核动力工程

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夏榜样, 李庆, 李翔, 李满昌

2011, 32(5): 1-4.

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摘要:
为了简化六角形组件的均匀化过程,提高均匀化方法对组件几何形状的适应性,提出一种简单、有效的六角形组件不规则栅元等效方法,即在保证各种成份质量不变的条件下,将元件盒及边界水隙等不规则栅元等效成均匀、规则的六角形栅元。数值计算结果表明,该方法能够准确预测组件反应性及功率分布随燃耗的变化。

反应堆α本征值蒙特卡罗计算方法研究

李泽光, 李天涯, 王侃, 余纲林

2011, 32(5): 5-8,28.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
在蒙特卡罗(MCNP)模拟系统α本征值计算中常采用(k,α)回归法。该方法在超临界和浅度次临界系统计算中,可以得到较好的结果,但由于算法本身的局限,在深度次临界问题模拟时并不能给出正确的结果。为了解决蒙特卡罗方法计算深度次临界系统α本征值的问题,本文提出了基于蒙特卡罗瞬态程序(TMCC)计算α本征值的衰变曲线拟合法。该方法解决了计算α本征值本征分布的难点,可以有效地计算动态系统的α本征值。文中利用超临界和浅次临界问题对MCNP中(k,α)回归法和衰变曲线拟合法的计算结果进行了对比验证,两者结果符合较好,证明衰变曲线拟合法可以有效地处理超临界和浅次临界问题。在此基础上,利用实验测得的深次临界情况下的α本征值结果,对衰变曲线拟合法进行了验证。结果显示,衰变曲线拟合法可以有效地计算反应堆α本征值,并可以在深次临界情况下得到准确的计算结果。

次临界实验装置动态参数的Rossi-α测量方法研究

杨鑫, 余纲林, 王侃

2011, 32(5): 9-12.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
介绍反应堆物理实验微观噪声分析中的Rossi-α方法,并将其应用于次临界装置的动态参数α本征值的测量研究。在极低中子通量密度状态下对清华大学反应堆物理实验室次临界装置的α本征值进行测量,同时采用外推方法得到了临界时的本征值α_c;采用蒙特卡罗程序(MCNP)和三维蒙卡瞬态程序(TMCC)对该装置的α本征值进行了相应的理论计算。将实验测量和理论计算进行相互校验,两者结果符合很好。

乏燃料溶液嬗变堆焚烧锕系核素能力分析

王连杰, 汪量子, 姚栋, 吴英华

2011, 32(5): 13-17.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对焚烧锕系核素的目标,选择不同的乏燃料成分和堆芯功率,构造了7种乏燃料溶液嬗变堆(HSTR)堆芯模型,采用溶液堆堆芯燃料管理程序FMCHR计算了堆芯内Pu、Np及其他长寿命锕系核素的燃耗变化,分析了HSTR焚烧锕系核素的能力。结果表明:HSTR可以有效实现焚烧²³⁹Pu的目标,同时嬗变可观数量的²³⁷Np;若要实现²⁴¹Am和²⁴³Am的嬗变,需要增大这2种核素在硝酸钚酰溶液内的初始含量,或采用硝酸铀酰溶液作燃料。

超临界快堆给水控制失效瞬态控制分析

王晗丁, 周涛, 陈娟, 李精精, 刘梦影

2011, 32(5): 18-22.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
超临界快堆是一次通过循环,瞬态安全特性不同于现有的轻水堆。以控制棒、汽轮机主进汽阀、反应堆冷却剂泵作为超临界快堆的控制方式,在给水控制系统失效瞬态事故工况下,研究该堆采用不同控制方式时,反应堆内压力、功率、冷却剂温度、冷却剂质量流量及包壳表面温度等参数随时间的变化情况。结果表明:采用汽轮机主进汽阀与控制棒联合控制时,反应堆各参数可达到较稳定值,且包壳温度在安全范围内,因此可有效缓解给水控制失效瞬态事故,保证超临界快堆的安全。

核电站安全分级对DCS系统设计影响分析

芶国楷, 黎国民, 王群峰

2011, 32(5): 23-28.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
根据核电站设计总体要求,特别是对仪控系统可用性和可靠性的要求,通过分析核电站中系统、设备及其功能的安全分级,解析现代数字仪化控系统(DCS)的技术特点。结合实际在建核电站中不同DCS总体技术方案设计实施过程中的差异,从满足核电站安全运行以及安全评审相关法规标准的需求出发,阐明核电站中不同安全分级的系统和设备对DCS总体方案设计实施的影响。

岭澳核电站二期蒸汽发生器水位控制系统相关传递函数的辨识方法

陈智, 张英, 王华金, 张瑞

2011, 32(5): 29-32.

摘要(20) PDF(1)

摘要:
对岭澳核电站二期蒸汽发生器水位控制系统设计过程中未知的被控对象和物理过程传递函数进行辨识研究,给出辨识方法。根据设备特性曲线,利用瞬态分析程序(CATIA2)计算得到瞬态结果。对所得的结果进行分析和数据提取,得到辨识基本数据,然后采用MATLAB程序建立参数估计所需模型,进行参数辨识,最终得到相关传递函数,得到的传递函数满足控制系统总体设计和性能验证的需求。

LOFT L2-5 LBLOCA试验分析方法

张中伟, 梁国兴, 匡波

2011, 32(5): 33-37,48.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用保守评价模型与电厂状态参数最佳估算相结合的方法对大破口冷却剂丧失事故(LBLOCA)进行认证分析。以RELAP5/MOD3为分析工具,结合非参数统计方法,对电厂状态参数进行不确定性量化分析,对LOFT L2-5冷段双端剪切断裂LBLOCA整体试验进行了冷却剂丧失事故(LOCA)分析。分析表明,引入保守分析模式与最佳参数估算混合的LOCA分析方法,相对于传统保守LOCA认证分析能额外提供88.7 K的燃料包壳峰值温度裕度。

压水堆核电厂蒸汽排放控制系统实时仿真研究

王宝生, 王冬青, 张建民, 邱建文, 王建

2011, 32(5): 38-44.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
建立了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统及其控制对象的实时仿真模型,包括蒸汽发生器及相关管道阀门的数学模型。在此模型基础上,编制了压水堆核电厂蒸汽排放控制系统动态特性的实时仿真程序,并对该控制系统模型进行了闭环稳态和瞬态等工况的可视化动态实时仿真。仿真结果表明,程序输出与实际系统响应趋势一致,仿真软件能实时输出蒸汽排放控制系统的动态响应曲线,表明该软件能满足蒸汽排放控制系统实时仿真的要求。

基于时序数据挖掘的核电厂故障诊断技术研究

慕昱, 夏虹, 刘永阔

2011, 32(5): 45-48.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
将时序数据挖掘引入核电厂故障诊断,把核电厂的故障诊断当作序列监督学习问题来对待,并采用滑动窗算法将序列监督学习问题转化为经典的监督学习问题。针对反应堆失水事故(LOCA)进行的仿真实验结果表明,在采用滑动窗算法后,诊断精度有一定的提高,再进一步对滑动窗内的时序数据进行特征提取后,诊断精度有了更大的提高,可以解决经典算法无法解决的问题。

掺杂钛对UO₂微球微观结构的影响

王辉, 刘锦洪, 尹荣才, 任萌, 孟庆阳

2011, 32(5): 49-53.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
研究了掺杂0.7%(质量分数)钛对UO₂微球微观结构的影响。结果表明,随着烧结温度的升高,气孔数量减少,但单个气孔体积却增大,其主要机制可能是小气孔之间的溶合;1250～1450℃之间烧结时,晶粒生长速度出现不一致,部分晶粒开始迅速生长,晶粒大小分布出现"双高"特征,且氧化钛大部分均匀分布在微球晶粒内部,少量氧化钛解析出来并富集在晶界上,而在1550℃时,晶粒大小分布基本为正态分布,平均晶粒大小约为42μm,且氧化钛则大部分富集在晶界上。

UMo/Al弥散型燃料元件溶解回收工艺研究

任萌, 李佳, 刘锦洪, 朱常桂

2011, 32(5): 54-58.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
以配制好的混合碱(NaOH和NaNO₃)为UMo/Al弥散型燃料元件样品铝包壳和铝基体的溶解液,将不合格的UMo弥散型燃料元件的包壳和弥散基去除,并计算铀损失率;采用金相显微镜分析UMo合金粉末的粒度分布,并用X射线衍射分析其相结构与成分。初步实验结果表明:随着NaOH浓度增大,铀损失率增大;随着NaNO₃浓度的增大,铀损失率呈现先增大后减小的趋势;NaNO₃浓度对铀的损失率影响不大,铀的回收率高于99.3%;铝溶解后的UMo合金粉末粒度较小,部分铀已经被氧化成了UO₂,需要进一步研究才能确定回收得到的UMo合金粉末能否重新用于燃料元件的生产。

核电厂核2级承压管道抗震设计规范对比分析

白文婷, 戴君武, 冯国忠, 荣峰

2011, 32(5): 59-63,68.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
RCC-M、ASME(2007版)及GB 50267-97为目前核电厂设备、系统、部件设计所遵循的主要技术标准,3者对核电厂部件的分级基本相当,在核2级承压管道设计方面的规定内容相似但不完全相同。在地震输入方法上,GB 50267-97、ASME(2007版)及RCC-M基本相同,GB 50267-97中硬土场地的水平向标准反应谱相对偏于安全。RCC-M规范侧重压力的影响,而GB 50267-97和ASME(2007版)规范更侧重考虑自重及地震等偶然荷载的影响,在D级评定准则条件下,RCC-M相对于GB 50267-97和ASME(2007版)的规定保守。实例分析表明,在压力不大且应力增加系数相同的情况下,GB 50267-97、ASME(2007版)的评价准则较RCC-M偏于安全,而支管连接的应力增加系数GB 50267-97、ASME(2007版)比RCC-M小得多。

基于双线性法的高能管道假想破口载荷分析及H型防甩击限制器设计

张兴田, 操丰, 丁有元, 王建军, 方江

2011, 32(5): 64-68.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
为有效应对核电站高能管道假想破口所产生的动力学效应,设计阶段必须根据力学分析结果采取实体隔离或加设防甩击限制器等措施。根据高能管道假想破口力学模型,给出了喷射力、喷射动能和特征长度的计算方法,并根据能量平衡原理提出了一种基于双线性法的H型防甩击限制器设计与校核方法。

超临界水堆滑压启堆工况下堆芯热工水力动态模拟

傅晟威, 周翀, 许志红, 杨燕华

2011, 32(5): 69-74.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
对ATHLET-SC系统程序进行改进,实现了两流体模型下的跨临界瞬态计算。以该程序为基础,采用超临界轻水堆型(SCLWR-H)的滑压启堆方案,针对混合谱堆型的堆芯部分进行启堆工况下的热工水力动态模拟。模拟结果表明,整个启堆过程中燃料棒包壳表面温度均未超过限值(650℃),跨临界瞬态下水的物性突变不会对堆芯燃料棒包壳传热造成不良影响。

平行窄隙矩形通道间脉动演化过程的实验研究

王艳林, 陈炳德, 黄彦平, 王俊峰

2011, 32(5): 75-79.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
基于可视化实验,对平行窄隙矩形通道间脉动演化过程进行了研究。实验采用三面可视的实验本体,在系统压力0.2～0.8 MPa、质量流量60～300 kg/h、入口过冷度20～80℃参数范围内开展。实验结果表明:在平行窄隙矩形通道间,脉动的演化过程与流量的变化、通道内流型的变化以及各特征点的转变过程紧密相关。当通道出口处于饱和点附近时其流量开始波动,而出现密度波型脉动时通道出口为环状流。

基于压水堆核电机组等效热降法的改进算法

王虎, 齐光才, 李少华, 李常建

2011, 32(5): 80-82,88.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
由于核电汽轮机抽汽状态点焓值及排汽焓难以准确确定,使得压水堆核电机组常规等效热降法计算结果存在偏差。针对这一问题,提出压水堆核电机组等效热降法的改进算法。对1000 MW压水堆核电机组二回路热力系统进行实例计算,结果表明:用等效热降法的改进算法所得的汽轮机实际循环热效率与设计值相比较,误差在允许的范围内。等效热降法的改进算法基于等熵膨胀过程,核电汽轮机抽汽状态点焓值及排汽焓可以准确确定,在实际运用中比常规等效热降法更合理、更准确。

多孔材料填充方式对通道传热效果影响的数值研究

张红军, 邹正平, 叶建, 刘火星

2011, 32(5): 83-88.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
基于结构/非结构同位网格的SIMPLE算法,编写了多孔材料内部流动和传热计算程序。程序中多孔区域动量方程采用Brinkman-Forchheimer拓展Darcy模型,能量方程采用局部热平衡模型。对恒热流边界条件下平行通道沿中心及壁面区域填充多孔材料时的流动和传热特性进行数值分析。分析结果表明,与不填充多孔材料相比,填充多孔材料能有效地强化换热,但同时也造成比较大的压降,其传热性能与多孔材料填充方式以及填充比密切相关。在本文所研究的条件下,在较低雷诺数时,采用大填充比的填充方式更有利于增强平行通道的综合换热性能,且沿通道壁面填充比沿通道核心区填充的效果更好。

海洋条件对棒束间湍流流动传热的影响

鄢炳火, 顾汉洋, 于雷

2011, 32(5): 89-95.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
对海洋条件下典型7棒束和4棒束通道内的流体流动传热特性进行理论分析。分析结果表明,在海洋条件下,由于流速的波动,加热管壁上始终有周期性变化的蓄热存在。在7棒束通道内,由于四周壁面和加热管管壁的限制作用,垂直于流动方向的附加力对流体的影响非常小,流体的流动和传热特性主要由轴向湍流强度和入口流速决定。而在4棒束通道内,由于壁面的限制作用比较小,垂直于流动方向的附加力会对流体的流动和传热特性产生显著的影响,也会对雷诺应力的分布产生一定的影响。

基于MPS方法的液态铅铋合金内气泡上升流数值模拟

陈荣华, 田文喜, 左娟莉, 苏光辉, 秋穗正, 许建辉

2011, 32(5): 96-99.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
移动粒子半隐式(MPS)方法捕捉多相流体动力学相界面的能力比传统网格方法具有明显优势。本研究采用MPS方法,使用FORTRAN语言自编程序,对单个氩气气泡在液态铅铋合金内从静止到充分发展整个过程中的瞬态动力学行为进行二维数值模拟,得到气泡变形特性与上升速度的关系。结果表明:在气泡上升过程中,气泡由球形先变成酒窝形状,最后成为球冠形状。数值模拟得到的气泡上升终极速度与Grace预测结果符合较好,随着气泡初始直径的增大气泡上升终极速度增大。

气-液两相流图像灰度脉动信号的多尺度双分形特性研究

李洪伟, 周云龙

2011, 32(5): 100-104.

摘要(25) PDF(0)

摘要:
应用高速摄影技术拍取气-液两相流水平管中3种典型流型的动态图像视频,对每一帧图像的平均灰度脉动信号进行提取;将提取的信号进行多尺度固有模态函数分解,然后与极差/标准偏差(R/S)分析方法相结合,提取各尺度的HURST指数和双分形特征。对气-液两相流的3种典型流型进行了气泡群和单个气泡2种形式的动力学行为分析,应用峭度系数提取对分析结果进行验证,并论述了HURST指数值随气相表观速度的变化情况。结果表明:固有模态函数分解(EMD)结合R/S分析能够很好地揭示气-液两相流的非线性动力学特征。

主氦风机进气段改型设计

杨魏, 王宏, 张勤昭

2011, 32(5): 105-108.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
应用三维定常湍流数值模拟技术和基于雷诺时均方法的剪切力输运k-ω湍流模型封闭方程组,对主氦风机进气段的内部流动进行数值模拟计算,分析流动损失产生的原因。在此基础上对主氦风机进气段进行改型设计,结果表明,主氦风机进气段内部损失主要由内部流动的脱离和旋涡等造成;改型设计后得到的最优进气段的流动损失减小56.3%,达到工程要求。

交叉气流对安全壳水膜作用的试验装置设计

鲁仰辉, 李卫华

2011, 32(5): 109-112.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
简要介绍了非能动安全壳冷却系统在事故情况下的工作原理。针对交叉气流对安全壳表面水膜的影响,设计了平板试验台架装置和相应的测量系统。结合试验特征和流体力学理论及经验关联式,分析计算了空气流道间距和测量系统的中探针布置位置对试验结果的影响。研究结果表明,试验设计方案合理可行,空气流道间距设为150 mm、第一排探针放置在距离试验板上边1 m处较为合理。

以可靠性为中心的核电厂厂用水系统维修分析

王震亚, 谢圣华, 汤国祥

2011, 32(5): 113-116,120.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
通过对AP1000核电厂厂用水系统进行故障模式及影响分析(FMEA)以及逻辑决断分析(LTA),深入了解该系统工艺及相关设备的功能故障、故障模式和影响,进而建立优化的维修决策。与现行的维修策略相比,经由可靠性为中心的维修(RCM)优化所得的维修策略对显性故障更多的是选择状态监测/定期维护,而对隐蔽性故障则采用定期试验。

低放射性废液输送管网系统改造工程设计研究

王金明, 荣峰, 谢红雨, 王鑫, 李金艳

2011, 32(5): 117-120.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
我国早期建设的核设施低放射性废液输送管网系统普遍存在安全隐患,需进行更新改造。本文通过系统现状分析,论述了更新改造设计原则与研究重点,结合工程实例,对老厂区低放射性管网系统更新改造的技术难点进行了研究和分析,确定了设计方案。

CPR1000反应堆冷却剂泵的安装与管理

王玉旭, 霍亚邦

2011, 32(5): 121-124.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
对CPR1000反应堆冷却剂泵施工中的典型案例处理和方案改进等方面进行探讨和总结,对后续CPR1000项目主泵施工提出一些建议。

核电厂主泵密封系统的安装与调试

霍亚邦, 王玉旭

2011, 32(5): 125-127,132.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
研究CPR1000堆型核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)密封安装工艺流程及方法,对RCP密封系统安装和调试过程中的各种情况进行分析,制定各种情况下核回路冲洗采取的特殊处理方案,为后续CPR1000项目RCP密封系统安装调试提供参考。

基于Delaunay三角化方法的三维辐射场可视化研究

谢长记, 朱波, 陈玉清, 李世停

2011, 32(5): 128-132.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
根据三维空间立体剖分特点,采用逐点插入法对空间离散点的三角剖分进行改进;对理论计算或实测产生的辐射场离散数据进行重构,得到三维空间内连续分布的辐射场数据;最后结合VR仿真技术,构建某核设施的三维仿真场景,并利用可视化映射技术,实现虚拟环境中的三维辐射场的可视化。结果表明,VR技术与Delaunay三角化方法结合使用可显著提高三维辐射场可视化的质量与效率。

再热蒸汽温度变化对核电汽轮机运行经济性的影响

李勇, 王超

2011, 32(5): 133-137.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
对再热蒸汽温度降低的原因进行了分析,分别给出再热蒸汽温度变化对核电汽轮机相对内效率和理想循环热效率影响的计算方法,并分析核电汽轮机相对内效率与理想循环热效率之间的独立性。最后给出再热蒸汽温度变化对汽轮机热耗率影响的计算方法。以900 MW核电汽轮机为例的计算结果表明,再热蒸汽温度每降低10℃,理想循环热效率降低0.0423%,相对内效率降低0.078%,相应的汽轮机热耗率升高0.1203%。

基于SVM与DT的核电装备制造业供应风险组合预测模型

石春生, 孟大鹏

2011, 32(5): 138-142.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
基于对核电装备制造业供应风险的识别,确立风险预测的指标体系;对国内3家重点核电装备制造企业及其60家供应商进行问卷调查及深度访谈,运用支持向量机与决策树组合的方法建立供应风险的预测模型。实证研究表明,组合预测模型对供应风险预测的精确性优于单一方法的模型,证明了该预测体系的可行性与可靠性,为核电装备制造业供应风险的管理提供了一种对供应商进行考评、测量供应风险度的方法。

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2011年第32卷第5期

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