核动力工程

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孟庆阳, 唐向阳, 刘锦洪, 朱常桂

2011, 32(4): 1-5.

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摘要:
采用Sol-Gel法内胶凝工艺,以贫铀芯块为原材料,经过煅烧、溶解、配胶、胶凝、老化、洗涤、干煅、还原烧结、筛分优选制备直径为2～3 mm的陶瓷UO₂球形燃料芯核。相关的物性及化学分析结果表明:所制备的燃料芯核内部结构致密均匀,密度为理论密度的97±2%;杂质含量低,氧铀比为2.00±0.01;平均直径为2.6 mm;球形度小于1.10,平均为1.06。

掺钛UO₂微球烧结行为研究

王辉, 刘锦洪, 尹荣才, 任萌, 张嘉

2011, 32(4): 6-9,85.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用溶胶-凝胶方法制备掺钛UO₂微球,并通过金相显微镜、扫描电镜(SEM)、能谱分析仪(EDS)等观察掺钛微球的微观组织、气孔分布、晶粒大小、钛元素分布以及用水浸渍法测量其密度。实验结果表明:在一定烧结温度下,掺入少量钛可明显提高烧结性能。在实验条件下,最佳掺钛量为0.3%(质量分数)以内、烧结温度为1250～1350℃。研究了活化烧结机制,得出其物质迁移机制可能为加强阳离子扩散和剩余氧共同作用的结果;最后研究了钛元素的分布,除固溶于UO₂微球外,其他钛氧化物以游离相粒子形式富集在晶界上。

球床堆燃料元件循环系统任务剖面的建立

曾凯, 沈鹏, 都东, 张海泉, 刘继国

2011, 32(4): 10-13.

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摘要:
研究了球床堆燃料元件输送的关键子系统——循环系统。针对循环系统的"近等径"球流管路气力输送的动力特性,建立了气动推力表达式以及竖直弯管提升、直管提升等典型管段球流运动模型;在分析系统任务可靠性框图的基础之上,结合管路球流运动分析,建立了循环系统的任务剖面。

65Mn金属材料氢脆性能实验研究

王兆希, 屈宝平, 薛飞, 杨昊, 施惠基

2011, 32(4): 14-18.

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摘要:
采用小压杆方法对核电厂中常用的高强度弹簧钢65Mn的氢脆特性进行实验研究。对试样采用阴极电解充氢方法,实验采用不同的电解电流(1、4、10、20 mA),经过氢在金属中吸附、扩散、聚集和起裂导致材料的氢脆。采用小压杆实验方法对充氢后的试样进行压入实验,结果表明随着充氢电流强度的提高,试样的最大载荷降低,强度降低;试样的压入吸收功、临界断裂应力和临界断裂应变降低,表明材料的韧性降低。从试样的断裂表面发现,随着充氢电流强度的提高,试样宏观断裂表面从韧性断裂转变到典型的脆性断裂,微观表面特征从韧窝转变到沿晶解离断裂。通过理论分析表明,电流密度升高,试样中氢的浓度升高,氢脆较为严重。

U-Mo合金与Al扩散反应特征研究

刘云明, 尹昌耕, 孙长龙, 陈建刚, 孙旭东

2011, 32(4): 19-23.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
采用扩散偶方法研究了U-Mo合金与Al扩散反应特征。扩散偶以热压方式实现持续贴合。实验在真空热压炉中完成,热压温度550～570℃,时间5～21 h。结果表明:U-Mo/Al扩散层界面形貌和成分与扩散层厚度有关;在扩散层界面处U、Mo和Al的含量突变;U-Mo侧扩散层产物主要为(U,Mo)Al₃,Al侧产物为(U,Mo)Al₄和UMo₂Al₂₀。U-Mo/Al扩散反应是Al越过U-Mo/Al原始界面向U-Mo侧扩散并发生固体反应和扩散层向Al层生长的过程。

TA16钛合金微动磨损特性

张亚非, 任平弟, 张晓宇, 李长香, 朱旻昊

2011, 32(4): 24-28.

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摘要:
采用PLINT微动磨损试验机,进行TA16钛合金传热管与0Cr18Ni9不锈钢实心圆柱体配副件的微动磨损特性试验。试验条件为:常温、法向载荷为50 N和80 N、位移幅值为80～200μm、频率为2 Hz。结果表明,法向载荷和位移幅值对材料损伤程度和损伤机制产生显著影响。材料损伤程度随位移幅值、载荷的增加显著增加,而微动摩擦系数则随之有所降低。由塑性变形层与磨屑层叠加组成的第三体层,对微动磨损过程发挥控制与约束作用。塑变层出现明显的微裂纹和剥层现象;磨屑以钛及其合金的氧化物为主要成分,呈现颗粒状聚集,附着于磨损区域。粘着磨损与磨粒磨损的共同作用,以及磨屑的摩擦氧化、聚集与转移是微动磨损过程的主要特征。

自然循环条件下窄通道ONB点影响因素灰色关联度研究

刘平, 周涛, 张明, 盛程, 张记刚, 黄彦平

2011, 32(4): 29-32.

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摘要:
采用反映系统序列间正、负相关性的灰色关联度模型,对自然循环条件下影响窄通道过冷沸腾起始点(ONB点)发生的相关因素进行分析。结果表明:在所选参数范围内,加热功率与ONB点位置呈负相关性,质量流量和工质压力与ONB点位置呈正相关性,即加热功率增加ONB点提前出现,质量流量增加、工质压力提高ONB点推后出现;窄缝间隙与ONB起始热流密度呈弱正相关性,其增加会推迟ONB点的出现。

重水堆燃料通道内浮升力引发的间歇式流动现象数值分析

苑景田, 李京喜, 曹学武, 佟立丽

2011, 32(4): 33-36.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
对重水堆水平燃料通道内浮升力引发的间歇式流动(IBIF)现象进行模拟,对现象过程、燃料组件温度进行研究。由计算结果可以看出,燃料包壳温度随气泡的产生、生长以及排出的周期性变化,出现上升、下降的周期性变化;气泡在单元两侧开口处交替排出;气泡的排出带走燃料组件衰变热,使燃料包壳温度处于相对较低的水平。

附加惯性力对气泡破裂的影响

潘良明, 张文志, 陈德奇, 许建辉, 徐建军, 黄彦平

2011, 32(4): 37-41.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
从气泡破裂的力平衡机理出发,采用流体体积函数(VOF)模型研究竖直窄流道中单个气泡受到附加惯性力作用后变形破裂的情况。通过定义气泡破裂点处的速度和观察气泡破裂时的颈部最短距离来描述表面张力、附加惯性力大小及初始形状对气泡破裂的影响。结果表明:表面张力、附加惯性力和初始形状对气泡的破裂有很大影响,它们直接影响流体对气泡的射流作用,最终可能导致气泡破裂。

横掠水平管束间气-液两相流流型对流致振动激励的影响

姜乃斌, 臧峰刚, 张毅雄

2011, 32(4): 42-45,71.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
在气-液两相流现有的Taitel流型图和Ulbrich&Mewes流型图的基础上,通过分析试验数据提出一种新的流型图,根据该流型图将垂直向上横掠水平管束的气-液两相流分为3种流型:泡状流、搅拌-泡状流和间歇流,给出这3种流型下的两相流作用在管束上的激励力的时间历程、功率谱密度曲线和功率谱密度峰值对应的Strouhal数。分析表明,在管束间两相流流致振动问题中,流型对于激励力时程、功率谱密度曲线的形状和频率分布均有明显影响。

矩形窄缝通道临界热流密度数值预测

周磊, 刘祥锋, 闫晓, 黄彦平, 陈炳德

2011, 32(4): 46-51.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
利用已有的实验数据对Weisman模型和Kwon模型的计算结果进行计算与分析。结果表明:2套模型计算偏差分布趋势相似,但Kwon模型的分散度较小,精度更高。对于矩形窄缝通道,已有的汽泡壅塞模型预测精度较差;不宜将汽泡壅塞模型直接用于矩形窄缝通道。结合矩形窄缝通道自身的特性对其中的Kwon模型进行了拓展。改进后的模型具有良好的预测精度且消除了系统性偏差。

矩形通道干涸后过渡沸腾传热试验研究

李虹波, 陈炳德, 熊万玉

2011, 32(4): 52-57.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
在流动传热基础试验平台上进行了矩形通道干涸后过渡沸腾传热试验。对过渡沸腾的传热特性进行分析;对进口含汽率、质量流速、系统压力等各热工水力参数对过渡沸腾传热的影响进行试验研究。结果表明:干涸后过渡沸腾是一个不稳定的传热过程,壁面温度发生明显的脉动,过渡沸腾会引起质量流速和流道进出口压降等流动参数的脉动;进口含汽率的增加会导致过渡沸腾热流密度减小,壁面温度升高,传热系数减小;质量流速的增大或者系统压力的升高均会导致过渡沸腾热流密度增大,壁面温度降低,传热系数增大。

核电站关键部件在役检查可靠性分析

张俊, 丁辉, 李明, 张益成, 陈怀东, 吕天明

2011, 32(4): 58-61,71.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
基于可靠性概率统计模型和超声检测数值模型,对在役检查的可靠性进行计算与分析。以核电厂反应堆压力容器环焊缝超声检测为例,计算不同检测参数下环焊缝中裂纹类缺陷及横孔的检出率曲线和95%置信下限。结果表明,可靠性分析方法的引入可以实现在役检查工艺方法及结果的定量评估。

AP1000反应堆控制系统特点分析

张小冬, 刘琳

2011, 32(4): 62-65.

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摘要:
通过对核电机组常见的控制模式以及AP1000采用的控制模式的介绍,总结出各种模式的优缺点,并分析AP1000所采取的控制模式的先进性,对三门核电厂首台机组及后续机组的运行控制模式提出建议;还结合AP1000反应堆功率控制系统的特点,对在正常运行期间可能遇到的问题加以分析,并提出相应的对策。

核电厂DCS闭环测试平台的开发及应用

侯东, 林萌, 杨宗伟, 刘鹏飞, 杨燕华

2011, 32(4): 66-71.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
开发了可用于核电厂数字化控制系统(DCS)闭环测试的测试平台,该平台具有较高的灵活性和可扩展性。建立了岭澳核电站二期系统模型,通过汽轮机10%FP(满功率)阶跃降负荷瞬态下的稳压器压力和液位控制系统测试,演示应用该平台进行DCS闭环测试和发现并查找问题的方法。该测试平台在岭澳核电站二期DCS闭环测试中得到了成功应用。

基于多层流模型的核电厂可靠性分析方法研究

杨明, 张志俭

2011, 32(4): 72-76.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
多层流模型(MFM)是一种目标导向的系统建模方法,它可以清晰地描述系统在规定的时间内和规定条件下,为实现其设计目标而具有的功能及其之间的相互关系。本文提出一种基于MFM的系统可靠性定量分析方法(MRA),可在不同抽象层次表示系统知识。模型清晰易懂、容易建立、易于修改和扩充,一次分析即可获得系统主目标和子目标的成功概率,便于系统分析和方案比较。

DFM在人员可靠性分析中的应用

余少杰, 赵军, 童节娟

2011, 32(4): 77-82.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
结合人员事件分析技术(ATHEANA),探讨动态流图法(DFM)模型识别迫使失误环境(EFC)和不安全动作(UA)的可行性,并根据此方法对核电厂的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故进行建模和求解。通过演绎分析得到26个质蕴含并对结果进行解释,其中有1个质蕴含与某核电站曾发生的人误事件情景很相似。最后对质蕴含定量化的方法以及对执行型错误(EOC)的分析等问题进行了讨论。

反应堆压力容器接管堆焊层缺陷分析及处理

王永姣, 杨志鹏

2011, 32(4): 83-85.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
从焊接工艺角度出发,介绍了某反应堆压力容器接管筒体组件的出口接管堆焊层的质量问题及其缺陷处理。在分析不锈钢堆焊层脱层原因基础上,论述了相应的处理和返修工艺。

反应堆一回路装置的容积优化设计

秦慧敏, 阎昌琪, 王建军

2011, 32(4): 86-90.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在核动力装置的方案设计中,应用最优化设计理论,以一回路装置的容积作为性能评价指标,建立一回路系统中主要设备的容积评价模型;在对影响一回路主要设备容积的总体热工参数及设备结构参数进行敏感性分析的基础上,应用自主开发的改进复合形算法对核动力装置设计参数进行寻优,在满足功率要求和安全准则的前提下,获得使反应堆一回路装置容积最小的优化设计方案。与原始设计方案相比,优化设计方案的容积减少13.15%。

面向核电应用的1E级隔离放大器的研制与验证

李德文, 黄文君, 李晶晶, 王凯, 杨文龙

2011, 32(4): 91-94.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
提出了核电厂安全停堆系统核1E级隔离放大器设计技术方案。该方案采用开关电源技术+模拟电源技术设计电源模块。从抗干扰、器件降额和抗震3个方面详细论述了提高隔离放大器稳定性和可靠性的设计方法。经性能验证,该产品各项技术指标及可靠性均达到或超过了国外同类产品水平,并通过了所有核1E级认证测试。

压水堆冷却剂中硼酸浓度对核主泵性能影响研究

张野, 王晓放, 介红恩

2011, 32(4): 95-98,117.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
采用Fluent软件对混流式核主泵叶轮在多流量工况和冷却剂中含有不同浓度硼酸溶液的多方案进行三维湍流流动数值模拟,结合实验数据,分析了清水与硼酸溶液对核主泵性能影响的差异,着重研究了硼酸浓度对叶轮的影响程度,并对采用数值计算方法预测核主泵中以清水作为模拟介质的可行性进行了分析。结果表明,即使在极限硼酸浓度下,冷却介质中硼酸浓度亦对核主泵性能影响较小。由此验证了采用清水作为模拟介质是可行的。

核电厂可修设备失效数据的处理方法

王大林, 刘井泉, 黄祥瑞

2011, 32(4): 99-104.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
针对核电厂设备可靠性评估对失效数据处理的需求,基于统计的经典寿命数据处理方法分析了核电厂可修设备失效数据处理中的缺点,提出应用基于威布尔(Weibull)过程的数据处理方法处理可修设备现场数据,并以某核电厂定子冷却水用泵失效数据为例进行了实例计算,对两种方法处理结果进行了比较分析。计算证明,引入威布尔过程拟合数据处理方法可更好地符合可修设备失效特点,且计算过程不复杂。

基于信息融合技术的核动力装置智能故障诊断系统研究

蔡猛, 张大发, 张宇声, 金仁喜

2011, 32(4): 105-108,113.

摘要(19) PDF(1)

摘要:
将信息融合技术应用到船用核动力装置故障诊断中,建立由故障树专家系统、神经网络诊断系统和机理模型验证系统构成的空间融合架构,充分利用系统深层知识、浅层知识和机理模型知识,经仿真验证,信息融合诊断系统可有效提高故障诊断的可靠性。

基于多层流模型的二回路系统故障诊断研究

马杰, 郭立峰, 张宇声, 彭俏, 李海威

2011, 32(4): 109-113.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
通过分析核动力装置的二回路系统,并结合多层流模型(MFM)原理,建立了二回路系统的MFM。利用Visual C++,结合MFM推理规则及因果图(CDG)次序分析法建立了一套测试性的故障诊断系统,并在模拟器上进行仿真试验。结果表明,该诊断系统在故障发生时能准确判定潜在源故障,具有可视化程度高及可理解性强的优点。

反应堆退役压力容器放射性活度估算方法

郭武仁, 林晓玲, 郑宁宁

2011, 32(4): 114-117.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
介绍了反应堆退役压力容器放射性活度估算的理论计算和实验测定方法。描述了物理估算模型,推荐采用蒙特卡罗程序和ORIGEN2程序分别计算中子通量密度和放射性活度。对确定压力容器的放射性活度时经常使用的两种方法(压力容器直接取样分析和对辐照监督管取样分析)做了详细介绍。建立了推算压力容器的放射性活度中子通量密度比例曲线。

核动力装置活化构件放射性存留量计算及影响因素分析

刘扬, 林晓玲, 蔡琦

2011, 32(4): 118-121.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
根据核动力装置的运行特点,利用ORIGEN2程序计算了核动力装置活化构件的放射性存留量,分析装置燃耗、运行模式、功率变化等因素对活化构件放射性存留量的影响。研究结果表明:放射性存留量随燃耗的增加而增加,当装置实际运行时间远大于有效运行时间时,放射性核素活度增长比例近似等于燃耗增长比例;核动力装置的运行模式直接影响活化构件放射性存留量的大小,当装料、运行功率、燃耗等条件均相同时,间断运行模式下活化构件的放射性存留量比连续运行模式下的小,核素半衰期越短受其影响越大;在装置燃耗相同且运行时间较长的情况下,运行功率的变化对活化构件的放射性存留量影响不明显。

某核电厂员工因氡及²²²Rn/²²⁰Rn子体所致剂量评价

吴和喜, 刘玉娟, 杨波, 覃国秀, 刘庆成

2011, 32(4): 122-126.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
对核电厂员工按工作性质、区域进行分组,运用FT-648型测氡仪对核电厂各监测区域采用经湿度校正的双滤膜法测量氡的浓度、总α五段法测量²²²Rn/²²⁰Rn短寿命放射性子体的浓度,研究核电厂工作人员因氡及²²²Rn/²²⁰Rn子体所致年有效剂量,提出高氡区域的具体防护措施。研究结果表明,核电厂中除乏燃料水池外,其他各区域监测数据均比国际辐射防护委员会推荐值低。

溶液堆物理计算程序FMCAHR燃耗功能及其验证

汪量子, 姚栋, 王侃

2011, 32(4): 127-130,142.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
介绍了FMCAHR程序的燃耗计算模型及流程,并使用燃耗基准题和DRAGON程序对燃耗计算结果进行验证。验证结果表明,FMCAHR燃耗计算功能的准确性较高,适用于溶液堆的燃耗计算分析。

基于势流体的核反应堆贮液容器动力特性分析

艾红雷, 张毅雄

2011, 32(4): 131-133.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
由于流-固耦合计算规模十分庞大,很少在工程中应用。本文采用势流体函数理论,将流-固耦合特征值方程的耦合项通过势函数联系,流体流动的非线性连续性方程可简化为线性椭圆方程,大大地缩减了流-固耦合计算的规模。通过实际的算例验证表明,采用基于势流体的流-固耦合方法求解贮液容器动力问题是十分高效的,适合在核反应堆工程中推广运用。

核设施退役项目档案管理研究

黄凌, 廖冰, 周浩, 龚靖, 罗宁

2011, 32(4): 134-137,142.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
介绍了核设施退役工程档案管理的主要特点、工作现状;对核设施退役工程档案的管理对策进行了研究和探讨。建立统一的核设施退役工程档案管理原则和体系,通过数字化的工程档案管理系统,构建从设计到退役全过程的工程档案,是促进项目文件完整、准确、系统归档,实现核设施退役工程档案管理的规范化和高效率,确保核设施退役工程项目的可追溯性的有效途径。

压力容器卸压过程中容器温度研究

刘庆江, 叶涛

2011, 32(4): 138-142.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
压力容器卸压,内部气体膨胀对外做功,温度下降,必然会导致压力容器温度的降低。本文以氧气罐冬季卸压为例,提出简化的圆筒模型。通过整体理论分析及局部Fluent数值计算,对造成压力容器卸压过程温度下降的因素及温降幅度进行研究,并给出此工况下合理的设计结构,以及避开低温工况的最低允许工作温度。

留言板

2011年第32卷第4期

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2011年 第32卷 第4期

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