核动力工程

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郑斌, 臧峰刚, 孙英学

2012, 33(1): 1-3,13.

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摘要:
依据RCC-M规范和美国NRC 10CFR50.61,对存在假想裂纹的反应堆压力容器堆芯带区进行承压热冲击分析研究。计算核电厂寿期末的基准温度,并采用承压热冲击筛选准则进行评定;计算了承压热冲击瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子,并按RCC-M规范进行评定。

拟合核电厂设计反应谱及峰值位移的地震动调整方法

盛涛, 施卫星, 谢异同, 袁俊

2012, 33(1): 4-8.

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摘要:
提出一种以核电厂设计用伪速度反应谱及峰值位移为拟合目标的地震动调整方法。该方法基于样条小波的快速分解与回复算法,将实际地震加速度记录应用2阶基数B-样条小波进行分解,以识别对峰值位移、峰值加速度影响最大的小波分量;并在此基础上,通过改进地震动调整的小波分析法与时域叠加小波函数法,实现对目标反应谱及峰值位移、峰值加速度的同时拟合。算例分析结果表明,该方法具有较高的拟合精度。

核电厂电气厂房地震响应敏感性分析

何佳, 王海涛

2012, 33(1): 9-13.

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摘要:
利用人工地震波生成算法,探讨考虑土壤-结构相互作用的核电厂电气厂房地震响应动力分析模型和计算方法。通过比较楼层反应谱,研究岩土材料参数和载荷的不确定性对结构响应的影响。结果表明:岩土材料参数对核电厂电气厂房地震响应的影响更大,单一岩土材料参数下计算得到的拓宽后的楼层反应谱不能完全包络参数变化带来的地震响应差别。即使最终的反应谱大于或等于各种不同岩土参数下的楼层反应谱,仍有必要对不同岩土参数下的楼层反应谱做包络。

核电厂地坑过滤器附加质量试验研究

刘夏杰, 王德忠, 张臣刚, 向文元, 顾卫国

2012, 33(1): 14-18.

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摘要:
采用测量转动惯量的方法对核电厂安全壳地坑过滤器水下附加质量进行测量,分别测量了圆柱、圆筒、双层圆筒、圆筒形地坑过滤器4种结构。将圆柱的附加质量测量值与在理想流体中的理论值进行对比,验证了该方法可以比较准确地测量附加质量。结果分析表明,附加质量不随激振频率变化,圆筒结构附加质量为圆柱结构的1.9倍,双层圆筒附加质量与单层圆筒差异不大;地坑过滤器由于表面开孔附加质量较圆筒结构降低70%;地坑过滤器附加质量与本身质量的值为同一数量级,地坑过滤器设计时不能忽略附加质量。

DNB后过渡沸腾传热计算模型

李虹波, 陈炳德, 熊万玉

2012, 33(1): 19-24,50.

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摘要:
提出过渡沸腾传热的物理模型,建立相应的数学模型,对偏离泡核沸腾(DNB)后过渡沸腾的传热特性进行分析。根据实验数据确定关系式中的系数,得到DNB后过渡沸腾传热计算模型。将提出的理论计算模型与现有不同工况范围内取得的实验数据及已有计算模型进行比较分析,并对计算偏差进行统计计算。结果表明,本文模型计算值与现有实验数据符合良好;相对于已有计算模型,模型具有良好的适用性。

三维离散纵标方法在堆内构件释热率计算中的初步应用

杨寿海, 陈义学, 王伟金, 靳忠敏, 陆道纲

2012, 33(1): 25-28.

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摘要:
以美国H.B.Robinson-2#机组反应堆压力容器(RPV)基准实验的参数为输入数据,采用三维离散纵标方法程序(TORT)计算压力辐照监督管处中子能谱及典型核素的活度值。计算得到的辐照监督管处中子能谱与基准实验结果趋势一致、吻合较好;典型核素活度的计算值与测量值之比(C/M)为1.04±0.04。用TORT对福建宁德核电站堆内构件释热率分布进行初步计算,并与蒙特卡罗方法(MCNP)的计算结果相比较,两种方法的结果表现出良好的一致性。最后对TORT程序应用于堆内释热率计算进行讨论。

水平光管内超临界水在大比热容区内的传热与交混特性数值模拟研究

雷贤良, 李会雄, 于水清

2012, 33(1): 29-33,38.

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摘要:
对超临界压力水在管径为32 mm 3 mm、长度为8 m的水平光管内的流动和传热特性进行数值模拟研究。探讨不同压力、流量、热负荷下管内换热系数的变化特征;重点分析超临界水的交混特性,对比分析流动通道内二次流动的特性及演变规律,进而对二次流动的变化规律给出合理的解释;利用无量纲的Gr/Re²和Gr/Re^2.7对交混特性中自然对流与强制对流的相对大小进行定量描述,以解释超临界水在水平管内的流动与换热特征。

不对称加热矩形窄缝通道临界热流密度研究

谢士杰, 熊万玉, 王均

2012, 33(1): 34-38.

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摘要:
以氟利昂12为冷却介质,对4种加热比条件下的矩形窄缝通道双面不对称加热工况下的临界热流密度(CHF)进行实验分析,获得各种工况下CHF与冷却剂质量流速、入口过冷度、出口含汽率的关系。实验结果表明:低含汽率下,CHF随加热比的增加而增加,随着含汽率的增加,不同加热比的实验通道内CHF差异减小;高含汽率下,CHF随加热比变化趋势与低含汽率的相反。

窄缝矩形通道单相流动及传热实验研究

马建, 黄彦平, 刘晓钟

2012, 33(1): 39-45.

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摘要:
以垂直向上窄缝矩形通道内去离子水为流动介质,对单相等温流动及恒热流密度条件下的单相传热进行了实验研究。结果表明,窄缝矩形通道内的单相等温流动特性及单相传热特性并未偏离常规尺度通道内的相关规律,采用经典理论解或关系式能获得较好的预测结果。

纵向涡作用下窄缝矩形通道外壁温可视化研究

马建, 黄彦平, 黄军

2012, 33(1): 46-50.

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摘要:
在窄缝矩形通道内设置4对周期性分布的矩形块纵向涡(LV)发生器作为强化换热措施,应用红外热成像测温技术对该通道加热板外壁面温度场进行可视化测量。测量结果表明,LV以一定作用距离和相对强度对温度场进行重构,形成了窄缝矩形通道内加热板外壁温交替下降和上升的类周期性变化过程,提高了通道内整体对流传热能力。

控制棒驱动机构动态提升特性研究

沈小要

2012, 33(1): 51-55.

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摘要:
基于控制棒驱动机构的磁路和电路方程以及对控制棒驱动机构动态提升过程分析,分别推导出系统静态过程和动态过程的磁路-电路-机械运动耦合方程。采用解析解的方法求解提升起始电流和提升起始时间。采用ASME规范推荐的动态分析的数值仿真方法模拟控制棒驱动机构动态提升过程,分析磁极和衔铁间不同设计间隙下系统的提升特性。结果表明,衔铁起始提升时间随着设计间隙增大而增大,且设计间隙越大,提升所需时间越长;提升速度随着时间的增加而增大,且随着时间的增加,提升加速度增大,设计间隙越小,提升结束时的冲击加速度越大。

反应堆控制和保护系统嵌入式软件的组合测试

孙凯, 龚建军, 康佳, 陈培俊, 邓江明, 冯亮, 李远文, 朱小勇, 蒲蔚若

2012, 33(1): 56-59,77.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
为了测试反应堆控制和保护系统的嵌入式软件,将手工静态测试方法和动态仿真测试方法组合使用(简称组合测试)。组合测试分为2步,即先用手工静态测试方法验证可编程逻辑控制器(PLC)嵌入式软件的安全性与合理性,再用动态仿真测试方法验证其功能的有效性。组合测试只要有通用个人计算机(PC)和待测软件的开发及仿真工具即可实施。在实际的PLC运行环境中运用硬件测试方法,对组合测试的有效性进行验证。结果表明,组合测试是有效的,且比硬件测试方法的测试效率更高。

核电厂丧失厂外电源事件下柴油发电机系统动态响应分析

李哲

2012, 33(1): 60-65.

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摘要:
将系统可靠性分析方法GO法与Markov法相结合,对核电厂概率安全分析(PSA)中厂外电源丧失(LOOP)后柴油发电机应急响应系统在24h内缓解全厂断电(SBO)事件中的动态过程进行分析,解决了维修相关存在下可修系统可靠性精确计算问题,并通过创建GO法"备用门"操作符真实地模拟应急响应系统工作的逻辑关系。通过将2种可靠性分析方法相结合使用的尝试,使之与柴油发电机应急响应系统存在维修相关的实际情况相适应,拓展了2种方法的分析领域,同时能够更为精确地得出SBO对系统安全运行的影响。

考虑人因的核电厂主控室认知可靠性模型研究

蒋建军, 张力, 王以群, 彭玉元, 周程, 张坤

2012, 33(1): 66-73.

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摘要:
面对传统认知因素及认知建模所存在的缺陷,以核电厂主控室为参考背景,以人因为关键点,提出了一种基于贝叶斯网络的认知可靠性分析模型。该模型重点分析了影响认知可靠性的人因,对认知节点及认知节点所对应的影响因素提出了一系列方法及相应函数公式来计算认知可靠性。该模型及方法可以应用于核电厂主控室操作人员认知过程的评价。

UO₂弥散型燃料辐照后高温失效时显微分析

伍晓勇, 王斐, 温榜

2012, 33(1): 74-77.

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摘要:
对辐照后燃料板进行退火试验,用显微镜观察了UO₂颗粒的微观形貌随着温度的升高的变化情况。在高温下裂变气体膨胀,在UO₂颗粒内气孔贯通形成裂纹穿破涂层,引起UO₂颗粒局部破碎脱落,UO₂涂层外的反应层由于高温加剧的扩散反应还形成了明显的孔洞。

循环工况转换过程中的燃料棒热应变分析

郝亚雷, 杨星团, 姜胜耀, 刘志勇

2012, 33(1): 78-82.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
利用RELAP5程序建立分析模型,结合强迫循环工况转换自然循环工况的试验数据,对转换过程中的冷却剂温度变化速率和燃料棒的热应变进行计算分析。计算结果表明:结合RELAP5程序进行燃料棒的热应变分析是合适的;自然循环转换过程中燃料棒热应变的变化剧烈,对燃料棒的机械性能产生影响;结合RELAP5瞬态分析结果,也可以分析其他工况变化过程对燃料棒的热应力冲击问题。

反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能研究

刘金华, 文燕, 张雪梅, 霍松岷, 龚宾, 何艳春

2012, 33(1): 83-87.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
针对压力容器密封面材料在核工程应用中发生的腐蚀问题,研究了反应堆压力容器密封面材料非正常工况下的腐蚀性能。利用静态高压釜研究308L不锈钢在不同Cl-浓度条件下的腐蚀行为,采用金相显微镜和扫描电镜(SEM)对样品进行观察和分析。结果表明,在270℃、5.5 MPa条件下,Cl-浓度低于1 mg/L时308L不锈钢没有发生点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀;随着Cl-浓度提高,308L不锈钢对点腐蚀、缝隙腐蚀和应力腐蚀的敏感性显著增加。

304NG在超临界水中腐蚀后氧化膜分析

尹开锯, 邱绍宇, 唐睿, 张强, 张乐福

2012, 33(1): 88-92.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
研究了奥氏体不锈钢304NG (以下简称304NG)在压力为25 MPa,温度分别为500、550、600、650℃超临界水中的腐蚀行为,通过扫描电镜-电子能谱(SEM-EDX)、X射线衍射(XRD)对304NG试样氧化膜微观组织的研究表明:304NG在超临界水中腐蚀后,表面氧化膜由岛状和非岛状2种不同形貌的腐蚀相组成。其中,含岛状腐蚀相的氧化膜具有双层结构,外层为Fe₃O₄相,内层为Fe₃O₄和FeCr₂O₄相;不含岛状腐蚀相的氧化膜为单层结构,氧化膜中含有Fe₃O₄和FeCr₂O₄相。同时,304NG在超临界水中氧化膜存在脱落现象,氧化膜脱落程度随温度升高而加剧。

Nb、Cu对新型高温锆合金α/β相变温度和腐蚀性能的影响

罗伟, 王均, 熊计, 应诗浩, 杨晓雪, 张太平

2012, 33(1): 93-97.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
研究不同元素含量的Zr-Nb-Cu合金的显微组织和其在500℃、10.3 MPa过热蒸汽中的耐腐蚀性能,结果表明,在500℃、10.3 MPa过热蒸汽中,Zr-1.0Nb-0.05Cu合金的耐腐蚀性能最好,其耐腐蚀性能远远优于Zr-4和N18合金。在Zr-Nb-Cu合金中形成富含Nb、Fe、Cr的第二相粒子,这是影响锆合金耐腐蚀性能的一个原因。Zr-Nb-Cu合金在差热扫描量热仪分析的升温过程中,腐蚀产生的氢化物溶解,温度达到氢致α/β相变温度(约550℃)时开始β相变。添加Nb可以降低合金发生氢致β相变的温度,而增加Cu含量,可以降低合金腐蚀时的吸氢量,同时也使合金的耐腐蚀性能得到明显的提高。

超滤预处理模拟放射性废水的实验研究

孔劲松, 王晓伟

2012, 33(1): 98-100.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
为了研究膜法放射性废水处理系统中超滤预处理单元对放射性废水的净化效果,在实验室采用小型超滤装置,配制含有铁、钴、锰和镍等非放射性核素的模拟放射性废水进行超滤处理实验。实验结果表明:在偏碱性条件下,超滤对模拟废水中的核素均具有较好的截留效果;在废水pH值分别为3.7、9.5、9.2和9.0时,对Fe³⁺、Co²⁺、Mn²⁺、Ni²⁺的截留率都在95%以上,pH值对于4种核素截留效果的影响是由其水解能力的差异造成的。

反渗透对模拟放射性废水中钴的截留性能研究

孔劲松, 田沿杰

2012, 33(1): 101-103,142.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
为了研究反渗透对放射性废水中核素的截留性能,在小型装置上对配制的含钴模拟废水进行处理实验。结果表明,反渗透对钴的截留率受操作压力和回收率的影响甚小,与反渗透脱盐率也没有直接的关系。在实验条件下,反渗透对废水中钴的截留率达95%以上,能够满足处理核动力装置放射性废水的需要。

基于遗传算法的某作业现场辐射防护最优化问题

周秀玲, 陈宝维, 安永峰, 郭平

2012, 33(1): 104-106,123.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
运用遗传算法(GA)对核电厂大修现场中一个阀门维修中管道临时屏蔽方案进行优化设计,建立对2根管道屏蔽的辐射剂量的数学模型,将模型转化为一个带约束的组合优化问题,然后采用GA对此问题进行求解。实验结果表明,GA可以给出精确、完整的屏蔽方案。

田湾核电站堆芯换料模式研究及应用

严静, 王伟

2012, 33(1): 107-111,133.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
以田湾核电站的1#、2#机组第3循环堆芯装载图为例,介绍全进全出、堆内倒换和边进边出3种换料方法的操作过程,计算这3种换料方法的时间效率,分析比较3种换料方法的优缺点和适用场景。经田湾核电站实际换料验证,堆内倒换和边进边出换料方法是可行的,能显著提高换料效率。

压水堆核电厂一回路硼浓度偏差分析与¹⁰B丰度变化研究

谭世杰, 廉志坤, 李志军, 周骁凌, 胡汝平, 高景辉

2012, 33(1): 112-116.

摘要(27) PDF(0)

摘要:
运用理论推导的方法分别对考虑与不考虑硼化2种情况下的¹⁰B丰度的变化进行计算分析,给出压水堆一个循环内的¹⁰B丰度变化规律,并将¹⁰B丰度计算值与实测值进行对比。对比显示在考虑硼化之后的丰度表达式是精确的。以此为基础,可以对燃料管理软件给出的理论硼浓度进行修正,并进行实验验证。通过所给出的公式与分析方法,可对硼浓度偏差进行修正。

基于UGF和Semi-Markov方法的反应堆泵机组多状态可靠性分析,武汉，430033

尚彦龙, 蔡琦, 赵新文, 陈玲

2012, 33(1): 117-123.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
将通用发生函数(UGF)与半马尔可夫过程(Semi-Markov Process)相结合,对反应堆泵机组进行多状态可靠性分析。给出多状态系统可靠性分析的UGF算法模型,推导多状态设备性能状态的Semi-Markov过程概率表达式,定义设备、系统性能值的定量描述方法。以性能参数是否满足需求值做为系统成功与失效的判据,对比分析反应堆泵机组在需求性能条件下的多状态可用度与2状态可用度结果,并给出系统在任务周期内的平均性能值。结果表明,该方法能够定量分析部分失效对系统可靠性的影响,降低传统的2态可靠性分析方法产生的不必要的保守程度。

双泵切换对给水量影响的实验研究

王鑫, 韩伟实

2012, 33(1): 124-128.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
采用试验方法对给水泵切换过程中给水流量变化特性进行研究。对试验数据进行分析,研究止回阀在给水泵切换时的响应特性及切换过程中的给水流量变化特点。试验结果表明,给水泵切换过程中,在额定流量和30%额定流量条件下,给水量恢复稳定分别需要26 s和21 s,最小给水量分别为正常给水量值的59.4%和87.2%,平均欠流量分别为20.8%和7.5%。与30%额定流量双泵切换相比,额定流量条件下双泵切换需要更长的过渡时间,流量波动也更加剧烈,欠流量显著增加,对给水系统稳定性影响更大。

混合堆增殖钍基燃料组件中子学分析

马续波, 陈义学, 全国萍, 王悦, 韩静茹, 陆道纲

2012, 33(1): 129-133.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
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。

快堆核燃料循环模式的经济性评价

胡平, 赵福宇, 严舟, 李冲

2012, 33(1): 134-137.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
以快堆核电厂的核燃料循环过程及核燃料循环模型为基础,利用注销法对2种核燃料循环方式进行经济性计算和分析;同时,也将快堆燃料循环经济性与压水堆(PWR)燃料"一次通过"的经济性进行对比。按目前价格水平计算,PWR"一次通过"的核燃料循环方式比快堆核燃料循环模式的经济性好,但随着天然铀价格的上涨以及燃料后处理技术水平的进步,快堆核燃料循环费用有望达到或低于PWR"一次通过"的核燃料循环费用。

HTR-PM二回路图形建模与仿真研究

董立羽, 周志伟, 周杨平, 眭喆, 周树勇, 李富

2012, 33(1): 138-142.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
介绍了在vPower仿真平台上嵌入THERMIX代码来研究紧凑型高温气冷堆仿真机的方法。根据模块式高温气冷堆示范电厂二回路系统的特点和结构,利用vPower仿真平台建立二回路各个系统的组态模型并进行稳态和瞬态仿真结果分析。结果表明,稳态值与设计值的误差均在2%范围内;额定工况下,主调节阀关小和给水流量减少2个典型瞬态响应过程曲线趋势合理,动态响应各项指标及最终稳定值满足要求;循环水泵关闭导致凝汽器循环水中断的事故情况下,因凝汽器真空过低调节主蒸汽阀门迅速关闭,主蒸汽流量减小同时汽轮机跳闸。

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2012年第33卷第1期

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