核动力工程

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胡文超, 刘滨, 欧阳晓平, 黄礼明, 王凯, 傅娟, 孟海燕

2013, 34(6): 1-4.

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摘要:
从ENDF/B-VII库提取数据,通过NJOY程序对快堆中生成的裂变产物核素进行模块加工,利用Matlab进行编程对NJOY程序计算得到的数据进行再次加工处理,得到²³⁵U核素快堆嬗变的多群伪裂变产物截面数据,然后用MCNP程序对设计的快堆进行计算得到中子能谱图,并用中子能谱对MCNP程序生成的多群截面进行并群。把生成的数据与NJOY程序生成的数据进行对比验证表明,经过处理的截面数据可以用于快堆的燃耗计算。

PT-SCWR燃料组件的物理热工耦合分析

刘伟, 白宁, 单建强, 朱元兵, 张博, 厉井钢

2013, 34(6): 5-9.

摘要(27) PDF(0)

摘要:
利用蒙特卡罗程序(MCNP)和子通道程序ATHAS对压力管式超临界水堆(PT-SCWR)燃料组件进行物理热工耦合分析;这种耦合方式是合理有效的。分析结果表明:PT-SCWR组件中燃料富集度的分布对燃料组件的径向功率分布有很大影响,通过调节各圈棒束的燃料富集度,可以有效地改善径向功率分布;慢化剂厚度对棒束轴向功率分布有明显影响,当慢化剂厚度为25 cm时,轴向功率分布最接近余弦形状。

深次临界反应性测量中的动力学畸变效应修正

盘世标, 李翔, 付国恩, 黄礼渊, 穆克亮

2013, 34(6): 10-12.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
深次临界反应性测量中,随着次临界度的增加,中子注量率空间能谱分布偏离静态,由此产生的动力学畸变效应对次临界反应性测量产生影响。本文根据扩散理论分析次临界系统中子注量率空间能谱分布偏离的规律,并根据相对中子注量率计算动力学畸变效应修正因子。在零功率装置上进行4个不同棒态组合的次临界度测量试验。试验测量分析表明,随着次临界度的增加,动力学畸变效应修正因子从0.052逐渐增大到0.065,对应的反应性修正量为0.78β_eff~3.01β_eff,可见,深次临界反应性测量中对动力学畸变效应进行修正是必要的。

CEA93核数据库分析研究

郭凤晨, 王家翀, 芦韡, 姚栋, 刘旭东

2013, 34(6): 13-17.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
对SCIENCE系统中的APOLLO2-F计算程序所用到的CEA93核数据库进行分析和研究,详细介绍该核数据库的结构特点以及维护方法,并与WIMS库进行比较。结果表明,CEA93库在结构上比WIMS库多一张索引表,使其具有读取快速的优点;通过job命令流对CEA93库进行维护更新,具有维护便捷、不易出错的优点。

ASCFR1.0/MC的研制及其在ASCFR固体慢化剂温度效应计算中的初步应用

李志峰, 于涛, 谢金森

2013, 34(6): 18-23.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
为研制出适用于改进型超临界水冷快堆的精确截面库(ASCFR1.0/MC),并将其应用于温度效应的计算中,首先使用快中子临界基准题JEZEBEL对截面加工程序(NJOY)中各模块的重要参数进行敏感度分析,详细比较不同输入参数对NJOY加工时间以及MCNP程序计算精度的影响,从而选择最为合理的输入参数。在此基础上,以2011年9月发布的ENDF/B-VII.1为基础库研制ASCFR1.0/MC,并针对该库应用多普勒反应性系数基准题进行基准验证。验证结果表明,ASCFR1.0/MC库的计算精度非常理想。最后针对改进型超临界水冷快堆(ASCFR)的固体慢化剂进行温度反应性系数的初步计算,发现ASCFR呈现正的慢化剂温度效应。

反应堆结构三维非线性抗震分析研究

刘文进, 吴万军, 兰彬, 张丽屏, 黄旋

2013, 34(6): 24-26,35.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
对反应堆结构抗震分析软件进行研究,编制必要的接口程序和载荷组合及敏感性分析程序,将抗震分析中的商用软件、国外引进软件和编制的载荷组合及敏感性分析程序等组合成一个软件系统。对反应堆结构三维非线性抗震分析的建模技术和分析技术进行研究,对采用三维非线性时程法进行反应堆结构抗震分析的必要性和可行性进行研究。建立反应堆结构三维非线性模型,利用ANSYS软件采用时程法中的直接积分法完成了反应堆结构抗震分析计算,给出了应力分析评定所需的载荷和控制棒驱动机构抗震鉴定试验所需的加速度时程。

基于CFD方法的行波堆燃料组件结构优化设计研究

鲁剑超, 卢川, 严明宇

2013, 34(6): 27-30.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
前期在行波堆燃料组件的设计研究中发现组件内冷却剂截面温差很大,无法满足组件设计要求的问题。本文采用计算流体力学(CFD)方法针对绕肋结构和组件围筒结构进行多方案论证,分析发现,燃料棒设置绕肋结构可在一定程度上减小组件截面温差,减小绕肋螺距可进一步减小组件截面温差,但并不能通过绕肋的搅混达到预期效果,无法满足组件设计要求。对燃料组件围筒设置塞条结构,可大幅减小组件截面温差,进一步对组件围筒采用倒圆角结构,可使组件截面温差满足设计要求。

CPR1000核电厂主管道90°弯头结构优化研究

李权柄, 张兴辉, 任红兵, 朱玲菊, 段远刚

2013, 34(6): 31-35.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
研究CPR1000核电厂主管道90°弯头壁厚的分布规律,提出一种优化的90°弯头结构。优化后的弯头结构与原设计结构的主要差异为:原设计弯头在内弯处120°范围内向管道内部凸起局部增厚,120°到中性面为厚度过渡区,外弯180°范围没有增厚;优化后的结构利用内外圆偏心实现弯头外弯处壁厚薄而内弯处壁厚,弯头截面内径为一个完整圆形,整体壁厚均匀变化。分析结果表明,改进后的结构满足规范要求,更有利于加工制造。。

立式循环泵结构动刚度对转子振动特性的影响

欧鸣雄, 王岩, 严建华, 盛绛

2013, 34(6): 36-39.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
采用有限元法对AP1000核电厂立式循环泵转子部件的支承结构动刚度进行分析,结果显示其支承结构的动刚度值随着频率的增加而逐渐降低,其动刚度曲线在结构共振频率点发生急剧的下降。结合该分析结果,分别针对刚性支承、水润滑轴承支承以及考虑支承结构动刚度3种情况下的转子振动特性进行对比分析。分析结果显示,在上述3种情况下,转子1阶横向弯曲振动频率变化较小,其频率值分别为28.1、18.7、15.3 Hz,转子高阶振动频率及振型受支承动刚度影响较大。在考虑支承动刚度的影响情况时,转子高阶振动频率下降明显。

核辅助管道甩击及防甩支架力学分析

袁锋, 吕勇波, 艾红雷, 袁艳丽

2013, 34(6): 40-42.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
根据RCC-P规范要求,必须采用有效措施防止高能流体管道的甩动造成核电厂重要系统和设备的损坏。一种有效的方法是装备防护屏蔽(如防甩支架)对主要部件进行实体隔离。为了验证防甩支架能否承受住管道破裂后的甩击,而不发生大的变形或者破坏,本文采用能量平衡方法对核辅助管道的防甩支架进行力学分析。结果表明,防甩支架能够承受住管道破裂后的甩击,其应力也满足RCC-M Vol.ZF的要求。

裂纹梁非线性响应分析

蔡逢春, 张毅雄, 王明利, 龚君勇

2013, 34(6): 43-47,51.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
基于Lagrange方程建立含裂纹两端铰支空心梁在简谐激励作用下的运动方程。运动方程考虑了几何非线性以及裂纹的张开闭合状态的交替变化。采用数值算法研究含裂纹空心梁在简谐激励作用下的超谐共振、次谐共振,所得结论与已有文献的结论一致。在较大简谐激励幅值条件下,深入探讨几何非线性对含呼吸裂纹梁响应的影响,为空心梁类结构的裂纹识别提供有益参考。

压水堆燃料组件横向非线性特征模拟研究

茹俊, 肖忠, 蒲曾坪, 雍泾, 黄春兰, 谷明非, 粟敏

2013, 34(6): 48-51.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
压水堆燃料组件的燃料棒依靠格架进行夹持,保持燃料棒的横向和轴向定位。在燃料组件弯曲时,燃料棒与格架产生相对滑移,是燃料组件产生横向非线性特征的主要原因。本文分析典型的压水堆燃料组件格架和燃料棒夹持系统的设计特点,结合分析和试验结果,将夹持系统的滑移和弯曲特性分解为滑移单元和旋转弹簧单元的效应,从而实现夹持系统的力学模拟。通过计算与试验结果比较,验证所建立的夹持系统模型的有效性。将夹持系统模型用于燃料组件横向非线性模型中,通过模型计算与燃料组件横向拉伸试验结果对比,符合性良好。

ACPR1000⁺反应堆整体水力特性数值分析与比较

张明乾, 段远刚, 于晓雷, 张平

2013, 34(6): 52-54,60.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
对1:5缩比的反应堆整体水力模拟试验模型进行计算流体动力学(CFD)分析,获得反应堆压力容器内各部分的压力损失和堆芯入口流量分配参数,并与试验数据进行对比分析,验证采用当前CFD分析方法研究反应堆内压降和流量分配等水力特性的正确性。

堆芯物理-热工水力分析软件DCNMC开发与初步验证

周旭华, 蔡琦, 王登营, 李富, 伊雄鹰

2013, 34(6): 55-60.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
针对特定类型核动力反应堆的特点,以DRAGON程序为反应堆组件均匀化参数计算内核,以CITATION程序、NGFM程序、MCNP程序为堆芯物理计算内核、以COBRA程序为堆芯热工水力计算内核,以自主开发的组件少群均匀化参数加工处理程序DOCS和反应堆-物理热工计算主程序DCNMC为接口程序和计算内核管理程序,开发形成一套具有较好通用性的特定类型反应堆堆芯物理-热工计算分析软件,并以特定反应堆为对象,完成计算模型开发、初步验证与校正。结果表明:该程序包可用于某特定堆堆芯物理-热工计算分析,精度满足要求。

基于CFD方法的核级轴流泵水力性能研究

蒋鸿, 黄伟

2013, 34(6): 61-65.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
以核级轴流泵为研究对象,采用计算流体动力学(CFD)方法对其内部流场进行数值模拟,应用k-ε模型对三维流场进行计算。采用以扭矩计算轴功率、以扬程和流量计算有效功率等方法,得到该泵水力性能的分析结果。将扬程、轴功率、效率的计算结果和试验结果进行比较,最大偏差分别为6.3%、4.9%、2.2%,最小偏差分别为3.4%、1.4%、1.0%,两者吻合良好。计算结果表明所使用的计算方法在对核级泵性能分析方面的应用是可行的,可以应用于核级泵的设计及优化。

窄缝通道两相流相间摩擦特性对再淹没骤冷前沿推进速率的影响研究

曾未, 朱力, 刘松涛, 余红星, 孙玉发

2013, 34(6): 66-69,74.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于Saxena试验获得窄缝通道骤冷前沿推进速率,采用RELAP5程序对实验进行模拟,模拟结果表明程序高估了骤冷前沿推进速率。以两相动量守恒方程和Griffith矩形窄缝通道漂移流速度模型为基础,建立窄缝通道相间漂移流摩擦模型。该模型考虑了窄缝通道几何特征对相间摩擦的影响,能更好地预测低流速下窄缝通道再淹没骤冷前沿推进速率,同时明确了影响窄缝通道骤冷前沿推进速率的关键因素之一。

自然循环窄矩形通道ONB点未确知数学建模研究

段军, 周涛, 李精精, 琚忠云, 刘平, 黄彦平, 肖泽军

2013, 34(6): 70-74.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
过冷沸腾起始点是自然循环流动换热中的关键特征点。基于未确知数学原理,利用所搭建的自然循环实验台架取得实验数据,建立矩形窄通道过冷沸腾起始点(ONB点)未确知热流密度数学模型。通过进行未确知数学计算结果分析,划分出可用区间、置疑区间、剔除区间。结果表明,未确知数学模型能更好地处理未确知信息,增强对实验值的表达,有效地对ONB点热流密度进行准确、全面的描述。

两相流动中摇摆引起的附加作用分析

田道贵, 孙立成, 阎昌琪, 刘国强

2013, 34(6): 75-78,91.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
对摇摆条件下竖直、水平和倾斜3种布置形式的管路系统中两相流动附加惯性力及由附加惯性力引起的附加压降进行详细的推导,并给出具体的附加惯性力及附加压降计算关系式。通过对比流动方向上由于摇摆引起的附加惯性力及重力分量的波动幅度,发现重力分量的波动是影响流动特性的主要因素。同时对竖直管道中附加压降计算式进行实验验证,结果表明计算式能很好地预测附加压降的变化规律,可用于摇摆条件下管内附加压降的计算。

ADS无窗靶件流场结构和自由界面数值模拟研究

胡晨, 苏冠宇, 顾汉洋, 程旭

2013, 34(6): 79-82.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
自由界面流动现象是加速器驱动次临界系统(ADS)无窗靶件研究的重要组成部分。采用计算流体动力学(CFD)方法,对上海交通大学设计的无窗靶件流道结构中的自由界面流动水力学行为进行数值模拟研究。数值模拟使用FlUENT软件平台,采用体积流体法(VOF)与界面追踪方法结合湍流大涡模型(LES),进行Re在35000～80000工况下的非稳态计算。模拟结果得到了自由界面稳定性、自由界面宽度、大尺度漩涡结构、漩涡滞止区长度和锥形段流道沿程压力随Re变化的规律。

AP1000 IVR三层熔融池结构评价分析

向清安, 关仲华, 邓纯锐, 陈宝文

2013, 34(6): 83-87.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
严重事故时AP1000采取一回路卸压和压力容器外部冷却的熔融物堆内滞留(IVR)措施。本文建立IVR分析模型,用于评价AP1000 IVR时两层和三层熔融池结构的传热行为。计算结果表明,重金属层的形成导致轻金属层变薄、集热效应增强,而且重金属层越厚,轻金属层集热效应越强。

AP1000核电厂设备可靠性分级方法的特点与应用研究

关高

2013, 34(6): 88-91.

摘要(18) PDF(1)

摘要:
非能动百万千瓦级先进压水堆(AP1000)核电厂采用一种集成的方法建立设备的可靠性分级,包括概率风险分析技术(PRA)的应用,维修规则(MR)管理,生产发电设备可靠性分级,设备功能组(FEG)的划分等,最终将设备可靠性分为4个级别,在分级流程和结论上与传统以可靠性为中心的维修技术(RCM)和流程化的RCM(SRCM)有较大区别。本文分析AP1000核电厂设备可靠性分级的特点,提出将RCM与该分级方法相结合开展设备可靠性管理工作的思路。

数字化核电厂主控室操纵员监视行为转移规律研究

张力, 李林峰, 卢长申, 陈青青, 李鹏程, 黄卫刚, 戴忠华, 黄远征

2013, 34(6): 92-96.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在数字化核电厂主控室中,监视反应堆系统运行状态是操纵员主要工作任务之一,也是操纵员正确控制反应堆系统运行的基础和前提。通过研究发现,操纵员的监视行为主要存在3种转移类型:规程转移、异常转移和交流转移。3种转移类型占总转移次数的百分比分别为:交流转移占29%、异常转移占14%、规程转移占36%,不能归入这3种类型的转移占21%。

中国加速器驱动次临界装置的功率控制特性初步分析

孙长义, 赵福宇

2013, 34(6): 97-101.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
建立中国次临界实验装置CLEAR-IA(简称CIA)的堆芯中子和热力学模型,编写堆芯和棒控系统计算程序—CICC,并在Simulink中搭建仿真平台对CIA的功率控制动态特性进行仿真分析。结果表明,有效中子增殖因数k_eff=0.94～0.96且加速器束流稳定时,棒控系统可有效调节堆芯功率,次临界深度较浅时(如k_eff>0.98),功率响应出现较大超调量;控制系统引入功率速率前馈信号后,可有效改善功率控制效果并消除Δρ≤100×10^-5的扰动;加速器失流的事故工况下,棒控系统使堆芯反应性出现发散性振荡;加速器引入的外源Q与k_eff的最优匹配值为0.94≤k_eff≤0.96、1.2×10¹⁰cm^-3 s^-1≤Q≤1.85×10¹⁰cm^-3 s^-1。

海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究

聂常华, 许世杰, 刘逊, 卓文彬, 李长林, 郑华, 李朋洲, 余庆林

2013, 34(6): 102-106.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
在规模因子为1/45的海水淡化堆综合模拟实验装置上,开展海水淡化堆非能动余热排出特性模拟实验研究。验证海水淡化堆非能动安全系统能够保证在诸如全场断电等事故导致紧急停堆后堆芯余热的有效导出,分析系统参数对非能动余热排出特性的影响规律。利用RELAP5/MOD3.2程序对非能动余热排出实验进行模拟分析,结果表明RELAP5/MOD3.2程序能够较好模拟海水淡化堆非能动安全系统的非能动余热导出过程,计算结果与实验结果符合较好。

10MW熔盐堆非能动余热排出系统概念设计

孙露, 孙立成, 阎昌琪, 法丹, 赵行斌

2013, 34(6): 107-110.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
以美国橡树岭国家实验室设计的10 MW熔盐实验堆(MSRE)作为研究对象,提出一种满足安全要求的非能动余热排出系统概念设计,给出系统回路的构成、主要设备及主要设计参数。同时对此系统的自然循环特性、排热能力等热工水力性能进行计算分析,结果表明,所设计的非能动系统可以满足反应堆余热排出要求,并具有相当的安全裕量,同时系统排热规律与排盐罐内的衰变热释放过程较为接近,确保熔盐温度平稳降低。

气-液条件下导叶出口位置对反应堆冷却剂主泵性能的影响

付强, 王秀礼, 袁寿其, 习毅, 朱荣生

2013, 34(6): 111-114.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
为研究在气-液两相流条件下,导叶出口边安放位置对反应堆冷却剂主泵(主泵)内部流场特性的影响,采用三维建模软件Pro/E建模,网格划分软件IECM划分非结构网格,计算流体动力学(CFD)软件CFX进行数值模拟。模拟过程中采用雷诺时均N-S方程和k-ε湍流模型,使用多相流模型中的混合物模型对主泵在气-液两相条件下的内部流场进行数值模拟。对不同导叶出口边安放位置时泵壳和导叶内的含气率分布、液相和气相相对速度分布进行研究。结果表明,在气-液两相流条件下,不同导叶出口边安放位置对导叶和泵壳内的含气率、相对速度分布有一定的影响;不同导叶出口边安放位置时,泵壳内的气体聚集程度不一样,当导叶出口边位于泵壳中心垂直平面上时,泵内部流动效果最佳。

M310压水堆核电厂离心式上充泵首级叶轮汽蚀特性

付强, 袁寿其, 朱荣生, 王韬, 蒋旭松

2013, 34(6): 115-120.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用Pro/E和ICEM软件进行水体部件的三维造型和网格划分,确定以Reynolds时均的N-S方程、RNG k-ε两方程湍流模型、SIMPLEC算法和汽蚀模型为基础的数值计算方法,完成对上充泵首级叶轮汽蚀特性的非稳态数值模拟及试验对比研究。计算结果表明:在汽蚀初生时,气体体积分数对叶轮流道内部的压力影响较小;在临界汽蚀余量,靠近叶片进口处的汽蚀变化对压力的影响较大;临界汽蚀余量的模拟和试验结果分别为7.35 m和7.58 m,误差约为2%,均满足核电规范要求。

CPR1000核岛安装主管道自动焊精确组对技术

章科, 李佳斌, 王东

2013, 34(6): 121-124.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
主管道的精确组对是主管道自动焊技术成功实施的前提。立足于各个主设备及主管道的几何特征,提出针对性的竣工尺寸测量方案,据此计算出主管道坡口加工数据,以期消化主设备的制造误差;然后通过制定坡口加工方案保证坡口加工精度,从而最终保证主管道安装精确组对。

基于错对中分析的M310堆型中子测量管座位置度设计

夏欣, 杜华, 李宁, 许斌, 李燕, 赵伟

2013, 34(6): 125-127.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
压力容器中子测量管座位置度是影响压力容器中子测量管座与堆内构件仪表套管错对中最为重要的因素之一。中子测量管座与仪表套管的错对中越大,中子注量测量通道内指套管的磨损越剧烈,中子注量测量探测器也越容易损坏,进而造成较大的安全隐患和经济损失。本文通过对中子测量管座与仪表套管的错对中分析,并结合在运核电厂制造经验反馈,提出中子测量管座相对合理的位置度设计要求。

秦山核电二期扩建工程安全壳地坑过滤器设计改进及遗留问题分析

张卫, 龚钊, 朱京梅, 朱明华, 曲昌明

2013, 34(6): 128-131.

摘要(14) PDF(1)

摘要:
鉴于早期传统设计安全壳地坑存在过滤面积小、过滤能力不足的缺陷,我国核安全局提出了对地坑过滤器设计进行改进的新的监管要求,并要求开展相关分析以确保其安全功能得以保证。本文以秦山核电二期扩建工程为例,对压水堆核电厂中地坑过滤器的堵塞问题及设计改进进行讨论,分析新型式地坑过滤器设计与RG1.82要求的相符性,并对地坑过滤器的相关遗留问题进行分析说明。

某核电厂混凝土底板模块化吊装设计及应用

于喜年, 杨盈彧, 王建国

2013, 34(6): 132-135.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
针对某核电厂混凝土底板模块重心偏离几何中心的情况,在充分利用预设吊点基础上,设计采用焊接H型钢构架进行吊装的专用连接系统。应用Ansys软件建立数学模型,对吊装构架、吊耳及销轴滚轮等进行应力及应变分析和评价。结果表明焊接H型钢吊装构架结构安全可靠、吊装参数设计合理。利用移动式起重机,架设液压顶升塔和吊装梁、连接吊装构架以及劳辛格调平等复杂工艺过程,完成整体吊装。

硼表探测装置设计与验证

王红波, 邓圣, 王璨辉, 代航阳, 踪讯成, 付国恩

2013, 34(6): 136-137,147.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
根据反应堆安全运行的需要和现场环境,设计硼表探测装置,并进行探测装置工程样机试验验证。验证结果表明,设计产品在满足中子源的辐射防护要求的基础上,能实现对一回路冷却剂硼浓度的连续监测。

热老化对核电厂一回路管道失效概率的影响

李树肖, 李时磊, 王西涛, 张海龙, 王艳丽, 薛飞

2013, 34(6): 138-142.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
建立基于热老化的管道失效概率计算流程。在实验研究的基础上,采取美国阿贡实验室的流程预测某管道材料在280、330℃下热老化后断裂韧性随运行时间的变化。计算含单个环向内表面裂纹的管道在考虑热老化与不考虑热老化2种情况下的累积失效概率。计算结果表明,考虑热老化因素得到的失效概率高于未考虑热老化的情况。在考虑热老化的情况下,较高的温度下热老化严重且管道失效概率更高。

AP1000蒸汽发生器与主泵泵壳焊接接头无损检测问题分析

毛昌森, 陈富彬

2013, 34(6): 143-147.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
针对AP1000蒸汽发生器(SG)与主泵泵壳连接焊缝在工厂进行超声波检测(UT)时发现超标缺陷显示的问题,通过比较不同版本的UT规程的检测方法和验收标准,详细分析ASME第Ⅲ卷和第Ⅺ卷的检测灵敏度的差异,分析表明:混用ASME第Ⅺ卷役前检查的UT方法和ASME第Ⅲ卷制造阶段的验收标准是导致缺陷显示超标的直接原因。同时,通过增设UT试块的标定孔来设置检测灵敏度,并采用几个不同角度的UT探头进行复查,发现原先的操作人员误判了UT显示的缺陷性质,最终证明该焊缝满足ASME第Ⅲ卷的验收标准要求。

秦山核电厂死管段筛选及管理对策

曹雪明, 李世伟, 薛飞

2013, 34(6): 148-152.

摘要(19) PDF(1)

摘要:
介绍压水堆核电厂"死管段"现象的发生条件和腐蚀失效产生机理。根据"死管段"筛选流程对秦山核电厂300 MW机组可能存在的死管段进行了全面筛选,确定了需重点关注的管段,并提出了针对这些管段的管理对策。结果表明,"死管段"现象是由死管段内水的饱和汽化造成的,其原因是水被加热到较高的温度和管段内的压力不能维持高于饱和压力。管理方面建议通过完善相关规程来控制和缓解死管段现象,通过系统改造彻底消除死管段现象。

联轴器螺栓断裂原因分析与改进

尤磊, 邓小云, 陈蓉, 梁夏香

2013, 34(6): 153-155.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
从化学成分、断口形貌等方面对联轴器螺栓断裂原因进行分析,问题批次螺栓失效形式属于氢脆断裂,是螺栓强度高、硬度高、钢中存在残留的氢等因素综合作用的结果。通过改进螺栓型式、表面处理工艺优化、降低螺栓抗拉强度等措施控制螺栓质量。改进后的双头螺柱满足低压安全注入系统(RIS)安注泵、安全壳喷淋系统(EAS)安全壳喷淋泵的安全运行要求。

基于运行数据分析的核动力装置异常运行状态监测技术研究

余刃, 孔劲松, 骆德生, 张宦林, 杨怀磊

2013, 34(6): 156-160.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
设计一种基于动态霍普菲尔德(Hopfield)人工神经网络(ANN)的核动力装置异常运行状态监测方法。通过ANN的在线训练,保证ANN模型能够始终跟踪核动力装置因运行工况变化而引起的动态特性变化,降低误诊断的概率。通过观察ANN预测输出值与实际装置输出值之间的加权平均方差,可以在较早时间内检测出参数异常变化的出现。以一回路压力为例,进行运行参数典型异常变化的检测仿真实验。结果表明,该方法在全工况范围内,具有良好的参数异常变化检测能力。

UF-RO膜组合工艺处理低放射性废水方法研究

鲁芸芸, 曹其如, 陈云明, 黄立娟, 白晓峰, 李兵, 冯亮

2013, 34(6): 161-164,172.

摘要(26) PDF(0)

摘要:
根据高通量工程试验堆产生的低放废水中离子核素的特点,采用新型膜组合工艺分离技术进行高效处理试验堆低放射性废水的研究。通过配制含有Cs⁺、Sr²⁺、Co²⁺、Ni²⁺、Fe³⁺的低浓度模拟废水,依次研究压力、离子浓度、pH值、乙二胺四乙酸二钠(EDTA)等因素对膜处理模拟废液中各金属离子脱盐率的影响。实验结果表明:模拟废水在pH值等于7,加入1:2.5的0.15 mol/L EDTA条件下,用超滤-反渗透(UF-RO)膜组合工艺处理时,Cs⁺、Sr²⁺、Co²⁺、Ni²⁺、Fe³⁺的脱盐率均达到95%以上;放射性蒸残液用EDTA螯合后,通过UF-RO-RO处理,去污效率可达到95.7%。

SBR橡胶基柔性屏蔽材料制备工艺研究

付明, 王勇, 李芳

2013, 34(6): 165-168.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
采用耐辐照高苯丁苯橡胶替代不耐辐照的硅橡胶做基体,通过密炼(或开炼)工艺,利用合理的多组添加剂改善胶料的理化性能,并用混炼工艺将铅粉或碳化硼粉均匀弥散在丁苯橡胶基体中。此类材料可任意塑形,不仅有着良好的屏蔽性能,而且具有极好的韧性和结构适应性。

文丘里净化装置及其在核设施气态废物净化中的应用

孔劲松, 余刃, 杨怀磊

2013, 34(6): 169-172.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
介绍文丘里净化装置的工作原理和对气溶胶的净化机理。以气体碘为例,介绍难溶性气体污染物在文丘里净化装置中的吸收过程。探讨气-液接触面积、传质速率和传质过程效率的计算方法,分析传质过程效率的影响因素。

留言板

2013年第34卷第6期

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2013年 第34卷 第6期

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