核动力工程

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郑征, 丁谦学, 周岩

2018, 39(1): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0001

摘要(12) PDF(0)

摘要:
对于深穿透类型的屏蔽计算,为了得到较为可信的统计结果,蒙特卡洛(MC)方法需要模拟大量的粒子,巨大的计算时间是其存在的主要问题。源偏倚和权窗技巧能够有效地降低深穿透问题的计数误差。本文开展了三维离散纵标(SN)方法-MC混合方法研究,根据SN方法的共轭注量率计算并生成了源偏倚和权窗参数,编写了MCNP程序的源抽样子程序,并且在秦山核电厂一期测量值基础上进行了验证,成功应用到CAP1400反应堆压力容器快中子注量率计算中。数值结果表明,对于深穿透屏蔽计算问题,和无偏的MC方法相比,三维SN-MC混合方法能够在保证结果精度的前提下,提高计算效率1～2个数量级。

基于辐照与热流固耦合的反应堆金属反射层温度分析

陈圣杰, 方健, 吴铦敏, 石琳, 冉小兵

2018, 39(1): 6-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0006

摘要(18) PDF(0)

摘要:
金属反射层在反应堆压力容器内受辐照和热流作用,其温度分布是一个复杂的热流固耦合问题。为了更准确地模拟金属反射层的温度分布,本文在考虑辐照释热影响的基础上提出了基于三维模型的热-流体耦合与热-固体耦合相结合的分析方法,通过流体稳态热分析和结构稳态热分析迭代计算,获得金属反射层的温度分布及自然对流换热系数。与现有方法相比,该分析方法在分析过程中施加的边界条件更全面,计算结果更可靠。

熔盐球床堆径向流堆芯的热工水力分析

薛春辉, 董玉杰

2018, 39(1): 12-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0012

摘要(14) PDF(0)

摘要:
核热泉(NHS)堆是一种新型熔盐球床概念设计堆,其冷却剂径向流过堆芯,具有满功率自然循环特性。基于多孔介质局部非热平衡模型,利用计算流体力学(CFD)通用软件Fluent计算核热泉堆径向流堆芯的热工水力特性,并比较了不同的内、外孔板开孔率的影响。结果表明,内孔板开孔率对冷却剂流量分布影响较大;燃料中心温度具有相当的安全裕量,冷却剂横向流过堆芯的阻力远低于浮升力,能够实现全回路的自然循环。

秦山第二核电厂寻找多普勒发热点试验方法的优化

刘臻, 杨嗣, 王澄瀚

2018, 39(1): 17-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0017

摘要(15) PDF(0)

摘要:
对秦山第二核电厂寻找多普勒发热点过程中的物理参数和现象进行了分析,并对寻找多普勒发热点的试验方法进行了优化,以便在试验中能够准确地找到多普勒发热点。分析认为,寻找多普勒发热点时,温度信号使用冷却剂热段测温旁路温度,中子注量率信号使用对数处理后的信号,可以更容易观察多普勒发热点出现时的现象;在中子注量率上升过程中寻找多普勒发热点的试验过程,优化为在中子注量率上升过程中寻找并在中子注量率下降过程中确认,可以有效避免温度干扰造成的误判。

解析法分析适用于熔盐堆的点堆动力学方程

刘国财, 王凯凯, 张海黔

2018, 39(1): 20-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0020

摘要(12) PDF(0)

摘要:
点堆动力学方程可反映出堆芯中子密度随时间的变化关系,但传统的点堆动力学方程不适用于熔盐堆。这是由于熔盐堆的燃料具有流动性,堆芯产生的缓发中子先驱核随熔盐的流动会影响堆芯中子平衡。本文采用修正的点堆动力学方程,推导出该方程的解析解。利用数值方法对解析解进行验证,结果显示解析解和数值解基本一致。根据解析解推导出熔盐堆周期的表达式,并用数值解进行验证,二者结果基本相符。

反射边界条件下的指向概率方法研究

王霜, 沈华韵, 衷斌, 潘流俊

2018, 39(1): 24-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0024

摘要(16) PDF(0)

摘要:
本文针对反射边界条件,改进了指向概率法,使其能有效计算带反射边界条件的问题。基于改进的指向概率法,在蒙特卡洛输运程序NPTS上开发了点注量率与针孔成像计算功能,并通过典型含反射边界条件的模型验证了新方法与NPTS新增计算功能的正确性。

三维模型次临界能源包层热工-水力数值研究

王曦, 师学明

2018, 39(1): 28-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0028

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对国际热核聚变实验堆(ITER)级别聚变堆芯驱动的三维模型次临界能源包层,轻水冷却燃料及氦气冷却第一壁、轻水冷却燃料的2个热工-水力方案,采用RNG k-ε湍流模型结合流-固耦合传热方法进行数值模拟,并考虑了燃料栅元功率密度及功率展平三维分布。研究发现:氦气冷却第一壁能显著降低各固体材料的最高温度;燃料栅元最高温度大小与功率密度分布一致;功率展平利于轻水在冷却通道中等流量分配。本研究获得了足够热工裕量的热工-水力方案。

固体热中子散射数据研制程序SIRIUS

王佳, 胡泽华, 宋红州, 叶涛, 孙伟力

2018, 39(1): 34-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0034

摘要(13) PDF(0)

摘要:
基于热中子散射的相干弹性散射、不相干弹性散射、相干非弹性散射、不相干非弹性散射4种机制,开发了可用于固体材料热中子散射数据库（TSL）研制的SIRIUS程序,并采用第一性原理晶格动力学方法计算固体材料的声子谱和声子能态密度。在此基础上计算了简单面心立方晶格（FCC）结构的金属²⁷Al的热中子散射数据,与ENDF/B-Ⅶ.1库中数据基本符合,验证了程序和方法的正确性。

冷/热芯偏移对自然循环回路驱动力的影响

彭银波, 张亚军, 贾海军, 吴磊, 刘洋

2018, 39(1): 38-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0038

摘要(11) PDF(0)

摘要:
以一体化布置的中高压自然循环反应堆模拟实验装置为基础,从实验和理论分析两方面研究了上升段和下降段之间的传热以及堆芯和主换热器内温度变化对稳态自然循环能力造成的影响。实际测得了上升段进出口温差和套管式换热器一次侧水温在轴向的非线性分布,并推导得到了上升段与下降段之间的传热以及热源和热阱中温度分布对自然循环能力影响的表达式。研究表明,当上升段和下降段之间传热造成温度变化1～20℃,热源和热阱均为抛物线温度分布时,自然循环能力减小约0.2%~4%。

水平圆管临界热流密度实验研究

李昊翔, 彭传新, 昝元锋

2018, 39(1): 43-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0043

摘要(18) PDF(0)

摘要:
对水平圆管内低质量流速临界热流密度(CHF)进行了实验研究和分析。实验研究发现,水平流动圆管沸腾临界发生在圆管加热壁面顶部。通过对沸腾临界发生时圆管出口的质量含汽率和流型进行分析发现,本文研究的参数范围内沸腾临界时的出口含汽率高,流型为环状流,沸腾临界类型为干涸型(Dryout)。将经验公式预测值与实验结果进行比较发现,Bowring公式和Lookup table的预测值远大于CHF的实验值。导致此现象出现的主要原因为:Bowring公式和Lookup table是基于竖直流动CHF实验数据开发的模型,水平流动时在重力的作用下环状流液膜呈非均匀分布,顶部液膜干涸提前触发沸腾临界造成CHF值降低。

紧密排列棒束燃料组件临界热流密度实验研究

谢峰, 徐建军, 黄彦平, 杨祖毛, 王鸿韬

2018, 39(1): 47-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0047

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于高转换比紧密布置堆芯研究背景,针对堆芯紧密排列螺旋绕肋棒束组件开展了临界热流密度(CHF)实验研究,获得了棒束在不同热工条件下临界热流密度。研究结果表明:紧密排列棒束燃料组件CHF主要发生在热棒元件,临界发生时加热元件壁面温度迅速升高,同时压力升高,流量降低;系统压力、质量流速、含汽率、入口过冷度等热工参数对组件临界热流密度影响较大;获得了CHF计算关系式,计算值与实验值偏差在±10%以内。

均匀加热窄通道内环状流液膜厚度和换热系数的预测模型

吴廉巍, 孟清正, 陈冲, 吴炜, 刘东民

2018, 39(1): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0051

摘要(16) PDF(0)

摘要:
为探究窄矩形通道内环状流的流动传热特性,根据液膜的质量、动量和能量方程以及汽芯的动量方程建立了环状流的预测模型。对该模型进行数值求解,得出了窄矩形通道内环状流区域的沸腾换热系数,并分析了热流密度、质量流速和矩形通道尺寸对液膜厚度的影响。结果表明:该模型能很好地预测沸腾换热系数,其误差在±30%以内,且热流密度和矩形通道的尺寸对液膜厚度的影响效果比较大。

ATHLET程序低压下过冷沸腾模型评价和修正

李飞, 刘晓晶, 沈峰

2018, 39(1): 56-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0056

摘要(16) PDF(0)

摘要:
针对低压下过冷沸腾流动提出一种新模型,该模型考虑了一维热工水力模型程序中对空泡份额影响较大的本构关系,如壁面蒸发模型和漂移流模型。将新模型应用于ATHLET/MOD2.1A版本,新修改的程序与公开发表的一系列低压过冷沸腾实验数据和ATHLET原程序进行对比验证,对比结果显示与实验数据符合很好。

核电厂SPRHR冷凝器传热特性研究

杨锦春

2018, 39(1): 61-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0061

摘要(7) PDF(0)

摘要:
为保障三代核电厂在严重事故下能通过非能动系统排出堆芯余热的安全要求,对该系统中的二次侧非能动余热排出(SPRHR)冷凝器在不同蒸汽压力和流量下的传热特性进行了试验研究。研究结果表明:SPRHR冷凝器具有足够的安全余量,传热性能稳定;Shah和Foster-Zuber关系式可以很好地预测SPRHR冷凝器传热性能。

基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价

彭传新, 李昊翔, 昝元锋, 闫晓

2018, 39(1): 64-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0064

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明,CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。

闭式安全壳非能动热量导出系统的多目标优化

白晋华, 赵博

2018, 39(1): 69-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0069

摘要(11) PDF(0)

摘要:
基于一维两相均相流模型,开发了某概念性闭式安全壳非能动热量导出系统的稳态性能分析程序。基于遗传算法和非支配解概念,通过排序算法、拥挤距离以及最优解保留等策略,设计开发了基于遗传算法的非支配解多目标优化算法。利用所开发的多目标优化设计程序,对闭式非能动安全壳热量导出系统概念方案进行了多目标优化,结果表明,内外部换热器传热管径以及内部换热器传热管长是影响系统排热能力的关键参数,适当减小传热管管径、增加传热管管长有助于提高系统排热能力,本文所给出的优化方案可为工程设计提供参考。

制备HTGR凝胶球的外凝胶工艺工程化问题研究

胡凤岐, 牛小平, 邓长生, 马景陶, 郝少昌

2018, 39(1): 75-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0075

摘要(8) PDF(0)

摘要:
中核北方核燃料元件有限公司（CNNC）建造的高温气冷堆（HTGR）核燃料元件生产线在采用外凝胶（EGU）工艺制备UO₂核芯时,存在煮胶液沉淀、分散-胶凝过程中胶液流量无法实现精准控制和凝胶球裂口等问题。为解决这些工程化问题,对凝胶球制备工艺和设备进行了优化和改造,并试生产了10批次的UO₂核芯进行验证。结果表明,改进后的生产线可连续稳定的实现工业化生产,UO₂核芯产品合格率超80%。

核级石墨断裂力学性能研究

陈红鸟, 苏启亮, 陈靖, 肖建春

2018, 39(1): 79-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0079

摘要(8) PDF(0)

摘要:
为研究核级石墨（IG11）的断裂力学性能,对单边切口的石墨梁进行三点弯曲断裂试验,采用电子散斑干涉（ESPI）技术测量梁试件表面的场位移。试验结果表明,石墨的起裂荷载为680～838 N,峰值荷载为845～974 N;峰值荷载处,裂纹口张开位移为0.088～0.091 mm,裂纹尖端张开位移为0.016～0.018 mm,裂缝长度约为25 mm;参照混凝土双K模型及线弹性断裂力学,确定石墨的起裂断裂韧度为0.96～1.19MPa·m^1/2,失稳断裂韧度为1.61～1.85 MPa·m^1/2,弹性模量为10.22 GPa。不同加载步的包裹相位图表明,石墨断裂过程区接近正方形,在峰值荷载之前,边长不超过3 mm;峰值荷载之后,边长在5～8 mm范围内变化。

放射性废液贮槽多样化液位报警系统的设计及应用

张家衡, 张劲松, 李文钰, 李振臣, 黄文涛, 戴钧, 李红, 刘伟

2018, 39(1): 84-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0084

摘要(11) PDF(0)

摘要:
为有效预防放射性废液贮槽发生放射性物质泄漏,采用液位测量和报警系统进行监测。将增量报警技术与传统技术相结合,设计了多样化液位报警系统。测试数据和实用效果表明:报警系统功能强大、性能可靠精准,可在贮槽内任意液位高度发生异常液位变化时,准确预警,自动记录报警信息,有效地预防放射性物质泄漏。

核级阀门模拟件制作及鉴定要求

石红, 邓冬, 熊冬庆, 吕艳新, 赵立彬

2018, 39(1): 88-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0088

摘要(18) PDF(0)

摘要:
核安全级阀门作为核电厂的一类典型重要设备,一直受到国家核安全监管部门的重点关注。申请核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的单位,按照相关核安全法规的要求,需要制作对应的模拟件,并须完成全部相应的鉴定试验。但相关规定中对于模拟件的尺寸选择、需要完成的鉴定试验项目没有给出具体的要求。本文结合许可证技术审查的经验反馈,对于申请核安全级阀门设计/制造许可证的申请单位选择模拟件的尺寸参数、准备模拟件制作的前期工作及实施模拟件制作的工艺过程控制等方面提出了一些基本要求,指出鉴定试验过程中可能产生的一些问题,为核安全级阀门民用核安全设备设计/制造许可证的申请提供技术参考。

岭澳核电站反应堆保护系统T2试验装置改进研究

熊国华, 方郁

2018, 39(1): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0093

摘要(10) PDF(0)

摘要:
在分析反应堆保护系统T2试验原理的基础上,结合T2试验的技术要求,采用可靠的可编程逻辑控制器(PLC)与友好的人-机交互界面,研制出新的试验装置。实际应用表明,新研制的试验装置功能完善,操作简便,质量可靠,彻底解决了岭澳核电站在反应堆保护系统定期试验装置运行、维修、技术支持等方面的难题,提高了系统的安全性和可靠性。

稳压器电加热元件泄漏分析和检测方案设计

侯晔, 余平, 周勇, 黄伟

2018, 39(1): 97-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0097

摘要(11) PDF(0)

摘要:
稳压器电加热元件包壳破损吸湿肿胀引起的开裂事故在国内外均有发生,这种事故均与电加热元件包壳存在泄漏有关。国内某核电项目热试期间发现部分电加热元件绝缘性能不符合设计要求,通过检测,发现与密封性相关的焊缝存在泄漏缺陷。为避免严重的由于泄漏引起的电加热元件肿胀开裂事故,对出现绝缘降质的电加热元件进行了详细的检查和分析。分析表明单纯进行表面检测是有风险的。为了保证电加热元件的密封性能,除了对包壳管材料进行氦检漏,端塞-包壳焊缝也需要进行氦检漏。结合电加热元件的结构和制造工艺特点,设计了专用的检测系统,并设计了一套完整检测方案。至此,稳压器电加热元件的密封完整性得到了全面的检测,排除了泄漏隐患。

压水堆核电厂新概念堆芯捕集器设计研究

韩旭, 荆春宁, 朱晨, 王一光, 李军, 元一单

2018, 39(1): 102-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0102

摘要(12) PDF(0)

摘要:
根据福岛核事故经验,总结了未来堆芯捕集器的设计目标,提出分组捕集(CGC)、强制铺展(WCC)及引流冷却(CCC)3种新概念堆芯捕集器方案。梳理了欧洲先进压水堆(EPR)及俄罗斯水-水高能反应堆(WWER)2种典型堆芯捕集器的技术特点,并对3种新方案的性能倾向进行了评估。结果表明,新方案具有明显的技术优势。

模糊控制在熔盐系统温度控制中的应用

阮见, 邹杨, 朱海华, 张洁, 李明海, 徐洪杰

2018, 39(1): 106-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0106

摘要(8) PDF(0)

摘要:
依托硝酸盐熔盐实验装置,基于半实物仿真方法,优化熔盐回路原有的比例、积分、微分(PID)控制,研究模糊控制方法在熔盐回路系统的适用性。结果表明:经过控制逻辑的优化,改进的PID控制器调节时间更短,超调更小,达到目标值后运行更加稳定;模糊控制方法也能满足预定的控制指标和性能要求,可作为大惯性熔盐系统温度控制的一种方法。

基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断方案设计

齐敏, 莫昌瑜, 谢逸钦, 石桂连

2018, 39(1): 112-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0112

摘要(13) PDF(0)

摘要:
给出了一套基于和睦系统的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能的设计原则,在此基础上进行了方案设计,包括和睦系统平台故障诊断、故障处理、诊断信息上报和报警指示。实测验证表明,基于该自诊断方案设计的ACPR1000核电厂反应堆保护系统自诊断功能,可以将和睦系统所有的可诊断故障进行处理、上报和指示,为ACPR1000核电厂反应堆保护系统的日常维护和故障应急处理提供足够的决策信息,满足核电领域规范和现场应用要求。

基于机器学习的小型核反应堆系统状态预测方法

曾聿赟, 刘井泉, 杨春振, 孙凯超

2018, 39(1): 117-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0117

摘要(23) PDF(0)

摘要:
为支持小型可移动高温熔盐堆(TFHR)自动控制系统的开发,提出了一种基于机器学习的反应堆状态预测模型,以根据仪控系统的监测数据评估反应堆当前状态并预测其未来发展。该模型由一个反应堆物理子模型和热工子模型构成,由TFHR一回路的RELAP模型生成训练数据,通过支持向量回归(SVR)训练得到,并采用粒子滤波(PF)方法估计其中的未知模型参数。通过TFHR反应性引入事故的测试算例表明,本文提出的预测模型在预测反应堆状态、估计模型参数(如反应性引入率)等方面具有良好的性能。

LOCA事故后堆芯瞬态传热及熔融过程数值研究

刘逸群, 张小英, 王彪, 徐俊英, 张雷, 张会勇, 展德奎

2018, 39(1): 122-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0122

摘要(16) PDF(0)

摘要:
获取某压水堆核电厂相关参数,建立堆芯及维护结构三维模型,采用大空间自然对流换热和相邻八棒辐射换热模型,求解二维瞬态导热微分方程,计算事故发生后堆芯温度发展及熔融过程。研究表明:随着事故进程的发展,堆芯水位降低,堆芯温度升高,堆芯最高温度点逐渐下移。在事故进程560 s后,控制棒开始熔融;1200 s后,不锈钢棒开始熔融;燃料芯块在2700 s后开始熔融,7000 s后,堆芯熔融份额超50%。大部分堆芯节点熔融时,围桶结构仍未熔融。熔融物直接掉落,向下封头内发生初始迁移。蒸汽对流换热和辐射换热均能影响燃料棒熔融时刻,且蒸汽对流换热占主导地位,蒸汽的影响不能被忽略。辐射换热具有展平堆芯温度的作用。

核电站汽轮机跳闸表征信号误发风险分析及改进

沈超, 王源, 熊国华, 王洪涛, 何文凯, 赵友有

2018, 39(1): 128-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0128

摘要(14) PDF(0)

摘要:
以岭澳核电站二期为例,对由中压缸截止阀关闭而误触发汽轮机跳闸表征信号的风险进行分析,并提出了3种改进建议,为核电站中同类型汽轮机的跳闸表征信号设计提供了参考。

堆舱辐射场可视化与人体受照辐射剂量模拟计算研究及实现

张开运, 秦利华, 胡诗远, 亢绮浩, 吴虹

2018, 39(1): 132-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0132

摘要(14) PDF(0)

摘要:
基于DELMIA软件二次开发了堆舱辐射场可视化和人体受照辐射剂量模拟计算的功能。通过辐射场可视化将反应堆堆舱内辐射强弱区域分布情况直观地展示出来,从而辅助检修人员工作,减少人员所受辐射剂量,提高其工作效率。通过人体模型受照辐射剂量模拟计算可以了解人体所受到的损伤程度,从而为检修人员提供必要的辐射防护措施。通过对输出的统计报表进行分析,可以对检修工艺进行评价和优化,对实际的反应堆检修工程有指导意义。计算结果实时快速,显示效果良好。

基于PCA的核电站传感器状态监测方法研究

李伟, 彭敏俊, 刘永阔

2018, 39(1): 136-139. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0136

摘要(18) PDF(0)

摘要:
针对目前核电站中以物理冗余为主的传感器状态监测方法所存在的不足之处,提出了基于主元分析(PCA)的传感器状态监测方法,这种基于解析冗余的方法是对物理冗余方法的验证,解决了物理冗余方法不能实现传感器小漂移的监测,改善了冗余传感器组中多数传感器出现共模故障时,物理冗余监测方法可能给出错误融合结果的问题。使用核电站的真实传感器数据建立PCA监测模型,人为引入故障到测试数据中进行分析,仿真结果验证了文中提出的传感器状态监测模型的有效性。

核电厂数字化人-机界面二类任务信息导航调度算法研究

蒋建军, 张力, 王以群, 谢天, 李敏, 戴立操, 彭玉元

2018, 39(1): 140-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0140

摘要(18) PDF(0)

摘要:
为减轻核电厂数字化人-机界面二类任务信息导航画面配置给操纵员带来的工作负荷,本文提出二类任务信息导航的调度算法以解决导航信息画面的配置。通过建立调度算法的执行流程、数学模型、信息导航特征提取子算法、相同关键字统计子算法,获得了导航信息画面配置的调度算法。仿真实验结果表明,该算法在平均周转时间、算法的正确性方面具有较好的性能,能应用于导航信息画面的智能配置,以减少操纵员人工方式画面配置所产生的开销。

核电站高压加热器管系泄漏智能诊断专家知识库的研究

郑秒, 钱虹, 林斯韵, 肖伯乐, 储小平, 费敏锐, 陈凯

2018, 39(1): 146-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0146

摘要(20) PDF(0)

摘要:
为提高核电站高压加热器管系泄漏故障诊断的准确性和及时性,运用与机组热经济性密切相关的端差触发故障诊断。通过对高压加热器管系泄漏故障进行机理建模,得到与故障相关的征兆参数集;运用数理统计结合现场专家经验,完善对核电站高压加热器管系泄漏故障诊断专家知识库的构建。通过在1000 MW核电模型中人为引入管系泄漏故障,利用基于端差触发的核电站智能诊断专家系统进行故障诊断。结果表明,该方法在故障发生的初期即可对小程度的高压加热器管系泄漏进行准确诊断,证明此知识库的有效性和可行性。

余热排出泵机械密封冲洗水温度高理论分析

李波, 赵亮, 孙敏, 范瑞波, 许德忠, 孔令杰, 牛红军

2018, 39(1): 152-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0152

摘要(13) PDF(0)

摘要:
某核电站余热排出泵在高温备用工况下,出现机械密封冲洗水温度测点值超出高高报警值的问题。通过对不同传热因素的梳理与排查,建立该问题的根本原因分析故障树。研究发现热屏在径向的位置对密封腔温度的影响较大,为±0.458℃/mm;热屏大小存在最优值,使得密封腔介质温度最小;在冷却水流量小于5m³/h时,冷却水流量增加对降低密封腔温度贡献较大;轴套间隙变化0.1 mm使得密封腔介质温度降低14℃,对该问题起主要影响;环境温度由16℃上升至45℃时,密封腔介质温度升高0.13℃。

模块式小型压水堆ACP100堆芯燃料管理策略研究

汪量子, 巨海涛, 秦冬, 王连杰, 于颖锐, 李庆

2018, 39(1): 157-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0157

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摘要:
为将多用途模块式先进小型压水堆(ACP100)堆芯换料周期提升至24个月,兼顾良好的燃料利用率并保证功率展平特性满足安全性的限值要求,本文使用具备工程经验的成熟软件,进行不同的批料数、不同富集度组合、不同径向装载模式等组合方案的燃料管理研究,通过研究掌握了不同策略特征并形成ACP100堆芯燃料管理推荐策略:选取3批次换料、24盒组件/批的倒料策略,结合部分低泄漏装载模式,作为ACP100堆芯燃料管理推荐策略,同时进一步提高燃料富集度以提升燃料经济性。

NESTOR软件包工程应用适用性强化设计

卢宗健, 李庆, 刘东, 柴晓明, 方浩宇, 宫兆虎

2018, 39(1): 161-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0161

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摘要:
针对应用于“华龙一号”等三代核电机组的核电设计与分析软件包NESTOR,从软件体系架构、研发流程、计算模型3个方面开展工程应用适用性强化设计。实践证明,NESTOR软件包工程应用适用性强化设计能够减小软件研发与工程应用需求的偏离,提高工程设计与分析软件研发的首发成功率。

基于耦合损伤本构模型的508-3钢循环塑性变形模拟

张丽屏, 田俊, 李建, 杨宇, 阚前华

2018, 39(1): 165-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0165

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摘要:
基于耦合损伤本构模型开展了508-3钢在200℃下的循环累积塑性变形模拟研究。通过单轴拉伸和循环加载实验获得了试验数据并拟合确定了材料的损伤本构模型参数,然后利用该本构模型模拟了材料的单调加载变形行为和循环累积塑性变形行为。与经典Chaboche模型的模拟结果相比,耦合损伤的本构模型能更好地模拟508-3钢的单调拉伸行为、应变和应力控制循环软化变形行为,且模拟结果与实验数据吻合良好,为508-3钢制造的核电设备的累积塑性变形模拟奠定了基础。

低功率条件下铑自给能探测器信号噪声消除

李昆, 韩文兴, 尹秋升, 翁小惠

2018, 39(1): 169-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0169

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摘要:
根据铑自给能探测器频域特性,利用数字信号处理的技术中无限脉冲响应(IIR)数字滤波器设计方法,设计了一种数字滤波器对铑自给能探测器输出电流进行去噪处理,提高其在低功率水平输出电流的信噪比,保证延时消除算法的准确性。

模块式小型堆失水事故后堆芯硼浓度分析研究

丁书华, 党高健, 李喆

2018, 39(1): 173-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0173

摘要(11) PDF(0)

摘要:
分析评价了模块式小型堆失水事故后可能出现的堆芯硼浓度过度累积问题,基于硼质量守恒原理,推导堆芯硼浓度演变的控制方程,计算分析了自动卸压系统阀门开启前的短期运行期间和开启后长期运行期间的堆芯硼浓度变化规律。结果表明,模块式小型堆的非能动专设安全系统设计能够防止失水事故后的堆芯硼结晶和重返临界。

留言板

2018年第39卷第1期

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