核动力工程

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曹克美, 许以全, 史国宝, 蔡剑平

2011, 32(1): 1-5.

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摘要:
严重事故下堆芯熔融物坍塌到反应堆压力容器(RPV)下封头时,可能造成贯穿件因高温熔融物热侵袭而失效,使压力容器丧失完整性,熔融物进入到反应堆堆腔中,导致熔融物堆内滞留(IVR)失效。在分析贯穿件脱落和熔融物流入贯穿件两种失效模式基础上,分别运用VTA程序和修正的整体凝固模型(MBF)计算贯穿件焊缝的熔化程度、热膨胀产生的摩擦力,估算贯穿件内熔融物流动的距离。结果表明,在成功实施反应堆压力容器外水冷(ERVC)措施条件下,300 MW压水堆核电厂压力容器的下封头不会因贯穿件失效而丧失完整性,堆芯熔融物不能通过贯穿件失效向堆腔迁移。

稳压器波动管热分层应力及疲劳分析

余晓菲, 张毅雄

2011, 32(1): 6-9,20.

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摘要:
稳压器波动管内流体的温度分层引起管壁温度分层,从而在管道截面产生整体弯曲应力、局部热应力以及管道系统超过预期的位移和支撑载荷。将稳压器波动管的热分层这种复杂的三维应力分析问题简化为一维和二维组合问题,利用SYSTUS程序和ROCOCO程序对秦山核电二期扩建工程稳压器波动管热分层的应力及疲劳进行了分析研究,计算了考虑热分层情况下管道的最大应力和疲劳使用系数。分析结果表明,管道在热分层效应下的应力、疲劳强度均满足RCC-M规范相关要求。

基于虚拟激励的滞变支撑耦合结构的随机地震响应分析

黄茜, 臧峰刚, 张毅雄

2011, 32(1): 10-15.

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摘要:
相邻结构间的滞变支撑连接能有效缓解结构的地震响应。国际上广泛采用基于求解Lyapunov微分方程的随机振动法解决该类问题。Lyapunov法的地震输入局限于散粒噪声,限制了该方法的工程运用。本文假设结构始终保持线弹性,用Bouc-Wen模型模拟非线性滞变恢复力,通过扩阶、降阶矩阵的使用,结合随机等效线性化法,导出滞变支撑连接耦合结构的虚拟激励方程,建立了虚拟激励与响应的关系,形成结构平稳随机地震响应的闭合求解表达式;并基于此方法求解两剪切结构的随机地震响应。数据表明:本文方法与Lyapunov法的计算结果有很好的一致性。随后,采用本文方法分析了滞变支撑在缓解结构地震响应中的作用;基于不同的控制策略,开展了最优初始屈服力的参数研究。

压水堆核电厂堆内构件制造的质量监督

吴小康

2011, 32(1): 16-20.

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摘要:
分析了堆内构件制造工艺中的重点和难点,就如何进行堆内构件制造的质量控制与监督进行了探讨。特别对堆内构件中重要部件的制造过程和堆内构件装配过程中质量控制的重点、难点进行了详细的阐述,给出了堆内构件制造驻厂监造中的主要关注点,同时也给出制造过程质量监督中其他还需要注意的要点,如文件控制、人员控制。

外来物对蒸汽发生器传热管微动磨损的分析研究

陈银强, 桂春, 王先元, 刘鸿运

2011, 32(1): 21-24,33.

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摘要:
以蒸汽发生器传热管固定不动为前提,研究管板表面外来物由于流体绕流引起的振动或运动造成的传热管微动磨损。分析过程中选取一种典型的外来物形状和位置作为分析对象,以Archard计算模型为基础,借助瞬态动力学分析方法,对外来物造成传热管的微动磨损进行了分析研究。结果表明,质量不大且一端固定的外来物在周期性的脉动载荷下对传热管完整性不会产生显著影响。

CPR1000核电厂应急柴油发电机组试验方法研究

陆秀生, 钟质飞, 杨勇

2011, 32(1): 25-28.

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摘要:
CPR1000核电厂设计时未配备专门的应急柴油机组试验负荷,而应急配电盘上也无足够的负荷。为了保证应急柴油机组试验不增加核电厂的大修时间,提出了增加移动试验负荷的解决方案。根据现有技术条件和CPR1000的设计,推荐采用干式负荷作为试验负荷,使用断路器作为与应急柴油发电机组的接口,并增加2个接线箱的方案作为与附加柴油发电机组的接口。建议在CPR1000核电厂设计阶段,统一考虑配置试验负荷的接口,并考虑多机组多电站共用移动试验负荷,有利于设备的可互换性。

蒸汽发生器最优化设计

王盟, 王建军, 孙中宁, 贺士晶, 阎昌琪

2011, 32(1): 29-33.

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摘要:
以立式U形管自然循环蒸汽发生器(SG)为例,提出一种自主开发的SG评价模型和改进复合形优化算法。在考虑多种热力性能和几何结构约束的条件下,对U形管自然循环SG结构进行最优化设计。结果显示:优化方案与原型相比,其重量减小了16.4%,体积减小了16.3%,优化效果显著。

岭澳核电站二期LOFW+ATWS事故的氢气风险研究

黄兴冠, 杨燕华, 傅孝良

2011, 32(1): 34-38,52.

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摘要:
应用安全壳内氢气安全分析程序(GASFLOW)模拟了岭澳核电站二期在失去给水+未能紧急停堆的预计瞬变(LOFW+ATWS)事故下安全壳内氢气和水蒸汽的行为,对事故进程中氢气的风险进行了安全分析,特别是对氢气缓解系统的效果进行了评价。模拟结果说明,安全壳内温度与压力的变化与水蒸汽的喷放密切相关;水蒸汽在安全壳内会呈现一定的分层现象;泄压箱隔间与稳压器隔间在氢气释放峰值阶段可能发生火焰加速现象。

LOCA下喷放水流对周围仪表仪器的影响分析

顾培文, 陶俊, 曹学武, 佟立丽

2011, 32(1): 39-42.

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摘要:
在核电厂一回路发生冷却剂流失事故(LOCA)时,冷却剂从破口喷出,急速汽化,可对周围的仪表仪器造成强冲击力的破坏,产生极为严重的后果。本文以900 MW压水堆为研究对象,使用数值模拟的方法,建立一维喷放模型,分析LOCA可能造成的破坏力。分析结果表明,以激波作为分界线,在激波形成前的仪表仪器将受到强冲击力,而在激波形成后冲击力对仪表仪器的影响可以忽略。

反应堆高阶冗余系统的相关-动态可靠性分析

郭强, 赵新文, 蔡琦, 陈玲

2011, 32(1): 43-47.

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摘要:
冗余泵组是反应堆系统中常见的子系统。高阶冗余泵组由于温备用、共因失效等相关性的相互重叠以及止回阀组同时工作的特殊作用,导致其状态繁多且运行过程复杂。本文应用动态可靠性框图(DRBD),建立DRBD模型,清晰地表示出部件之间的相关性或相关行为以及相关性参数,采用蒙特卡洛(Monte Carlo)方法模拟仿真冗余系统的运行过程,绘制故障概率变化曲线。结果表明,DRBD和Monte Carlo相结合是分析高阶冗余系统相关-动态可靠性的一种有效方法。

核电厂数字化人-机界面特征对人因失误的影响研究

李鹏程, 张力, 戴立操, 黄卫刚

2011, 32(1): 48-52.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
以数字化主控室的现场调研和对操纵员的访谈内容为依据,分别从信息显示、用户界面交互与管理、控制系统、报警系统、规程系统等方面与传统的模拟控制系统进行了比较分析,识别数字化人-机界面新特征。结果显示,数字化人-机界面新特征对人因失误产生的不利影响主要表现为操纵员的认知负荷和操作负荷的增加,容易产生模式混淆、情境意识丧失等方面。针对上述不利的影响,提出了相应的人因失误预防对策,为人因失误的预防和人-机界面的优化设计提供决策支持。

喷射泵内部流动模拟与其扩散角优化

龙新平, 王丰景, 俞志君

2011, 32(1): 53-57,69.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
扩散管的扩散角是喷射泵的重要结构参数之一。采用SIMPLE算法和Realizable k-ε湍流模型,应用FLUENT软件计算了不同扩散角下某型喷射泵的性能,对轴线速度、沿程压力及扩散管进出口的动能与动量修正系数进行了计算与分析。结果表明:扩散角的变化对扩散管上游部分的流场几乎不产生影响,只对下游产生影响;扩散角对喷射泵性能和效率的影响是通过扩散管的阻力和流动损失来施加的;最优扩散角的取值范围应从经济和效率两方面综合考虑,以9.2°扩散角所对应的喷射泵为基准,以最高效率相对变化2.5%为原则,结合泵的外形尺寸和制造成本,认为最优扩散角的取值范围为8°～11°。

自然循环蒸汽发生器倒U型管内单相流体倒流特性研究

王川, 于雷

2011, 32(1): 58-62.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
利用RELAP5/MOD3.3程序对某压水堆单相流体自然循环工况进行建模计算,给出了典型自然循环工况下蒸汽发生器(SG)倒U型传热管内正流和倒流的流量分布,分析了产生倒流现象的原因以及发生倒流的条件及判断依据。结果表明:SG倒U型管发生倒流的条件是SG出口腔压力高于入口腔压力;传热管内流体的提升压头不足以克服流动阻力压降。对于本文描述的核动力装置,在强迫循环转自然循环过程中,如果SG水位保持正常,则较短的倒U型传热管流量下滑更快且最终发生倒流。倒U型管内倒流流体温度分布均匀,与SG二次侧温度基本相同。

强浮升力作用下超临界流体对流换热的湍流模型研究

张昊, 谢正瑞, 杨燕华

2011, 32(1): 63-69.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
针对湍流模型中浮升力相关项的模型进行了比较分析,在此基础上进行了一系列修正;最后,分别使用修正的模型和传统模型计算了超临界压力下的对流传热,并将计算结果与实验数据进行了比较。结果表明,修正的湍流模型能比较准确地模拟浮升力项,从而使计算得到的壁温与实验数据、DNS数据符合较好;而传统模型计算得到的壁温比实验数据、DNS数据高得多。

垂直并联管低质量流速自补偿特性的研究

朱晓静, 毕勤成, 杨冬, 王建国, 陈听宽, 于水清

2011, 32(1): 70-74.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对直径为31.8 mm、壁厚为6.0 mm的六头内螺纹管,建立了垂直并联管的物理模型,对垂直并联管的自补偿特性进行了理论计算与实验研究。理论计算表明:具有热负荷偏差的并联垂直管组有明显的自补偿特性;吸热量较小的垂直管内工质的质量流速随吸热量的增加先减小,后增大;当管内工质的质量流速接近或超过平均质量流速,系统的自补偿特性减弱直至消失。实验研究表明:并联垂直管组的自补偿特性随管内工质干度的增加先增强,后减弱;当工质干度很高时,系统的自补偿特性可能消失并随之出现负流量响应特性;当并联管组内工质汽化程度较低时,不均匀加热比的增大会增强并联管的自补偿特性;当管内工质汽化程度较高时,不均匀加热比的增大会减弱并联管的自补偿特性。

垂直上升光管内超临界水的传热特性试验研究

潘杰, 杨冬, 董自春, 朱探, 毕勤成

2011, 32(1): 75-80.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
在压力22.5～30 MPa、质量流速1009～1626 kg/(m²·s)、内壁热流密度216～822 kW/m²的试验参数范围内,对均匀加热垂直上升光管内超临界压力水的传热特性进行了系统的试验研究,得到了不同工况下垂直上升光管内超临界水的传热特性,分析了压力、内壁热负荷和质量流速变化对光管内壁温度及换热系数的影响,并给出了能用于工程实际的传热试验关联式。试验结果表明:在拟临界点附近,光管壁温随焓值平缓增加,超临界水的换热系数显著增大,管内出现了明显的传热强化现象;在远离拟临界点的区域,光管壁温随焓值的增大显著升高,换热系数迅速减小;压力与热流密度的增大以及质量流速的减小,均会导致壁温升高,换热系数减小,传热强化减弱;随着热流密度的增大,换热系数峰值提前出现。

基于当量环方法的自定距棒束换热及水力学模型研究

张丹, 刘昌文, 鲁剑超

2011, 32(1): 81-84,94.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
稠密棒束采用了螺旋自定距定位方式。由于棒束排列紧凑,流道比较狭窄,并且引入了螺旋定距物,使得棒束内传热与流动现象相当复杂,尚无合适的模型及关系式来计算其热工水力性能。本文基于Rehme当量环方法,从圆管及圆环内相应模型出发,研究了螺旋定距物对当量环内流道几何及物理性能的影响,推导得到了自定距棒束单相对流换热及水力学模型。将新模型与传统模型关系式进行对比验证,二者符合较好。以此为依据,从理论上将螺旋定距物对热工水力学的影响做了一定的解释。

窄间隙矩形通道单相水纵向涡可视化实验研究

马建, 黄彦平, 黄军

2011, 32(1): 85-88.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
在窄间隙矩形通道内设置4对周期性分布的矩形块纵向涡发生器(LVG),应用相位多普勒粒子图像分析仪技术(PDPA)对该通道内单相流动的速度场进行可视化测量。通道内单相层流和湍流的主流速度分布表明:当流动经过LVG时,将会产生以二次流动为特征的纵向涡(LV);LV使得流动边界层的发展受到抑制或破坏作用,强化通道内部流动的横向对流运动,因此能够起到强化传热的作用。

窄间隙矩形通道单相水纵向涡强化传热实验

马建, 黄彦平, 黄军

2011, 32(1): 89-94.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在窄间隙矩形通道内设置4对周期性分布的矩形块纵向涡发生器(LVG),研究该类通道和光通道内单相水介质流动阻力特性和对流传热特性。在雷诺数Re为310～4220范围内,纵向涡(LV)使得通道内流动提前由层流向紊流转化。在层流区,LV强化传热可达100.9%,摩擦阻力增大仅11.4%;在紊流区,LV强化传热可超过87.1%,摩擦阻力增大100.3%。LV可明显强化单相水传热,并引起摩擦阻力一定程度的增加。

矩形窄缝通道内湍流充分发展区流动边界层探析

徐建军, 陈炳德, 王小军

2011, 32(1): 95-98,103.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
从宏观特性比较分析的角度出发,通过计算流体动力学(CFD)微观结果来探析矩形窄缝通道内湍流充分发展区边界层分布的特性。研究结果表明,从宏观角度看,一些适用于常规通道的经典公式仍然适用于矩形窄缝通道;现有的实验结果基本支持湍流充分发展区矩形窄缝通道内的流动和传热规律符合常规通道内特点的结论。对多种湍流模型模拟的结果与经典公式的计算结果和实验数据进行了基准分析,表明用雷诺平均的CFD技术仍然是可信的。最后,根据上面分析情况,并结合CFD获得的微观流动细节以及近壁面经典速度分布公式预测情况,详细讨论矩形窄缝通道内湍流充分发展区流动边界层的分布情况。

微肋管单相对流换热实验研究

范广铭, 孙中宁, 朱升

2011, 32(1): 99-103.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
以单相水为介质,对3种不同微肋高度的微肋管的换热与阻力特性进行了实验研究。根据工程实际的需要,对微肋管在实验范围内的强化换热效率指标进行评价,确定了微肋管的最佳工作区域。在此基础上,通过实验数据回归得到微肋管换热与阻力的经验关系式。结果表明,微肋管对于紊流区的单相对流换热有很好的强化作用,且换热系数增加幅度高于阻力增加幅度。本文回归得到的经验关系式具有很高的计算精度,且计算值与实验值间偏差很小。

倾斜限制空间内池式沸腾流型特性研究

文青龙, 陈军, 赵华

2011, 32(1): 104-107,121.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
以去离子水为工质,在大气压下针对倾斜矩形结构开展了倾斜窄缝空间内池式沸腾汽泡行为的可视化试验研究。加热表面倾角从0°变化到30°,矩形窄缝尺寸从3 mm变化到8 mm。研究表明,窄缝结构和加热表面下朝向是产生"孤立变形汽泡"、"聚合变形汽泡"和"局部干涸"等3种流型的主要原因。以无量纲热流密度数Q和窄缝尺寸与汽泡脱离直径之比Bo数绘制出了Q-Bo关系曲线,确定了流型转变的过渡准则式。当Bo >1时,孤立变形汽泡区与聚合变形汽泡区的过渡准则大致为Q=0.16,聚合变形汽泡区与局部干涸区的过渡准则大致为Q=0.55。

摇摆条件下矩形管内湍流流动特性的LES研究

鄢炳火, 顾汉洋, 杨燕华, 于雷

2011, 32(1): 108-111,116.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
采用FLUENT软件和大涡模拟方法对摇摆条件下矩形通道内的湍流流体进行了理论研究,分析了各种摇摆条件和矩形通道尺寸对湍流流体流动特性的影响。结果表明,当矩形管比较窄时,管壁会抑制摇摆运动对湍流流体的影响;当摇摆幅度比较小时,摇摆运动对湍流流体的影响比较小;随着矩形管长宽比的减小,管壁上湍流摩擦阻力系数逐渐减小,并呈波形曲线分布或斜坡状分布;当摇摆幅度比较大时,矩形管内流体会在π/2相位时先出现倒流现象;随着摇摆周期的减小,管壁上的摩擦阻力系数先减小,然后增加。

摇摆条件下矩形通道内单相水强制循环流动特性研究

幸奠川, 阎昌琪, 刘洋, 高璞珍

2011, 32(1): 112-116.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
常温常压下,以去离子水为工质,对摇摆条件下矩形通道单相流动特性进行了研究。根据实验测得的压降,求出了摇摆条件下单相水的平均摩擦阻力系数。实验结果表明,摇摆工况下,闭合回路流量呈周期性波动。摇摆运动的频率和振幅越大,则回路的平均流量越小,流量波动幅度越大。摇摆状态下平均摩擦阻力系数比稳态值大,平均摩擦阻力系数值取决于摇摆周期、最大摇摆角度和平均雷诺数。通过对大量实验数据的拟合,得到了计算摇摆条件下平均摩擦阻力系数的经验关系式。

“启明星1^#”单向耦合快区外中子源放大系数研究

谢金森, 于涛, 钱金栋

2011, 32(1): 117-121.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
计算分析"快-热"耦合加速器驱动次临界实验装置"启明星1^#"在²⁵²Cf、Am-Be和氘-氚(²H-³H)中子源驱动下,单向耦合时快区泄漏中子数、净中子产额和泄漏中子谱随快区层数与外中子源能量的变化关系。结果表明,从反应堆产能和嬗变角度考虑,"启明星1^#"实验装置快区燃料元件单向耦合时存在最优化的元件装载量。

秦山第二核电厂堆芯燃料管理方案的选择与优化

潘泽飞, 叶国栋, 项骏军, 何子帅, 代前进, 詹勇杰

2011, 32(1): 122-126.

摘要(15) PDF(1)

摘要:
堆芯燃料管理方案直接影响商用核电厂的安全稳定运行和经济效益。秦山第二核电厂1号和2号机组在经历了AFA-2G/AFA-3G燃料组件混合堆芯及提高燃料富集度改进后,将再次对堆芯燃料管理策略进行改进。本文从长燃料循环堆芯燃料管理策略改进项目的目标出发,阐述了堆芯燃料管理方案的选择与优化。

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2011年第32卷第1期

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