核动力工程

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石康丽, 张喜林, 陈红丽

2017, 38(4): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0001

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于100 MW级小型自然循环铅冷快堆(SNCLFR-100)建立一回路冷却系统模型,利用RELAP5程序进行初始稳态运行验证。对有/无保护超功率失热阱并发、有保护超功率失热阱并发事故进行瞬态安全分析。结果显示:在有保护超功率失热阱并发事故过程中,停堆保护作用使反应堆处于安全状态;而对于无保护情况,由于反应性负反馈作用,500 s内反应堆实现自动停堆,冷却剂、包壳及燃料芯块温度均低于安全限值。瞬态模拟验证了该新型反应堆良好的自然循环特性与固有安全性。

CF2系列燃料组件热态冲刷试验研究

田雪莲, 聂常华, 余庆林, 戎晓虹, 徐长哲, 李硕, 陈训刚

2017, 38(4): 6-10. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0006

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对CF2系列燃料组件,采用全尺寸和截短型(应用于模块化小堆)整组件分别开展了1:1的模拟燃料组件高温高压冲刷试验研究,考验了CF2系列燃料组件结构的可靠性及耐磨蚀等情况,获得了控制棒在全尺寸和截短型组件内的落棒性能数据,同时探讨了冲刷试验的工况参数确定方法。研究结果为国产先进燃料组件设计优化、安全评定及应用提供了重要的试验依据。

圆管通道内超临界水湍流模型的统计评价研究

冷洁, 臧金光, 闫晓, 李永亮, 黄彦平

2017, 38(4): 11-15. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0011

摘要(18) PDF(0)

摘要:
目前,传统湍流模型在超临界水条件的适用性评价结论还存在不确定性,本质上由于模型本身限制,这种限制表现为湍流模型具有工况依赖性。为了研究这种工况依赖性,本研究依据获得的超临界水实验数据集,采用计算流体力学的多工况自动处理技术,完成了数据集内每个实验工况的计算模拟。基于实验数据集和统计方法,对不同湍流模型对实验数据的预测性能进行分析评价,给出不同湍流模型预测性能与热工参数的影响关系。

两种搅混翼格架CFD数值模拟及其协同场分析

戴旭东, 陈畏葓, 杨立新

2017, 38(4): 16-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0016

摘要(9) PDF(1)

摘要:
通过Hollway的实验结果对格架计算流体力学(CFD)分析模型进行校验,在此基础上开展了两组分别具有分开式和撕裂式搅混翼的5×5格架棒束通道CFD模拟分析。引入场协同理论对两组CFD模拟结果进一步分析,结果表明:协同角的场分布特性可以很好地解释搅混翼对燃料组件强化换热的作用机理。如果不考虑搅混翼所带来的压降损失大小,撕裂式搅混翼比分开式具有更好的强化换热效果;分开式搅混翼的折弯角增加不会显著改善换热特性,而且角度过大时换热特性有下降的趋势。

氟盐冷却高温堆空气布雷顿循环系统瞬态行为研究

阮见, 邹杨, 李明海, 周波, 朱贵凤, 徐洪杰

2017, 38(4): 22-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0022

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于Mark-1氟盐冷却高温堆(FHR)系统的热力循环特点,研究FHR耦合空气布雷顿循环系统的热电转换效率。通过研究压气机与透平计算方法,在其实际工作特性曲线的基础上,分析布雷顿循环空气温度和流量变化对FHR系统的影响,以及在非额定工况下运行时系统效率的瞬态变化规律。计算结果显示系统,循环效率随着空气流量增加而逐渐下降,最高可达42.6%;空气流量变化量在小于5%额定流量范围内使循环效率变化幅度小于2%,但超出该范围后可根据效率变化曲线选择不同的系统再热运行方案;此外循环效率随着空气入口温度增加逐渐下降,系统效率变化幅度在1%以内。

阻尼取值对核电厂反应堆冷却剂回路抗震分析影响

王庆, 房永刚, 初起宝, 路燕, 徐宇, 李海龙, 文静

2017, 38(4): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0027

摘要(17) PDF(0)

摘要:
研究了利阻尼参数取值对核电厂反应堆冷却剂系统回路抗震分析的影响。在模型和其他输入参数相同的条件下,分别采用3组瑞利阻尼参数对冷却剂主回路进行抗震计算,并选取典型的支撑载荷结果进行对比分析。对于核电厂冷却剂系统回路模型,随着计算模型的自振频率增大和高频振型参与质量的增大,阻尼参数的取值对计算结果的影响越大。

非基岩核电厂结构地震响应振动台试验研究

李小军, 王晓辉, 贺秋梅, 刘爱文

2017, 38(4): 31-35. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0031

摘要(15) PDF(0)

摘要:
为研究在非基岩场地条件下核电厂结构的适用性和地震响应特征,以CAP1400型核电厂结构为例,开展非基岩场地核电厂结构振动台试验。结果表明:模型场地对各方向上的地震动均放大,场地反应谱低频部分受结构影响较大;在低于基准地震动作用下场地出现裂缝,在设计基准地震动作用下结构与土体分离。试验结束后,场地表面裂缝连通,结构无裂缝,地基失稳破坏。核电厂结构地震响应受场地条件的影响明显,在进行核电厂结构地震响应分析时应考虑场地条件和进行土-结构相互作用(SSI)分析。

屏蔽板防控制棒驱动机构飞射物冲击研究

叶献辉, 郑斌, 姜乃斌, 吴万军, 许沛

2017, 38(4): 36-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0036

摘要(16) PDF(0)

摘要:
采用ANSYS/LS-DYNA的流固耦合算法,对防飞射物屏蔽板在行程套管和驱动杆等组件撞击下的力学性能进行分析,对屏蔽板的受力情况进行校核。冲击分析表明,屏蔽板边缘位置受到撞击比中心位置受到撞击更危险。校核屏蔽板边界位置受到撞击时,其应力强度超出屈服应力,产生了局部塑性。采用应变校核时屏蔽板还有很大的裕量,其不会被击穿,能保持完整性以防止控制棒飞出影响其他部件。

核电厂焊评标准NB/T 20002与ASME-Ⅸ的比较研究

王宇欣, 李哲, 董安, 王恒

2017, 38(4): 39-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0039

摘要(10) PDF(0)

摘要:
对三代核电厂机组ACP1000与AP1000采用的焊接工艺评定标准NB/T 20002与ASME-Ⅸ展开了结构和内容上的比较研究;以焊接工艺评定中最具代表性的焊条电弧焊、对接接头为例,分析ASME-Ⅸ和NB/T20002的差异,同时对工艺评定的检验项目和验收标准进行了对比,并给出评价结论。

不同设计的LBA母线失电对堆芯损坏频率的影响

杨健, 贝俊娟

2017, 38(4): 43-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0043

摘要(19) PDF(0)

摘要:
110 V直流电源系统系列A (LBA)承担重要的安全功能,目前国内M310机组针对LBA母线失电后有2种不同的设计方案。文中采用概率论方法,定量分析丧失LBA事件的堆芯损坏频率(CDF),对这2种设计方案的安全性进行评价。从降低堆芯损坏风险的角度看,LBA丧失后不联跳发电机变压器组全停保护是更为合理的设计。

EPR机组堆芯测量系统校验装置的改进

李肖宁, 任学明, 周冰, 陈海彦, 张凯

2017, 38(4): 47-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0047

摘要(10) PDF(0)

摘要:
欧洲压水堆(EPR)电厂堆芯测量系统的气动小球测量系统(AMS)校验装置中含有较强的放射源。经评估,该设备屏蔽设计上存在缺陷,增加电厂相关工作人员的工作剂量和意外照射风险。为降低辐照剂量和意外照射风险,采用"迷宫式屏蔽"原理改进了校验装置的屏蔽,并通过蒙特卡洛(MCNP)模拟软件进行效果评估,实现了设计的辐射防护最优化。

CPR1000核电站机组负荷变化率算法研究

兰兵, 孟庆军, 杨景利, 蔡亚伟

2017, 38(4): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0051

摘要(11) PDF(0)

摘要:
在CPR1000核电厂的工艺控制中,要求机组负荷变化率超过200 MW/min时,疏水阀打开的响应时间应在2～10 s以内,且需要抵抗1～2 s的扰动。在数字化仪控系统(DCS)中通常使用微分算法或周期迭代法根据实时及历史负荷值计算机组负荷变化率,但无法实现以上工艺要求。对这2种常用算法进行了仿真和分析,在此基础上提出一种优化的滑动平均值周期迭代法。该算法结合了滑动平均算法的抗扰特性以及周期迭代法计算变化率的功能,可满足该特定工艺的控制要求,已在CPR1000核电厂的DCS控制中获得应用。

混合熔池形态下高含气量混凝土堆腔侵蚀行为的数值计算验证

马建, 闫晓, 昝元峰, 卓文彬

2017, 38(4): 56-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0056

摘要(19) PDF(0)

摘要:
本文以采用原型材料的OECD CCI-2实验为参考算例,在MEDICIS程序中通过合理假设、特定模型组合和敏感参数优化的方法,针对混合熔池形态下高含气量石灰石普通砂混凝土堆腔的二维堆腔侵蚀行为进行建模分析,所获得的计算结果与相应的实验结果具有较为满意的一致性,表明现有建模方法具有较好的柔性和适用性,可为核电厂MCCI事故预测提供相关的建模参考和验证基础。

模块式小型堆控制棒驱动机构风冷性能热态试验

田雪莲, 戎晓虹, 卓文彬, 徐长哲, 王运生, 张杨, 许世杰, 张林, 马新光

2017, 38(4): 60-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0060

摘要(24) PDF(0)

摘要:
采用1:1轴向比例模拟实堆运行环境,开展模块式小型堆(ACP100)控制棒驱动机构(CRDM)的风冷性能热态试验。测定了正常运行时不同冷却风速下各线圈平衡温度、线圈断风后温度变化及电气性能,获得了驱动机构的最小风速、允许断风时间、极限断风性能等关键参数,为ACP100的驱动机构通风冷却系统设计和实堆运行提供重要的参考。

智能化事故源项估算程序研制

于红, 李兰, 朱建平, 何璠

2017, 38(4): 64-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0064

摘要(11) PDF(0)

摘要:
为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题,开发一套依据事故序列和质能释放,模拟任意或叠加事故发生后任意包容体内放射性核素活度及向相连包容体活度释放率随事故进展变化的智能化事故源项估算(BP-ASTE)程序。以蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,描述BP-ASTE程序的构建与实现。

安注管道不同破口尺寸条件下非能动安注系统运行特性试验研究

黄志刚, 彭传新, 张妍, 黎阳, 昝元峰, 卓文彬

2017, 38(4): 70-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0070

摘要(18) PDF(2)

摘要:
对安注管道不同破口尺寸条件下的一体化模块式小型堆非能动安注系统运行特性进行了实验研究。结果表明:安注管道破口面积越大,破口侧和非破口侧堆芯补水箱系统注射流量差别越大;在破口面积较大的情况下,安注箱系统注射对堆芯补水箱系统注射有明显地影响;在堆芯补水箱系统投入初期运行方式为水-水循环,在压力平衡管线出现蒸汽后,运行方式为汽-水循环,注射流量会明显增加。安注箱通过氮气膨胀驱动,注射流量受系统降压速率影响。

多层套管型燃料组件辐照考验装置热工优化设计

徐涛忠, 向玉新, 王皓, 邓才玉, 刘水清, 孙寿华

2017, 38(4): 76-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0076

摘要(11) PDF(0)

摘要:
利用三维数值模拟软件ANSYS/CFX建立多层套管型燃料组件的数值模型,对多层套管型燃料组件辐照装置进行优化分析。将优化后的燃料组件辐照装置放入高通量工程试验堆(HFETR)进行带核试验,试验数据表明,燃料组件辐照考验装置优化后,其测量值能够代表燃料组件的真实辐照数据。

活性炭延迟床设计计算

朱伯男, 刘昱, 王益伟

2017, 38(4): 79-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0079

摘要(13) PDF(1)

摘要:
分析某三代核电厂放射性惰性气体的来源和运动模式,重点分析了Kr和Xe等放射性核素经由活性炭的延迟滞留状态,提出了通过计算放射性年释放量确定延迟时间和活性炭用量的设计方法;根据ANSI55.4推荐的处理流速和设计原则确定了床体外形尺寸。通过对比分析国外某公司的应用数据,本文的计算结果与之基本吻合,证明了本文方法的合理性。

主泵惰转特性分析与设计方法研究

钟云, 刘毅, 周文霞, 夏迪

2017, 38(4): 84-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0084

摘要(15) PDF(0)

摘要:
考虑主回路流体惯性和主泵转动惯量的综合作用,对主泵惰转瞬态的转速、流量计算方法进行研究。经验证,相比忽略回路影响的传统方法,考虑回路流体惯性影响后得到的计算惰转流量更接近试验测量数据。在惰转转速和流量计算方法研究基础上,提出了考虑回路流体惯性影响的惰转特性设计方法,可在不影响核安全前提下适当增加主泵转动惯量设计的灵活度。采用扣除电气损耗的机组效率作为输入参数,本文使用的惰转计算与设计方法也适用于无轴封主泵。

AP1000机组安全壳吊索吊装法有限元分析

李拓

2017, 38(4): 89-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0089

摘要(13) PDF(0)

摘要:
AP1000机组安全壳采用模块化建造并采用吊梁法进行吊装,吊装过程中的变形和应力控制尤为关键。文中提出了一种改进的吊装方案-吊索吊装法,通过ANSYS建模分析,研究吊耳位置和吊索根数对吊装时变形和应力的影响。对比2种吊装方法的最大变形和最大等效应力,验证了吊索吊装法的可行性。吊索吊装法进一步减小了吊装时的变形和应力,有利于提高安全壳的安装质量,降低建造成本。

装卸料机内套筒运行垂直度调整技术

申亚波, 李涛, 郭科科

2017, 38(4): 94-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0094

摘要(20) PDF(0)

摘要:
装卸料机(RFM)是核电厂执行堆芯燃料装卸的主要设备,其内套筒运行垂直度直接影响到燃料组件操作的安全。通过对某电厂装卸料机的调试执行分析,结果证明:内套筒运行垂直度可以利用激光发射/接收装置来精确测量;通过提高外套筒安装垂直度、内/外套筒同心度以及精确调整内/外套筒导向轮间隙,可以显著提高内套筒运行垂直度,从而降低燃料组件损伤事故的发生。

核电机组设计可用率因子模型的研究

陈雯, 杨小虎, 江虹

2017, 38(4): 97-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0097

摘要(7) PDF(0)

摘要:
设计可用率因子是衡量核电机组设计和运行业绩一个非常重要的指标,也是世界核电运营者协会(WANO)对世界各核电厂经济性能进行对标的指标之一。提升核电机组可用率因子,是业内一直关注的重点和研究的方向。本文在中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组多年运行实践的基础上,搭建适用于群厂核电机组的可用率模型,提出提升设计可用率因子的方法和途径,为新建核电厂的设计提供思路和方法,也可供后续核电厂设计可用率因子指标的评价提供参考。

基于控制器局域网络的γ辐射监测系统研制

李明富, 金长江, 袁永刚

2017, 38(4): 101-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0101

摘要(11) PDF(0)

摘要:
基于控制器局域网络(CAN)总线设计了网络化辐射监测系统。监测系统以盖革-米勒计数管(简称G-M管)作为γ射线探测器,采用CAN总线的通信方式实现数据传输的可靠性。整个系统采用模块化设计,可扩展性强,能够实现对γ辐射剂量的在线实时监测。

反应堆冷却剂泵电机漏油原因分析

蒋鸿, 周婧, 蒋小毛, 何劲松, 邓啸, 毛远帆

2017, 38(4): 104-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0104

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对某核电厂主泵电机轴承漏油问题进行原因分析。分析认为,电机运行时产生的"风扇"效应、轴承箱尺寸和储油量限制、未设置有效的润滑油凝结收回装置等是下导轴承润滑油、油气泄漏的主要原因。经计算流体动力学(CFD)分析表明,通过在下导轴承上方设置隔板、密封,在上、下轴承上方增设油气凝结装置及回油通道,可在不改变电机现有主体结构和轴承内部构件的基础上,进一步改善电机轴承漏油问题。

蒸汽发生器传热管防振条位置涡流定位检验精度研究

马强, 孔玉莹, 顾波, 陆吉, 王小刚

2017, 38(4): 108-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0108

摘要(16) PDF(0)

摘要:
蒸汽发生器传热管防振条的位置偏移会对蒸汽发生器的安全稳定运行带来隐患。利用涡流法测量防振条的位置,分析影响涡流检验精度的因素。分析结果表明:采集速度和导管长度对检验结果影响较小,导管状态及传热管曲率半径对检验结果的可靠性和稳定性影响较大。

秦山第三核电厂核闭式冷却水系统热交换器损坏分析及全面维修

龚代涛, 江锋, 王欣, 陈继芳, 胡建群

2017, 38(4): 112-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0112

摘要(14) PDF(0)

摘要:
秦山第三核电厂闭式冷却水系统热交换器设计寿命40 a,是核安全相关设备。在使用3 a后,钛制管板和换热管突然出现大量冲蚀特征明显的损坏。分析后认为:海水系统的运行参数、设备材料选择和结构设计均没有充分考虑具体的海水环境,是导致设备发生严重冲蚀的根本原因;而脱落的衬胶改变了局部流场力学特征,是诱发设备突发性严重损坏的直接原因。通过系统改造、换管、管板修补和保护、重新衬里等工作,恢复并提高了设备的长期可靠性。

反应堆保护系统响应时间T2测试方案研究

许勇, 胡文勇, 王岩, 林琰, 尤兵

2017, 38(4): 116-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0116

摘要(14) PDF(0)

摘要:
介绍了反应堆保护系统(RPR)响应时间T2的组成。针对保护通道响应时间T2测试逻辑复杂、大修工期短、测试理论要求高等特点,提出了信号路径全覆盖和卡件全覆盖2种测试方案,并分析比对2种测试方案的优缺点。最后通过对福清核电厂3次大修的实际测试,验证了测试方案的可行性。

中子温度测量组件使用寿命及更换策略探讨

张琪

2017, 38(4): 120-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0120

摘要(16) PDF(0)

摘要:
田湾核电站堆芯核测系统(ICIS)在国内核电站中首次使用堆内线功率密度和偏离泡核沸腾比(DNBR)参与反应堆停堆保护。作为ICIS的核心探测器,中子温度测量组件(NTMC)的性能对机组的运行可靠性起着至关重要的作用。本研究结合田湾核电站的相关经验,对NTMC的使用寿命及更换策略进行探讨。

反应堆压力容器入口接管焊缝超声不可达区域非线性研究

洪茂成, 吴健荣, 袁书现, 马官兵, 谌梁, 孙加伟, 朱传雨

2017, 38(4): 123-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0123

摘要(16) PDF(0)

摘要:
压水反应堆压力容器入口(Inlet)接管与筒体对接焊缝具有复杂的几何体特征,且焊缝超声检查区域在多种在役检查规范中定义不一致,这些因素导致其不可达区域呈非线性变化。为研究该区域的特殊变化规律,建立了Inlet接管与筒体焊缝参数模型,分析坡面特征导致的不可达区域仿真方法和分类判别法则。基于该法则,结合美国机械工程师学会(ASME)规范与核电厂相关参数,运用三维仿真软件采集接管组件不可达区域体积离散数据集,求取出左、右不可达区体积占比-超声折射角关系图,并介绍占比指标在相控阵和常规超声工艺的应用和优化方法。本研究以减少不可达区域并提高缺陷发现概率为目的,特别适用于相控阵和常规超声工艺在此类焊缝的不可达性和分布规律的数理研究。

研究堆内不锈钢释热率的实验及模型对比分析

斯俊平, 童明炎, 杨文华, 张亮, 聂良兵, 张平

2017, 38(4): 128-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0128

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用量热法,基于热平衡条件下的静态等温法测量了不锈钢在堆内的释热率,并探索不锈钢释热率随沿堆内活性区轴向高度的分布情况以及与堆功率之间的关系。同时,利用MCNP程序计算了相应的不锈钢的释热率,通过实验手段探索MCNP程序计算不锈钢释热率的准确性。研究表明:不锈钢在堆内的释热率与所处活性区位置以及堆功率密切相关;不锈钢的释热率沿活性区轴向近似呈截断余弦曲线分布;最大释热率位于反应堆活性区中心平面偏下约50 mm处,且与堆功率呈线性递增关系。在研究范围内,利用MCNP程序计算得到的不锈钢释热率较实际测量值平均偏大18.1%。从工程应用角度讲,MCNP程序所计算的不锈钢释热率对实际工程应用具有一定指导意义。

TVS-2M燃料棒制造参数对堆内性能影响的不确定性研究

江小川, 宋子凡, 贺楷, 杨妮蓉

2017, 38(4): 134-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0134

摘要(17) PDF(0)

摘要:
田湾核电站3、4号机组计划从首炉堆芯开始使用TVS-2M燃料。为了对前8个燃料循环中燃料棒稳态性能进行验证,根据保守性燃料制造参数进行选择,利用START-3程序开展了5个设计准则上的燃料棒性能校验工作。但是,上述传统方法的保守性并未得到验证,而且也无法开展燃料制造参数的敏感性研究。为此,将DAKOTA与START-3程序耦合,利用统计类的GRS方法,对田湾核电站3、4号机组中的TVS-2M燃料棒稳态性能的不确定性开展计算分析。结果表明:传统方法在燃料温度与包壳应力方面过于保守,而在包壳的轴向和径向应变方面则保守性不足;在燃料制造参数的敏感性方面,包壳内径和芯块外径的敏感度价值普遍较高;此外,燃料密度对燃料温度和燃料棒内压有较大影响。

690合金与152合金焊接热影响区微观组织研究

聂书红, 梁政强

2017, 38(4): 139-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0139

摘要(15) PDF(0)

摘要:
应用电子背散射衍射(EBSD)、扫描电镜(SEM)和显微硬度仪研究了压水堆(PWR)压力容器(RPV)控制棒驱动机构(CRDM)管嘴690合金与152合金焊接热影响区上部、中部和根部的残余应变分布、显微硬度、晶粒平均取向差(GAM)、晶粒边界显微结构和金相特征。研究结果表明:残余应变从上部到下部逐渐减少,最大残余应变5.15%,位于最后焊接的上部热影响区;重合位置点阵∑3边界平均分数从上部到下部逐渐增加,最小∑3边界平均分数是46.6%,显著低于基体金属的68%。因此认为,最后焊接的上部热影响区具有最高应力腐蚀破裂(SCC)敏感性。

工艺参数对燃料板热轧过程影响的模拟研究

杨红艳, 彭小明, 丁淑蓉, 郭振, 孔祥喆

2017, 38(4): 145-148. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0145

摘要(6) PDF(0)

摘要:
利用显示动力有限元法对U₁₀Mo/Al弥散燃料板的轧制过程进行模拟,研究了热轧工艺参数对弥散燃料板芯体轧制变形和接触压力的影响。有限元模拟计算结果表明:轧制速度对燃料板芯体的应变速率有明显影响;轧制过程中燃料板芯体所受的表面接触应力和变形均随压下率的增加而增加;随着摩擦系数的增加,芯体宽展率逐渐降低,而其表面接触压力相应增加。

Zr-Sn-Nb合金薄板焊后组织和力学性能研究

李顺平, 彭倩, 杨忠波, 陈乐, 李卫军

2017, 38(4): 149-152. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0149

摘要(12) PDF(0)

摘要:
采用维氏硬度计和万能材料试验机进行了Zr-Sn-Nb合金薄板焊后的显微硬度、拉伸及循环变形试验,用金相显微镜和场发射扫描电镜分别分析了显微组织和断口特征。结果表明:焊缝熔合区(FZ)形成前β晶界包围的α'组织,热影响区(HAZ)基本为α+α'两相组织;FZ的硬度最高,HAZ硬度稍低,但均高于母材区(BM);FZ的抗拉强度要高于BM,但塑性降低;在高应变条件下,焊接试样的循环变形行为与母材差异明显。

国产690合金与321不锈钢异种金属焊缝的应力腐蚀行为研究

孙永铎, 熊茹, 邱绍宇, 宋怡漾, 汪家梅, 张乐福

2017, 38(4): 153-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0153

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摘要:
利用慢应变速率试验,采用非标准的漏斗状试样,对国产690合金与321不锈钢异种金属焊接部位（包括690合金热影响区、焊缝、321不锈钢热影响区）在100 mg/L Cl^-1除O₂条件下和100 mg/L Cl^-1饱和O₂条件下的应力腐蚀行为进行研究。并通过慢应变速率应力-位移曲线和断口形貌对微观组织、氯离子、氧含量对于材料的应力腐蚀（SCC）的影响进行分析。结果表明:690合金热影响区在100 mg/L Cl^-1除O₂条件下不易发生SCC,在100 mg/L Cl^-1饱和O₂条件下表现出一定的SCC倾向;321不锈钢热影响区在2种条件下均表现出明显的SCC倾向;690合金热影响区的粗大晶粒不利于塑性变形的晶粒间相互协调,导致了热影响区SCC的倾向增大。

严重事故下安全壳内氢气爆燃风险数值模拟研究

杨帆, S.Kudriakov, 余红星, 邓坚, 李松蔚, 曾未, 刘松涛

2017, 38(4): 159-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0159

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摘要:
采用计算流体力学(CFD)方法对典型核电厂失水事故下的氢气分布和燃烧过程进行安全分析研究。首先基于火焰加速准则对安全壳内燃爆风险进行评估,采用大规模氢气燃烧实验确定了保守燃烧模型(CREBCOM)中的燃烧速率常数。对安全壳内的氢气燃烧过程的数值模拟显示:氢气燃烧过程产生的峰值压力接近7.0×10～5 Pa,将对安全壳完整性产生威胁。

粗网节块均匀化通量密度重构算法的推导和初步验证

明平洲, 芦韡, 曹惺笛, 夏榜样, 刘东, 余红星, 孙玉发

2017, 38(4): 163-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0163

摘要(12) PDF(0)

摘要:
对二维极坐标系下平面波展开方法的粗网节块均匀化通量密度重构算法进行了较为详细的理论推导,利用极坐标系形式下的平面波展开形式来获得扩散方程的某种通解形式。初步编程和验证结果表明,该算法及其程序实现在二维栅元级别能够取得合理的计算精度。

KYLIN-Ⅱ软件针对IAEA板元件基准题的数值验证

芦韡, 尹强, 陈定勇, 柴晓明, 涂晓兰

2017, 38(4): 168-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0168

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对国际原子能机构(IAEA)板元件基准题进行了计算分析,对先进中子学栅格软件(KYLIN-Ⅱ)的中子输运计算功能进行了数值验证,结果表明该软件各模块开发是正确的,对复杂几何燃料组件的计算结果精度是可靠的。

熔融物堆内滞留条件下压力容器外部自然循环特征分析

闫晓, 胡强, 黄善仿, 于俊崇, 黎阳

2017, 38(4): 172-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0172

摘要(15) PDF(1)

摘要:
基于一维稳态两相分离流模型,并引入低流速过冷沸腾净蒸汽产生点方法,建立熔融物堆内滞留(IVR)条件下的两相流动数值计算模型,以获取两相流真实含气率。通过对比ULPU-V试验中自然循环流量,验证数值计算模型预测结果的准确性。针对AP1000堆型,分析几何结构参数和热工参数对其IVR策略中自然循环流量的影响。分析结果显示,冷却水过冷度、流道间隙、堆腔淹没水位、流道入口面积和出口阻力系数对自然循环过程有着不同程度的影响,自然循环稳态流量呈现出不同的变化趋势。

两相自然循环系统压降震荡流动不稳定性研究

彭传新, 卓文彬, 昝元峰, 徐建军, 鲁晓东, 黄彦平

2017, 38(4): 178-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.04.0178

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用CATHARE程序对两相自然循环系统的压降震荡流动不稳定进行数值模拟。计算结果表明,两相自然循环系统中,自然循环回路与稳压器之间的压降震荡是导致流动不稳定出现的主要原因。通过限制自然循环回路与稳压器之间的流量波动,可以防止两相自然循环出现流动不稳定。

留言板

2017年第38卷第4期

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