核动力工程

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李文平, 杨戴博

2012, 33(2): 1-4.

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摘要:
分析岭澳核电站二期反应堆核测量各相关系统的主要特点,阐述核仪表系统(RPN)、堆芯中子注量率测量系统(RIC)、冷却剂丧失事故(LOCA)监测系统(LSS)与数字化仪表控制系统(DCS)的功能划分和接口设计方案。岭澳核电站二期设计方案针对RPN、RIC、LSS不同的功能需求和特点,有效地利用数字化仪表控制平台的优势,灵活采用3种与DCS的功能分配和接口划分方案,更好地实现了故障诊断和逻辑功能处理。

核电厂反应堆保护系统紧急停堆响应时间分析及测试

汪绩宁, 周爱平, 郄永学, 支源

2012, 33(2): 5-10.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
简要介绍核电厂反应堆保护系统的结构和紧急停堆工况下的数据处理过程,对反应堆保护系统紧急停堆的响应时间进行理论分析。建立响应时间测试原理,并设计相应的测试装置,完成实际测试工作。对测试所得实验数据进行统计学分析的结果表明,反应堆保护系统紧急停堆响应时间的理论最大值为149.1 ms,实验最大值为144.8 ms;实验响应时间符合均值为120.6 ms,方差为90.1 ms的正态分布。

基于PHA的TBM氚系统安全分析

付万发, 罗德礼, 唐涛

2012, 33(2): 11-14.

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摘要:
使用预先危险性分析(PHA)方法对国际热核聚变实验堆计划(ITER)实验包层(TBM)附属氚处理系统的初级氚包容系统进行安全分析。首先给出PHA分析的基本过程,其次简要分析氚系统功能和多重包容安全措施,划分出控制氚迁移的多重包容边界和流体回路边界,确定氚释放为PHA的重点。最后编制出PHA表,分析造成氚危险性释放的原因和危害后果,并给出预防措施。在PHA的基础上,列出应进行深入分析的几种典型事故。对氚设施和其他各种核设施安全水平的评估方法进行初步研究,对影响氚设施安全水平的几类重要因素进行分析,给出核设施安全水平的计算方法。

核电厂安全控制系统TXS虚拟机软件的设计与开发

冷杉, 刘纯, 李姝, 程俊杰, 张才科

2012, 33(2): 15-20.

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摘要:
在深入分析大型压水堆核电厂数字化仪表控制系统组合基础上,为与过程控制系统虚拟机软件并列应用,针对核安全控制系统进行虚拟仿真,研究开发基于Windows平台的数字化仪表控制系统(DCS)虚拟机软件VTXS。VTXS以自动代码分析和翻译转换为基本构建手段,以Visual C++为集成开发环境,采用面向对象模块化程序设计的方法、多线程和多进程通信的技术,以完全软件形式高逼真的再现真实TXS的安全控制功能。

逻辑退化对数字化核反应堆保护系统可靠性的影响

李明利, 石桂连, 唐环

2012, 33(2): 21-24.

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摘要:
主要论述数字化核反应堆保护系统(RPR)取代模拟RPR的优点,以及数字化系统符合逻辑退化对系统可靠性的影响。依据当前核电厂通用的4通道保护系统的架构和传统的可靠性框图(RBD)方法,建立2种系统可靠性模型,并对不同的逻辑退化方案进行讨论,结果表明:数字化系统优于模拟系统;数字化系统的逻辑退化在满足可靠度变小、诊断覆盖率很大时会降低系统的风险;诊断覆盖率对系统可靠性的贡献很大。同时本文提供了一种获得全系统或全厂的概率安全分析(PSA)所需基础数据的方法。

基于GO-FLOW方法的可维修系统可靠性分析

武光江, 王勇, 尚彦龙, 闫灿斌

2012, 33(2): 25-29.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
将GO-FLOW方法用于限定维修工和维修优先权的可维修系统的可靠性分析,推导适于GO-FLOW模型计算的可维修系统可靠性参数近似等效模型,并进行模型的验证和误差分析。以冗余泵单元为实际算例,将分析结果与采用GO法的情况进行对比。研究结果表明,在对该类可维修系统进行可靠性定量分析时,与GO法相比,改进后的GO-FLOW算法模型是有效的,并且计算更为简捷。

基于自适应重要抽样法非能动系统功能故障概率评估

王宝生, 王冬青, 姜晶, 张建民

2012, 33(2): 30-36.

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摘要:
针对非能动系统功能故障概率评估,提出一种新的自适应重要抽样方法。这种方法先对失效域进行预抽样,然后拟合出失效域中样本分布的密度函数,以之作为重要抽样密度函数。以1000 MW非能动先进压水堆(AP1000)非能动余热排出系统为研究对象,考虑模型和输入参数的不确定性,将响应面法和自适应重要抽样法相结合,对其进行功能故障概率评估。结果表明:与传统的概率评估方法相比,自适应重要抽样法具有较高的计算效率,同时又能保证很高的计算精度。

磁悬浮控制棒驱动线抗震试验研究

张之华, 钱达志, 张征明, 吴莘馨, 徐显启, 黄洪文, 胡晓

2012, 33(2): 37-41.

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摘要:
为验证设备的稳定性、可靠性以及在极端条件下的安全功能,在地震模拟振动台上,采用一组控制棒驱动线实物作为足尺模型,进行了控制棒驱动线的抗震试验研究。得到了不同的地震输入对控制棒驱动线落棒时间的影响;测量了运行安全地震(SL-1)、极限安全地震(SL-2)水平下,控制棒驱动线的加速度响应值和应变值;验证了不同工况下控制棒驱动线的安全功能。试验数据表明,该驱动线在运行基准地震(OBE)、安全停堆地震(SSE)工况下,均能保持结构的完整性,并能实现运行功能。

HTR石墨砖单柱模型抗震试验与分析

田清, 孙立斌, 王海涛, 史力, 王洪涛, 胡玉琴, 张振声

2012, 33(2): 42-46.

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摘要:
高温气冷堆的堆芯结构材料主要为石墨砖,在地震载荷下的动力学响应比较复杂。基于山东荣成石岛湾200 MW高温气冷堆示范核电站(HTR-PM)的设计,建立石墨砖单柱模型进行不同工况的振动台试验。通过白噪声、正弦波和人工地震波进行动态特性探查试验和功能验证试验,获得结构的自振频率、阻尼、加速度和位移响应等参数。结果表明,石墨砖单柱的非线性特征明显,自由状态下结构的一阶自振频率在1～5 Hz之间。石墨砖间的相对位移小于5 mm,满足设计准则要求。

核安全二级气动球阀力学分析

王伟

2012, 33(2): 47-50.

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摘要:
利用ANSYS有限元程序,对阀门制造厂设计的核安全二级气动球阀进行力学分析。分析中考虑的载荷有自重、内压、接管极限载荷、地震,分析后按照ASME规范和AP1000堆型核级球阀采购技术规格书的要求进行评定。结果表明,该气动球阀的结构设计满足ASME规范和相关技术规格书的要求。

模拟堆芯散体结构地震响应的简化新方法

张洪坤, 岑松, 王海涛, 程寰宇

2012, 33(2): 51-55.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
针对核反应堆堆芯散体结构在地震载荷作用下的复杂响应,提出一种高效的三维模拟方法。该方案采用Abaqus软件中刚体及连接器功能,将堆芯散体结构简化为弹簧和阻尼器链接的质点系统,通过合理的简化获得相关力学参数。同时开发出一套脚本程序以实现堆芯结构三维简化模型的参数化建模。数值算例表明,在保证模拟工程精度的前提下,该方法的计算效率比常规方法提高百倍以上。

超临界条件下湍流时均化输运方程研究

曾小康, 闫晓, 李永亮, 黄彦平, 肖泽军

2012, 33(2): 56-61.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为探索超临界条件下物性脉动作用于流体传质传热的机理,从Navier-Stokes方程出发,采用Reynolds时间平均和质量加权平均相结合的方法,获得考虑物性脉动的超临界条件下湍流时均化输运方程。研究表明,超临界条件下的湍流控制方程主体结构与亚临界湍流控制方程相似,只是在湍动能和湍流耗散率输运方程则新增物性脉动项。在超临界条件下这些物性脉动项不能忽略,它们会影响流体的脉动强度,改变由于流体速度脉动而发生的传质传热。

并行双通道内超临界水流动不稳定性数值分析

熊挺, 闫晓, 俞冀阳, 曾小康, 肖泽军

2012, 33(2): 62-65.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
采用时域法对超临界水冷堆(SCWR)中可能出现的并行通道流动不稳定性进行分析,建立适用于并行双通道内超临界水流动不稳定性分析的数值计算模型,对质量、动量及能量方程进行隐式差分离散求解,自行编制计算程序SCIA。采用SCIA分析双通道结构堆芯流动特性,计算得到超临界条件下的水动力曲线,研究了系统参数对超临界水流动稳定性的影响规律。结果表明:静态流动不稳定性在SCWR中很难发生;超临界下的系统参数影响规律与亚临界具有相似性。

圆管内超临界水传热恶化数值模拟及模型评价

黄志刚, 曾小康, 李永亮, 闫晓, 肖泽军

2012, 33(2): 66-70.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用计算流体力学(CFD)方法对圆管通道内超临界水的传热恶化特性进行数值模拟研究,将现有模型对超临界条件计算的适用性和可靠性进行了评估。计算结果表明,在低质量流速条件下,传热恶化发生时流道内将会出现M型的速度分布,最大速度处的湍动能明显减小;在高质量流速条件下,传热恶化时各物性参数中热导率对其传热特性有明显的影响。模型评估结果表明,本研究中SST模型能够用于高质量流速条件下传热恶化的计算。

含内热源球床通道换热特性实验研究

孟现珂, 孙中宁, 邓振国, 王戈

2012, 33(2): 71-74.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
针对含内热源球床通道内的换热情况,采用电磁感应加热方式对由直径为3 mm、8 mm表面氧化不锈钢球组成的球床通道分别加热,研究球床通道内部的换热特性。通过对实验数据对比分析,得到球床通道内的功率分布情况和换热系数随热流密度、颗粒直径、工质Re的变化规律,并根据实验数据拟合得到球床通道平均换热系数的无量纲准则关联式。拟合结果与实验结果误差在15%以内,符合良好。

并联双通道密度波不稳定性实验研究

刘艳军, 孙玉发, 闫晓, 肖泽军

2012, 33(2): 75-77.

摘要(26) PDF(0)

摘要:
采用两个相同的加热通道构成试验段,进行并联双通道密度波不稳定性实验研究。主要研究系统压力、质量流速和入口过冷度对流动不稳定性的影响,并给出过冷度-相变数边界。

矩形通道的流固耦合传热模拟

毕树茂, 刘昌文

2012, 33(2): 78-82,103.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
针对带发热板的矩形通道,利用CFX程序对其进行流固耦合传热模拟,并对网格进行传热方面的敏感性分析,得到较好的网格尺度。最后,通过与直接添加表面热流密度模拟的对比,分析流固耦合传热模拟的好处。研究结果表明,流固耦合传热模拟能更准确地研究通道的薄弱环节,提高热工性能。

二维孔隙结构内单相流动阻力特性数值模拟

王雄, 张震, 闫晓, 肖泽军

2012, 33(2): 83-87.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
利用计算流体力学(CFD)商业软件CFX 10.0,采用标准k-ε、RNG k-ε以及SST模型3种不同的湍流模型,对矩形管内球形颗粒作2维有序排列所形成的孔隙流道的等温单相流动进行数值模拟,并与Ergun关系式预计值进行对比;探讨球形颗粒的排列方式、直径等对单相流动阻力的影响;研究矩形管内单位长度压降及阻力系数随孔隙雷诺数Re的变化规律(1.5≤Re≤1497)。

穿透裂纹临界泄漏率分析程序的研制与验证

高拥军

2012, 33(2): 88-91.

摘要(25) PDF(0)

摘要:
建立考虑裂纹形态参数影响的周向穿透裂纹临界泄漏率的计算模型,以此为基础编制计算程序PC-Leakflow2。介绍程序的计算流程及求解方法,对影响裂纹临界泄漏率的各个输入参数进行敏感性分析,用文献中的临界泄漏率试验数据对PC-Leakflow2程序的计算结果进行验证。用PC-Leakflow2程序和经典的临界流模型对相同的例题进行计算,计算结果表明:临界泄漏率的大小受裂纹形态参数的影响较强;经典的临界流模型会显著地高估紧密裂纹的临界泄漏率。

棒束定位格架两相CFD模拟方法研究

李松蔚, 张虹, 姜胜耀, 俞冀阳

2012, 33(2): 92-96.

摘要(31) PDF(0)

摘要:
考虑气泡合并分裂,采用MUSIG模型,对3×3格架内空气-水两相分布进行计算流体力学(CFD)数值模拟研究发现,计算对入口两相分布预计不敏感,但对气泡直径大小敏感;在定位格架下游不远处,空泡份额分布由较小直径气泡起主导作用,格架下游较远处,空泡份额分布由较大直径气泡起主导作用。考虑空气-水两相流量、几何条件和压力对气泡直径的影响,本文提出针对棒束定位格架的数值模拟气泡最大直径设置关系式,并对模型选取和模拟方法给出建议。计算表明空泡份额分布曲线形状与峰值均和实验符合较好,该模拟方法能合理预测复杂通道两相数值分布。

反应堆主泵压水室出口收缩角对水力性能的影响

朱荣生, 李小龙, 袁寿其, 付强, 王秀礼

2012, 33(2): 97-103.

摘要(28) PDF(0)

摘要:
针对国内某百万千瓦核反应堆主泵的水力性能要求,完成主泵叶轮和导叶的设计;为研究出口收缩角对水力性能的影响,设计了13种压水室出口收缩角,采用三维软件Pro/E完成了三维造型;利用计算流体力学（CFD）软件Fluent进行定常与非定常三维数值模拟,得到内部流场特性及计算点的压力脉动情况,并对其进行分析。结果表明:收缩角对压水室与出口交接处的前后区域影响显著,收缩角在12°¹6°范围内,主泵效率均在70%以上,=15°时效率达最大值74.2%;在=15°且其他结构参数不变的情况下,随着流量的降低,主泵叶轮进口前和导叶出口处回流区域逐渐扩大;随着流量的增加,叶轮进口前回流区域逐渐向叶轮进口偏移;回流是引起压水室与出口交接处压力脉动的主要原因;偏离工况越大,压水室出口处的压力脉动波动越严重。

一维冷却剂通道海洋条件附加力模型研究

钱立波, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉, 李勇, 黄彦平, 闫晓

2012, 33(2): 104-109.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
海洋条件对冷却剂流动的影响可归结为动量方程中海洋条件附加力的改变,因此考虑海洋条件也即在动量方程中添加海洋条件附加力。本文从非惯性系动量方程出发,针对一维冷却剂通道,推导得到6种典型海洋条件及相关耦合海洋条件附加力模型。

流道方位及运动对沸腾两相流动传热行为的影响

任志豪, 匡波, 倪超, 秦胜杰, 张震, 黄彦平, 闫晓

2012, 33(2): 110-115.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
基于两流体模型与固壁非稳态导热模型,结合有关关联式组合与参数综合比选下的模型验证,建立分析流道内沸腾流动传热的瞬态数值模拟程序。通过引入运动下附加加速度模型,研究流道形位与运动等因素对流道内沸腾流动与传热的影响。诸因素对沸腾传热系数、流动压降、固壁温度以及传热流动的瞬态行为影响的计算分析结果对相关堆芯流道的试验设计与应用具有指导意义。

反应堆动态参数的蒙特卡罗计算研究

王冠博, 刘汉刚, 王侃, 刘永康, 曾和荣, 杨鑫

2012, 33(2): 116-122.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
介绍缓发中子有效份额(β_eff)、有效中子代时间(Λ_eff)和本征值的概念及其蒙特卡罗程序计算方法。采用Prompt Method方法计算得到β_eff;微扰法得到Λ_eff;采用瞬发中子密度衰减直接拟合法和间接求解法得到本征值;将各种反应性状态下的拟合得到临界c本征值,并与实验测量的c值进行比对,结果符合很好;并对动态参数蒙特卡罗程序计算的各种方法进行不确定度分析。

核电厂事故条件下主控室可居留性剂量评价方法

杨东, 唐邵华, 王建华

2012, 33(2): 123-126.

摘要(25) PDF(0)

摘要:
基于美国核管会(NRC)对核电厂主控室可居留性评价的技术要求,并结合我国二代改进型核电厂的设计特点,提出完整的主控室内可居留性人员剂量评价模型。相对于国内现有的计算方法,新模型可兼顾设计基准事故与严重事故情况,采用组合尾流模式计算短期大气扩散因子,结合可居留区域划分及通风系统的设计特点考虑建筑物及通风系统的未经过滤的泄漏对评价计算的影响。

核电厂烟羽应急计划区划分方法研究

黄挺, 曲静原, 童节娟, 曹建主

2012, 33(2): 127-131.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
结合不同类型反应堆的安全特性,对不同的烟羽应急计划区(PEPZ)划分方法进行对比分析,然后依据反应堆类型进行系统归类,提出不同堆型所适用的烟羽应急计划区划分方法,最后以我国的模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)为例进行划分方法的初步应用。初步研究结果表明,HTR-PM在厂址边界处满足烟羽应急计划区的划分准则,相对于目前的大型轻水堆,可以明显减小其烟羽应急计划区。

大亚湾及岭澳核电站旁路给水隔离阀导流环缺损原因分析

车银辉, 关建军, 吕群贤, 杨小川

2012, 33(2): 132-134.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
对大亚湾及岭澳核电站所有的旁路给水隔离阀进行解体检查时,发现导流环均存在不同程度的缺损。对缺损的导流环进行宏观形貌、化学成分、金相、扫描电镜、流体力学模拟等分析。结果表明,导流环的介质流速超出厂家要求限值从而使导流环发生流体加速腐蚀和空泡腐蚀。根据导流环缺损原因,提出了相应的纠正措施。

放射性废物水泥固化样品核素浸出率测量分析

孔劲松, 郭卫群

2012, 33(2): 135-138.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
以放射性废树脂、残渣和蒸残液的水泥固化热配方试验为依据,运用HPGe-γ谱仪、低本底α、β测量仪对废物固化样品的放射性核素浸出率进行测量,分析不同源项的水泥固化体核素浸出率结果,验证相应水泥固化样品配方的准确性及可靠性。结果表明,残渣、蒸残液和废树脂的不同水泥固化样品中⁶⁰Co、¹³⁷Cs和总β的浸出率均在浸泡前期急剧下降;随着浸泡时间的延长,浸出率变化趋于稳定;浸出率满足GB14569.1-93的要求。

核电厂主管道现场窄间隙TIG自动焊组对精度的定量分析

郭利峰, 王佺, 董安

2012, 33(2): 139-144.

摘要(25) PDF(0)

摘要:
核电厂主管道现场焊接采用的窄间隙钨极惰性气体保护电弧焊(TIG)自动焊对组对精度的要求比较高。本研究建立了一回路组对三维几何模型,并在此基础上定量分析主设备制造尺寸、安装尺寸对组对精度的影响,甄别出需要控制的关键因素。根据分析结果对施工方案提出了建议。

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2012年第33卷第2期

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