核动力工程

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单冬勇, 于涛, 谢金森, 彭红花, 曾正魁

2013, 34(3): 1-4.

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摘要:
混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)快谱区的中子能谱介于热堆与快堆之间。基于SCWR-M快谱区中子能谱特点,提出一种把钍基和铀基混合作为增殖材料的新增殖方案;然后通过增加(快谱区)燃料棒的分层来增加裂变层中子的泄露,从而达到提高转换比的目的;最后通过增加燃料棒增殖层的厚度,相应的降低其裂变层的厚度,从而使SCWR-M快谱区组件的增殖比达到1.06569。

AP1000核电厂堆芯寿期延长研究

刘展

2013, 34(3): 5-7,23.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10^-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。

功率变化与反应性不匹配现象研究

辛锋, 攸国顺, 张春明

2013, 34(3): 8-10.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
在压水堆主蒸汽管道断裂(MSLB)事故分析中存在反应堆功率变化与反应性不匹配的现象。利用点堆动力学方程证实传统的"倒时方程"不能有效描述此类现象,并分析反应堆功率变化与反应性不匹配的原因。在考虑动态反应性的周期方程中出现反应性导数项后,能很好地描述功率变化与反应性不匹配物理现象,并揭示其物理内涵。

超级等效方法研究

李满仓, 王侃, 姚栋

2013, 34(3): 11-16.

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摘要:
在广义等效理论(GET)和超级均匀化方法(SPH)的基础上,提出同时满足反应率、界面流和组件特征值守恒,且不显式使用等效因子的超级等效方法(SPE)。在蒙特卡罗组件均匀化中应用SPE,将该方法植入蒙特卡罗组件均匀化程序MCMC,并通过C5G7基准题进行验证。验证分析表明:SPE等效均匀化群常数堆芯计算精度更高,适应性更广。

龙格库塔方法在三维物理热工耦合瞬态分析中的应用

赵文博, 姚栋, 王侃

2013, 34(3): 17-23.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
物理热工耦合采用模块化耦合方式,中子学空间求解采用第二类边界条件节块格林函数法(NGFM),热工水力求解采用COBRA-Ⅳ程序模块。耦合非线性方程的时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式(DIRK),采用Richardson外推和嵌入低阶方法实现时步自适应,采用厄米插值得到连续时刻的解。采用块迭代方式求解离散方程开发NCC程序。数值验证结果表明,计算结果与参考结果符合较好,DIRK(2,2)-E格式是本文所采用的格式中精度、效率较高的。

超临界CO₂从含铀氧化物粉末中直接萃取铀方法研究

李佳, 朱常桂, 刘小龙, 任萌, 刘锦洪

2013, 34(3): 24-27,62.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用超临界CO₂/硝酸-磷酸三丁酯(SC-CO₂/HNO₃-TBP)为萃取体系,研究各影响因素对其直接从含铀氧化物粉末中萃取铀的影响规律。结果表明:HNO₃/TBP比值增大,铀萃取效率(E_U)明显增大,比值为1.4时有利于萃取;比值一定时,随有机相总体积增加EU呈线性增加;萃取反应大致分为3个阶段:体系趋于稳定时的较慢阶段,稳定状态下的快速萃取阶段以及受粉末状态影响的缓慢阶段;随温度升高,E_U在60℃时达到最大值91.4%;随萃取体系压力增大,E_U在12 MPa时达到萃取峰值94.7%;萃取产物分离采用二级减压分离方式,在1#分离器8 MPa、2#分离器5 MPa条件下,能对萃取产物实现很好地分离。

碳化硼锆合金可燃毒物中空芯块制备工艺研究

李圆圆, 代胜平, 杨静, 裴启林, 乔慧武

2013, 34(3): 28-31.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
以氢化锆粉与碳化硼粉为原料,用橡胶模成型方法成型,真空烧结炉中脱氢;在800～1100℃下保温1 h,制得碳化硼锆合金可燃毒物中空芯块烧结体;用浸渍法测量芯块的致密度和开孔率,研究烧结温度和碳化硼含量对烧结体致密度的影响;用扫描电镜分析坯体与烧结体的微观结构。结果表明,碳化硼锆合金烧结体的致密度随烧结温度的升高而增加,随碳化硼含量的增加而降低,碳化硼颗粒在锆合金中分布比较均匀,当碳化硼质量分数为0.5%,烧结温度在1000℃以上时,烧结体致密度达到95%以上,开孔率低于1%。

SCDAP/RELAP5包壳氧化模型改进研究

余红星, 何晓强, 苏光辉, 董正平

2013, 34(3): 32-36.

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摘要:
目前,SCDAP/RELAP5采用抛物线型氧化模型模拟严重事故早期再淹没期间的包壳氧化。该模型在模拟包壳温度较高、表面水蒸气流量较小时的氧化存在不足,此外,该模型未分析包壳中氧原子的分布,对包壳失效的准确模拟有限制。本课题对抛物线型氧化模型和扩散氧化模型之间的区别与联系进行分析,并将扩散氧化模型植入SCDAP/RELAP5中,研究两种模型对严重事故早期再淹没现象的模拟效果。结果表明:扩散氧化模型能更好地模拟严重事故早期再淹没现象;抛物线型氧化模型是扩散氧化模型在特定条件下的简化。

TIG焊对工业纯锆R60702接头腐蚀性能的影响

凌堃, 王正东

2013, 34(3): 37-41.

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摘要:
通过对工业纯锆(R60702)钨极惰性气体保护焊(TIG)保护效果和不平衡条件结晶的运用,制备焊接接头的显微组织试样及其焊接接头的腐蚀电位测定试样。观察接头在高倍金相显微镜下的显微组织特征,测定焊接接头极化曲线,研究R60702的显微第二相的分布及对接头组织腐蚀性能的影响。研究表明热影响区的耐腐蚀效果最差。

氢对12Cr-ODS钢中强化相（Y₂O₃）辐照稳定性影响研究

郭丽娜, 胡本芙, 贾成厂, 高桥平七郎, 木下博嗣, 渡边精一

2013, 34(3): 42-45.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
通过离子束-电子束(H⁺+e^-)双束同时辐照,原位观察氧化物在辐照过程中的组织损伤变化,研究了(H⁺+e^-)双束辐照对乙二胺四乙酸(EDTA)络合溶胶-凝胶法制备的12Cr-ODS铁素体钢中氧化物(Y₂O₃)稳定性的影响。实验结果表明:电子辐照剂量达15 dpa后,再进行(H⁺+e^-)双束辐照15 dpa,在此条件下,Y₂O₃氧化物会发生尺寸减小或溶解,辐照诱发点缺陷和合金元素界面化学反应是导致氧化物不稳定性的重要原因。

核级石墨失重率对其氧化速率的影响

王鹏, 于溯源

2013, 34(3): 46-49.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
采用热重分析方法研究600～750℃温度范围内IG-110核级石墨在空气中的氧化行为,分析失重率对其氧化速率的影响。利用随机孔隙模型拟合了IG-110、H-451、NBG-18及NBG-10等4种核级石墨的结构参数,并确定了各自的失重率影响因子表达式。结果表明,随着氧化反应的进行,核级石墨的氧化速率随失重率的增大呈现先增大后减小的趋势,氧化速率的最大值出现在30%~40%失重率范围。使用随机孔隙率模型可以较好地模拟失重率对氧化速率的影响,其中石墨结构参数随核级石墨平均粒径的增加而减少。

基于RELAP5的窄缝通道再淹没模型适应性研究

曾未, 余红星, 孙玉发, 李锋

2013, 34(3): 50-57.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
基于Saxena窄缝通道再淹没实验,评价RELAP5再淹没模型对窄缝通道的适用性。研究表明,现有的RELAP5程序高估了骤冷前沿推进速率,对于壁面温度的预测也存在较大偏差。结合国内外对窄缝通道临界后热工水力特性的认识,从热工水力机理出发分别对RELAP5再淹没相间摩擦、单相蒸汽传热、膜态沸腾传热、临界热流密度等模型进行修改,初步建立窄缝通道再淹没计算模型。该模型计算结果与Saxena实验结果符合较好。

整体加热球床通道内流动过冷沸腾起始点的实验研究

张小宁, 孙中宁, 孟现珂, 徐广展

2013, 34(3): 58-62.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
以新概念球床水冷反应堆为背景,对含内热源球床通道中流动过冷沸腾起始(ONB)点的相关特性进行实验研究。选用直径8 mm的表面氧化碳钢球形成随机堆积床,利用电磁感应技术对球床整体加热,研究孔隙质量流速G、工质入口温度T_in和轴向测量位置对ONB点热流密度q_ONB的影响。实验结果表明,当热流密度q增加到一定值时,壁温Tw随热流密度q的变化曲线会出现拐点,此拐点即为含内热源球床通道内流动ONB点;q_ONB随G的增加而增大,随T_in的升高而减小;越靠近球床通道出口,q_ONB越小。导出了计算含内热源球床通道内q_ONB的无量纲准则关系式,预测值与实验值的偏差在±20%的范围内。

球床堆流动与传热数值模拟

徐广展, 孙中宁, 孟现珂, 张小宁

2013, 34(3): 63-66.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用离散元方法(DEM)模拟球床反应堆内燃料球的随机分布,通过计算流体力学(CFD)方法研究球床堆内的流动与传热。结果表明:球与球之间的间隙处压力较低;而流速、温度、涡强度较高。沿径向分布,压力、涡强度、换热系数随孔隙率的增加而降低;流速随孔隙率的增加而增加。

垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额模型研究

姜乃斌, 臧峰刚, 张毅雄, 关晖

2013, 34(3): 67-70.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
与管内两相流空泡份额模型相比,垂直上升横掠水平管束的两相流空泡份额研究成果相对有限。利用垂直上升的气-水两相流横掠水平管束的实验数据,对现有的空泡份额计算模型进行对比分析,并对2种现有模型的拟合公式进行修正。采用其他实验结果对本文重新修正的空泡份额模型进行验证,结果表明:与原始模型相比,修正的空泡份额计算模型给出的空泡份额预测值更好。

隐性汽蚀过渡过程主泵叶轮内瞬变流动特性研究

王秀礼, 袁寿其, 朱荣生, 俞志君

2013, 34(3): 71-76.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
通过CFX程序对反应堆主泵叶轮流道内发生隐性汽蚀时瞬态流动特性进行数值模拟计算,研究分析从汽蚀初生工况起降低进口压力至临界汽蚀余量过渡过程中主泵内部瞬态流动特性。流场分析表明:在隐性汽蚀过渡过程中,汽泡相的增加会影响进口处速度变化,使得靠近主泵叶片进口处的速度随汽泡相区域的增大而变大,且汽泡的产生和溃灭会影响靠近进口处速度波动幅度;靠近叶片进口处涡量值受汽泡相影响而逐渐增大,汽泡的溃灭会降低溃灭处至叶轮出口处间的涡量值;由于泵体的非对称结构,导致叶轮各流道内的流量、流速及叶轮出口压力分布出现非对称性,引起瞬态径向力的不对称性。汽蚀发展到一定程度后,汽泡相开始对叶轮瞬态径向力值产生影响使其出现无规律波动。

摇摆条件下一体化反应堆模拟回路冷态流动特性研究

宫厚军, 杨星团, 黄彦平, 姜胜耀

2013, 34(3): 77-81.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
对一体化全功率自然循环反应堆实验回路进行冷态摇摆实验,并应用非惯性参考系流动模型进行理论分析。结果表明,摇摆引起回路各段流体波动,波动周期与摇摆周期相同,加热段内的流体没有通过上升段进入换热器,未形成类似自然循环的流动;冷态摇摆时流量波动大小取决于回路结构、阻力大小、摇摆轴位置和摇摆角加速度,减小分流段长度能有效抑制波动;流量波动与摇摆角度间的相位差与回路的结构参数相关,其大小正比于摇摆频率,反比于回路阻力系数。

矩形小通道内空气-水两相流动均相流模型研究

幸奠川, 阎昌琪, 孙立成, 金光远, 王广飞

2013, 34(3): 82-86.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在机玻璃竖直矩形通道内,以空气和去离子水为工质获得实验数据。据此对竖直矩形小通道内均相流模型的适用性进行评价。结果表明,采用McAdams两相粘度时均相流模型及Chen等提出的修正均相流模型能较好用于1.41 mm间隙通道压降的预测,平均绝对误差分别为10.92%和12.20%;采用McAdams两相粘度时均相流模型对于3 mm间隙通道在两相雷诺数Re大于6000时平均绝对误差为10.04%,但气-液两相Re较低时预测偏差较大。通过实验数据分析得到了均相流模型适用于3 mm间隙通道的范围;针对两相Re较低的区域拟合得到了新的经验关系式,其预测值与实验值符合较好。

截面几何形状对并行通道密度波脉动特征影响初步研究

黄军, 黄彦平, 王艳林

2013, 34(3): 87-90,95.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
基于170个并行圆管和窄间隙矩形通道间密度波型脉动实验数据点,在统一的密度波型脉动实验方法、脉动识别方法和实验数据分析处理方法的条件下,研究了圆管和窄间隙矩形通道的脉动规律的异同。结果表明,在压力1.0～19.2 MPa、质量流速101.9～1200.0 kg.m^-2.s^-1、进口过冷度18.0～85.2℃时,当量直径相当的圆管和窄间隙矩形通道对密度波型脉动边界规律没有影响。

垂直管内含不可凝气体蒸汽的冷凝换热数值模拟

黄政

2013, 34(3): 91-95.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在分析液膜和蒸汽-空气边界层,在质量、动量、能量和组分守恒方程的基础上建立数学模型,模拟空气对冷凝换热的影响,并考虑界面剪切力和吸入效应的作用。数值求解结果与Kuhn实验结果的比较表明,计算数据与实验数据吻合较好,验证了模型的正确性。

流动沸腾的格子Boltzmann方法模拟

李隆键, 胡安杰, 曾建邦, 黄彦平

2013, 34(3): 96-100.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
采用新的描述气-液相变过程的格子Boltzmann理论模型对大空间和水平管内流动沸腾现象进行模拟。观察到气泡随时间的变化不断长大,并在浮力和流体运动作用力影响下脱离壁面,以及气泡在液相上升过程发生碰撞、聚合等现象。进一步研究重力对水平管内各种流型的影响及水平方向加速度对大空间流动沸腾的影响,验证了该模型对复杂相变问题模拟的可行性。

二维双区球流运动唯象方法的参数分析

王文俊, 杨星团, 姜胜耀, 汤振伟, 刘志勇

2013, 34(3): 101-104.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为了研究摩擦系数和底部倾角对双区球流的运动影响,参照二维堆芯球流运动实验台架,采用离散单元法对双区球流运动进行数值模拟,并从唯象的角度对不同摩擦系数和底部倾角下双区的分布、中心区/交混区及滞留区等问题进行分析。结果表明:随着摩擦系数增大,球流动更加均匀,滞留区在一定范围内随之增大,交混区域有所减小。底部倾角越大,流动越均匀,滞留区和缓慢流动的区域越小。

高温堆堆芯双区球流运动高本体实验

汤振伟, 杨星团, 孙玉良, 王文俊, 刘志勇

2013, 34(3): 105-108,112.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
双区堆芯的设计是高温气冷堆技术的发展方向之一,本文设计开展实验研究高温气冷堆球床堆芯的双区形成、交混区和滞留区等球流运动的基本特性。实验结果表明:在实验条件下,能获得稳定的双区分布,双区分界面上存在交混区,通过在加球面安装挡板能有效减小交混区大小;在球床底部存在明显的滞留区;球流运动具有随机性,在运动过程中存在一定的分散性,但在整体上又表现出统计意义上的确定性,这是球床堆球流运动的基本特点。

基于T-S型模糊神经网络的反应堆功率调节研究

廖龙涛, 陈智

2013, 34(3): 109-112.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
压水堆核动力装置通过对反应堆功率的控制,实现大范围工况变化下对负荷的跟踪,并维持反应堆主要参数的稳定。为了提高核功率的控制效果,提出一种基于T-S型模糊神经网络的自适应模糊控制器,并通过多种工况仿真试验下与经典比例-积分(PI)控制器比较,说明了该控制器的优越性。

以太网分布式测控系统在热工实验中的应用

况淑青, 王海英, 钟艳敏, 郑华

2013, 34(3): 113-115.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
阐述一种基于工业以太网的分布式输入输出(I/O)测控系统在某设备综合实验装置中的实际应用,分别对其硬件配置、软件设计和系统特点进行了详细介绍。经实验验证,该系统可靠性高、抗干扰能力强、控制准确、方便扩展和升级,测量和控制效果良好。

基于elman神经网络的蒸汽发生器水位重构

段孟强, 郑映烽, 陈玉清, 王贵利

2013, 34(3): 116-119.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
蒸汽发生器(SG)水位指示仪表出现虚假指示或者丧失指示的情况时有发生,严重影响操纵员对核动力装置运行情况的判断。elman神经网络是典型的动态神经网络,在处理复杂非线性对象中能直接反映动态过程系统的特性。本文提出用elman神经网络重构蒸汽发生器水位的方法,以主蒸汽管道破口事故下重构蒸汽发生器水位为例建模求解,与仿真数据进行对比,结果表明elman神经网络对SG水位重构的相对误差小、精度高,能满足实际需要。

最佳估算加不确定性分析方法及其应用研究

冉旭, 吴丹, 陈炳德, 张渝

2013, 34(3): 120-123.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
最佳估算加不确定性方法能够消除常用方法所导致的过度保守性。基于RELAP5程序的最佳估算加不确定性分析方法,在充分吸收不确定性分析方法经验基础之上,考虑了初始条件、边界条件以及模型不确定性,以统计方法得到满足概率要求的结果。并将该方法应用于再淹没试验NEPTUN数据的分析,证明各不确定性参数的选取及评价的正确性。

应急排风对缓解核事故辐射后果的试验研究

林晓玲, 牛文亮, 陈迎锋

2013, 34(3): 124-125,163.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
基于核舰船装备模型,模拟核事故时有关系统设备实际投入状态,以SF6气体作为示踪剂开展示踪试验。在反应堆舱释放示踪剂,监测分析应急排风系统运行和不运行两种情况下舰船内示踪剂浓度,并进行对比分析。研究表明,应急排风可大大缓解核事故辐射后果,运行30 min可将反应堆舱室核素活度降低99%以上;运行5 h后工作舱室核素活度几乎降为零;应急排风不运行情况下,舰船内核素活度下降不明显。

γ射线扫描探伤装置的研制

张建兵

2013, 34(3): 126-128.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
研制对超厚铸铁件进行扫描探伤的装置,解决对超厚铸铁件进行探伤的问题。该装置在探伤过程中,先将被检测铸铁件划分为不同的区域,系统按序采集各区域的数据,分析人员从中选取异常数据(突变数,一般是变大的数值)与均匀数值进行比较从而判定存在缺陷及其大小,然后根据异常数据的序号对应确定超厚铸铁件缺陷存在的位置。利用该设备完成屏蔽防护门等超厚铸铁件的探伤工作,检测出的尺寸缺陷误差在±5 mm内。

安全壳泄漏率在线监测系统在秦山第二核电厂的应用及改进

王海卫, 时朝杰, 杨刚, 陈灿, 郭向利, 蒋翔, 张晖

2013, 34(3): 129-132.

摘要(19) PDF(1)

摘要:
从框架结构及计算模型等方面介绍安全壳泄漏率在线监测系统在秦山第二核电厂中的应用,并对发现的各种典型误报警情况进行详细分析,供以后遇到类似情况时可以及时得出结论并排除误报警。对系统的改进措施手动干预功能进行介绍,并通过举例说明改进措施的实施效果。结果表明,改进后的软件在使用过程中,只要试验人员能及时发现异常数据点并及时将其剔除,误报警就可以有效地被制止,确保机组的安全稳定运行。

AP1000核电厂海水循环泵地震响应分析

欧鸣雄, 赵立, 施卫东, 田飞

2013, 34(3): 133-136.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
针对AP1000核电厂大型双基础立式循环泵机组结构,以安全停堆地震作为设计地震载荷输入,采用响应谱法对海水循环泵在地震载荷下的动态特性和响应进行分析,并对其在安全停堆地震工况下的可运行性进行评估。结果表明,该泵的1阶自然振动频率约为17.5 Hz,其低阶振型以泵体结构的横向弯曲振动为主。根据响应谱分析与静力分析叠加的结果,地震工况下的泵体最大组合应力为173 MPa,最大变形量为4.4 mm。

基于湿蒸汽测量的文丘里管结构优化设计方法

王海平, 袁德文, 何灿阳, 谢滔, 曹志勇, 王俊杰

2013, 34(3): 137-139.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
构建文丘里管湿蒸汽流动过程的CFD数值计算模型,对文丘里管内湿蒸汽流动过程进行研究,分析热工参数和文丘里管结构参数对湿蒸汽测量虚高系数的影响特性,获得基于湿蒸汽测量的文丘里管结构优化参数。

CITP-Ⅱ产氚辐照装置的热工研究

张之华, 米向秒, 段世林, 邓勇军, 钱达志, 李润东

2013, 34(3): 140-143.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
CITP-Ⅱ在线产氚辐照装置是CITP-Ⅱ的核心部件,是研究增殖剂材料产氚及释氚试验的关键设备。对产氚辐照装置的增殖剂发热率、热点、温度分布梯度、极限温度、不均匀因子以及CITP-Ⅱ在线产氚辐照装置间隙气体及载气的成份、压力对增殖剂平衡温度的影响等进行研究,得到关键的热工参数及变化规律。

储液容器跌落事故的有限元分析

聂君锋, 张海泉, 李红克, 王鑫, 张征明

2013, 34(3): 144-147.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
考虑了流固耦合效应在储液容器跌落分析中的作用,采用耦合欧拉-拉格朗日(CEL)方法模拟液体在储液容器跌落过程中的惯性效应以及液体对容器所产生的侧向液动压力,综合考虑了流固耦合效应对储液容器跌落过程中容器本身的变形和动态响应的影响。结果表明,该方法可以较为准确地评价容器的安全性和结构设计的合理性,也为同类结构的设计评价提供参考。

控制棒驱动机构耐压壳下部密封环应力与疲劳分析

邵雪娇, 张丽屏, 杜娟, 谢海

2013, 34(3): 148-151.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
采用有限元分析方法对某核电工程控制棒驱动机构耐压壳下部密封环的2种对接厚度进行了应力和疲劳分析对比,在疲劳分析中采用瞬态分组技术,同时参考RCC-M 2002规范对ANSYS程序中的弹塑性修正因子(K_e)进行解耦修正。结果表明,2种接头厚度的分析结果均满足RCC-M规范中的应力评定准则,其中,较薄密封环结构疲劳分析结果相对更安全,较厚密封环结构在其余工况相对更安全;在疲劳分析中对瞬态进行分组能明显降低使用系数和一次加二次应力之和幅值的保守性;在热和机械共同作用的一次加二次应力之和的幅值较高时,对K_e的修正能明显提高计算结果精度。

电网频率下降时CPR1000反应堆主泵和电机瞬态分析

肖三平

2013, 34(3): 152-155.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
本文根据电机学原理,用RETRAN-02程序模拟电网频率下降时电动机的运行特性。同时模拟了CPR1000主冷却剂泵的水力特性和反应堆冷却剂系统的阻力特性。完整地研究主冷却剂泵和电机在电网频率下降时的运行瞬态。最后分析电网频率以4 Hz/s下降时CPR1000主冷却剂泵和电机的瞬态行为。

田湾核电站冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗配方研究

夏小娇, 温菊花, 马韦刚, 谢银燕, 胡志辉

2013, 34(3): 156-158.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
为验证冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺的有效性和安全性,采用高压釜模拟冷停堆过程中蒸汽发生器二次侧化学清洗工艺条件,分别对俄配方和配方A3B1进行清洗有效性验证试验和安全性评价试验研究。试验结果表明,与俄配方相比,配方A3B1的清洗有效性和安全性均优于俄配方,更适合于田湾核电站蒸汽发生器二次侧沉积物化学清洗。

核电厂通风系统电机轴断裂根本原因分析

杨立飞, 车银辉, 吕群贤, 关建军

2013, 34(3): 159-163.

摘要(14) PDF(1)

摘要:
本文针对岭澳核电站通风系统电机轴断裂事件,从电机轴可能断裂的故障模式出发,综合运用金相分析、电镜扫描、光谱元素测定、力学计算分析等方法,结合现场维修改造及实验测试反馈,逐一对轴断裂可能原因进行了分析论证和逻辑推理,最终找出了轴断裂的根本原因与促成因素,同时从电机维修管理和控制调节方面提出了有效的改进措施。

AP1000应急运行规程接口分析

叶成, 郑明光, 王勇, 薛山虎, 徐永华

2013, 34(3): 164-167,174.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
AP1000的应急运行规程是基于功能恢复、面向征兆的运行规程。及时执行应急运行规程可以尽可能地避免严重事故发生。但是,应急运行规程的进入接口复杂,且不局限于保护系统内的整定值。通过对AP1000整个运行规程的全面分析,系统总结应急运行规程的所有接口,有助于从总体上把握AP1000停堆和专设安全设施的动作条件,掌握及优化AP1000应急运行规程。

反应堆退役仿真技术研究方案

戴波, 张永领, 周斌, 严静, 吴畏

2013, 34(3): 168-171.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在反应堆退役仿真系统功能需求的基础上,设计退役仿真技术研究的总体方案,包括系统的总体结构设计、软件开发平台方案设计、硬件方案设计等。在总体方案中分析提炼出5项关键技术,并给出概况性的设计方案,包括三维模型数据处理技术、辐射场的可视化显示技术方案、基于退役工艺的人员受照剂量计算方案、虚拟切割和拆除技术方案以及碰撞检测技术方案等。

极低水平放射性废物管控区就地处置的可行性研究

孔劲松, 郭卫群

2013, 34(3): 172-174.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
根据国家相关法规、标准对极低水平放射性废物(VLLW)填埋处置的基本要求,提出VLLW管控区就地处置方法,并详细分析该方法的利弊及尚需解决的问题。VLLW管控区就地处置具有实践的可行性。

放射性废物货包检测平台设计

孔劲松, 孟开

2013, 34(3): 175-178.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
放射性废物货包检测是放射性废物管理的重要环节。根据放射性废物货包的技术要求参数,借鉴国内外先进检测技术和工艺手段,设计了一套控制精度高、连续可调范围大的货包检测平台,并进行了平台的受力分析。实践检验表明,该装置具有良好的可操作性。

留言板

2013年第34卷第3期

留言板

2013年 第34卷 第3期

2013年第34卷第3期