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2020年  第41卷  第3期

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锕系可燃毒物板状燃料组件燃耗特性研究
于 涛, 刘金聚, 谢金森, 谢 芹, 陈珍平, 赵鹏程, 刘紫静, 曾文杰, 徐士坤
2020, 41(3): 1-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0001
摘要(278) PDF(168)
摘要:
      为研究锕系可燃毒物在板状燃料组件的燃耗特性和延长寿期的适用性,本研究以不同富集度的板状燃料为对象,计算分析了相同初始组件无限增殖因数(kinf)情况下的锕系可燃毒物装载量、燃耗深度、235U利用率等。结果表明,在低富集度(4%~7%)情况下,240Pu可燃毒物在寿期内表现出较好的转换效应,235U利用率高,可起到延长堆芯寿期的作用;在中等富集度(25%~40%)情况下,240Pu可燃毒物的转换效应减弱,而231Pa可燃毒物表现出较好的转换效应;在高富集度(70%~97%)情况下, 231Pa可燃毒物的转换效应减弱,但含231Pa组件的235U利用率和达到的燃耗深度在所选锕系核素中最大;240Pu可作为长寿期低富集度燃料可燃毒物的选择,231Pa可作为长寿期中等、高富集度燃料可燃毒物的选择。
NECP-Atlas不可辨共振能区概率表模块的开发和验证
毕沪超, 祖铁军, 徐嘉隆, 曹良志, 吴宏春
2020, 41(3): 8-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0008
摘要(286) PDF(108)
摘要:
      核数据处理是连接评价核数据库和中子输运程序的重要接口,其中对不可辨共振能区的处理是核数据处理的关键技术点之一。不可辨共振能区的共振峰极为密集,在物理计算中必须考虑其共振自屏效应,概率表方法是获得不可分辨能区自屏截面的常用方法。Ladder Sampling方法是目前使用最广泛的概率表产生方法,该方法通过构造随机共振序列等效真实共振结构来统计概率表。基于Ladder Sampling方法在NECP-Atlas程序中开发了概率表计算模块,对计算过程中的复误差函数计算、卡方随机数产生、概率表划分、共振公式选取、Ladder数目以及排序算法进行了敏感性分析,最终确定了最优的计算方法,实现了概率表的精确、高效效率。
先进三代核电机组反应堆达临界方式及特性分析
魏文斌, 邢 超
2020, 41(3): 14-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0014
摘要:
      介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界,并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现,在低中子注量率情况下,利用反应堆启动率(或周期)的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时,利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律,能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。
压水堆离散纵标屏蔽设计多群参数库的开发与初步验证
彭 超, 丁谦学, 梅其良, 付亚茹
2020, 41(3): 19-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0019
摘要:
      利用最新发布的评价数据库ENDF/B-VIII.0制作了压水堆输运计算所需的多群参数库。多群参数库的制作通过NJOY、PUFF-IV和SCALE6.1程序实现,首先由NJOY核数据处理系统将ENDF格式的中光子截面文件加工成精细群参数库,再由PUFF-IV程序中的SMILER模块转换成AMPX格式供SCALE6.1程序中BONAMI模块进行共振自屏修正计算,最后通过并群计算以及格式转换模块生成适合离散纵标(SN)程序使用的ANISN格式的47群中子-20群光子的多群截面库。通过与OECD/NEA发布基准题的验证比较,证明了此参数库加工方法以及所制作参数库是正确的,满足屏蔽计算工程需求。
基于NECP-X程序的C5G7-TD系列基准题的计算与分析
王 博, 刘宙宇, 陈 军, 赵 晨, 曹良志, 吴宏春
2020, 41(3): 24-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0024
摘要(408) PDF(202)
摘要:
       C5G7-TD系列基准问题是经济发展与合作组织核能机构(OECD/NEA)建立的,通过该系列基准题可以验证三维非均匀瞬态输运计算的程序计算能力和计算精度。NECP-X程序是西安交通大学核工程计算物理实验室(NECP)开发的数值反应堆物理计算程序,为了更好地验证其时空中子动力学模块,本文利用NECP-X对C5G7-TD非均匀瞬态基准题阶段1的所有算例进行计算,并与国际知名高保真中子学程序nTRACER进行对比分析,给出总功率和三维精细功率分布随时间的变化。数值结果表明,NECP-X中的时空中子动力学模块计算结果精度高,计算结果分辨率高,计算时间处于国际先进水平,能够满足三维高保真时空动力学计算的需求。
核电厂中间量程保护定值标定方法改进
罗良伟, 张海州
2020, 41(3): 31-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0031
摘要:
       基于目前中国改进型三环路压水堆(CPR1000)部分机组存在因中间量程电流饱和导致无法在48%额定功率(Pn)完成定值标定及核电厂大修经济性考虑,采用MCNP程序及核设计软件包SCIENCE,研究分析中间量程保护定值标定的新方法。分析结果表明,中间量程保护定值标定调整至30%Pn功率平台实施,采用改进方法标定的保护定值更接近于设计值。
事故容错燃料包壳表面液滴碰撞行为及Leidenfrost现象实验研究
王泽锋, 马云飞, 钟明君, 熊进标, 杨燕华
2020, 41(3): 35-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0035
摘要:
       为了研究事故容错燃料包壳表面的液滴Leidenfrost现象,本研究采用高速相机对液滴与事故容错燃料包壳SiC和FeCrAl的碰撞行为进行可视化观测,并与常规包壳材料Zr-4对比。结果表明,液滴碰撞方式有沉积、带二次液滴散射的反弹、带二次液滴散射的碎化、反弹和碎化5种;沉积属于核态沸腾换热,反弹和碎化属于膜态沸腾,带二次液滴散射的反弹和带二次液滴散射的碎化属于过渡沸腾换热;液滴的临界热流密度(CHF)温度与韦伯数(We)无关,而Leidenfrost温度随着We和固体表面蓄热系数的增大而增大;在膜态沸腾阶段,液滴的铺展行为与温度无关,随着We的增大,液滴铺展的更快,且能达到更高的铺展因子。
紧密栅棒束子通道间周期性大尺度涡的CFD模拟
文 彦, 刘茂龙
2020, 41(3): 41-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0041
摘要:
      为准确评估紧密栅棒束子通道间的搅混现象,采用开源计算流体力学(CFD)软件OpenFOAM 2.0并基于k-ω的显式几何雷诺应力湍流模型对两种子通道内的周期性大尺度涡结构进行模拟,研究了紧密栅子通道间周期性大尺度涡波长、峰值频率等参数的变化规律。结果表明,周期性涡结构存在一个很强的峰值频率,其平均最大频率随雷诺数(Re)呈线性增加,但其平均波长(λ)不随Re变化,只与子通道的结构参数有关;周期性涡结构导致两个子通道间存在很强的周期性的流动震荡,是紧密栅子通道湍流搅浑得到强化的主要原因。
某核电止回阀开启过程中的瞬态流动与结构特征
刘梦瑶, 康 灿, 丁可金, 李 兵
2020, 41(3): 45-51. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0045
摘要:
      为研究某核电止回阀在开启过程中的流动特征与部件的力学特征,采用商用计算流体动力学软件ANSYS Fluent和用户自定义函数(UDF),模拟了该阀门在高压工况下开启过程中的内部流动。在不同开度条件下采用流固耦合方法对阀门部件的力学行为进行了模拟,分析了阀体及阀芯的应力分布及变形情况。结果表明,随着阀门开度增大,过流断面的喉部与阀门出口出现高速区域;阀门入口段呈现较高的压力梯度;阀体上的最严重变形出现在喉部,变形量随开度变化呈现波动趋势;最大等效应力出现在阀门入口弯管处且最大等效应力随开度增加而减小;阀芯的最大变形量出现在靠近进口的一侧;最大等效应力出现在阀芯与弹簧接触区域,其随开度的增加呈现波动增长趋势。
核电厂凝汽器管束模块内流动及换热特性数值分析
李国栋, 王 涛, 周 建, 郭兴刚, 刘国栋
2020, 41(3): 52-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0052
摘要:
      针对国内某核电厂凝汽器钛管变形问题,采用多相流动CFD方法开展凝汽器内部管束模块不同工况下的流动和换热特性分析,采用有限元分析局部钛管受力情况。研究结果表明,凝汽器在冬季临停工况下,空冷区将结冰;机组启动时,在凝汽器内部流场力及重力作用下冰体运动而损伤钛管,造成凝汽器空冷区周边钛管大规模变形。
过冷度对窄缝通道内单蒸汽泡运动特性影响的实验研究
张利琴, 黄彦平, 昝元锋, 王俊峰
2020, 41(3): 57-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0057
摘要:
       对窄缝通道内过冷条件下单蒸汽泡运动特性进行了实验研究,分析了过冷度对单蒸汽泡运动特性的影响。实验结果表明,过冷条件下,单蒸汽泡在上升过程中,其尺寸不断减小,形状也不断改变;单蒸汽泡界面存在冷凝现象,过冷度越大,直径减小越快,同一直径蒸汽泡的纵横比在一个范围内波动;过冷条件下,单蒸汽泡的z向速度和x向速度都随着直径的增大先增加后减小,均在直径约10 mm时具有最大值;单蒸汽泡z向速度则随着过冷度的增大而增大,而x向速度在零上下波动,随过冷度增大略有增大。过冷度会影响窄缝通道内单蒸汽泡的行为特性,并进一步影响流型形成与演变。
小型模块化反应堆冷却剂平均温度的预测控制方法
潘瑾宜, 杨 婷, 钱 虹
2020, 41(3): 62-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0062
摘要:
      小堆的应用相对大型压水堆更具有灵活性,需要考虑在并网和孤岛运行下的负荷变动需求,然而棒速控制下的冷却剂平均温度被控系统是非自衡系统,且具有较强的刚性、开环不稳定性以及复杂的非线性。本文设计了一种改进型动态矩阵控制器(DMC)。该控制器拓宽了传统预测控制的适用范围,克服了该算法的适用局限性。通过与程序单元控制以及比例积分(PI)控制进行对比,验证了改进型DMC预测控制下的冷却剂平均温度系统稳态误差更小,响应速度更快,具有更好的跟踪性能。
GOTHIC程序在海洋核动力平台反应堆舱安全分析领域的适用性评估
杨 磊, 王 颖, 曾待旦, 夏志敏
2020, 41(3): 68-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.02.0068
摘要:
       针对海洋核动力平台反应堆舱热工水力分析程序缺乏的现状,以一回路失水事故(LOCA)下反应堆舱压力响应为评价基准,基于安全壳现象识别与排序表(PIRT)分析方法,通过开展LOCA下反应堆舱热工水力现象识别、现象分级研究,建立了反应堆舱PIRT。通过开展GOTHIC程序模型验证矩阵与PIRT的匹配性分析,确认GOTHIC程序在海洋核动力平台反应堆舱热工水力分析领域的适用性。本文分析方法对其他安全分析程序在核电等领域的跨领域适用性评估具有一定参考价值。
基于超声波声速法的气液两相流湿度测量技术可行性研究
冷 洁, 胡雪音, 田瑞峰
2020, 41(3): 74-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0074
摘要:
      蒸汽是汽轮机的重要工作介质,蒸汽湿度会直接影响汽轮机组的安全和经济运行,因此实现蒸汽湿度的可靠、在线测量具有重要意义。为了验证基于超声波声速法的气液两相流湿度测量技术可行性,首先通过引入一些必要假设条件,初步提出了声速法湿度测量技术理论模型,理论分析表明,介质湿度仅是关于声速、温度和压力3个直接变量的函数,直接测量变量较少,模型整体结构比较清晰;在此基础上,以空气-液滴为对象开展冷态实验研究,进一步验证了该技术方案的可行性。实验研究结果表明,随着湿度的增加,介质声速逐渐减小,两者具有较强的线性关系,在0~20%的湿度范围内,声速变化量约为22 m/s,基于超声波声速法的两相流湿度测量技术具有一定可行性。
SGTR事故SG满溢分析扩展研究
刘立欣, 刘 展
2020, 41(3): 81-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0081
摘要:
      采用热工水力系统程序进行核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故蒸汽发生器(SG)满溢分析,验证在该事故下SG不会发生满溢;对SGTR事故进行扩展研究,考虑多种传热管破裂情况,包括单根传热管双端断裂、多根传热管双端断裂和传热管破口,并将3种情况的分析结果进行比较,给出SGTR事故最极限的工况。研究结果表明,单根传热管双端断裂工况下,SG不会发生满溢,且与其他2种工况相比满溢裕量最小,在所有分析工况中最极限。
中子辐照后镍靶件中63Ni分离提纯技术研究
苏冬萍, 梁帮宏, 张劲松, 陈云明, 李 兵, 李顺涛, 周春林, 孙 鹏
2020, 41(3): 86-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0086
摘要:
       63Ni是通过在反应堆中子辐照62Ni而产生的,产生的63Ni再经过分离提纯,制成高纯63NiCl2溶液。以在高通量工程试验堆内辐照逾30 a的镍靶件为实验对象,采用ZGANR170核级阴离子树脂对辐照后镍靶件溶解液中的63Ni进行提纯,最终得到高纯度的63NiCl2溶液产品。详细介绍了分离提纯原理、热实验分离步骤和最佳分离条件。酸度对分离的影响实验研究表明,当HCl浓度大于等于9 mol/L时才能获得了良好的分离效果。镍纯化过程对γ核素的去污系数为2.33×10363NiCl2产品核纯度大于99.9%。辐照后镍靶件经溶解、体系转换、分离提纯全流程63Ni的回收率为86.5%。
烧结温度对U-Hf可燃毒物燃料微观结构及物相组成的影响
张 嘉, 汪新杰, 彭小明, 刘锦洪, 孙 超, 康 武, 曾 诚, 李 佳
2020, 41(3): 91-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0091
摘要(172) PDF(100)
摘要:
      通过扫描电镜、能谱分析、X射线衍射仪(XRD)等方法研究了烧结温度对U-Hf(含25 wt% HfO2, wt%表示质量百分比)可燃毒物燃料的物理性能、微观形貌及物相组成等的影响,结果表明:①经干燥煅烧处理后的U-Hf燃料的烧结活性良好,通过烧结可有效促进燃料的致密化,在1550℃烧结温度以上,燃料的密度增加幅度较小;②烧结后的U-Hf晶体呈现以UO2固溶体为基体晶粒和弥散在基体晶粒中的第二相小晶粒的形式,第二相小晶粒是Hf含量高于化学计量的固溶体;随着烧结温度的升高,小晶粒逐渐粗化,数量变少;③在大于1550℃烧结温度下,HfO2晶体发生单斜-四方相相变,但是升高温度至1750℃时,单斜相HfO2晶体未完全相变成为四方相,也没有完全固溶进入UO2主相中。
压水堆燃料包壳破损条件下裂变气体非稳态释放数值模拟研究
李晨悦, 董 冰, 尹俊连, 李磊豪, 王德忠
2020, 41(3): 97-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0097
摘要:
      压水堆燃料包壳破损后,芯块-包壳间隙内积累的裂变气将释放到冷却剂中,其内部的微观机理还尚不清楚。为了揭示裂变气体释放过程中冷却剂与气体的相互作用规律,基于三维计算流体力学(CFD)方法对该物理过程展开数值模拟,所利用的模型为VOF模型以及k-ε模型。模拟结果表明,包壳破损后冷却剂首先进入芯块-包壳间隙,在芯块-包壳间隙内蒸发,引起芯块-包壳间隙内压强上升,而后裂变气体释放到子通道;裂变气体从芯块-包壳间隙释放到子通道可分为2个阶段。第一阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较大,气体射流进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较大,且变化也较大。第二阶段:芯块-包壳间隙与子通道间压差较小且相对平稳,裂变气体通过破口内涡的对流传质进入子通道,该阶段持续时间较短,裂变气体释放率较小,且相对稳定。
铀基混合堆次临界能源包层瞬态动力学分析
刘志勇, 屈 明, 黄洪文, 曾和荣, 王少华, 郭海兵, 马纪敏
2020, 41(3): 104-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0104
摘要:
       采用有限元分析软件对铀基混合堆次临界能源包层及其支撑固定结构的相关零部件开展了瞬态冲击分析,得到了各零部件相关结构的最大应力值、应力分布云图和变形分布云图;并按相应的评价准则进行结构的强度和刚度校核,计算结果表明次临界能源包层各零部件能够满足计算工况下的强度和刚度要求。
海上浮动堆燃料组件进入堆芯仿真分析
郭一丁, 郭 健, 谭 美
2020, 41(3): 110-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0110
摘要:
      与陆上核电厂不同,海上浮动堆换料操作会受海浪环境的影响,因此对换料操作工艺和设备提出了新要求。本文选取海洋核动力平台的海上换料方案,对燃料组件在摇摆工况进入堆芯过程进行了仿真分析。分析结果表明,引入万向节的燃料组件进入堆芯过程中,燃料组件满足强度设计要求。
基于统计数据的非基岩核电厂抗震设计谱研究
王玉石, 李小军, 刘爱文, 卢 滔, 赵佳祥, 王 宁, 李一琼
2020, 41(3): 115-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0115
摘要:
       为获取更为准确的抗震设计谱,统计分析了美国NGA-West2数据库中2661条强震动加速度记录数据,研究了相关地震参数对地震动反应谱的中长周期的影响,并建立了基岩(I类)与非基岩(II类、III类)场地上水平向归一化加速度反应谱。结果表明,地震动反应谱受场地条件和矩震级的影响十分显著,受震源距离参数的影响较弱;与RG1.60谱、GB50267-97谱相比,本文获得的地震动反应谱能够更加可靠地估计场地覆盖层特性以及矩震级对地震动反应谱的中长周期的影响。最后,本文确定了考虑场地条件与地震构造环境影响的抗震设计谱,可作为非基岩核电厂选址及抗震设计的地震动输入。
核电厂蒸汽发生器多功能模拟体研制
汤臣杭, 吴 舸, 李冬慧, 李焕鸣, 黄 燕
2020, 41(3): 121-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0121
摘要:
      在压水堆核电厂蒸汽发生器的在役检查和维修中,需要使用蒸汽发生器模拟体,预先对检修工器具进行调试、验证以及人员的培训。基于蒸汽发生器模拟体的功能需求和设计要求,研制了一种可满足多种需求的蒸汽发生器模拟体,模拟体总体结构设计为原型二分之一,选用复合材料,并设置有观察窗。模拟体具有结构紧凑、经济性高、可观测等特点。功能试验验证结果表明,本文所述蒸汽发生器模拟体可有效用于核电厂蒸汽发生器的检修培训。
基于铁摩辛柯梁理论的管道最大跨距分析
李兴华, 吴高峰, 覃曼青
2020, 41(3): 125-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0125
摘要:
      传统的管道跨距计算方法是基于欧拉梁理论的简支梁模型,该计算方法仅仅考虑横截面的弯曲变形,忽略剪切变形影响。本文以铁摩辛柯梁理论的简支梁为计算模型,给出考虑剪切变形的管道最大跨距理论计算公式。通过该公式可知,对于DN200及以下的管道,基于欧拉梁理论与铁摩辛柯梁理论求解的管道最大跨距相差小于1%;但对于DN200以上的管道,则基于铁摩辛柯梁理论得到的管道最大跨距小于基于欧拉梁理论得到的管道最大跨距,而且管道外径越大,管道最大跨距相差越大。因此对于DN200以上的管道,建议采用基于铁摩辛柯梁理论求解的公式计算管道最大跨距。
核电厂安全系统立式泵振动原因研究
向先保, 李 振
2020, 41(3): 129-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0129
摘要:
      多个核电厂安全系统的多台安注泵、安喷泵都曾出现了振动大问题。首先介绍振动情况,总结振动特点,并开展频谱分析,探讨可能相关故障因素。随后根据振动特点和频谱特性,建立振动力学模型,分析出振动超标根本原因是设备与基础组成的系统发生共振,并非软脚,且进行试验验证。最后提出改善刚度的治理建议,并建议设计阶段将设备与基础作为一个整体系统进行振动模态分析。
基于安全围壁的浮动堆旁路泄漏设计研究
陈艳霞, 谭 美, 陈 强, 郭 健, 张进才, 李鹏凡
2020, 41(3): 133-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0133
摘要:
       基于陆上核电厂二次安全壳的概念,引入了浮动堆安全围壁的构想,提出了“安全壳+安全壳围壁+堆舱”的放射性包容模式。研究了评价安全围壁的旁路泄漏设计思路,提出识别旁路泄漏途径和确定旁路泄漏率的方法。给出了安全围壁负压的设计依据,为后期浮动堆通风系统的设计提供参考。
基于认知模型与故障树的核电厂严重事故下人因失误分析
张 力, 陈 帅, 青 涛, 孙 婧, 刘朝鹏
2020, 41(3): 137-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0137
摘要:
      为分析核电厂应急人员在处理严重事故时可能发生的人因失误,通过建立不同应急人员的认知模型及识别相应的行为影响因子,在认知功能的基础上识别出13种人因失误模式:信息来源不足、信息可靠性不佳、过早结束对参数的获取、重要数据处理不正确、缓解措施负面影响评估失误、选择不适用当前情景的策略、延迟决策、遗漏重要信息/警报、延迟发觉、软操作失误、信息反馈失效、设备安装/连接/操作失误、延迟实施,并基于故障树分析得出人因失误模式的主要根原因:交流失效、时间压力、事故发展的不确定性、信息接收延误、监视失误、人-机界面不佳和环境因素。分析结果可用于预测严重事故缓解进程中可能出现的人因失误,为核电厂实施严重事故管理和技术改进,以及保障严重事故工况下核电厂安全提供参考。
泳池式反应堆自启停控制技术研究
刘 纯, 张才科, 谢成龙, 聂 文, 张亚东
2020, 41(3): 143-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0143
摘要:
      反应堆实现自动启停,可以有效减轻运行人员工作强度,减少误操作,提高反应堆启动运行的安全可靠性。本文基于对典型泳池式反应堆的工艺特点以及启动操作的分析,对泳池式反应堆自启停系统的控制范围、层次结构、断点、典型控制逻辑进行研究,并搭建泳池式反应堆自启停的仿真测试系统。该自启停系统能够实现泳池式反应堆的自动启停,启停过程无人工操作,降低人员误操作可能性。
核电厂人因可靠性分析中的相关性分析方法研究
李栌苏, 苏晓燕, 钱 虹, 周 洁
2020, 41(3): 147-152. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0147
摘要:
       人因可靠性分析(HRA)是核电厂风险分析中的重要组成部分,其中人误事件的相关性分析是HRA中必不可少的内容,忽略人误事件间的相关性,将导致低估核电厂的风险水平。本文提出了一种基于D(邓)数和层次分析法-决策试行与评价实验室(AHP-DEMATEL)方法的相关性分析模型。首先,确定两事件间相关性的影响因素及其结构关系,并针对每个影响因素建立相关性等级的隶属度函数及其锚点;其次,利用AHP-DEMATEL方法来确定各影响因素的综合权重;最后,根据实际情况评估各因素的相关性等级并构建D数,并根据D数和综合权重计算出两人因事件的相关性程度及其可信度,通过算例验证了该模型及其方法的有效性。
具有压力流量同步控制功能的高压水射流去污装置设计
滕 磊, 王 帅, 王小兵
2020, 41(3): 153-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0153
摘要:
      在核动力装置检修或者退役过程中,常常会应用高压水射流对现场的放射性污染进行去除。在常规高压水射流去污装置的基础上,提出了一种基于比例-积分-微分(PID)的电动调节控制,研究压力与流量单独控制在高压水射流去污中的应用。经过理论分析结合去污实验验证,结果表明:采用改进的流量与压力同步控制方法,在高压水射流去污过程中,在其他影响因素相同的情况下,采用较大的水流量,去污因子反而较小,但是这种变化趋势是趋于平缓的。因此,采用改进后的高压水射流去污装置在相同压力下达到相同的去污效果,可以明显减少二次放射性废液产生量,具有较高的市场应用价值。
示范快堆给水控制系统仿真研究
毕德瑞, 段天英, 张厚明, 贾玉文, 刘 勇
2020, 41(3): 158-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0158
摘要:
       针对示范快堆每个环路设置多个直流式蒸汽发生器模块的特点,提出集中控制环路给水流量和单独控制环路内各模块给水流量的控制方案,并搭建了给水控制系统的仿真模型;分别对2种给水控制方案进行仿真研究,分析在2种给水控制方案下各模块蒸发器出口钠温和蒸汽过热度的变化规律。研究结果表明:集中控制环路给水流量的控制方案更有利于保证蒸发器出口蒸汽过热度的安全限值,而单独控制环路内各模块给水流量的控制方案更有利于蒸发器出口钠温的控制。
核电厂主螺栓超声检测与信号分析
陈智聪, 任剑波, 朱佳震
2020, 41(3): 164-169. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0164
摘要:
       依据RSE-M标准需要定期对核电厂反应堆压力容器(RPV)主螺栓进行超声检测,为了保证主螺栓螺纹区及光杆区不同深度刻槽的超声检测灵敏度,本文对检测工艺进行声场仿真计算,分析与判断数据采集中的相关信号与非相关信号,并重点分析裂纹信号的特征,验证了超声工艺的可靠性。结合现场实施案例,通过45°横波端角反射率高的特性,综合其他检测方法如涡流和渗透检测对缺陷性质进行判定,可有效确定异常信号。
基于PCA的主泵传感器状态监测模型
朱少民, 夏 虹, 彭彬森, 王 岩, 王志超, 张汲宇, 姜莹莹
2020, 41(3): 170-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0170
摘要:
       核电厂主泵的主、辅系统中布置了大量的传感器,随着主泵的运行,传感器会出现不同程度的老化或故障。为了改善现有核电厂传感器周期性测试和校准方案的不足,提高运行的安全性与经济性,采用主成分分析(PCA)技术对主泵的传感器进行状态监测。使用某核电厂主泵的运行数据建立PCA监测模型,并利用该模型对传感器的小漂移故障和共模故障进行识别,仿真结果表明该模型对主泵传感器具有很好的监测效果。
系统工程方法论在核反应堆数字实验中的应用研究
曾小康, 黄彦平, 张利琴, 郎雪梅, 昝元峰, 袁德文
2020, 41(3): 177-182. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0177
摘要:
       核反应堆工程实验系统的复杂性一直是制约核反应堆工程实验技术攻关和创新的重要因素之一。为提升应对核反应堆工程实验系统复杂性的能力和手段,引入数字实验概念,目的是建立适用于核反应堆工程实验全生命周期的统一高效的业务执行环境。本文基于系统工程方法论详细阐述了数字实验平台的顶层架构,包括由V模型和业务场景图构成的业务流程架构,由数据模型化知识化逻辑图构成的实验基础架构,以及由业务层的业务管理系统、应用层的实验设计仿真环境系统、知识层的实验知识系统和资源层的基础功能系统构成的平台功能分层架构,并以“华龙一号”(ACP1000)二次侧非能动余热排出系统(PRS)实验系统为对象进行了应用验证。验证结果表明:上述的架构具有较强的可行性,可作为数字实验平台开发的整体逻辑框架。
功率工况异常重要性判定方法在核安全监管中的应用
马国强, 李 娟, 丁珊珊, 张延云, 刘成运
2020, 41(3): 183-187. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0183
摘要:
      介绍了国家核安全局开发的功率工况下核电厂异常重要性判定方法(SDP)的基本原理及方法,并使用该SDP对国内某核电厂发生的汽动辅助给水泵(ASG004PO)不可用事件进行了重要度和敏感性分析,结果表明该汽动辅助给水泵的再循环流量试验周期偏长。本文针对此问题给出了优化建议是将ASG004PO再循环流量试验的周期优化为小于34 d。
燃料棒肿胀破裂对LOCA事故进程影响研究
吴 丹, 邓 坚, 丁书华, 辛素芳, 鲜 麟, 毕树茂, 毛辉辉
2020, 41(3): 188-192. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0188
摘要:
       反应堆冷却剂丧失事故(LOCA)中燃料棒会经历几次比较明显的温升过程,当温升达到一定程度时,会发生燃料棒肿胀破裂现象。燃料棒的肿胀破裂会使得燃料棒内外层均被氧化,氧化膜厚度增加会加剧锆-水反应,从而影响LOCA事故进程。本研究使用满足美国联邦法规10 CFR 50.46附录K要求的系统分析程序ARSAC-K,以自主化三代核电厂作为分析对象,选取4种功率分布形式研究燃料棒肿胀破裂行为对LOCA事故进程的影响,结果表明:破裂时刻包壳附近会出现一段时间明显的降温过程,该过程持续大约20~30 s,随后燃料棒温度继续上升直至达到包壳峰值温度(PCT)。
基于SOM聚类算法的核级管道支吊架根部智能选型研究
唐涌涛, 段永强, 黄 捷, 苏荣福, 余红星, 刘雨晨, 文 剑
2020, 41(3): 193-196. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0193
摘要:
       基于数据挖掘技术,对核级管道支吊架根部智能选型数据预处理方法开展了研究,研究了根部选型预处理的分类方法,设计了数据预处理流程,确定了支吊架根部选型的优先级顺序;基于自组织映射网络(SOM)聚类算法,研究了支吊架根部智能选型数据的计算流程;设计了实验平台,基于实际工程数据,验证了算法的可行性和有效性,证明了数据的预处理及聚类效果明显。
热管反应堆燃料经济性影响因素初步探索
王金雨, 余红星, 柴晓明, 张卓华, 李文杰, 苏东川, 曾 畅, 何晓强, 李松蔚
2020, 41(3): 197-201. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0197
摘要:
       热管反应堆通过高温热管从堆芯直接导出热量,系统设计本身就极为简化,较为适宜作为小型核电源的技术选型。燃料经济性是反应堆技术路线选型的重要依据,为详细研究热管反应堆设计对其燃料循环经济性影响,本文初步建立热管反应堆燃料经济性影响因素分析模型,以eVinci反应堆为例,开展了燃料循环经济性影响因素探索研究,获得了总体方案功率规模、堆芯运行温度等因素对热管堆燃料经济性的影响变化趋势。结果表明受燃料价格、铀装量、富集度等综合影响,热管反应堆燃料经济性相对较好的优选热功率规模区间在约1~5 MW。提高堆芯运行温度可使燃料经济性大幅提升,经济性最佳功率区间向高功率规模扩展。
液态LBE介质轴流泵压力脉动特性数值研究
王 岩, 余红星, 郭艳磊, 严明宇, 隋海明, 张玉龙, 任 云
2020, 41(3): 202-207. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0202
摘要:
      基于雷诺时均N-S方程和重整化群(RNG)k-ε湍流模型,研究分析了轴流泵在常温清水和液态铅-铋合金(LBE)介质下的水力性能和压力脉动特性及其分布规律。结果表明:按照常温清水介质水力设计方法及相关经验系数完成的轴流泵的水力设计方案,在LBE介质条件下,泵扬程和效率相对有所提高,随着流量增大,扬程明显增加;泵内边界层脱流现象明显减弱;泵叶轮进口监测点的压力系数脉动主频为81 Hz,与叶片转频相等,在2倍以及3倍叶频处出现次频谐波;介质粘性的差异不影响叶轮进口处的压力脉动系数幅值,介质密度即惯性力与泵叶轮进口压力脉动幅值呈线性正相关。
基于iForest-Adaboost的核电厂一回路故障诊断技术研究
艾 鑫, 刘永阔, 蒋利平, 夏 虹, 周馨萩
2020, 41(3): 208-213. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0208
摘要:
      传统的故障诊断方法如主元分析方法与BP神经网络等在复杂非线性系统中存在泛化能力较差、故障识别准确度较低的问题。而孤立森林(iForest)算法使用孤立树划分思想识别异常数据,可适用于非线性系统的状态监测;Adaboost算法是一种基于组合分类思想的提升算法,可通过多个弱分类器的叠加,使整体算法具有较好的泛化能力。因此采用iForest算法与Adaboost算法建立iForest-Adaboost核电厂一回路故障诊断系统,使用GSE实时仿真平台与福清核电站一号机组仿真数据测试。测试结果表明,iForest算法相比于主元分析与QTA阈值法可以更快识别出系统异常,Adaboost算法相比于BP神经网络与支持向量机方法具有更高的故障识别准确率。
基于结构噪声检测的控制棒驱动机构运行故障分析方法研究
彭翠云, 何 攀, 彭宵微, 刘才学, 王 瑶, 徐 辉​
2020, 41(3): 214-216. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0214
摘要:
      针对丝杠滚子螺母型反应堆控制棒驱动机构(CRDM),研究了CRDM结构噪声检测技术。通过对CRDM运行的结构噪声信号进行时程和频域分析,获取反映CRDM运行故障特性的敏感特征量及其故障判据。模拟试验分析表明:结构噪声的时程和频谱分析可反映CRDM故障特性,可有效地鉴别CRDM故障。
核电厂立式泵电机多故障耦合振动问题的处理
付江永, 魏文斌, 刘明利, 王岳辉
2020, 41(3): 217-220. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0217
摘要:
       某核电厂立式水泵配套电机存在两径向方向振动差异大、启机后振动缓慢上升的振动现象,为解决该问题,本文利用频谱分析、固有频率分析、相位分析等方法进行故障诊断,判断出该配套电机存在结构共振、转子热弯曲、动不平衡的耦合问题,并最终通过调整螺栓及现场动平衡方法成功解决了振动问题。
一种用于旋转设备运行状态无线监测的智能无线振动传感器设计
余 刃, 谢旭阳, 秦法涛, 彭 俏, 王天舒
2020, 41(3): 221-226. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.03.0221
摘要:
      为提高已投入运行核动力装置旋转设备的运行数据采集和状态监测能力,需要解决安装传感器和敷设配套线缆困难的问题。本文采用现场可编程门阵列(FPGA)作为主控单元,设计了一种基于Zigbee物联网通信技术的智能无线振动传感器,并给出了其电路构成、工作原理,以及嵌入式控制软件的工作流程。通过对此传感器进行性能测试,结果表明该传感器功耗低,实现了对振动信号的连续采集、智能分析与上传。该无线传感器安装简单,无需敷设供电和信号线缆,可应用于构建核动力装置旋转设备的状态监测系统。