核动力工程

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丘意书, 佘顶, 范潇, 王侃, 李泽光, 梁金刚

2013, 34(S1): 1-4,23.

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摘要:
使用清华大学的"探索100"高性能并行计算机,基于美国核能署数据中心的连续能量全堆基准计算模型和法国电力集团的多群全堆基准计算模型,就通用蒙特卡罗程序(MCNP)全堆大规模并行计算开展了研究。针对堆用蒙特卡罗程序(RMC)与MCNP的全堆计算性能进行系统的比较研究。结果表明,MCNP在并行模式和计数器性能等方面均有不足,这些不足严重影响MCNP在反应堆全堆计算上的效率。而RMC在这些问题上取得了较大的改善,能够适用于反应堆全堆精细功率密度计算。因而,在反应堆全堆计算性能上,RMC优于MCNP。

二维任意几何子群共振计算及加速优化

贺雷, 吴宏春, 曹良志

2013, 34(S1): 5-9.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
共振计算是反应堆组件堆芯设计和燃料管理的基础。子群共振计算方法基于共振能群子群截面,调用输运程序作为求解器,对子群中子注量率进行求解并且归并得到有效共振自屏截面,实现任意二维复杂几何的共振计算。由于子群方法在每个共振能群内部需要反复调用输运求解器,因此和等价理论相比速度较慢及本文基于子群方法的理论模型和自主开发的子群共振计算程序,提出并且完成了多群数据库、输运计算源项及多共振核素迭代的优化方案。通过基准题的验证可知,该方案在保持精度的同时提高了子群程序的计算效率,保证了该程序在工程上的实用性。

反应堆用核截面处理程序RXSP的研发与验证

余健开, 李松阳, 王侃, 王冠博, 余纲林

2013, 34(S1): 10-13.

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摘要:
反应堆用核截面处理系统(RXSP)除了具有共振重造、线性化以及能量/角度分布处理等功能外,还实现了快速多普勒展宽、热化库插值、OpenMP并行加速等关键方法和算法。程序验证表明,RXSP能够准确、高效地将ENDF/B库的中子评价核数据制作成堆用蒙特卡罗程序(RMC)计算所需的连续能量点截面库。与评价核数据库的数据处理系统(NJOY)处理生成截面库的微观比较和基准题的宏观验证表明,RXSP与NJOY具有相同的计算精度,而RXSP的处理时间则大大缩短,满足了反应堆物理-热工水力耦合计算中所需的多次大量材料的温度相关截面库更新的要求。此外,RXSP还能处理ENDF/B-Ⅶ.1中子截面库中R-matrixLimited格式的共振参数。

高次谐波滤除方法在ADS次临界堆瞬发中子衰减常数计算中的应用

谢金森, 于涛, 左国平, 何丽华, 李小华

2013, 34(S1): 14-17.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
欧盟开展的外源倍增(MUSE)系列实验表明:脉冲中子源(PNS)方法是一种适用于深次临界堆中子增殖系数(keff)测量的方法,在PNS方法中,瞬发中子衰减常数α的准确与否是精确测量keff的关键。本文针对"快热"耦合次临界装置——"启明星1#"上的α测量进行分析,采用高次谐波滤除方法,得到拟合α值的时间区间,在该时间区间内得到的α与探测器位置无关。同时将由α计算出的次临界系统的瞬发中子倍增系数kp与蒙特卡罗程序(MCNP)计算结果进行对比分析,两者符合较好。研究表明:高次谐波滤除方法可有效避免α值测量依赖于探测器位置的问题,由该方法得到的α值可用于加速器驱动洁净核能系统(ADS)次临界反应堆keff离线监督。

GPU加速三维特征线方法的研究

张知竹, 李庆, 王侃

2013, 34(S1): 18-23.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
三维特征线方法可以精确求解任意几何堆芯的稳态多群中子输运方程,但同时也具有收敛慢、计算时间长的不足,需要研究相应的加速手段。图形处理器(GPU)计算由于具有速度快,能耗低的优点,被认为是未来高性能计算发展的方向之一。研究GPU计算加速三维特征线方法,并将其应用到三维特征线程序TCM中。借助统一计算设备架构(CUDA)的GPU计算,中央处理器(CPU)负责内存分配、有效增殖系数keff和源分布计算等逻辑性强或归约计算的处理,GPU执行特征线射线扫描细网求解细网通量。计算结果表明,经改写后的程序具有良好的加速效果。

堆芯中子学程序系统SARCS-4.0的开发及初步验证

柴晓明, 马永强, 王育威, 芦韡, 姚栋

2013, 34(S1): 24-26.

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摘要:
开发了堆芯中子学程序系统SARCS-4.0,该程序系统能处理由任意方形燃料组件组成的堆芯;能计算铀钚、钍铀燃料循环;能计算硼、钆、铒、铪、银、铟、铕、钐等各类可燃毒物和含硼、铪、银-铟-铬、铕、镝等各类控制棒;具备堆芯核设计的基本功能。使用SARCS-4.0系统对超临界水冷反应堆(SCWR)堆芯进行计算以验证程序系统的计算准确性,结果表明,SARCS-4.0系统具有较高计算精度,该系统从功能上、精度上均适用于新型反应堆堆芯选型研究。

稠密栅堆芯底部再淹没计算模块开发

吴丹, 余红星, 于俊崇

2013, 34(S1): 27-31.

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摘要:
再淹没是大破口失水事故下最重要也是最复杂的两相流动换热过程。与普通压水堆堆芯相比,稠密栅堆芯再淹没过程具有包壳峰值温度更高,骤冷更加缓慢等特点。已有的最佳估算程序中的再淹没模块不能直接应用于稠密栅堆芯再淹没过程的模拟。本研究在RELAP5程序再淹没模块的基础上开发适用于稠密栅堆芯再淹没计算的工具,对新的再淹没模块进行验证,并和以往其他模型的开发方案进行比较。结果表明,本文采用的模型开发方案具有一定的合理性,但弥散流区域以及发泡区域的相间阻力及相间换热模型有待进一步研究。

SCDAP/RELAP5分析UO₂-Zr板型元件严重事故的方法研究

张卓华, 彭诗念, 黄善仿, 于俊崇

2013, 34(S1): 32-36.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
SCDAP/RELAP5是一种常见的机理性严重事故分析程序,能够分析多种类型的堆芯构件。通过对比分析SCDAP/RELAP5程序模拟棒形燃料元件与板型燃料元件堆芯在严重事故下行为的分析模型,结合UO₂-Zr板型状元件堆芯的特性,提出了运用并改进SCDAP/RELAP5程序模拟UO₂-Zr板型元件堆芯在严重事故下行为的研究方案。对程序结构的分析结果表明,SCDAP/RELAP5程序部分结构和模型适用于对UO₂-Zr板型元件进行基本的严重事故分析,但需要通过创建新部件、研究新模型,并与已有模型的重新组合搭配才能较为精准地模拟UO₂-Zr板型元件严重事故的实际行为。

基于SIMPLE方法的熔融物凝固模型研究

张亚培, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2013, 34(S1): 37-41.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
熔融物的冷却特性对熔融物堆内持留过程有着重要的影响,本文使用基于固定网格技术的焓方程方法建立熔融物液相与固相之间的相变数值分析模型,利用SIMPLE算法求解N-S方程和焓方程,通过相变模型分析存在一个两相区的对流-扩散型的熔融物凝固相变过程。利用相变模型可以有效地模拟固液共存的两相区,并利用解析解和基准题验证相变模型的准确性。

两种截面窄通道内PM₁颗粒沉积数值模拟对比研究

汝小龙, 周涛, 林达平, 杨旭

2013, 34(S1): 42-46.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于FLUENT软件,对尺寸为20 mm×20 mm×1000 mm (通道1)和10 mm×30 mm×1000 mm (通道2)的竖直矩形窄通道内,不同温度场中动力学直径小于或等于1μm的颗粒物(PM1)在湍流工况下的沉积规律进行数值模拟研究。气相采用标准k-模型,PM1颗粒采用离散相模型(DPM)。结果表明,矩形通道内湍流扩散、热泳效应和二次流的共同作用使PM1颗粒在近壁面区域富集;湍流扩散使主流区的PM1颗粒在靠近壁面处富集;二次流是PM1在拐角附近产生富集的主要原因;而在温度场内近壁面区域,热泳力是PM1在冷壁上发生沉积的最主要因素;随主流温度的增高,PM1颗粒布朗运动增强,使PM1的无规则运动和扩散加强,不利于PM1形成稳定的富集区,减弱了PM1在冷壁面上的沉积。

百万千瓦级压水堆严重事故下氢气源项及氢气控制有效性分析

邹杰, 佟立丽, 曹学武, 顾健, 薛峻峰, 江宇, 郝禄禄, 仇苏辰, 刘力

2013, 34(S1): 47-50.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
针对百万千瓦级压水堆核电厂大型干式安全壳在严重事故情况下的氢气风险控制,建立了一体化事故分析模型,分别对大破口失水事故(LB-LOCA)、中破口失水事故(MB-LOCA)、小破口失水事故(SB-LOCA)、全厂断电事故(SBO)、蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)以及主蒸汽管道破裂事故(MSLB)进行事故进程计算以及氢气源项分析。相对于其他事故序列,LB-LOCA下堆芯快速熔化,锆-水反应产生氢气的速率快,可以作为安全壳内氢气风险控制有效性分析的代表性事故序列。分析表明,严重事故情况下在安全壳中安装一定数量的非能动氢气复合器(PARs)能够有效去除安全壳中的氢气,消除氢气燃烧或爆炸的风险,保持安全壳的完整性。

摇摆运动下窄矩形通道单相瞬变流动时均阻力特性研究

谭思超, 王占伟, 兰述, 张虹

2013, 34(S1): 51-54,60.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
对摇摆运动下窄矩形通道低流速单相瞬变流动时均阻力特性进行实验研究。实验工质为去离子水,窄矩形通道当量直径为5.39 mm,雷诺数范围为800～20000,瞬变流动流量相对波动幅度超过30%。通过2种方法计算得到摇摆运动条件下流动时均阻力系数。分析结果表明:使用不同的方法计算得出的时均阻力系数在层流区的变化规律不同,不同的方法表征不同的物理意义。若先根据达西公式求瞬时阻力系数再对其求时均值,该时均值表征时均粘性耗散;而采用先求压差、流速均值后再根据达西公式计算阻力系数时,该阻力系数表征时均摩擦阻力压降。

摇摆下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性研究

周铃岚, 张虹, 谭长禄, 董化平

2013, 34(S1): 55-60.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引起。核反馈对第1类DWO和两相区的同相振荡有抑制作用,但对第2类DWO和单相区的同相振荡几乎没有影响。基于非线性理论对计算结果进行分析,发现耦合核反馈后系统非线性增强,由于摇摆导致系统流量波动与DWO叠加,其现象非常复杂,摇摆条件下的核热耦合不稳定性会出现非线性振子耦合中的同步化与混沌现象。

基于TACOS程序的SCWR典型事故瞬态特性研究

朱大欢, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2013, 34(S1): 61-65.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
运用TACOS程序对混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)进行多种事故条件下的瞬态分析,并与另2种不同流程设计的SCWR的瞬态热工水力及安全特性进行比较。针对SCWR-M进行完全失流事故、主泵卡轴、反应性引入事故、旁通失效的汽轮机跳闸事故分析计算,涵盖SCWR系统的流量非正常、反应性非正常和压力非正常瞬态分析。

旋叶汽-水分离器空气-水冷态试验研究

熊珍琴, 王明路, 李亚洲, 路铭超, 祖洪彪, 张锴

2013, 34(S1): 66-68.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用可视化的实验方法研究旋叶汽-水分离器的空气-水分离过程和分离性能。试验表明:旋转通道上方形成均匀稳定且厚度适中的液膜有利于气-液两相的分离。水流量较小时,液滴形态的水比例较高,难以分离;而水流量较大时形成液膜较厚,中心空气流通截面变小导致空气夹带水加剧。分离效率的定量测量结果与可视化结果一致。分离效率主要受到水流量的影响,随着水流量的增大逐渐上升,当水流量增大到0.3m³/h后增加趋势逐渐减缓进而呈下降的趋势。

模糊Petri网专家系统及其在核动力装置故障诊断中的应用

彭俏, 余刃

2013, 34(S1): 69-72.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
针对传统专家系统存在的知识表达能力不强、推理效率低的问题,采用面向对象的模糊Petri网知识表示方法,对专家系统的知识库进行改进;以此为基础,对专家系统的推理机进行了设计。在核动力装置模拟器上进行仿真试验,结果表明,本文所构建的专家系统能准确地诊断出系统发生的故障。

屏蔽式主泵飞轮方案论证及转子轴系动态性能敏感性分析

赵雪岑, 邓礼平, 刘立志, 杨松

2013, 34(S1): 73-76,79.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
为保证核电主泵满足反应堆停堆和断电事故后惰转时间的要求,对屏蔽式主泵机组的转动惯量要求、飞轮配重方案以及主泵转子轴系的动态性能进行分析,给出了飞轮方案,并进行轴承水膜刚度对转子轴系动态性能影响的敏感性分析。

面向核反应堆计算软件的运行平台设计与实现

冯波, 芦韡, 冯晋涛, 范家杰, 袁光辉

2013, 34(S1): 77-79.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
提出一种面向核反应堆计算软件的运行平台,采用虚拟化与跨服务器硬件平台的技术使平台能在主流的操作系统上运行;同时开发了适用于堆芯显示与操作的图形库,为用户提供友好的人-机交互界面,提升软件使用效率。该平台目前已成功应用于核电厂堆芯运行支持与燃料规划专用软件包(简称QSICOR)。通过应用研究表明,该平台能提升核设计的效率,有效地解决传统核反应堆计算软件在使用方式上的不足。

VVER-1000型反应堆停堆及临界模式优化研究

卢宗健, 刘同先, 王金雨, 吴磊, 于颖锐

2013, 34(S1): 80-83,98.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
在确保安全的前提下,经济性是核电厂的重要目标之一。VVER-1000型反应堆某些非并网运行的工况,如换料后重新临界、热停堆及临界、试验后返临界等操作,在操作所占用的时间、原材料的消耗量以及产生的废水量等方面可作优化。笔者对影响停堆及临界操作的重要因素,即控制棒和硼酸浓度的配置进行定性和定量的分析,得出优化的一般步骤和基本原则,并对3个案例实施了优化。

辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

邓理邻, 吕焕文, 谭怡, 肖锋, 魏述平

2013, 34(S1): 84-86.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较。结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低。

反应堆启动中子源设计研究

刘嘉嘉, 肖锋, 吕焕文

2013, 34(S1): 87-90.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
采用蒙特卡罗程序(MCNP)对岭澳二期核电厂的反应堆启动中子源设计方法进行研究。研究结果表明,MCNP程序的计算结果与法国设计方案符合情况良好。通过调整启动中子源的布置位置,能够进一步降低中子源强,提高经济效益。

基于解析节块法的三维多群六角形几何功率重构研究

孙伟, 李庆, 倪东洋, 王侃

2013, 34(S1): 91-94.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
解析节块法是将六角形节块内的每群中子注量率利用解析基函数展开,求得展开系数后可直接对六角形节块进行精细功率重构。应用上述理论模型,为堆芯程序HANDF-E编制了精细功率重构模块。利用VVER440基准题和三维4群热堆问题对该模块进行验证,并与多群蒙特卡罗程序MCMG进行比较。计算结果表明,该方法具有较高的计算精度。

压水堆核电厂失水事故后安全壳内产氢量计算研究

胡建军

2013, 34(S1): 95-98.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用ORIGEN2程序对压水堆核电厂失水事故工况下堆芯区和地坑区氢气的产生量进行计算,以合理减少安全壳内可燃气体的控制设计评价的保守性。通过冷却剂的辐照分解产氢以及其他相关计算模型,对600MW (电功率)级压水堆核电厂失水事故工况下的氢气产生量进行计算。计算结果表明原评价结果过于保守,在核电厂失水事故后仍有充分的时间准备投入安全壳内氢气复合器。

24个月换料周期燃料管理初步研究

王丹, 王金雨

2013, 34(S1): 99-102.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
目前国内大部分压水堆核电站已经过渡或计划过渡到18个月的换料周期,而更长周期的燃料管理策略是未来的发展趋势。本课题以秦山第二核电厂为研究对象,分析研究将换料燃料富集度提高到4.95%及56个和60个换料新组件的燃料管理方案。结果表明,通过对燃料组件和可燃毒物的合理布置及优化,2种燃料管理方案在循环长度上均可满足24个月换料周期运行的要求,且都具有较好的经济指标和运行安全性。

基于辐照脆化的反应堆压力容器60年设计寿命改进分析

邱天, 罗英, 马姝丽, 周高斌, 李长香

2013, 34(S1): 103-108,115.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
反应堆压力容器(RPV)结构材料的辐照脆化是限制其使用寿命的最关键因素。本文着重从RPV材料辐照脆化机理研究出发,通过对比和分析M310、CNP1000、AP1000和EPR等堆型RPV材料、结构设计和辐照监督设计要求,对实现RPV 60年设计寿命的影响因素进行探讨,提出可在国内自主研发与制造的二代改进型及三代核电上实施的满足RPV 60年设计寿命的几项优化措施。

压水堆堆顶CRDM抗震支承环焊接变形的分析及控制

何培峰, 王庆田, 张翼, 慕殿鹏, 李燕, 李宁

2013, 34(S1): 109-111,119.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
控制棒驱动机构(CRDM)抗震支承环是压水堆核电厂反应堆堆顶结构的重要部件之一,本文通过CRDM抗震支承环焊接变形实例,分析了焊接变形的原因及机理,并给出了焊接变形的控制措施,如设计结构优化、焊接过程控制、加工工艺优化等;通过实际加工案例证明,这些控制措施能够较好地控制CRDM抗震支承环的焊接变形。

磁力提升型控制棒驱动机构提升磁极螺纹疲劳研究

唐向东, 杨博, 陈西南, 余志伟, 王德军

2013, 34(S1): 112-115.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
对磁力提升型控制棒驱动机构的运动进行电磁-运动仿真。通过电磁分析、力学分析以及疲劳分析的方法,对控制棒驱动机构提升磁极螺纹进行了疲劳分析。结果表明,目前二代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命内,螺纹结构满足使用要求,但对于第三代核电机型中驱动机构提升磁极在使用寿命末,第一牙螺纹的应力接近许用应力,疲劳寿命及疲劳安全系数偏低,需要进一步优化。

上支承柱组件的设计改进

张翼, 李娜, 何培峰, 李宁, 饶琦琦, 慕殿鹏

2013, 34(S1): 116-119.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
通过分析反应堆堆内构件上支承柱在制造过程中由于对中不好导致焊接变形以及上支承柱组件内热电偶安装不到位的原因,提出对上支承柱组件增加止口设计和端塞等设计改进,有效地避免了同类问题的再次发生,为后续核电厂堆内构件上支承柱组件的设计提供技术参考。

压力容器下封头异物在役清洁技术研究

洪龙, 黄新东, 王炳炎, 邓静, 任荷

2013, 34(S1): 120-122,127.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对反应堆压力容器下封头异物清洁的需要,研究异物抽吸技术。建立固体颗粒在液体中的简化受力模型。进行仿真分析,获得抽吸所需的流速与颗粒质量及密度的关系式。在此基础上设计压力容器下封头抽吸装置,并对其抽吸能力进行分析和试验。试验结果表明,该抽吸装置性能良好。

窄环隙流道冷却传热特性实验与仿真研究

赫荣辉, 孙中宁

2013, 34(S1): 123-127.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
用实验与仿真的方法对6个不同尺寸的环隙流道进行了单相冷却传热研究。实验表明:窄环隙流道内强迫对流换热与常规流道不同,紊流区明显提前,尺寸为0.94 mm的流道只有紊流区;窄环隙流道对换热起强化、抑制的双重作用。仿真与实验结果符合较好,仿真表明芯管内径变化对窄环隙流道换热有一定影响。

电源频率变化对屏蔽式主泵电机性能影响及其设计调整分析

蒋小毛

2013, 34(S1): 128-131.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
分析电源频率变化对屏蔽式主泵电机性能的影响,以及供电电源频率变化较大时的电机设计调整。通过将某60 Hz电机方案调整成50 Hz方案,采用有限元分析方法对2种方案电机的性能进行仿真计算,得到了2种方案电机的相关性能参数。

孔板对载流管道中流致振动的影响分析

刘向红, 罗毓珊, 王海军

2013, 34(S1): 132-135,144.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
以核电厂反应堆和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)传水管后管线所产生的振动问题为背景,根据工程实际参数,在不同流量、背压相同条件下,开展孔板单个局部阻力件诱发流体扰动产生的脉动压力激励和管道振动的试验。对管线的流场和压力场进行数值模拟,尤其是孔板的流动状况,并将模拟计算结果与试验结果进行分析比较。研究认为,随孔板节流度的增大,能谱增大。在没有其他激励源干扰的条件下,随流量增大,流体扰动增强,压力脉动的谱幅值增大。

稳压器雾化液滴动力和传热特性数值分析

邓丰, 何劲松, 黄燕, 李焕鸣

2013, 34(S1): 136-140.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
建立单颗粒球形液滴在饱和蒸汽相中的动力模型及其与饱和蒸汽之间的非稳态传热模型,并根据特性方程,用fortran语言编写计算机程序。对不同尺寸、不同初始速率、不同喷射角的球形液滴的动力参数和传热特性参数进行数值计算。计算结果表明,雾化液滴在饱和蒸汽相中的滞空时间取决于喷雾头与气液分界面之间的垂直距离;雾化液滴与饱和蒸汽之间的传热绝大部分在很短的时间内完成;雾化特性中喷射角和初始速率对液滴单位质量的换热量影响很小,液滴单位质量换热量由液滴初始尺寸决定。

稳压器接管与安全端异种金属接头的焊接研究

黄均麟, 刘宏斌

2013, 34(S1): 141-144.

摘要(22) PDF(0)

摘要:
稳压器接管与安全端属于异种金属焊接,本研究对焊材的选择、焊材性能、镍基合金焊缝焊接工艺特点、接头型式以及工艺评定和产品焊接等因素对焊缝质量的影响进行研究。研究结果显示:镍基合金焊材所形成的熔池十分粘稠,建议在焊接过程中采取措施轻微搅动熔池;镍基合金的焊接容易产生焊接热裂纹和气孔,须对镍基合金焊材的化学成份进行严格的控制。

燃料组件管座非接触式精密测量方法

雍泾, 刘兆东, 郑洪涛, 冯琳娜

2013, 34(S1): 145-147,151.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
根据燃料组件管座定位销孔的几何特性及其相对位置特性,结合视觉测量的特点,提出燃料组件管座非接触式精密测量方法。该方法采用光学相机获取销孔边缘图像,以边缘点的坐标值为基础,通过误差点剔除、圆弧拟合等算法实现管座定位销孔的直径及相对位置自动检测。该方法检测精度高达5μm,可以避免接触式测量引起的组件管座损伤和减少人为操作引起的测量误差。

燃料组件压紧部件分析研究

张林, 蒲曾坪, 冯琳娜

2013, 34(S1): 148-151.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
燃料组件压紧部件是核反应堆燃料组件的重要部件,其性能影响到燃料组件的完整性乃至安全性,是核电厂安全审查中关注的重点之一。结合燃料组件压紧部件的要求,计算板状弹簧压紧部件全寿期内的压紧力,针对压紧力不足的风险进行了原因分析,并给出了应对措施及建议。

核电厂构筑物和设备高置信度低失效概率抗震能力值的计算方法

蔡逢春, 叶献辉, 刘文进

2013, 34(S1): 152-156.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
计算核电厂构筑物、系统和部件(SSC)的高置信度低失效概率抗震能力值(HCLPF)是地震概率安全评价(SPSA)、地震裕度评价(SMA)的一个重要步骤。介绍在工程上常用的3种计算SSC HCLPF值的方法:概率易损性方法、保守的确定性失效裕度(CDFM)方法以及通过试验数据获取HCLPF值的方法,并对比研究近年来在计算HCLPF值方法上的新进展,最后给出了计算HCLPF值的一些建议。

基于APDL的反应堆压力容器接管三维应力和疲劳分析方法

杨雯, 张毅雄

2013, 34(S1): 157-161.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
应用ANSYS参数化设计语言(APDL)编制程序,对反应堆压力容器接管的应力和疲劳分析过程进行优化,快速得到接管的应力分布状况、最大应力及疲劳使用系数,并按照RCC-M规范进行评定。

反应堆主设备安装工艺及专用工具的设计研究

董正平, 瓮松峰

2013, 34(S1): 162-163,171.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
通过对国内外反应堆主设备吊运安装技术特点、主设备安装要求、反应堆厂房布置的研究,借鉴以往主设备安装工艺的优化与改进经验,确定一套适用于M310堆型的反应堆主设备安装工艺,并研制出满足实际工程建设所需的主设备安装专用工具。

接触分析在反应堆结构设计中的应用

王亚曦

2013, 34(S1): 164-167.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
核反应堆结构中板和壳之间存在较多的接触问题。正确模拟接触物体间的刚度特性是建立反应堆动力分析模型的关键。本研究采用数值计算的方法,通过与试验数据比较,合理地选取接触算法和接触参数,研究核反应堆结构间接触物体的非线性刚度,完善数值计算方法。研究结果证明:采用增广拉格朗日(Lagrange)乘子法和平面应力模型分析板和壳之间的接触刚度能够较好地反映试验结果。

停堆断路器停堆动作可靠性分析

李洪伟, 孙宇, 郑晓

2013, 34(S1): 168-171.

摘要(23) PDF(0)

摘要:
利用故障树方法分析不同结构停堆断路器的停堆动作误动和拒动故障。分析中充分考虑了拒动这一安全故障类型对停堆动作的影响。分析结果表明,停堆断路器2/4类型2结构的拒动率和可靠度指标优于其他结构,停堆断路器拒动的改善措施应侧重于停堆驱动信号拒动率的减小。

基于变频技术的主泵电气系统改进设计

何亮, 解明

2013, 34(S1): 172-174.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
反应堆冷却剂泵(主泵)电气系统向主泵提供电源并实施电气控制与保护。介绍了主泵运行中的实际要求及当前主泵电气系统现状,应用变频技术对主泵电气系统进行整体优化改进设计,并对改进方案进行可行性分析。分析表明,改进设计的主泵电气系统更适合各种运行工况对主泵的运行要求。

反应堆控制保护系统信息安全性设计策略研究

吴志强, 刘朝晖, 贺理, 杨洋, 马权

2013, 34(S1): 175-178.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
对伊朗"震网"事件引发的工业控制系统安全性问题进行简要介绍,提出了反应堆控制保护系统信息安全性设计策略,以便在系统内及时对薄弱环节采取信息安全性设计,防止出现类似事故并造成重大事故后果。

反应堆保护系统结构与可靠性的关系

肖鹏, 周继翔, 刘宏春

2013, 34(S1): 179-183.

摘要(24) PDF(0)

摘要:
从反应堆保护系统的设计准则出发,定性分析提高系统可靠性的措施,并以目前国内核电厂中广泛使用的2种反应堆紧急停堆系统的逻辑处理部分作为分析对象,采用故障树的分析方法计算其可靠性,得到了定量化的计算结果,为后续反应堆保护系统的结构设计提供参考。

基于SOPC的反应堆棒位信息监测技术研究

郑晓, 蔡晨, 孙宇, 刘明星

2013, 34(S1): 184-187.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
运用可编程片上系统(SOPC)技术,以现场可编程门阵列(FPGA)为数字平台,研究一种反应堆棒位信息监测技术。该监测技术将Nios II处理器、视频图形阵列(VGA)显示控制器、控制器局域网络(CAN)总线控制器等集成在一片FPGA芯片中,构建完成一个具有丰富功能的SOPC硬件平台。采用该硬件平台,可将棒位系统的运行状态信息实时、直观地进行数字化显示,同时以日志的形式存储在外部存储设备中,能够全方位地监测棒位系统的运行状态,使操纵人员能更方便、快捷地掌握整个棒位系统的运行情况。研制完成的原理样机验证了该技术的可行性。

非能动安全壳冷却系统CFD冷凝和蒸发模型研究

黄代顺, 蒋孝蔚, 余红星

2013, 34(S1): 188-191,195.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
利用计算流体动力学(CFD)程序平台CASTEM,开发非能动安全壳冷却系统的冷凝、蒸发模型。冷凝模型中分别采用Buleev和k-ε两种湍流模型,蒸发模型采用了G.Aiello (2009)发展的液膜蒸发模型。试验验证分析表明,计算值与试验值吻合较好,所建立的冷凝、蒸发模型能较好地模拟非能动安全壳冷却系统在稳态下的传热传质特性。

反应堆冷却剂泵水力特性对大破口失水事故的影响研究

丁书华, 钱立波, 吴丹

2013, 34(S1): 192-195.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
以AP1000为研究对象,应用WCOBRA/TRAC程序对大破口失水事故进行模拟。主要分析4种不同的主泵特性曲线对系统压力、破口流量及包壳峰值温度的影响。研究结果表明,大破口失水事故下,由于主泵特性曲线的差异,导致喷放阶段及再淹没阶段的峰值包壳温度相差近150℃。通过合理优化或改进主泵特性可以为核电厂大破口失水事故带来更大的安全裕量。

超功率ΔT保护整定值验证方法研究

陈宏霞, 张舒

2013, 34(S1): 196-200.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
超功率ΔT保护堆芯以防止超线功率密度引起的燃料元件损坏。以M310型核电厂为例,选取满功率下蒸汽系统管道破裂事故,研究初始工况、破口尺寸、反应性反馈系数、控制棒的调节等因素对核电厂超功率ΔT保护整定值有效性的影响,形成超功率T保护整定值有效性的验证方法。

反应堆热工水力中CATHARE与TRIO_U程序耦合分析研究

彭倩, 余红星, Simone VANDROUX, Fabien PERDU, 李松蔚, 杨雯

2013, 34(S1): 201-205.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用区域覆盖的耦合方法对一维系统程序CATHARE与三维计算流体力学（CFD）程序TRIO_U进行耦合分析研究,对文中建立的简易模型进行稳态计算,通过耦合前程序误差、耦合平台误差测试,确认解析解、系统程序计算结果、TRIO_U程序计算以及单个程序均与耦合平台耦合计算结果吻合。分别对3个不同的源项区域（热源、动量源、热交换区域）进行耦合计算,并与CATHARE计算结果进行比较。研究结果表明,耦合方法可以模拟算例中所建立的整个反应堆的简易模型。

超温ΔT紧急停堆整定值优化研究

王燕萍, 徐良剑, 沈才芬

2013, 34(S1): 206-209.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
对超温ΔT停堆信号中的关键参数进行优化,通过功率运行控制棒组(RCCA)失控抽出事故分析对优化后的超温ΔT停堆信号进行验证研究,采用热工水力子通道分析程序和瞬态分析程序对超温ΔT整定值设定进行分析,新的整定值将对停堆时间、最小偏离泡核沸腾比(DNBR)和反应性引入速率限值方面产生影响。分析结果表明,优化后的整定值在保证反应堆安全裕量的前提下增加了运行裕量,提高了反应堆经济性并能满足反应堆安全运行的要求。

基于SAMG事故序列的严重事故模拟软件开发

赵欣, 刘东, 王加昌, 何腾蛟

2013, 34(S1): 210-213.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
介绍严重事故模拟软件的开发背景,描述模拟软件在显示平台、场景动态建模、数据管理方面的关键技术。给出该模拟软件对秦山第二核电厂严重事故现象模拟的1个应用实例。结果表明,该模拟软件能够快速建立模拟场景,并能有效地对事故模拟进程进行控制。

云计算技术在核动力装置设计平台中的应用研究

彭辉, 肖安洪, 杨大为, 王筝, 关晖

2013, 34(S1): 214-217.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对目前核动力装置工程设计中在软、硬件资源使用上存在的问题,提出运用云计算技术构建基于私有云架构的核动力装置设计平台的建设思路和实施方案,并对核动力装置设计平台的体系架构、关键技术及实现途径、资源配置、运行管理等方面进行详细的阐述。

论科研环境下信息资源保障

刘善勇

2013, 34(S1): 218-220.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
从某国家重点实验室实际出发,研究现代科学研究环境下,科技信息资源保障环境及用户行为的转变,总结科技信息部门应该规避的误区,提出新的信息资源保障模式。同时对科技信息资源建设的可持续发展进行了探讨,提出了信息部门核心能力和知识服务的实现模式。

行波堆燃烧机理研究

汤华鹏, 严明宇, 卢川, 冯琳娜, 陈彬, 梁涛

2013, 34(S1): 221-224.

摘要(24) PDF(0)

摘要:
本文介绍了行波堆(TWR)燃烧原理的数学模型和数值解法,特别针对行波堆平衡态燃耗方程推导和求解以及行波燃烧速度的求解作了详细分析。通过对某1000 MW行波堆堆芯平衡态物理热工耦合计算分析,证明了行波堆原理的可行性和高效的核燃料利用能力,以及优异的堆芯综合性能。

留言板

2013年第34卷第S1期

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2013年第34卷第S1期