核动力工程

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佘顶, 王侃, 余纲林

2012, 33(3): 1-5,11.

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堆用蒙卡程序(RMC)是由清华大学工程物理系REAL实验室自主开发的用于反应堆物理分析的中子输运蒙卡程序,本文主要介绍其燃耗计算功能的开发与验证。RMC的燃耗计算功能具有的特点:内部耦合ORIGEN,相比于外耦合方式,更加灵活和高效;使用基于能谱的单群截面统计方法,可在保证精度的前提下,显著提高计算效率;采取预估修正和中点近似等多种燃耗步策略,减小大燃耗步长时的计算误差。通过计算压水堆栅元、沸水堆组件、快堆等一系列基准题和算例,验证了RMC燃耗计算的正确性和速度优势。

定态中子输运方程本征值计算方法研究

洪振英, 袁光伟, 傅学东

2012, 33(3): 6-11.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
散射源项各向异性展开阶数较大或者离散纵标方法的角度离散方向较多时,中子输运方程本征值的计算迭代容易失败。为了克服该问题,本文通过数学上的推导,构造了中子输运方程α本征值迭代求解的一种新方法,数值算例表明该方法提高了收敛速度,不收敛的问题也得到明显改善。对k_eff本征值的计算进行改进,改进后的方法不依赖迭代初值,数值算例表明改进方法的计算结果较好。

基于不同ENDF格式数据库的MCNP温度相关中子截面库研究

邹旸

2012, 33(3): 12-16.

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摘要:
使用截面加工程序NJOY生成以针对最新释放的ENDF/B-VII和CENDL-3.1评价核数据截面库为基础库的2个ACE格式的温度相关中子截面库。使用压水堆多普勒数值基准题对生成的2个ACE格式截面库进行基准验算。验算结果表明,所生成的2个温度截面库在有效增殖系数、多普勒反应性亏损、多普勒反应性系数方面均与原基准题吻合良好,说明评价核数据截面库ENDF/B-VII和CENDL-3.1能很好地应用于ACE格式的截面库的制作。

高额超热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案

于涛, 钱金栋, 谢金森

2012, 33(3): 17-20,37.

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摘要:
根据硼中子俘获治疗(BNCT)中子源的要求,在高浓铀为燃料的微型反应堆(MNSR)的基础上,以富集度19.5%的UO₂为燃料,将其堆芯低浓化并且添加水平超热中子束流治疗孔道,开展超热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计。计算BNCT堆的超热中子注量率、单位超热中子注量的快中子剂量率、单位超热中子注量的γ光子剂量率、超热中子注量与热中子的注量之比、中子束流能谱等关键参数。结果表明,该设计可以得到优良的超热中子束流。

超临界二氧化碳在核反应堆系统中的应用

黄彦平, 王俊峰

2012, 33(3): 21-27.

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摘要:
基于超临界二氧化碳布雷顿循环的基本原理,分析其应用于核反应堆系统的主要优势,介绍目前国际上超临界二氧化碳应用于核反应堆系统的相关研究进展,对超临界二氧化碳工质在我国未来先进核能技术研发中潜在的应用对象进行探讨,并提出相关建议。

管束间多维两相瞬态流动数值模拟

徐良旺, 贾宝山

2012, 33(3): 28-32.

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摘要:
提出一种用于管束间多维两相瞬态流动问题的两流体计算模型及方法。通过引入多孔介质和分布阻力的概念建立拟连续介质的两流体N-S方程,并在多维交错网格上采用全隐格式离散方程,应用强隐式算法(SIP)求解代数方程组。为验证该算法,对釜式再沸器实验进行数值模拟,计算结果与实验值符合较好,表明该算法在数值上可以克服两相不稳定性,适用于模拟管束间多维两相瞬态流动。

管长对UTSG倒流管空间分布的影响分析

章德, 陈文振, 王少明

2012, 33(3): 33-37.

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摘要:
自然循环条件下,自然循环U型管蒸汽发生器(UTSG)并联倒U型传热管内存在非均匀流动,部分传热管出现倒流;现有研究对倒流管的空间分布存在不同认识。通过建立一维、稳态条件下的传热管内流动换热模型,发现传热管管长对并联倒U型管间的流量压降对比关系产生影响,进而对倒流管的空间分布产生影响。传热管管长较小的UTSG,短管将先于长管发生流量漂移;反之,长管将先于短管发生流量漂移。采用最佳评估程序RELAP5/MOD3.3对研究结果进行了验证。

优化四头内螺纹管内汽-水两相流摩擦阻力的研究

王为术, 朱晓静, 毕勤成, 吴刚, 于水清

2012, 33(3): 38-41.

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摘要:
在亚临界压力条件下,针对Ф28.6 mm×5.8 mm的优化四头内螺纹管内汽-水两相流进行水平绝热条件下的摩擦阻力特性研究。研究结果表明,干度和系统压力对内螺纹管内的两相流摩擦压降影响显著。干度增大,则两相摩擦倍率增大;压力增大,两相摩擦倍率减小;当压力接近临界压力时,两相摩擦倍率接近于1。优化四头内螺纹管在相同工况下的两相流摩擦压降小于普通内螺纹管。当其应用于垂直管屏换热设备时,压力损失中摩擦压降所占比例将会减小,从而加大重位压降的影响程度,使得换热设备在特定工况下具有自补偿特性,从而形成良好的水动力条件。

不同流道间隙下矩形通道临界热流密度的实验研究

李勇, 熊万玉, 闫晓, 黄彦平

2012, 33(3): 42-45.

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摘要:
在氟利昂工质条件下,进行1～3 mm间隙的矩形通道临界热流密度(CHF)的实验研究。研究发现,在1～3 mm间隙的矩形通道内,随着压力的升高,CHF稍有下降;质量流速对CHF的影响呈非单调关系,在低含汽率区随着质量流速的增大,CHF增大;在高含汽率区,随着质量流速的增大,CHF减小;临界含汽量的增加导致CHF明显降低。综合分析表明,在本实验工况参数范围内,流道间隙范围为1～3 mm的矩形通道在相同的工况参数条件下,其CHF基本不受流道间隙的影响。

倾斜条件下强迫流动的传热特性研究

杜思佳, 张虹

2012, 33(3): 46-50.

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摘要:
对倾斜条件下圆管内强迫流动的传热特性进行实验研究及数值分析。实验结果表明,对于单相流动,在浮力的作用下圆管内的传热呈现非对称状态;圆管上侧传热减弱,壁温升高,而圆管下侧传热增强,壁温降低。数值模拟的结果也是如此。以此为基础,提出引入倾斜条件下传热的修正因子,可以较好地预测倾斜条件下单相对流传热的变化幅度。对两相流动中的汽泡进行受力分析,揭示倾斜条件对两相传热影响不大的原因。

倾斜下朝向加热表面汽泡行为可视化实验研究

文青龙, 陈军, 卢冬华, 赵华

2012, 33(3): 51-55.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
以AP1000反应堆堆芯熔融物堆内滞留(IVR)策略为研究背景,采用去离子水为工质,在大气压下针对倾斜矩形结构开展下朝向加热表面汽泡行为的可视化实验研究。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。可视化观察到下朝向加热表面的汽泡滑移和汽泡变形现象,认为实验本体结构和下朝向加热表面布置是导致汽泡滑移和变形的诱因。通过对临界热流密度触发前后汽-液两相波动现象的可视化分析,认为汽-液波动界面的脱离是触发临界热流密度的主要原因。

摇摆条件下强迫循环流量脉动特性分析

王畅, 高璞珍, 谭思超, 黄彦平

2012, 33(3): 56-60.

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摘要:
对摇摆条件下的单相强迫循环流量脉动特性进行实验研究,并通过受力分析研究影响流量脉动的主要因素。研究表明:摇摆运动能否造成强迫循环流量出现周期性的脉动主要取决于泵驱动压头与附加惯性力的相对大小。摇摆幅度或频率越大,流量脉动幅度越大;循环泵驱动压头越大,流量脉动幅度越小;当驱动压头与附加惯性力的比值达到一定值后,摇摆运动发生前后流量不再出现明显变化。

HTR-10氦风机磁悬浮转子跌落在辅助轴承上的数值分析

赵泾雄, 杨国军, 李悦, 于溯源

2012, 33(3): 61-64,88.

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摘要:
辅助轴承是10 MW高温气冷堆(HTR-10)氦风机磁力轴承-转子系统中的辅助支承结构,其主要任务是在磁力轴承因失电而失效时支承高速转动的转子,是整个系统安全运行的保证。本研究以HTR-10磁力轴承氦风机实验台架中的辅助轴承为研究对象,使用ABAQUS有限元软件数值模拟转子跌落,分析滚动辅助轴承内圈与滚动体的变形及能量损耗特性,并与初步的实验结果进行比对,验证辅助轴承的可靠性,为磁力轴承在高温气冷堆核电厂中的应用提供重要的技术保障。

压力温度限值曲线计算与比较分析

吕峰, 钱海洋, 王荣山, 黄平

2012, 33(3): 65-68.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
核电厂在启停堆过程中必须将压力和温度控制在限值范围内,即压力温度限值曲线(P-T曲线)所允许的范围内,以防止反应堆压力容器发生脆性开裂。以法国的RCCM规范、美国的ASME规范和我国的核行业标准EJ/T918为对象,对比分析P-T曲线各自的计算方法,讨论了所采用的保守假设对计算结果的影响。研究表明,选取材料静态断裂韧性KIC计算P-T曲线将会增加核电厂启停堆过程中的操控空间;与最新版国外规范比较,我国行业标准EJ/T918的计算结果显得过于保守。

用于窄带叠加人工时程模拟的一种窄带构造算法

何佳, 王海涛

2012, 33(3): 69-73.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
提出一种窄带构造算法,用于同时满足反应谱和功率谱匹配要求的窄带叠加人工地震波模拟。新型窄带基于正态分布函数和三角函数构造,在具有局部窄带性质的同时,保证窄带两边迅速衰减,同时带宽可以控制。在使用新型窄带叠加包络反应谱的基础上,使用幅频局部微调算法匹配功率谱密度。数值算例表明,该方法得到的人工地震时程对目标反应谱拟合精度较高,且能满足对目标功率谱密度的包络要求。

百万千瓦级核电厂停堆工况下的概率安全评价

赵博, 李晓明, 李琳

2012, 33(3): 74-78.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
对百万千瓦级核电厂停堆运行事故进行内部事件1级概率安全评价(PSA),根据不同的停堆进程分别建立停堆PSA模型,分析经历余热排出系统(RRA)低运行区间(LOI-RRA)水位对电厂风险水平构成的影响;同时采用事故系列先兆标准电厂风险分析模型人员可靠性分析(SPAR-H)方法进行人员可靠性分析,评价其定量化结果的适用性。分析结果表明,停堆工况下的电厂风险不可忽视,在停堆工况下的事故规程有待完善之处,冷停堆工况下由LOI-RRA水位导致堆芯损坏频率明显增加,人因失误是造成停堆高风险的关键因素。

核电厂新增事故规程I RCP 10的设计和设置

孙涛, 易珂

2012, 33(3): 79-82.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
核电厂事件导向法(EOP)事故处理规程以预先研究核事故的发展过程为基础,随着运行事件/事故的不断反馈及人们对核安全认知的加深,各种之前没有考虑到的事件/事故被逐步引入到EOP体系。根据运行经验反馈和核安全审评的要求,新增EOP事故处理规程《一回路放射性突然升高》(I RCP 10),其目的是在燃料元件完整性丧失情况下,合理有效地控制核电机组,保证事故产生的放射性不会对运行人员及后续的废物处理过程造成危害。

基于ESD的船用核动力装置一回路系统失水事故的事件序列

蔡琦, 谢海燕, 张杨伟

2012, 33(3): 83-88.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
针对船用核动力装置事故分析的特点,从核动力装置运行安全的角度出发,采用基于事件序列图(ESD)和运行安全分析的联合分析方法,建立船用堆一回路系统失水事故的ESD模型。分析研究事故的演变过程和后果,获得完整的事件序列。

基于粒子群优化算法的压水堆失水事故研究

马杰, 郭立峰, 彭俏

2012, 33(3): 89-91,96.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
为提高对失水事故的诊断能力,在反向传播(BP)算法基础上,建立基于粒子群优化(PSO)算法的故障诊断网络,利用PSO算法训练神经网络的权重和阈值,以克服BP算法易陷入局部极小问题。仿真试验表明,该诊断网络对失水事故有较高的诊断精度。

核电厂商业运行前管道支吊架检查与调整

张杏忠, 丁有元, 徐伟祖, 朱晓勇, 周胜

2012, 33(3): 92-96.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
详细描述在核电厂调试期间对管道支吊架进行冷、热态检查的依据、内容和方法;对检查出有异常支吊架的维修、调整策略及机组临界前热态工况下管道支吊架的验证方式加以说明。提出了支吊架的安装、改造和在役检查中的注意事项,力求通过对管道支吊架的检查与调整,使管道支吊架处于正常的工作状态,保证系统管道安全可靠地运行。

核动力装置的可靠性与维修性问题

陈同彪, 付小波, 吕松泽

2012, 33(3): 97-99,108.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于核动力装置的安全性要求,分析其可靠性与维修性特点。从设计、运行、管理、监督、应急等方面量化相关特性的评价指标,探讨核动力装置的安全性问题。

核电厂在役检查技术验证方法对比

齐敦杰, 郭亮

2012, 33(3): 100-103.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
以基于ASME规范的验证方法和ENIQ验证方法为对象,讨论2种在役检查技术验证方法的特点及其各自存在的问题。ASME规范要求的验证方法侧重于某一类部件检测技术的验证,强调盲测试验和判定验证的统计学证据的重要性;对于某些特定部件检测技术的验证,ASME规范XI卷附录Ⅷ中的相关规定不够明确。ENIQ验证方法强调通过技术论证和实际测试的结合进行验证,适应性较强。通过比较2种验证方法的特点,对我国的在役检查技术验证提出建议。

基于HMM&SVM的核动力设备机械故障诊断方法研究

岳夏, 张春良, 全燕鸣, 朱厚耀

2012, 33(3): 104-108.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
核动力设备复杂且积累的资料与故障样本少,传统的诊断方法有待改进。隐马尔可夫模型与支持向量机是一种新的智能诊断技术。本文针对核动力设备机械故障诊断的特点,采用隐马尔可夫模型建模的方式进行故障的初步诊断,再利用支持向量机小样本的强推广能力进行进一步甄别。主泵故障模拟装置上的验证实验表明,HMM&SVM混合模型具有较高的故障识别率。

基于小波独立成分分析的核动力装置冗余传感器故障在线诊断方法研究

余刃, 陈智, 张淄, 刘亮辉

2012, 33(3): 109-114,120.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
针对核动力装置传感器的在线故障诊断问题,提出一种基于小波独立成份分析(WAV-ICA)的冗余传感器故障在线诊断方法。利用小波分解对测量信号进行高频滤波,消除电子噪声和传输噪声的影响,选取所关注的独立成分进行参数估计,并进行独立成分分析(ICA),从而实现对固定偏差、突变故障以及漂移故障的在线检测;利用稳压器5路冗余压力测量数据对该方法的故障检测效果进行验证,并与简单分析法(SA)和直接ICA方法进行对比分析。结果表明,该方法能有效地在线检测固定偏差和漂移故障,具有误诊率低、鲁棒性强、受单通道故障影响小的特点。

基于THERMIX/BLAST和vPower平台的HTR-PM启停堆过程仿真分析

高强, 周志伟, 周杨平, 眭喆, 马远乐

2012, 33(3): 115-120.

摘要(13) PDF(1)

摘要:
将THERMIX/BLAST程序嵌入至vPower仿真平台,开发球床模块式高温气冷堆示范电厂(HTR-PM)工程模拟机。在该工程模拟机上进行双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的模拟仿真,分析2种工况中反应堆功率、氦气流量、蒸汽发生器出入口参数及汽轮机入口蒸汽参数等关键参数的变化趋势,总结双堆冷启动过程和双堆正常冷停堆过程的运行特点。结果表明,2个反应堆在运行过程中互相影响,二回路参数变化是2个反应堆耦合的结果。

反渗透技术在放射性废水处理中的应用进展

孔劲松, 郭卫群

2012, 33(3): 121-124.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
针对传统的蒸发和离子交换工艺处理放射性废水工作中存在的问题,提出采用反渗透分离技术处理低水平放射性废水,综述反渗透技术在放射性废水处理中的研究和应用进展,并指出反渗透技术在放射性废水处理中的重要性。

高整体容器在我国放射性废物管理中的应用分析

裴勇, 潘跃龙

2012, 33(3): 125-128.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
对3种材料高整体容器(HIC)进行简述,介绍交联聚乙烯HIC处理工艺及规格对于传统水泥固化处理工艺的优势与不足。对交联聚乙烯HIC在工程应用中的废物装填及吊装环节、运输环节、处置环节等几个方面需要重点关注的问题进行分析,对于设计中需要解决的问题提出解决的方向,并简述了HIC应用方面后续需要继续开展的工作。

反渗透法处理放射性废水的安全性分析

孔劲松, 田沿杰

2012, 33(3): 129-131.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
反渗透放射性废水处理系统的预处理系统工作方式为"叠片式过滤+超滤",其安全性分析和评估内容包括:工艺设备的可靠性、运行维护的安全性和退役安全性,以及反渗透膜组件的辐射安全估算。分析表明:通过合理的工艺设计可以保证反渗透系统的安全可靠,反渗透膜表面的剂量当量率小于0.04 mSv/h,能够保证操作人员的安全。

破口事故比例模拟中安全壳破口源项参数评估研究

李胜强, 李卫华, 姜胜耀

2012, 33(3): 132-137.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
采用基于破口总焓相似、强迫射流及浮力羽流流场相似及传热传质过程相似的多约束分析体系,归纳与质能源项相关的传热传质过程、耗散过程以及自然循环过程的时间尺度,确定模拟实验源项满足的各种模拟工况所必须遵循的设计约束条件。分析表明,自然循环过程时间常数是约束不同物理过程最重要的基础参数,也是模拟装置设计的基本约束参数。给出适用于确定安全壳破口源项试验参数的计算关系式,用于计算获得试验装置的几何参数和试验边界条件。

矩分析在硼同位素分离色谱中的应用研究

王贯春, 邹从沛, 王美玲, 付道贵, 刘晓珍, 简敏, 李刚

2012, 33(3): 138-142.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
以D301-G树脂为固定相,水为流动相,通过矩分析研究2种硼同位素在给定条件下的色谱特征,基于平衡-扩散模型、线性驱动力模型估算了硼酸在固定相上的动力学参数。研究结果表明,同位素¹⁰B在树脂相上的色谱保留时间大于¹¹B;硼酸在D301-G树脂相中的轴向扩散系数和集总传质系数均随温度的升高而增大,室温下轴向扩散系数为1.08 cm²/min,集总传质系数为0.65 min-1。

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2012年第33卷第3期

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