂将蔡文超
- 关键词：反应堆泄漏率
- 研究堆用包壳预处理工艺对运行水质的影响分析
- 高通量工程实验堆(HFETR)在低浓铀(LEU)燃料元件装载运行期间,一次水活度浓度较高。为了降低HFETR一次水活度浓度,提高燃料元件的抗腐蚀性能,采取了改进燃料元件铝合金包壳表面预处理工艺的措施。本文选取阳极氧化预处...
- 戚雄飞李松发刘鹏蔡文超白宏博孙彪
- 关键词：研究堆包壳预处理
- 一种应用于反应堆保护系统定期试验的信号源装置及系统
- 本发明公开了一种应用于反应堆保护系统定期试验的信号源装置及系统，包括上位机和PXI机箱，PXI机箱内设置有PIC总线、控制模块和多通道信号源模块；多通道信号源模块，用于产生多种类型、多个通道的信号源以模拟前端探测器信号，...
- 王雷江易蔚刘鹏陆星赵鹏武文超李可天蔡文超付强李普马小春王宏业何佳谦陈建杞杨先军徐兵
- HFETR 80MW运行时二次侧水流量衰减瞬态分析
- 2020年
- 燃料元件的壁温是影响包壳完整性的一个重要因素。HFETR功率运行时发生二次侧水流量衰减后,HFETR的固有安全性能否确保燃料元件温度不超运行限值是本文研究的重点。因此,本文基于RELAP5程序建立了HFETR回路系统模型,对HFETR 80 MW运行时不同程度的二次侧水流量衰减情况进行模拟分析,并假设运行人员不人为干预。结果表明:在不进行人为干预的30 min内,仅依靠反应堆保护系统自动停堆,燃料元件的壁温最大值为174.7~174.8℃,小于允许限值(195℃)。即使在二次侧水完全断流且运行人员不进行任何操作的30 min内,反应堆仍处于安全状态,可避免人因误操作而引入的安全风险。
- 高业栋韩良文夏星汉马小春李冲蔡文超
- 关键词：HFETR瞬态分析
- 高通量堆NTD硅系统活化剂量计算被引量：1
- 2016年
- 根据单晶硅及靶桶材料成分、测量的辐照孔道中子通量谱与辐照时间,采用点燃耗程序ORIGEN与蒙特卡罗程序MCNP耦合计算高通量堆中子嬗变掺杂(NTD)硅辐照系统活化后的外照射剂量当量率及各种活化产物放射性核素衰减变化情况,同时对各种活化核素剂量率贡献及相应衰减时间进行了分析。通过计算结果与堆厅γ电离室剂量率监测对比验证及堆厅屏蔽层厚度的保守估算,表明目前NTD硅系统转运过程屏蔽设计满足辐射防护要求,并提出有益建议。
- 雷鸣周春林李子彦邹德光刘鹏蔡文超
- 关键词：高通量堆剂量当量NTD硅ORIGEN
- 基于动量BP网络的HFETR换热器状态监测研究
- 高通量多功能低温低压研究堆多采用管壳式换热器进行热量交换。由于二回路直接以河水作为热阱,热交换器传热管内二次侧的堵塞与结垢恶化引起一回路水温异常升高,是研究堆运行维护经常遇到的问题。为了准确实时监测换热器二次侧结垢与堵塞...
- 雷鸣蔡文超刘鹏韩良文潘瑞安夏星汉
- 关键词：换热器智能监测
- HFETR的老化管理研究与实践被引量：2
- 2021年
- 高通量工程试验堆(HFETR)建造于20世纪70年代,在达到20年的设计寿期并进行HFETR的延寿工作时,应国家核安全局对定期安全审查的要求,才开始开展系统性的老化管理研究。经过多年的研究工作,已建立了一套HFETR老化管理方法,其中明确了老化管理的组织机构及职责,完成了老化管理分类及老化机理分析,并编制了有效的老化管理大纲和老化管理对象的老化管理程序,保障了老化管理活动的有效开展。例如HFETR的压力容器(RPV)按照老化管理大纲和RPV老化管理程序开展了老化管理的实施、监督检查等活动,并采取缓解措施有效地降低了RPV纵焊缝处的辐照损伤,从而保证了RPV在延寿期内的安全性。经过十几年的老化管理实践,HFETR目前还保持有足够的安全水平,寿期也已成功延长至40年以上,表明HFETR的老化管理方法是有效的。
- 邓云李韩良文李子彦蔡文超刘鹏赵鹏高业栋赖立斯
- 关键词：研究堆老化管理反应堆安全压力容器
- HFETR设备可靠性数据库的研究与设计被引量：1
- 2022年
- 本文分析了HFETR概率安全分析所需的设备基本信息,针对部分设备采集或记录数据较少、难以通过经典估计方法得到准确的可靠性参数的情况,本文采用通用数据源和贝叶斯估计方法应用信息化管理技术,设计和开发了HFETR设备可靠性数据库管理系统,并借鉴核电厂的数据,验证了该系统估算的设备可靠性参数的准确性,为HFETR一级PSA、在线风险评价及以可靠性为中心的维修奠定了基础。
- 韩良文赵鹏邓云李蔡文超刘鹏赖立斯马小春
- 关键词：HFETR概率安全分析
- 研究堆用铝合金包壳堆内平均腐蚀速率评估方法研究
- 2022年
- 研究堆用铝合金包壳的堆内平均腐蚀速率大小直接反映了包壳材料的抗腐蚀性能。高通量工程试验堆(HFETR)每炉段运行经验表明,堆内铝合金包壳经活化腐蚀作用会在一回路冷却剂中产生大量的放射性核素^(24)Na,且较快就达到稳定的活度浓度值。理论上,基于HFETR一回路^(24)Na平衡活度浓度可实现运行期间铝合金包壳堆内平均腐蚀速率的定量评估。本文通过分析HFETR一回路中^(24)Na核素的生成、释放和迁徙机理,将一回路划分为辐照区、冷却剂区和净化区三个节点,建立出铝合金包壳堆内平均腐蚀速率与^(24)Na平衡活度浓度的关系模型;然后使用蒙特卡洛核粒子输运程序对反应堆建模,计算出三节点模型中所需物理参数;最后通过HFETR一回路^(24)Na活度浓度的运行监测值分别对反应堆使用过的三类铝合金包壳进行平均腐蚀速率评估计算,并与堆外腐蚀试验结果开展对比。结果表明,本文提出的方法可以在一定范围内定量估算堆内铝合金包壳的平均腐蚀速率,可为研究堆用铝合金包壳的实际堆内抗腐蚀性能分析提供依据。
- 刘鹏李松发戚雄飞赖立斯邓云李蔡文超刘震
- 关键词：腐蚀速率HFETR
