核动力工程

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刘仕倡, 蔡杰进

2013, 34(5): 1-5.

摘要(26) PDF(0)

摘要:
基于大亚湾核电站压水堆堆芯燃料组件布置建立优化的数学模型,采用离散的多目标粒子群优化算法和基于有限元法的堆芯计算软件"Donjon",及组件计算软件"Dragon",将粒子群程序与堆芯物理计算软件结合,编制完整的堆芯燃料管理优化程序。应用此优化程序对大亚湾核电站初装料进行优化的结果表明:粒子群优化算法得到的优化方案与参考方案相比,k_eff增加11.9%,且功率峰因子低于1.4,满足安全限值。

压水堆堆芯双节点模型及其应用

伍宇忠, 陈世和, 刘洋, 赵福宇

2013, 34(5): 6-11.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
基于节点方法建立双节点反应堆模型,并利用微小摄动理论对模型进行线性化处理,得到双节点线性化反应堆多变量模型;为了更加准确地对棒控系统进行仿真,建立了双节点棒控系统模型。参考AP1000的机械补偿控制策略(MSHIM),在Matlab/Simulink平台上搭建平均温度控制系统和轴向偏移控制系统的仿真程序,并对功率阶跃负荷瞬态工况进行仿真。仿真结果表明,功率偏差始终在目标控制带以内,平均温度和功率水平的实际值与目标值之间存在稳态偏差,偏差处于死区范围之内。因此双节点线性化堆芯模型适用于功率控制系统和功率分布控制系统的仿真和设计。

聚变裂变混合堆中子学分析软件开发

祖铁军, 吴宏春, 郑友琦, 曹良志

2013, 34(5): 12-15,36.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
聚变中子源驱动次临界系统具有系统结构复杂、中子能谱跨度大等特点。借鉴传统反应堆2步法的基本思想,开发适用于次临界系统设计计算的中子学分析软件——NAPTH。NAPTH的组件计算由DRAGON4程序完成,堆芯计算使用MCNP程序的多群功能完成。验证结果表明,NAPTH对IAEA ADS基准题的计算结果和其他国家的计算结果符合很好;对于压力管式聚变裂变混合堆,程序具有较高的计算精度和计算效率,适合压力管式混合堆的设计计算。

基于输运计算方法的压水堆冷却剂¹⁶N和¹⁷N活化源项计算研究

胡建军, 唐彬, 杨彬

2013, 34(5): 16-19.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
采用二维离散纵标输运程序DORT及ENDF/BVI库计算压水堆压力容器内中子注量率分布,用自行研制的活化源项计算程序计算冷却剂¹⁶N和¹⁷N源项,并验证堆芯径向与轴向功率分布对计算结果的影响。对核电厂例题的敏感性计算对比分析结果表明,采用低泄漏或高泄漏堆芯装载方式的压水堆冷却剂¹⁶N和¹⁷N活化源项结果偏差很小。

内冷式压水反应堆堆芯组件中子学初步研究

曾正魁, 于涛, 谢金森, 刘杰, 秦勉

2013, 34(5): 20-24.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
为得到物理性能较优的燃料栅元尺寸,利用蒙特卡罗(MCNP)程序对内冷式压水堆(IPWR)堆芯组件的中子学问题进行初步研究。通过计算不同可溶硼浓度下无限增殖系数(k_inf)随轻重比(H/HM)的变化,确定组件燃料栅元的尺寸范围,通过分析比较不同燃料栅元尺寸下组件物理性能,得到物理性能方面较优的组件参数。结果表明,在H/HM为6.5,水棒直径(D_ci)范围为9～11 mm时,组件具有较好的物理性能和固有安全性。

燃料组件由AFA 2G改为AFA 3G对反应堆堆内构件地震响应的影响

刘文进, 曾忠秀, 叶献辉, 吴万军

2013, 34(5): 25-29.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
建立燃料组件为AFA 2G和AFA 3G两种堆芯结构的反应堆非线性地震分析模型,采用ANAYS软件进行地震情况下的非线性时程动力分析研究,并对分析结果进行对比。结果表明:燃料组件由AFA 2G变为AFA 3G不用对反应堆堆内构件进行重新分析评定,只需要对燃料组件本身进行重新分析评定。

反应堆压力容器堆芯筒体快速断裂分析

张丽屏, 郑连纲, 卢岳川, 刘文进

2013, 34(5): 30-32.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
反应堆压力容器的堆芯筒体受中子辐照最高,是辐照脆化敏感的关键部位。为防止堆芯筒体的快速断裂,在核电工程设计中有必要对该部位进行断裂力学分析,采用法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的2种断裂力学分析方法对某核电工程的压力容器进行详细的快速断裂力学分析。分析结果表明,反应堆压力容器堆芯筒体在运行过程中不会发生快速断裂。

管式热交换器的动态特性分析方法比较与验证

黄庆, 徐定耿, 陈孟, 沈睿

2013, 34(5): 33-36.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
以正常余热排出热交换器(RNS HX)为例,分别采用梁模型和3D壳-梁2种模型对其进行固有频率的计算和比较,并通过一个圆筒考题来分析2种模型计算结果的差异,指出了梁模型中不合理的边界处理。对比秦山一期核电项目中热交换器固有频率的测试结果和巴基斯坦核电站二期(C-2)项目热交换器3D壳-梁模型的分析结果表明,3D壳-梁模型计算值与实测值吻合较好。因此,3D壳-梁建模技术可应用于类似热交换器的动态特性分析。

反应堆压力容器承压热冲击概率断裂力学分析

刘志伟, 乔红威, 张勇

2013, 34(5): 37-40,44.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
在反应堆过冷瞬态下,沿壁厚范围内的温差将引起很大的热应力,在反应堆压力容器(RPV)内壁产生较高的拉应力,再加上内压的作用,内表面缺陷有可能迅速扩展甚至贯穿壁厚。本文采用概率断裂力学基本理论,考虑各参数的不确定性因素,在明确各参数随机分布特征的基础上,利用Monte Carlo法通过程序产生相应的随机数,然后依据断裂力学评定准则建立功能函数,最后完成可靠性数据的统计计算并给出失效概率。

核电厂主设备开孔结构有限元分析方法对比研究

熊光明, 邓小云, 金挺

2013, 34(5): 41-44.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
核电厂主设备会使用许多结构复杂、形式不一的开孔结构。为了探索其力学分析及评价方法,对开孔结构进行有限元分析方法与等效解析方法对比研究。研究中考虑了影响开孔结构计算分析的主要因素(包括各种开孔形式、排列方式等),系统地梳理出开孔结构的有限元分析方法。

格林函数法在快速计算热应力中的应用研究

章贵和, 段远刚, 徐晓, 陈蓉

2013, 34(5): 45-47.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
通过对格林函数在热应力分析中的应用研究,得到一种结合有限元分析和数值计算进行热应力快速计算的格林函数方法。以核电厂主管道安全注入接管在升温和降温瞬态下的热应力分析为算例,验证该方法的合理性和准确性。同时对比分析格林函数法和有限元分析法的优缺点。

基于虚拟激励的滞变支撑连接耦合结构的非一致平稳随机地震响应分析

黄茜, 臧峰刚, 张毅雄

2013, 34(5): 48-51,60.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
为了得到滞变支撑连接耦合结构的非一致随机地震响应,以虚拟激励法为基础,导出系统基于多点多分量随机地震的虚拟激励与响应分析式。该方法的未知量为绝对位移,可适用于包括非一致地震在内的所有地震激励形式。数值研究表明,本文方法与基于动态相对位移的虚拟激励法和蒙特卡罗法的结果具有很好的一致性。在此基础上,开展了滞变支撑屈服力与屈服位移的参数化研究。

基于近场加速度记录的弥散地震影响评价方法

吴健, 俞言祥, 潘华

2013, 34(5): 52-56.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
基于地震动近场饱和的现象,根据已有的地震加速度记录样本,以及随距离衰减特征和震源尺度等因素综合确定的震中附近加速度记录样本,进行直接统计获得可以作为核工程安全性分析所使用的弥散地震加速度反应谱及其离散特征。为获得足够的样本数量,根据已有的地震动场地条件修正关系将非基岩场地上的加速度记录转换成为等效基岩场地上的记录,与基岩记录同时用于统计分析。

阻尼对主系统地震载荷的影响分析

叶献辉, 齐欢欢, 张毅雄, 刘文进, 王明利, 龚君勇

2013, 34(5): 57-60.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
以核电厂主系统非线性有限元模型为研究对象,采用ANSYS软件分析阻尼不同施加方式对主系统地震载荷的影响。结果表明,在主系统地震分析中,采用瑞利阻尼方式计算的载荷相对比较保守;在计算方法允许的情况下应尽可能采用直接施加模态阻尼或材料阻尼的方式,以降低载荷的保守性,提高核电厂的经济性。

核燃料颗粒化学气相沉积包覆铌层的热力学分析

潘小强, 杨静, 张良, 李统业, 刘廷伟, 王晓敏

2013, 34(5): 61-64.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
燃料颗粒表面涂覆Nb层采用的是流态化化学气相沉积(CVD)技术。采用HSC Chemistry 6.0软件,对该工艺过程进行热力学模拟计算,分析各工艺参数对反应产物的影响。结果表明:提高沉积温度,有利于金属Nb的生成,并减少副产物的含量;随着氢气与NbCl5的摩尔比的增加,反应所得产物中的Nb含量也随之增加;Ar气也可以一定程度上影响平衡反应产物的组成,一定量的Ar气有助于金属Nb的生成,减少副产物。

UO₂核芯制备过程中分散滴球喷嘴内流动均匀性模拟研究

刘马林, 郝少昌, 刘兵, 邓长生

2013, 34(5): 65-70.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
运用计算流体动力学(CFD)方法模拟了UO₂核芯颗粒制备过程中分散滴球步骤涉及的喷嘴腔体内部流场,特别对每个喷头出口的流量通量均匀性进行分析研究。系统考察实际生产过程中可能影响喷头流量通量均匀性的4种可能性因素:入流方向、喷孔的分布位置、喷孔的水平度和喷孔的大小。从模拟结果中可以发现,喷孔的大小是相对最关键因素,是导致颗粒尺寸不均匀的主要原因之一,在实际生产制作中要尤其关注喷头孔径的加工尺寸。流动方程理论验证了上述模拟结果的正确性。

HTGR燃料元件炭化工艺优化

卢振明, 张杰, 周湘文, 刘兵, 唐亚平

2013, 34(5): 71-75.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用热失重-红外联用(TG-IR)、差示量热分析(DSC)方法研究高温气冷堆燃料元件基体材料中作为黏结剂的酚醛树脂在20～800℃的分解过程。用热机械分析仪(TMA)分析石墨球样品在20～800℃的动态热膨胀特性。测试结果表明,酚醛树脂在50～70℃的范围内发生相变,在测试温度范围内分解经过2个连续的放热过程,石墨球样品相应地先膨胀后收缩。采用4段炭化制度所制基体材料的压碎强度达到19.9 kN、落球强度在60次以上,各项指标完全满足设计要求,而且炭化工艺生产效率提高71%。研究表明,在动态条件下根据样品尺寸随温度的变化建立的炭化升温制度更为合理;炭化过程中,缩聚反应引起的体积变化是决定升温速率的关键。

6XN不锈钢与825合金的高周疲劳行为研究

熊茹, 乔英杰, 赵宇翔, 唐睿, 易伟, 肖泽军

2013, 34(5): 76-79,83.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用旋转弯曲疲劳方法完成了6XN不锈钢与825合金在室温和550℃空气中的高周疲劳试验。结果表明:室温时,6XN不锈钢的耐久极限应力大于825合金的耐久极限应力,与静强度顺序一致;550℃高温时,试样氧化速率增加,材料疲劳寿命降低,6XN不锈钢的疲劳寿命下降趋势较大,耐久极限应力接近825合金的耐久极限应力;6XN不锈钢对温度更敏感,而825合金对应力循环次数更敏感;与经验公式比较,2种材料具有较好的抗高周疲劳性能;疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂,最后断裂区具有韧窝特征。

反应堆冷却剂主管道316LN新型管材替代321管材的可行性研究

罗毅军

2013, 34(5): 80-83.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
采用对比分析法对国产新研制的控氮00Cr17Ni12Mo2(ANSI316LN)与0Cr18Ni10Ti(ANSI321)不锈钢管材的化学成份、力学性能、耐腐蚀性能等进行研究。研究表明,316LN新型管材综合性能在反应堆一回路系统运行工况下优于321管材,完全可以实现对321管材的替代。

反应堆压力容器法兰密封面材料的性能研究

党莹, 温耀曾, 邱绍宇, 陈勇, 罗强, 李川黔

2013, 34(5): 84-88.

摘要(24) PDF(0)

摘要:
采用手工惰性气体钨极保护焊(TIG焊)制备反应堆压力容器密封面材料E308LMoT0-3、E309LMoT0-3及对比材料ER308 L的不锈钢堆焊层,对其进行硬度测试、显微组织观察、抗晶间腐蚀性能分析,以及点蚀点位测量和偏离水质条件下的局部腐蚀试验,研究E308LMoT0-3、E309LMoT0-3堆焊材料的点腐蚀和缝隙腐蚀性能以及腐蚀机理。试验结果表明,E308LMoT0-3、E309LMoT0-3焊丝堆焊后的试样除了具有良好的硬度、耐晶间腐蚀性能外,还具有良好的耐局部腐蚀性能,可以代替目前压水堆核电厂普遍使用的ER308L不锈钢堆焊材料。

RCC-M在双相不锈钢选择上的局限及应对措施

沈渝生, 肖建

2013, 34(5): 89-91,99.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
介绍双相不锈钢性能特点及类型,结合核电海水泵的应用,并引用双相不锈钢的大量试验分析对比数据,对法国《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》(RCC-M)在双相不锈钢选择方面的局限与不足进行分析。

秦山CANDU-6重水反应堆锆合金压力管的老化形式与缓解措施

赵卫东, 石秀强

2013, 34(5): 92-95.

摘要(18) PDF(1)

摘要:
CANDU-6重水反应堆堆芯压力管采用的锆合金(Zr-2.5Nb)材料长期处于高温、高压、高辐照的运行环境。由于锆合金吸氘,压力管存在氢致延迟开裂的风险。秦山第三核电厂通过改进制造和安装工艺、加强对运行工况的控制以及开展定期检查和预防性维修,改善压力管的径向蠕变状况,降低残余应力,减少氢致延迟开裂的风险,并及时跟踪压力管的降级程度,为电厂寿期管理提供重要信息和依据。

基于性能退化的热老化可靠性剩余寿命预测方法

任淑红, 薛飞, 余伟炜, 遆文新, 刘啸天

2013, 34(5): 96-99.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
以核电厂主管道为研究对象,运用性能退化可靠性理论和贝叶斯更新方法,对主管道因热老化导致失效的剩余寿命进行研究。首先通过加速热老化实验获得的数据,分析主管道奥氏体不锈钢材料的冲击性能退化过程,然后运用贝叶斯更新方法得到基于冲击性能衰退信息的主管道热老化剩余寿命分布,进行可靠性剩余寿命预测;最后通过实例证明该方法的有效性和可操作性。

一个换料周期前后非能动消氢复合器催化片消氢效率对比试验

郭向利, 于涛, 徐瑞引, 王海卫, 朱建斌, 蒋翔, 罗娅彬

2013, 34(5): 100-103.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
从设备功能、设备组成、现场布置、在役试验方法和周期等方面介绍秦山第二核电厂3、4号机组使用的非能动消氢复合器。对经过1个换料周期使用前后的4组催化片进行消氢效率对比试验,对比分析调试与生产过程中容易发生的锈蚀、油污等问题对催化片消氢效率的影响。试验结果表明:经过1个换料周期后,由于受油污、灰尘等因素的影响,催化片的消氢成功时间与初始结果相比略有延长;少量锈蚀和油污对催化片的消氢效率未产生显著影响,但锈蚀容易造成催化片穿孔、破损,油污板片试验过程中产生的烟气容易对消氢过程产生干扰。

基于多模型策略的压水堆堆芯功率控制与仿真

伍宇忠, 陈世和, 李罡, 赵福宇

2013, 34(5): 104-107.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
在建立压水堆堆芯非线性模型的基础上求取5个功率水平处的线性化模型作为堆芯局部模型,以局部模型组合替代堆芯非线性模型。利用基于局部模型全维观测器的全状态反馈法,设计带有鲁棒性能的局部模型控制器作为非线性堆芯局部控制器,用于相应功率水平域内的功率控制。仿真结果表明,所设计的堆芯多模型控制系统能很好地控制堆芯功率。

基于Simulink仿真技术的压水堆核电厂仪表控制调试分析研究

栾振华, 刘道光, 仇少帅, 杨宗伟, 冯光宇

2013, 34(5): 108-111.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于Simulink仿真平台,构建超前滞后单元、微分单元等运算逻辑模块的数学模型。针对调试现场工作中遇到的具体问题,在关键模块分析、控制器分析、涡流探测问题处理等众多方面运用该仿真模型,模拟试验过程动态控制特性,分析实际响应趋势,并对其进行仿真研究,提出具体解决方案。实际调试过程证明,运用仿真技术查找问题,优化控制参数,修改控制策略,对于及早发现问题、推动试验进程、缩短调试工期、提高调试质量有着十分重要的意义。

田湾核电站数字化仪表控制系统项目建设过程管理

段鹏, 徐婕, 师庆维, 任春香

2013, 34(5): 112-114.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
田湾核电站一期工程(1、2号机组)采用了全数字化的仪表控制系统(DCS)。本文结合田湾核电站一期仪表控制项目的 DCS在合同谈判和后续执行过程中取得的经验及系统运行过程中的实践,阐述了DCS在田湾核电站二期(3、4号机组)仪表控制项目建设过程中的应用。

AFAL分析方法在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用

周平, 邱春辉, 初起宝

2013, 34(5): 115-117,131.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
介绍核电厂的仪表漂移特性(AFAL)分析法以及在核电厂仪表标定周期延长论证中的应用,以及AFAL的主要技术手段和实施过程。通过对AFAL的研究,论证仪表标定周期延长的可行性。在确保核安全的前提下,实现核电厂机组换料大修周期的延长。

非能动安全壳冷却系统传热传质模型研究

蒋孝蔚, 余红星, 孙玉发, 黄代顺

2013, 34(5): 118-123.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
安全壳分析程序CONTAIN采用的滞止液膜模型(SFM)对非能动安全壳冷却系统冷凝质量流量的预测低于试验值。因此,根据扩散层模型(DLM)与SFM在计算冷凝质量流量是等效的,通过对比利用质量分数形式菲克定律发展的改进扩散层模型(GDLM)与DLM的差异,对不可凝气体存在下的CONTAIN冷凝和蒸发模型加以改进。利用冷凝板试验和热板蒸发试验对改进后的CONTAIN程序进行验证,结果表明改进后模型计算的传热系数和传质系数比原模型更接近试验值。

对称双环路倾斜条件下自然循环特性研究

杨星团, 朱宏晔, 宫厚军, 刘志勇, 姜胜耀

2013, 34(5): 124-127.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
通过理论分析和实验对倾斜条件下多回路传热系统自然循环特性进行研究。实验在一对称双环路自然循环回路上进行,利用海洋工况模拟实验台实现倾斜条件。理论分析与实验结果符合较好。研究结果表明,在一定热负荷下,倾斜使总循环流量低于倾斜前,而冷、热管段温差则高于倾斜前。由于上、下联箱内流体存在密度差,在倾斜条件下将产生垂直于主循环驱动力方向的附加驱动力,使流体产生沿外环流动的趋势,并最终导致支路循环的不平衡性;缩短换热器间距离、增大换热器与加热段距离可以降低倾斜导致的支路不平衡性。

湿蒸汽流量测量虚高模型的实验研究

彭兴建, 何灿阳, 袁德文, 黄彦平, 白雪松, 张妍

2013, 34(5): 128-131.

摘要(26) PDF(0)

摘要:
加工不同喉径的文丘里流量计开展湿汽流量测量系统的实验研究,对一定工况参数范围内不同干度、流量的湿蒸汽流量进行实际测量。分析压力、L-M(Lockhart-Martinelli)参数、质量流量、喉径比对虚高系数的影响特性。

湿蒸汽流量测量虚高系数影响数值研究

白雪松, 袁德文, 闫晓, 彭兴建

2013, 34(5): 132-134,138.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用计算流体动力学(CFD)两相流模拟软件对文丘里流量计内湿蒸汽的流动过程进行研究,分析压力、流量、喉径比等参数对虚高系数的影响。结果表明:流量对虚高系数的影响较小;文丘里流量计喉径比对虚高系数的影响会随着压力升高而变大。

M310堆型核电站役前检查与系统水压试验实施时机探讨

孙海涛, 张跃, 王臣, 盛朝阳, 贾盼盼

2013, 34(5): 135-138.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
通过对核安全导则HAD103/07、RSE-M规范、ASME规范第XI卷和法国1999法令等相关文件的解读,结合目前国内压水堆核电站役前检查的工程实践,分析役前检查与水压试验的相互影响,形成对机组一回路役前检查与系统水压试验实施时机的技术方案。

蒸发处理系统中放射性去污废液pH值自动调配方案研究

余刃, 孔劲松, 项新民, 郭卫群

2013, 34(5): 139-141,153.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
废液蒸发处理系统在使用过程中曾出现上料废液pH值不稳定,导致蒸发器液位剧烈波动。对这一问题进行原因分析,探讨在上料管路中增设一套废液pH值自动调配系统来实现在线实时监测和自动调配上料废液pH值的技术方案,设计相应技术方案的工艺流程。该方案通过自动添加适量的酸或碱溶液,可以使上料废液pH值始终稳定在要求范围内。

三废处理设施阀门维保模式设计

孔劲松, 余刃, 孟开

2013, 34(5): 142-144.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
针对放射性废物处理设施中阀门的种类和特点,设计阀门维保模式,明确阀门维保的时间、操作步骤、检修内容和检修方法,通过定期维保,确保该类核设施阀门安全。

废物处理流程中管控信息集成技术研究

孔劲松, 余刃, 毛伟

2013, 34(5): 145-148.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
废物处理工艺流程和设施设备状态的监控信息与管理信息的集成是废物处理与管理信息化建设的关键技术问题之一。探讨废物管控信息集成的主要内容,研究分别采用用于过程控制的对象连接与嵌入(OPC)通信技术、文件传输协议(FTP)技术以及数据推送技术,实现基于不同开发技术的监控系统与信息管理系统的信息集成方法,并应用于废物处理设施信息化建设。

核电厂离堆放射性废物处理方案浅析

刘佩, 刘昱, 姚兵, 戴波

2013, 34(5): 149-153.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
根据核电厂对处理后"废物体积最小化"的原则,核电厂离堆废物处理方案在核电厂群堆建设和专业化运营模式下已经具有很大的应用潜力。通过AP1000核电机组离堆放射性废物处理方案与CPR1000处理方案的比较,对在当前群堆建设模式下实现合理可行的核电厂离堆放射性废物处理方案进行探讨,给出了核电厂离堆放射性废物处理优化方案。

高温堆停堆落球装置吸收球下落特性分析

陈凤, 何学东, 李天津, 曹丽, 罗杰, 孙博, 黄志勇

2013, 34(5): 154-156.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
对高温气冷堆停堆落球装置中的吸收球下落特性进行研究。采用与实际吸收球等直径(φ6 mm)的玻璃球,以及与实际堆芯吸收球下落孔道等内径(φ60 mm)的有机玻璃管落球装置,进行空气环境中玻璃球的重力下落试验。孔口颗粒重力下落质量流率的经验公式Beverloo公式与本次试验结果符合较好,偏差在4%～12%。实测玻璃球在有机玻璃贮球罐中的安息角约为23。试验结果表明:就目前所设计的带有锥形漏斗的贮球罐,对应于中心孔口垂直上方的玻璃球首先开始流动,然后周围的颗粒不断向孔口中心补充,玻璃球面逐渐下降,玻璃球在贮球罐内下落顺畅。

RPN中子源组件试验装置设计

王红波, 卓文彬, 万海生, 宋健, 杨泰波, 魏东

2013, 34(5): 157-159.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
根据核仪表系统(RPN)源试验需求,设计专门的RPN中子源组件试验装置并进行试验验证。结果表明,该实验装置既能使源试验仪表调试人员获得理想的试验数据,又能最大程度地满足对中子源操作人员的辐射防护要求。

田湾核电站核岛设备冷却水系统缓蚀剂的电化学行为研究

刘金华, 龚宾, 姜峨, 马韦刚, 韩斌, 温菊花, 谢银燕

2013, 34(5): 160-164.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对田湾核电站核岛设备冷却水系统(KAA)发生的腐蚀问题,采用电化学方法研究缓蚀剂对铜和不锈钢的腐蚀电化学行为和缓蚀机理。结果表明:甲基苯骈三氮唑(TTA)+磷酸钠复配方案在含有微量氯离子和模拟恶劣水质条件下对铜具有较为理想的缓蚀性能。同时,缓蚀剂中的磷酸钠提高了不锈钢的击穿电位,因而提高了不锈钢的抗腐蚀性能。

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2013年第34卷第5期

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