核动力工程

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郑连纲, 吕勇波

2012, 33(4): 1-4.

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摘要:
应用ANSYS有限元程序,采用蒙特卡洛法中的直接抽样法和拉丁方抽样法、响应面法中的中心指数设计抽样法和Box-Behnken矩阵抽样法完成反应堆压力容器强度可靠性分析,给出指定输入条件下压力容器强度的可靠度。结果表明,对压力容器母材可靠度的影响程度由大到小依次为内压、母材许用应力和母材弹性模量;对主螺栓可靠度的影响程度由大到小依次为螺栓材料许用应力、螺栓预紧力和内压。

CPR1000核电厂反应堆功率标定系统设计及验证

伍家彬, 郑鑫, 高明

2012, 33(4): 5-8.

摘要(24) PDF(0)

摘要:
简要介绍CPR1000核电厂反应堆功率标定系统的运算原理、系统结构、验证过程及结果。采用IAPWS-IF97水和蒸汽物性模型、焓差-热功率原理计算核电厂核蒸汽供应系统热功率与反应堆核功率。该套系统于岭澳核电站3号机组调试启动中成功完成了反应堆功率测量系统、控制系统的实态标定。实际应用表明功率标定系统能够可靠地完成CPR1000核电厂堆芯功率标定。

注水时机对压水堆严重事故进程的影响

于健, 徐金良, 陈五星, 唐耀阳

2012, 33(4): 9-12.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
以典型的3环路压水堆为参考对象，建立了详细的严重事故计算模型。选择一回路热段当量直径为18 cm的失水事故(LOCA)作为初始事件，采用RELAP5／ScDAP，lvfOD3．2为分析工具。对无注水、无缓解措施下的基准事故进程进行计算分析，研究3种不同注水时机对严重事故进程的影响。3种注水时机分别为堆芯表面峰值温度达到llOO K、1300 K、1500 K时开始注水。计算结果显示，压水堆严重事故进程对于注水的时机非常敏感。较早阶段的注水对于阻止堆芯熔化十分有效。注水较晚会恶化事故进程，加速堆芯熔化。

池式研究堆高功率全厂断电事故分析

黄洪文, 刘汉刚, 钱达志, 徐显启

2012, 33(4): 13-16.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对全厂断电事故的主要事件序列,采用RETRAN-02程序对某池式研究堆全厂断电事故的进程和关键热工参数进行分析,论证该反应堆对全厂断电事故的承受能力。分析表明,在发生全厂断电事故后,该反应堆能依靠主泵惰转、可靠电源供电的余热排除系统和自然对流方式导出堆芯的剩余发热,防止核安全事故的发生;由可靠电源供电的辅助冷却是缓解该事故的有效措施,其供电能力不小于1 h。

核测量系统采用标准输出信号的接口问题处理

王学杰, 唐凤平, 朱世雷, 黄文, 钟定永

2012, 33(4): 17-19.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
核测量系统采用标准输出信号后,采用自动换档电流放大器的功率测量装置在档位切换时,输出信号有效值与量程的同步性可能出现问题,使保护系统、功率控制系统和报警系统信号接收端产生误动作。本工作对分析接口问题产生的原因进行分析,并提出解决办法。

T-S型模糊神经方法在直流蒸汽发生器给水控制中的应用研究

陈智, 廖龙涛, 刘立新, 李伟

2012, 33(4): 20-23,33.

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摘要:
针对直流蒸汽发生器(OTSG)二次侧水容积小、蓄热能力低,且在功率变化过程中,其给水流量和反应堆的功率应迅速匹配以保证OTSG二次侧蒸汽品质的问题,将T-S型神经模糊控制原理引入到OTSG的给水控制系统中,设计一种基于数值仿真输入输出数据的T-S型神经模糊控制器,并对其控制结果进行仿真验证。结果表明,该控制方式可以取得更好的控制效果,且满足各工况下的控制需求。

蒙特卡罗均匀化与多群蒙特卡罗输运研究

张鹏, 王侃, 李满仓

2012, 33(4): 24-28.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
基于蒙特卡罗方法(MCNP)进行组件均匀化产生少群常数继而进行堆芯计算,是MCNP应用于堆芯物理分析的一种可行方案。研究MCNP统计产生少群截面以及等效均匀化理论应用于多群蒙特卡罗计算的方法,并进行数值验证。结果表明,本文提出的利用MCNP模拟产生等效均匀化少群常数的方法是可行的,在保证预定精度的条件下提高了效率。

粒子群遗传算法及其应用

刘成洋, 阎昌琪, 王建军, 刘振海

2012, 33(4): 29-33.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
针对标准粒子群算法在处理非线性约束优化问题时存在收敛速度慢和易陷入局部最优的缺点,设计了一种粒子群遗传算法。该算法采用可行性原则处理约束条件,避免罚函数法中惩罚因子选取的困难;随机产生初始可行群体,加快粒子群收敛速度;引入遗传算法的交叉和变异策略,避免粒子群陷入局部最优。通过对典型测试函数的优化计算,表明粒子群遗传算法有较好的优化性能。将该算法应用在核动力装置优化中,优化效果显著。

反应堆中子注量率相对分布测量系统铅屏蔽计算分析

李高峰, 刘才学, 赖万昌, 穆克亮

2012, 33(4): 34-36.

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摘要:
为批量化测量探测片活性,设计了多道中子注量率相对分布测量系统。每一个NaI探测器测量一个探测片,探测器之间采用铅屏蔽。为了消除其他通道探测片对本通道探测片测量结果的影响,通过设计保证邻近通道活化探测片对本通道干扰小于0.05%。本文采用点源积分方法计算(经蒙特卡罗模拟验证),并确定了满足屏蔽要求的铅屏蔽体尺寸。

高铀U-ZrH_x-Er细棒燃料氢化开裂原因分析

刘思维, 张瑞谦, 兰光友, 蒲永兴, 袁正川, 胡锐

2012, 33(4): 37-39,49.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
采用金相显微镜(OM)和带能谱的扫描电子显微镜(SEM-EDS)分别对用粗铀和精铀熔炼得到的铀锆铒(U-Zr-Er)合金样品及其氢化样品的微观组织、氢化样品的成分进行分析。结果表明,含精铀的氢化样品中杂质元素Fe和C含量比含粗铀的氢化样品低,且成分均匀性较好;含粗铀的氢化样品中U、C和少量Fe元素构成的析出物膨胀系数与锆基体差异较大,当锆基体随着吸氢量的增加而发生体积膨胀时,U、C和少量Fe元素构成的大块析出物作为第二相钉扎在基体内,引起应力集中而造成样品开裂。含精铀的氢化样品中U和以碳化锆形式存在的C元素在氢化锆基体中分布比较均匀,不存在应力过于集中的状况,氢化样品不会产生开裂。

外胶凝法制备高温气冷堆UO₂核芯的湿法工艺

周湘文, 郝少昌, 赵兴宇, 马景陶, 王阳, 邓长生

2012, 33(4): 40-43.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为制备高温气冷堆用燃料致密UO₂核芯,对传统的溶胶-凝胶法进行优化和改进。主要对改进后的外胶凝工艺的湿法部分进行介绍,包括U₃O₈粉的溶解即欠酸硝酸铀酰(ADUN)溶液的制备、胶液的制备、胶液的分散和胶凝及凝胶球的陈化、洗涤和干燥等,并对湿法过程的机理进行了探讨。采用这一工艺,所得重铀酸铵微球的球形度好、尺寸分布均匀且具有良好空隙结构,经过后续的干法工艺如焙烧、还原和烧结,可制备出合格的高温气冷堆用燃料致密UO₂核芯。

基于扩散方程的包壳氧化模型

何晓强, 余红星, 李锋, 江光明

2012, 33(4): 44-49.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
在轻水堆的严重事故中,堆芯中锆包壳与水蒸汽的氧化反应对事故进程的影响至关重要。当氧化时间较长,或者包壳表面水蒸汽流量很小时,基于实验结果的抛物线型公式存在着不足,影响对包壳失效、氢气产生量以及温度的预测。本研究从菲克定律出发,建立以扩散方程为出发点、温度范围宽广的包壳氧化模型。该模型的适用范围比抛物线型公式广,且不受抛物线型公式中假设氧化时间较短和堆芯中水蒸汽流量足够的限制,能很好地模拟长期氧化实验和水蒸汽流量很小时的氧化。另外,该模型能给出包壳中的氧原子分布,为精细模拟包壳脆化失效等现象以及发展先进的包壳失效准则提供条件。

Incoloy800H传热管抗晶间腐蚀性能研究

李巨峰, 韩建成, 吴志军, 王毅, 石长仁, 张雁鹏, 于化合

2012, 33(4): 50-53,63.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用GB/T15260—94B法(即铜-硫酸铜-16%硫酸测定镍基合金的晶间腐蚀敏感性的方法)对国产Incoloy800H传热管在不同条件下的晶间腐蚀试验结果进行研究,并与进口Incoloy800H合金管的抗晶间腐蚀性能进行对比。分析结果表明,影响合金抗晶间腐蚀能力的主要因素是C、Ti含量,其敏感性随C含量的增加而递增,加入Ti元素是降低晶间腐蚀敏感性和防止晶间腐蚀的有效措施。

气力输送中断后吸收球堆积及重启动试验研究

李天津, 陈凤, 何学东, 陈文胜, 孙博, 黄志勇

2012, 33(4): 54-57.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
在以常温常压空气为气源的正压气力输送试验系统中,用玻璃球代替吸收球,研究气力输送中断后吸收球颗粒在输送管侧的堆积及重新启动特性。结果表明:处于稳定输送阶段的气力输送中断后,所用实验装置输送管侧的颗粒平均堆积高度为1172 mm,约占输送管总高度的11%;风机流量减小过程中供料器继续对输送管的供给对颗粒堆积量具有重要影响,稳态气力输送时的输送管内所含颗粒量约占堆积量的10%;重启动过程中气-固两相流段最高压差及稳态输送压差大小与初次启动时相比无变化。

磁悬浮控制棒驱动线性能试验研究

张之华, 薄涵亮, 米向秒, 徐显启, 王家英, 张新荣, 吴莘馨

2012, 33(4): 58-63.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
为了测试磁悬浮控制棒驱动线的特性,验证其性能的稳定性和可靠性,进行了驱动线的综合性能研究。通过运行特性试验,得到控制棒驱动机构及驱动线的静态、动态性能参数;通过运行寿命考验,验证控制棒驱动线的稳定性、可靠性,并对其综合性能进行检验。

AES-91型核电机组环吊国产化技术方案

姜百文, 马援东

2012, 33(4): 64-66,90.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
通过对俄罗斯AES-91型机组环吊技术特点、各项功能以及与国内M310型机组环吊的差异和各自采用的标准进行对比分析,按照确保安全功能并能覆盖两种标准的原则处理重要差异,最终确定田湾核电站3、4号机组环吊的国产化技术方案,为核电项目设备国产化做了有益的探索和尝试。

反应堆堆内构件仪表套管焊接变形的控制

王庆田, 李燕, 李娜, 许斌, 蒋兴钧

2012, 33(4): 67-71.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对核电厂反应堆堆内构件不锈钢仪表套管柱在自由状态下焊接时,较易出现焊接变形的不符合项,提出一系列包括优化焊接工艺和参数等的控制焊接变形措施。焊接后的液体渗透检验、射线照相检验及尺寸检查结果表明,按此改进工艺焊接的仪表套管柱无缺陷存在;焊接变形量大大减少,位置度、尺寸精度均符合设计要求。

核燃料夹具测试平台控制系统设计

方郁, 赵阿朋, 吴凤岐, 陆秀生

2012, 33(4): 72-75.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
作为核燃料装卸贮存系统的核心部件,核燃料夹具的功能性与耐久性测试至关重要。基于核燃料夹具实际工况,采用可靠的可编程逻辑控制器(PLC),利用液压驱动与气压驱动分别实现载荷的上升、下降与夹具的紧闭、解锁过程,提出电气硬件、PLC程序以及人-机界面的设计方案,搭建核燃料夹具测试平台。实际应用表明,该测试平台控制灵活、操作简单、可靠性高。

高温气冷堆螺旋管蒸汽发生器流量漂移不稳定性研究

朱宏晔, 杨星团, 居怀明, 姜胜耀

2012, 33(4): 76-80.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
建立与氦气对流换热的并联螺旋管蒸汽发生器数值模型,分别采用一维飘移流模型和一维可压缩流动模型描述水侧和氦气侧的流动。在此基础上研究了球床模块式高温气冷堆核电站螺旋管蒸汽发生器内的流量漂移不稳定性。动态计算结果表明,在一定条件下蒸汽发生器内有可能发生流量漂移,不同传热管流量可相差几倍,而出口温度则相差几百度。通过对质量流速-压降曲线的分析,发现热负荷对稳定性起主导作用,热负荷越大越易发生流量漂移,且边界质量流量随热负荷呈线性增长。增大入口节流阻力和过冷度可以在一定程度上避免流量飘移。最后给出了蒸汽发生器流量飘移的稳定边界。

球床内流动与传热特性等效模型的优化研究

周慧辉, 闫晓, 陈炳德, 肖泽军

2012, 33(4): 81-84.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
提出研究球形燃料元件水冷堆热工-水力问题的等效模型方法。运用计算流体力学软件对窄间隙带环肋片细棒束结构进行三维建模、网格划分和流动传热模拟计算,得到表观流速在0.076～0.334 m/s范围内的压降和换热系数,并与已有的球床实验数据进行比较。根据比较结果对等效模型几何参数进行优化,得到最优等效模型。研究结果表明:最优等效模型与球床的流动与传热特性一致,从数值方法上证明采用等效模型方法对球形燃料元件水冷堆热工-水力问题进行研究是可行的。

核反应堆一回路系统水锤数值模拟

左巧林, 秋穗正, 芦苇, 苏光辉, 田文喜, 王盛, 肖泽军

2012, 33(4): 85-90.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
采用特征线法,针对核反应堆一回路系统特点建立完整的数学物理方程和边界条件。自主开发WAHAP水锤计算程序,并对含止回阀的4泵并联系统在启动及切换工况下的水锤特性进行模拟计算。计算结果表明,所研究工况中有2个不同阶段存在阀瓣多次剧烈撞击阀座的过程和2种形式的压差震荡。

矩形回路内超临界水稳态自然循环特性数值分析

吕发, 黄彦平, 闫晓, 曾小康

2012, 33(4): 91-95.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用计算流体力学(CFD)方法对简单矩形回路内的稳态自然循环进行数值模拟研究,并对超临界条件下的重力压降计算方法进行评估分析。结果表明,稳态自然循环流量随加热功率的变化,加热段出口流体温度在拟临界点附近时出现最大值,该最大值随加热段入口流体温度的增加而减小;加热段的温度整体上升并向拟临界区移动时,加热段进出口间的密度差、速度差趋于增加,而压降趋于减小。重力压降计算方法评估表明,Ornatskiy与Razumovskiy所推荐的公式在计算较长管道(2 m)内重力压降时结果偏小,最大偏差接近-30%,辛普森公式可以较好地计算较长管道内的重力压降,可用于处理实验数据。

中低压条件下矩形窄缝通道两相流动传热试验研究

王涛, 王均, 王小军

2012, 33(4): 96-101.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在中低压条件下,对矩形窄缝通道两相流动传热进行试验研究,分析两相流动传热的变化规律,拟合出饱和沸腾传热系数计算关系式,并采用简化的一维分析方法对两相压降进行分析计算。试验结果表明:在相同热平衡含汽率(x)情况下,两相流动压降随系统压力(p)的降低而增大,随系统流量的增大而增大的变化规律;p越低,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈;流量越大,两相流动压降随x的增加而增大越剧烈。通过数据回归方法得到汽相湿周长比例因子F并拟合了计算关系式,其计算值与试验值符合得较好。矩形窄缝通道内饱和沸腾平均传热系数受p、质量流量及热流密度的影响较大。

矩形窄通道内泡状流向搅拌流转变预测模型

王艳林, 陈炳德, 黄彦平, 王俊峰

2012, 33(4): 102-105,110.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
在池式沸腾Helmholtz失稳模型的基础上,通过进一步的假设,构建流动沸腾条件下矩形窄通道内泡状流向搅拌流流型转变机理模型。基于调研的已有研究成果,得到矩形窄通道内汽泡可能稳定存在的极限尺寸,并由此得到泡状流向搅拌流转变的热边界条件。利用已有实验数据对该机理模型进行评价,该模型在低压条件下与实验数据符合得较好。

矩形窄缝通道内单相强迫循环传热特性分析

王畅, 高璞珍, 许超

2012, 33(4): 106-110.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
对冷却剂平均温度恒定运行模式下矩形窄缝通道内的传热特性进行实验及理论分析。结果表明,在层流区,壁面与流体的传热温差随着雷诺数线性增长,而在紊流区,雷诺数变化对传热温差的影响非常小。通过分析传热机理分别解释了上述现象;出、入口流体温差越大,努赛尔数越小,出、入口流体温差影响换热特性的主要原因是改变了粘性底层中热阻所占的比例。

倾斜圆管内泡状流空泡份额特性实验研究

幸奠川, 孙立成, 阎昌琪, 王鑫, 孙波

2012, 33(4): 111-115.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用光纤探针测量方法对倾斜圆管(内径为50 mm)内空气-水两相泡状流空泡份额分布特性进行实验研究。结果表明,截面平均空泡份额随倾斜角度的增加而减小,倾斜角度大于5°时减小速率明显减慢;竖直条件下空泡份额径向分布呈"马鞍形",即空泡份额除在近壁区出现峰值然后迅速降低到最小值外,在其他区域几乎不随位置发生变化;倾斜条件下气泡明显向上壁面聚集,中心线上方近壁区空泡份额峰值增加,中心线下方近壁区空泡份额峰值被削弱,倾斜角度较大时甚至消失。

骤冷网格对层流火焰影响的数值分析

陈彬, 余红星, 张渝

2012, 33(4): 116-119.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
利用计算流体力学(CFD)方法,研究二维简化情形下骤冷网格对层流火焰传播的影响。数值分析结果表明:随着火焰的传播,层流火焰前沿在接近骤冷网格的过程中,向金属网格的传热逐渐超过氢气燃烧产生的化学热,最终火焰的传播被骤冷网格终止。

一体化放射性废树脂应急接收装置设计

吕景彬, 孔劲松, 郭卫群

2012, 33(4): 120-122.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
根据压水堆一回路放射性废树脂应急接收的源项特点,针对安全性、轻型化以及接口配套等需求,提出放射性废树脂应急接收的工艺流程,给出一体化放射性废树脂应急接收装置的设计,并提出相应的试验方法和要求。

反渗透处理模拟含硼放射性废水的实验研究

王晓伟, 杨开, 孔劲松

2012, 33(4): 123-126.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用小型反渗透装置,对反渗透处理模拟含硼放射性废水的性能进行实验研究。结果表明:提高废水的pH值、增大操作压力和降低回收率都可以改善反渗透对硼酸、放射性核素和盐分的截留效果,尤其以提高pH最为显著。当调节模拟废水的pH至9.0以上时,反渗透处理能够将出水中的硼浓度降低到5 mg/L以下,同时对模拟放射性核素铯和钴有很好的截留效果。

含活化产物放射性废水的胶束强化超滤处理研究

孔劲松, 王晓伟, 姚青旭

2012, 33(4): 127-130.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
以含活化腐蚀产物废水中镍(Ni)为去除对象,采用十二烷基苯磺酸钠(SDBS)和辛基酚聚氧乙烯醚(TritonX-100)复配形成胶束,研究胶束强化超滤(MEUF)处理含活化腐蚀产物废水的效果。结果表明:TritonX-100和SDBS复配的MEUF过程对含活化腐蚀产物废水中Ni²⁺的截留效果受到复配比、表面活性剂用量和pH的影响。保持复配比为0.1,在pH大于9.0时,MEUF对Ni²⁺的截留率可达95%。

浅议福岛核电事故对我国核电发展的影响及借鉴

潘金钊

2012, 33(4): 131-134.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
日本福岛核电事故虽然未对我国的环境造成严重影响,但是该事故的发生对我国后续核电的发展必然产生重大影响。我国庞大、密集的核电发展规划在世界能源发展领域是绝无仅有的,无论是在技术路线、标准制订还是在建造、运行的组织管理上,我国核电建设者和管理者都将面临巨大考验。通过分析和借鉴本次日本福岛核电事故的发生、处理过程,将对我国核电发展在多方面提供重要参考,从而促进我国核电规划及核电事故应急体系的持续完善。

严重事故下裂变产物气溶胶自然沉积现象研究

黄高峰, 曹学武, 佟立丽

2012, 33(4): 135-138.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
以600 MW压水堆核电厂为研究对象,在一体化安全分析模型的基础上建立重力沉降、扩散电泳、惯性碰撞和热电泳4种裂变产物气溶胶的自然沉积模型,选取典型的严重事故序列,分析严重事故下裂变产物气溶胶的自然沉积现象。将MELCOR程序的重力沉降模型植入本文的一体化分析模型,对重力沉降份额进行比较。研究表明,重力沉降对气溶胶沉积的贡献最大;本文采用的重力沉降模型比MELCOR程序重力沉降模型的沉降效应稍强。

铀-水体积比对混合能源堆中子学性能的影响

师学明, 彭先觉

2012, 33(4): 139-142.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
介绍输运燃耗耦合程序MCORGS的理论模型,利用MCORGS研究铀-水体积比对混合能源堆中子学性能的影响。研究表明,采用天然铀为裂变燃料,且铀-水比为2:1时,可实现较高的能量放大,保持氚自持,中子学性能可以维持100 a以上;采用压水堆乏燃料时,铀-水比的选择余地更大,能量放大和产氚能力提高,但燃料增殖能力下降。

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2012年第33卷第4期

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