核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

吕峰, 陈明亚, 吴洪, 黄平

2012, 33(6): 1-5.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
相对于2000版RCCM规范,2007版RCCM规范对压力-温度限值曲线(P-T曲线)计算有了改进。本文针对2007版RCCM规范对计算过程缺少明确描述的问题,提出2种不同的P-T曲线计算过程。在数值算例中分别给出根据2000版RCCM规范和2007版RCCM规范得到的P-T曲线,并讨论降温速率、堆焊层等因素对P-T曲线的影响。

田湾核电站管道振动问题处理

袁少波, 喻丹萍, 周正平, 席志德, 赵晖, 何超

2012, 33(6): 6-8.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
针对田湾核电站乏燃料水池冷却系统的管道振动问题,介绍了对该问题的处理方案及改造效果。根据有关规范的要求,对改造后的管道进行事件振动评价;确认最佳的管道减振处理方法是消除激励源。

CPR1000反应堆压力容器C形密封环的数值模拟方法研究

熊光明, 段远刚, 邓小云, 谭蔚, 金挺, 杨能仁

2012, 33(6): 9-12.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
CPR1000反应堆压力容器使用的密封元件为C形密封环。本文建立了该密封环的实物模型、指环模型、当量圆筒模型3类共5个有限元分析模型;通过线弹性和弹塑性分析,得到各模型侧向加载、卸载过程中的载荷-位移曲线。研究结果表明,基于中径的当量圆筒模型更好地反映了C形密封环的性能,并能有效降低运算成本,可用于反应堆压力容器螺栓法兰联结结构密封性能研究。分析还表明,合金覆面、密封银层对分析结果的影响较为显著。

美国某地下核废料库岩体变形分析

哈秋舲, 张田田

2012, 33(6): 13-16,34.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
在美国某地下核废料库的岩体力学分析中,现行研究均基于加载力学条件,未考虑岩体卸荷损伤。根据该地下核废料库实际加载区岩体和卸荷不同的力学条件,结合现行的加载岩体力学和卸荷岩体力学对地下核废料库的岩体变形进行综合分析。结果表明,综合分析结果与该地下核废料库的变形实测数据基本一致;研究结果可为该地下核废料库的支护提供支撑数据。

空间管道的水锤效应的CFD研究方法

席志德, 马建中, 孙磊

2012, 33(6): 17-20.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
分析经典水锤理论在计算空间管道的缺陷,介绍计算流体力学(CFD)计算空间管道中水锤的方法。如果不考虑结构和流场的耦合效应,可以用流场的基本方程作为计算空间管道水锤的控制方程,加上状态方程、初始条件及边界条件就可以借助于CFD技术求解空间管道的水锤效应。CFD计算具有波动特性的问题时,需要注意数值耗散和数值频散这2个数值效应。本研究对相关文献的实例进行CFD水锤的计算,讨论不同阶的离散格式和网格对管道水锤计算结果的影响,以及管道内水锤波产生及传播的过程。

CPR1000保护系统设计研究

郑伟智, 李相建

2012, 33(6): 21-26.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
为了优化和改进当前CPR1000核电厂的保护系统架构,对代表性电厂——岭澳核电站二期和红沿河核电厂的保护系统(RPS)开展研究,并分析二者的优点和不足。结合二者的优点进一步增强系统的可靠性,设计出一个新的保护系统架构。该架构与岭澳核电厂二期和红沿河核电厂架构相比,有安全级设备操作与非安全级系统完全分离,专设安全设施系统的自动控制站与手动控制站相独立,且能有效地应对数字化控制系统(DCS)共因故障等优点。

压水堆核电厂安注试验风险研究

徐永华

2012, 33(6): 27-29.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
在压水堆核电厂安注试验期间,可能出现稳压器满水及主蒸汽发生器(SG)高高、低低液位等问题。本文分析了安注试验的风险及应对措施;针对某核电厂进行安注试验时稳压器热态标定液位计满量程问题,对试验过程进行分析,并总结出安注试验中应注意的问题。

基于混合神经网络的核动力装置并发故障诊断研究

彭俏, 郭立峰, 马杰

2012, 33(6): 30-34.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
在对ART-2网络和并行前馈反向神经网络(BP)模型进行分析的基础上,提出了一种针对核动力装置并发故障进行诊断的复合神经网络。先运用ART-2网络识别单一故障,再使用并行BP实现并发故障和新故障的分离。仿真实验表明,所构建的复合神经网络,克服了单一神经网络难于识别并发故障和新故障的缺陷,能够有效地实现并发故障和新故障的诊断识别。

基于静态H_∞-回路成形方法的蒸汽发生器水位鲁棒PID设计

周世梁, 刘玉燕, 段锋

2012, 33(6): 35-41.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
核电厂蒸汽发生器(SG)水位存在"收缩"与"膨胀"的逆动力学效应、随运行功率而变化的动力学特性,对其水位控制系统在各种工况下的调节品质要求较高。本研究基于静态H_∞--回路成形方法设计SG水位的鲁棒比例积分微分(PID)控制器。仿真结果证实该方法所设计的鲁棒PID控制器的有效性优于其他3种基于H_∞--回路成形方法设计的控制器,所得的鲁棒PID控制器具有良好的给定值跟踪、抗干扰性能,并能在负荷变化的情况下保持较好的控制能力。

核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率校正系数的仿真研究

张英, 陈智, 王殳, 孙剑

2012, 33(6): 42-45,60.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
核电厂核仪表系统功率量程中子注量率变化率是重要的保护参数,对该参数的计算进行正确的校正,既可以保证在发生弹棒和落棒事故时正常执行停堆功能,又可以在寿期初和寿期末发生甩负荷至厂用电运行工况时避免停堆而影响核电厂的经济性。依据功率量程中子注量率变化率校正的基本原理,以岭澳核电站二期和秦山核电厂二期扩建工程为例,论述了利用仿真分析工具,开展中子注量率变化率校正系数仿真研究的基本方法,相关研究结果已成功应用于现场调试。

严重事故条件下反应堆压力容器下封头CHF模型应用研究

余红星, 苏光辉, 关仲华, 黄代顺

2012, 33(6): 46-50.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
根据堆芯熔融物滞留(IVR)措施与压力容器的传热特点,对界面脱离临界热流密度(CHF)分析理论模型和考虑单个汽泡汽-液界面动力学的CHF分析理论模型分别进行改进,建立综合的CHF预测模型以应用于压力容器下封头CHF分析。结果表明,本文的综合模型预测的下封头CHF结果与国际上一些大尺寸的弯曲表面实验结果基本一致。

高压窄缝矩形通道饱和两相阻力特性研究

秦胜杰, 陈炳德, 闫晓, 洪钢, 肖泽军, 黄彦平

2012, 33(6): 51-54.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
采用窄缝矩形通道实验本体对饱和沸腾两相流动阻力特性进行实验研究。实验结果表明:现有经典公式以及采用空气-水、有机冷却剂获得的预测方法在预测窄缝矩形通道内阻力特性时偏差较大;无量纲Nconf数可以作为窄缝矩形通道对阻力特性的影响参数之一,用于窄缝矩形通道阻力特性的预测;以Chisholm的B系数方法为基础获得的窄缝矩形通道饱和两相阻力预测关系式预测结果与实验数据的偏差在±10%以内。

纵向涡强化汽-液两相传热特性研究

黄军, 黄彦平, 马建, 王艳林, 王秋旺

2012, 33(6): 55-60.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
开展窄间隙矩形通道内纵向涡强化汽-液两相沸腾传热实验。带纵向涡发生器通道和光滑通道实验数据表明:两相沸腾传热系数主要受质量流速影响,而含汽率和入口压力对其影响较小;随着纵向涡发生器的加入,窄间隙矩形通道内沸腾换热机理有较大变化;纵向涡使汽-液两相沸腾传热系数提高1.1%～25.8%。

稠密栅堆芯再淹没先驱冷却区域换热模型研究

吴丹, 余红星

2012, 33(6): 61-64,71.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
以瑞士NEPTUN-LWHCR稠密栅堆芯再淹没实验为基础,总结稠密栅再淹没过程的特点,建立先驱冷却换热新模型,分析造成再淹没过程包壳峰值温度较高的原因。分析表明,稠密栅再淹没过程中先驱冷却较差主要原因是蒸汽冷却较差。包壳峰值温度的对比验证了先驱冷却换热新模型的合理性。

过冷流动沸腾相变过程汽泡特性的VOF方法模拟

魏敬华, 潘良明, 袁德文, 闫晓, 黄彦平

2012, 33(6): 65-71.

摘要(24) PDF(0)

摘要:
基于计算流体动力学(CFD)软件对不同压力和热流密度下矩形流道内过冷流动沸腾进行模拟。相变模型通过用户自定义函数(UDF)描述质量和能量传递实现,汽-液界面捕捉通过流体体积法(VOF)获得。研究结果表明,蒸发和冷凝的交互作用会在垂直于流动方向的截面内形成二次流以增强壁面附近的微对流。汽泡在滑移过程中逐渐长大,并与邻近汽泡聚合形成更大的汽泡,且变形逐渐加大。汽泡滑移会增强下游区域的换热,从而抑制下游核化点的产生。随着压力升高和热流密度降低,汽泡尺寸、生长速度以及出口处平均空泡份额都会减小。汽泡生长曲线和沸腾起始点(ONB)附近加热壁面温度模拟结果与文献中关联式吻合良好。

基于RELAP5的蒸汽发生器二次侧非能动余热排出系统影响因素分析

周磊, 郗昭, 熊万玉, 闫晓, 肖泽军

2012, 33(6): 72-75,87.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用RELAP5程序对蒸汽发生器(SG)二次侧非能动余热排出系统进行计算分析,研究液柱初始高度、液柱初始温度、系统阻力系数、加热功率和初始水装量等因素对自然循环特性的影响。

音速蒸汽浸没射流凝结轴向全压分布特性研究

武心壮, 李文军, 严俊杰

2012, 33(6): 76-80.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
分别对出口直径为6、8、10 mm的喷嘴,入口压力为0.2-0.6 MPa的饱和蒸汽在过冷度为40-80℃的水中形成的音速蒸汽浸没射流凝结的轴向全压分布特性进行实验研究,得到蒸汽压力、过冷度和喷嘴出口直径对轴向全压的影响规律。针对轴向全压大于入口蒸汽压力这一现象,得到峰值压力以及峰值压力出现位置随蒸汽压力、过冷度和喷嘴尺寸的变化规律。实验结果表明,在低压下喷嘴出口直径对压力峰值特性影响较大,而在高压时上述影响很小;根据其影响因素,得到用于预测轴向全压无量纲峰值距离的实验关系式,预测结果与实验值吻合较好,误差在±15%以内。

防辐射功能集料及其焙烧机理研究

黄修林, 丁庆军, 孙华, 杨堃

2012, 33(6): 81-87.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
借鉴人工轻集料的制备方法,将含重金属Ba的钡盐厂废弃污泥烧制成具有射线屏蔽功能的防辐射功能集料(RSFA),并考察不同污泥含量和不同配料n值条件下功能集料的密度、力学性能和屏蔽性能变化规律,通过X射线衍射分析和傅立叶红外光谱分析探讨功能集料的焙烧机理。研究显示:功能集料中合适的BaO含量为8%-12%;n值为3.16-4.55;在此条件下煅烧出的功能集料抗压强度可达60 MPa;表观密度在2.0 g/cm³以上;对γ射线的线性衰减系数可达0.19 cm-1。

退火温度对Zr-0.85Sn-0.16Nb-0.38Fe-0.18Cr合金耐腐蚀性能的影响

姚美意, 张伟鹏, 周军, 周邦新, 李强

2012, 33(6): 88-92.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
为了研究退火温度对Zr-0.85Sn-0.16Nb-0.38Fe-0.18Cr合金耐腐蚀性能的影响,在740-820℃温度范围内改变冷轧前后的退火温度制备样品,通过静态高压釜腐蚀实验研究样品在360℃/18.6 MPa去离子水、400℃/10.3 MPa过热蒸汽和500℃/10.3 MPa过热蒸汽中的腐蚀行为;用透射电镜(TEM)和能谱仪(EDS)研究合金的显微组织,包括第二相的尺寸、成分与种类。研究结果表明,这种锆合金中的第二相为含少量Nb的密排六方结构的Zr(Fe,Cr,Nb)2,提高退火温度使第二相尺寸增大,第二相中的Nb含量降低;在740-800℃温度范围内改变退火温度,样品在上述中性水质中的耐腐蚀性能与常规工艺处理的相当,且都优于Zr-4合金,表明该合金的耐腐蚀性能对退火温度并不敏感。

核电厂常规岛工艺管道振动改善研究

李岗, 梁兵兵, 殷海峰

2012, 33(6): 93-95,100.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
核电厂常规岛工艺管道大部分采用柔性设计,致使管道在管内流体不稳定状态的扰动下极易产生振动。以某核电厂常规岛主蒸汽管道至除氧器加热管振动改造为例,在不改变管道原有布置的前提下,测量振动幅值并计算前5阶振动固有频率,进行振动原因分析及限值计算,提出改造方案。按设计方案改造后,主蒸汽管道至除氧器加热管前5阶振动固有频率显著提升,振动幅值降低到了ASME规范OM3要求的振动限值以下。

压水堆核电厂冷停堆状态下防止堆芯裸露的措施

熊国华, 秦余新, 张强, 张涛

2012, 33(6): 96-100.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
压水堆核电厂冷停堆期间,余热排出泵可能因产生涡流导致气蚀失效,存在堆芯裸露甚至融化的风险。为了有效预防反应堆冷停堆状态下发生堆芯裸露事故,通过对冷停堆期间反应堆堆芯冷却系统各种水位阶段的分析并参考国外核电厂发生的反应堆余热排出系统失效情况,结合大亚湾核电站的运行经验,提出对反应堆堆芯冷却系统水位测量、余热排出泵入口的涡流探测及丧失余热排出功能后自动补水系统的多种改进措施。概率风险分析结果表明,实施这些改进措施,可有效降低反应堆堆芯裸露的风险。

离心泵汽蚀断裂工况原因的数值模拟分析

王秀礼, 袁寿其, 朱荣生, 俞志君

2012, 33(6): 101-104,114.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
为研究离心泵发生汽蚀后出现流量-扬程曲线陡降的原因,基于ANSYS CFX软件应用标准k-ε湍流模型、均质多相模型和Rayleigh-Plesset方程,对比转速为59的离心泵在不同工况下其内部的汽蚀特性进行数值模拟,并与试验结果进行对比,结果表明:数值模拟结果与试验结果一致,绝对误差为0.02%。流场分析表明,流量-扬程曲线下降的原因不是由单纯传统意义上的汽蚀引起的,主要是由于流道内的空泡增多到一定程度后使液体发生边界层分离产生的漩涡损失而引起的,从漩涡初生时就开始对流量-扬程产生影响,当整个流道都充满漩涡时,就会出现汽蚀断裂工况,初步揭示了泵内部汽-液两相流场的分布规律。

基于小波概率神经网络的旋转机械振动故障诊断技术

吴文杰, 黄大贵

2012, 33(6): 105-109.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
利用小波分解提取故障特征,应用概率神经网络(PNN)诊断故障,提出一种基于小波PNN的信息融合故障诊断技术,并用MATLAB进行仿真验证。仿真验证表明:应用小波分解提取故障能量向量特征,具有很强的泛化能力和抗噪声干扰能力,适应转速频率结构的动态变化范围宽,所需样本容量小;构建的PNN具有适应性好、抗噪声干扰能力强、分类诊断准确率高的特点。将两者融合构成小波PNN应用,可获得更佳的分类诊断效果,大大提高其故障诊断的泛化性、可靠性和准确率。

大亚湾核电站失水事故监视系统并机运行探讨

张益林, 王源, 王旻

2012, 33(6): 110-114.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
针对大亚湾核电站失水事故(LOCA)监视系统因部件老化、备件无法采购导致工作不稳定及故障频发的现状,需要对失水事故监视系统进行整体升级改造。为验证新系统的基本功能与性能,且不影响老系统继续正常运行,大亚湾核电站对2号机组实施新、老失水事故监视系统的并机运行。本文通过设计新系统、老系统并机运行方案,并通过并机运行所做的相关功能测试和验证证明新系统的功能与性能已达到并机运行所预期的要求。

乏燃料池核级树脂选型探讨

沈照根, 罗士华

2012, 33(6): 115-117.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
乏燃料池冷却水受到辐射而分解产生双氧水,树脂的交联结构容易受到破坏,导致其硫酸根离子浓度上升和净化效率下降。通过核级树脂的氧化稳定性试验以及对国内外核电厂运行情况的分析,探讨树脂的失效机理。

秦山核电基地放射性废物减容技术研究

康云鼎

2012, 33(6): 118-120.

摘要(16) PDF(1)

摘要:
分析秦山核电基地放射性废物的现状及其处理与贮存方式,主要研究针对蒸残液固化物、可压缩废物和废树脂3类产生量较大的固体废物的减容技术。研究表明秦山核电基地的放射性废物还有很大的减容空间,并提出增加秦山核电基地固体废物贮存时间5a以上的减容方案,可有效缓解废物贮存库容的压力。

复杂成分放射性去污废液蒸发处理几个异常问题的研究

孔劲松, 郭卫群

2012, 33(6): 121-123.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
根据对放射性去污废液蒸发处理的工程实践,详细分析复杂成分的放射性去污废液蒸发处理过程中处理能力达不到设计指标、蒸发器液位剧烈波动、浓缩液结晶堵塞管道等问题的成因,并提出相应的解决措施。

反渗透对模拟放射性废水中锰的截留性能研究

孔劲松, 王晓伟

2012, 33(6): 124-126.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
在小型装置上对配制的含锰模拟废水进行处理实验,研究反渗透对放射性废水中核素的截留性能。结果表明:反渗透对锰的截留率受操作压力和回收率的影响甚小,与反渗透脱盐率之间也没有直接的关系。在实验条件下,反渗透对废水中锰的截留率大于95%,满足压水堆放射性废水处理的需要。

三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序用于HFETR零功率物理实验计算分析研究

彭钢

2012, 33(6): 127-131,138.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用三维堆芯连续能量蒙特卡罗程序(MCNP)对高通量工程试验堆(HFETR)零功率物理实验进行计算分析。从计算结果可以看出,在零功率反应堆上,径向铍反射层应当考虑金属铍中的杂质和密度修正,同时需要考虑控制棒过渡段的¹⁰B含量修正;而HFETR上的铍块则可以认为是纯金属铍,控制棒过渡段中¹⁰B含量也需另作考虑。从计算结果来看,多数参数(堆芯中子有效增殖系数k_eff、中子通量密度相对分布、γ剂量率相对分布以及多数部件反应性价值)均较好满足误差要求,而个别小反应性部件计算误差较大可能与MCNP程序模型有关。

超临界水冷堆水化学控制及其相关技术研究进展

龚宾, 黄彦平, 姜峨, 刘金华, 夏小娇, 邱添, 霍松岷

2012, 33(6): 132-138.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
对国内外超临界水在辐照作用下的分解行为、水化学对材料的腐蚀影响、腐蚀产物行为和水化学监控等领域的研究现状进行回顾,介绍了中国核动力研究设计院在超临界水腐蚀领域的研究进展,以及利用新建的超临界水化学试验装置开展的热态试验研究,并提出了研发超临界水冷堆(SCWR)尚需攻克的水化学运行控制相关技术难题,为中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)的水化学策略研究提供参考。

改进型快谱超临界水冷堆增殖特性初步研究

刘紫静, 于涛, 谢金森

2012, 33(6): 139-143.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
建立改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)堆芯模型,探讨点火区燃料棒直径和增殖区水棒直径对堆芯转换比的影响,得到合理的燃料组件设计形式。设计计算6种不同堆芯布置下的增殖特性和空泡反应性,分析燃料组分对堆芯转换比和空泡反应性系数的影响。结果表明:减小氢原子数与重金属原子数之比(H/HM),增加堆芯增殖组件数目并采用合理布置可在满足负空泡反应系数的同时提高转换比;降低燃料中PuO₂质量分数可以使转换比大幅增加,同时使堆芯的空泡反应性系数有更大负值;当点火组件采用PuO₂质量分数为20.8%的MOX燃料,增殖组件采用²³⁵U富集度为0.2%的UO₂燃料,方案6的设计可以使堆芯的初始转换比达到1.04395,并且空泡反应性系数为负,初步达到快谱超临界水冷堆的增殖要求。

国内AP1000核电项目质量保证分级方法初探

白晋华, 蒋慧黠, 李京彦

2012, 33(6): 144-146.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
为满足国内核安全法规和标准对核电项目质量保证分级的要求,本文分析目前国内AP1000核电项目质量保证分级的方法,并对后续AP1000核电项目质量保证分级的方法提出建议。

压水堆核电站乏燃料运输辅助设备设计

瓮松峰

2012, 33(6): 147-150.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
乏燃料运输辅助设备是用于对乏燃料运输容器进行充水排气、充气排水、充气风干的设备,并可对已装载乏燃料组件的容器进行充水冷却,实现乏燃料组件的安全装卸。本文介绍乏燃料运输辅助设备的功能要求、设计方案和工作原理。设备采用模块化设计和集中控制,具有工作效率高、结构简单、安全性高、不易积聚放射性物质和人-机交互友好的特点。

留言板

2012年第33卷第6期

留言板

2012年 第33卷 第6期

2012年第33卷第6期