核动力工程

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吴文斌, 李庆, 王侃

2014, 35(1): 1-4.

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空间区域分解适合于大规模并行求解中子输运方程,但是子区域的增多会导致收敛变慢。为了克服这一缺点,采用粗网有限差分(CMFD)技术对空间区域分解的并行特征线方法(MOC)进行加速。使用ScaLAPACK求解CMFD粗网扩散方程;CMFD的粗网解既用来修正细网标通量,又用于修正内界面角通量。一维MOC数值结果表明,对于区域分解并行的MOC,CMFD技术是一种十分高效的加速方法,可以显著提高收敛速度。

对角隐式龙格库塔法在求解瞬态对流扩散方程中的应用

邓志红, 孙玉良, 李富, Rizwan-uddin

2014, 35(1): 5-9.

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开发高效求解瞬态对流扩散方程的方法,其空间离散采用改进的节块展开方法(MNEM),时间离散分别选取2阶和4阶精度的对角隐式龙格库塔(DIRK)方法。数值实验结果表明,程序的计算结果同解析解符合很好;MNEM具有跟踪强烈温度变化的能力;两种时间离散方法的效率与问题以及选取的误差限值相关。

一种基于裂变相关时间谱的NMIS特征标签提取方法

魏彪, 杨帆, 冯鹏, 任勇

2014, 35(1): 10-13.

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摘要:
针对传统核材料识别系统(NMIS)特征标签单一,且提取核材料参数种类有限的缺点,将飞行时间法(TOF)与脉冲波形鉴别技术(PSD)引入NMIS的特征提取和识别体系。通过PSD技术区分中子信号与γ信号,并基于不同探测器位置条件下中子、γ信号飞行时间谱的差异,探索一种能够描述核材料与探测器间相对位置差异的时域特征标签。仿真实验结果表明,该方法能够初步识别未知核部件相对位置。

采用TVS-2M组件的VVER堆芯燃料管理研究

王红霞, 徐敏

2014, 35(1): 14-18.

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摘要:
使用KASKAD程序包,对田湾核电站从首循环开始使用TVS-2M组件展开研究,提出相应的燃料组件设计。以此为基础展开燃料管理研究,提出3个燃料管理方案(年换料方案和两个长周期换料方案)。对每个方案中堆芯的安全参数及其他重要参数进行分析,结果表明各种安全参数均满足设计要求。长周期的换料方案是从首循环就开始使用TVS-2M组件,并且只经过2个循环的过渡,寿期长度便达到了长周期的要求。长周期换料方案可提高电厂的年均能力因子,并在整个堆芯寿期内减少大修次数,因而每年节约30.8%的大修费用,因此电厂的经济效益得以提高。

非能动安全壳冷却系统传热关系式研究

蒋孝蔚, 余红星, 孙玉发, 雍泾

2014, 35(1): 19-22.

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摘要:
利用低雷诺数区域的计算流体力学(CFD)模型对非能动安全壳冷却系统(PCCS) COPAIN冷凝试验装置进行模拟,针对其对流传热试验工况进行理论计算,并用COPAIN试验数据进行验证。利用验证后的CFD模型将COPAIN试验对流换热工况参数扩展到温差为40～80℃区域,通过理论计算得到对流传热Nusselt数,并拟合出与Dittus-Boelter关系式形式相似的传热关系式。最后,将经该关系式闭合的集总参数法程序冷凝模型的冷凝传热结果与西屋公司为AP600开展的Wisconsin冷凝试验数据进行对比,结果显示,经新关系式闭合的冷凝传热模型计算结果更接近于试验值。

超临界水冷堆核热耦合计算研究

刘仕倡, 蔡杰进

2014, 35(1): 23-27,41.

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摘要:
以美国超临界水堆(SCWR)设计为研究对象,开发超临界水堆的物理-热工耦合计算程序。该计算程序采用Dragon和Donjon直接耦合计算,提高计算精度和速度;并在功率迭代中引入松弛因子,通过部分迭代法解决传统迭代方法不收敛的问题。轴向温度和密度分布的计算结果验证了程序的有效性和准确性。

超临界压力下CO₂在螺旋管中沿程传热的实验研究

王淑香, 牛志愿, 张伟, 徐进良

2014, 35(1): 28-31.

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摘要:
在热流密度q=0～25 kW/m²、质量流速G=10～262 kg/(m²·s)及入口压力Pin=8～9 MPa的实验参数范围内,研究超临界压力CO₂在螺旋管中上升流动的传热特性,分析质量流速、热流密度及入口压力对换热系数的影响规律。结果表明,沿程换热系数总体呈先上升后下降的趋势,极大值发生在主流平均温度小于准临界温度而壁温大于准临界温度条件下;在换热系数上升段,沿程近壁区流体比热容增加引起的单位体积流体换热能力增强以及粘度减小引起的热边界层减薄是传热强化的主要因素;当近壁区CO₂发生类液态到类气态的转变时,其比热容和导热系数减小是换热系数下降的主导因素。对于物性变化剧烈的超临界流体传热,Nu数仅作为对流与导热相对大小的度量,其数值大小不能客观反映实际换热能力的强弱。

熔盐堆新型非能动余热排出系统中高温热管的数值分析

王成龙, 田文喜, 苏光辉, 张大林, 巫英伟, 秋穗正

2014, 35(1): 32-35.

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摘要:
通过数值方法研究高温热管在熔盐堆发生事故状态下的瞬态运行特性。采用有限元方法对高温热管的管壁和吸液芯区域建立二维瞬态导热模型,蒸汽区域采用准稳态、一维可压缩蒸汽模型。最终获得钠钾合金高温热管启动过程中温度、速度和压力的分布。计算结果表明:高温热管启动迅速且过程平稳,能有效地导出熔盐堆事故条件下的衰变余热。

含不凝性气体的蒸汽冷凝传热实验研究

宿吉强, 孙中宁, 范广铭, 郭子萱

2014, 35(1): 36-41.

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摘要:
对含不凝性气体的蒸汽在竖直圆管外表面冷凝传热进行实验研究,分析过冷度、压力、不凝性气体质量分数以及氦气占比对蒸汽冷凝换热的影响,给出冷凝传热过程中的经验关联式并同经典公式进行对比。结果表明:在压力不变的条件下,壁面过冷度同冷凝传热系数的变化趋势相反;实验范围内,未发生氦气分层现象;所得到的经验关联式具有更广的适用范围,且其与实验值的误差在±20%以内。

竖直圆管内空泡份额径向分布特性形成机制

刘国强, 孙立成, 田道贵, 幸奠川

2014, 35(1): 42-45,51.

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摘要:
在常温常压下,采用光纤探针测量方法对垂直上升大圆管中空气-水两相流动的空泡份额径向分布特性及形成机制进行研究。实验选用圆管直径为100 mm,气相、液相折算速度的范围分别为0.004～0.053 m/s和0.071～0.213 m/s。结果表明空泡份额径向分布随着气-液流量的不同,呈现出"核峰"或"壁峰"型分布特点;通过分析气泡所受到的横向升力和壁面力,表明二者对气泡横向运动的综合作用是造成空泡份额径向分布呈现出"核峰"或"壁峰"型分布的主要原因。

竖直环管内低压水过冷沸腾数值模拟研究

李松蔚, 张虹, 姜胜耀, 俞冀阳

2014, 35(1): 46-51.

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摘要:
通过在计算流体力学软件(CFX)中添加用户程序实现对低压环管内水过冷沸腾的数值模拟。针对Lee等的过冷沸腾实验工况,利用Unal气泡脱离直径模型修正后的Tolubinsky关系式作为汽泡脱离直径关系式,采用Anglart关系式作为汽泡平均直径关系式。通过比较非曳力模型中不同升力模型、湍流耗散力模型对径向空泡份额分布的影响,提出模型的使用建议。将计算结果与实验进行比较,验证模型在低压工况范围内的适用性。

矩形通道临界热流密度计算模型的实验评价

盛程, 周涛, 琚忠云, 黄彦平, 肖泽军

2014, 35(1): 52-55.

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摘要:
自然循环条件下,矩形通道内的临界热流密度(CHF)发生受到很多因素影响,目前对其特征的把握尚不完善。将本研究中得到的实验结果与Katto的强迫循环和Zhang的自然循环两种CHF模型的计算值进行比较,分析两种模型在实验条件下的适用性以及入口流速、出口质量含汽率和压力对CHF的影响。研究表明:Katto模型的计算结果普遍高于实验值,而Zhang模型的计算结果与实验值符合较好。随着入口流速的增大,自然循环和强迫循环CHF均逐渐增大;随着出口质量含汽率的增大,两类循环的CHF均减小;随着压力的增大,两类循环的CHF都增大,而在较大压力条件下自然循环CHF的增长速率随系统压力的增大而减小。

摇摆对窄缝通道内高压两相摩擦阻力影响的研究

张震, 肖泽军, 闫晓, 秦胜杰, 黄彦平, 陈炳德

2014, 35(1): 56-59.

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摘要:
对矩形窄缝通道内高压两相摩擦阻力特性开展实验研究,分析摇摆运动对矩形窄缝内两相摩擦阻力的影响。结果表明:摇摆运动条件下,两相摩擦阻力会随着摇摆运动而呈现近似正弦的波动,两相摩擦阻力波动时均值与静止条件下的相等;摇摆运动引起的摩擦阻力相对变化量随着全液相雷诺数、含汽率、摇摆周期的增大而减小,随着摇摆幅值的增大而增大;摩擦阻力相对变化量与最大摇摆角加速度没有明显单调关系。提出用于计算摩擦阻力相对变化量的经验关系式。

摇摆条件下自然循环流量的混沌时间序列预测

袁灿, 蔡琦, 郭里, 晏峰

2014, 35(1): 60-63.

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摘要:
采用相空间重构和支持向量机相结合的方法建立混沌时间序列预测模型,用该模型对冷却剂体积流量进行预测。应用粒子群算法对模型中参数取值进行同步优化后,预测值与实际测量值的平均相对误差为1.5%,相对精度为0.9879。结果表明,该模型能够用于摇摆条件下自然循环的冷却剂体积流量预测,且具有较高的精度和鲁棒性。

蒸汽发生器下部水平支承改进型缓冲结构刚度性能试验

谢洪虎, 周鹏, 任红兵, 张兴辉, 梁小龙, 刘小华

2014, 35(1): 64-66.

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摘要:
介绍核电厂蒸汽发生器(SG)下部水平支承改进型缓冲结构,以及截面尺寸为10 mm×10 mm缓冲结构的刚度试验选材、试验设备、载荷施加方式等,并对缓冲结构刚度试验的结果进行处理,得到此改进型缓冲结构在不同区间内的加载载荷与位移之间的关系式、对应的弹塑性区的刚度值以及加载载荷与残余变形之间的变化曲线。

核电厂厂址设计地震动参数影响关键因素分析

李小军, 贺秋梅, 侯春林

2014, 35(1): 67-70,77.

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摘要:
基于中国核电厂选址的46个工程场地地震安全性评价资料,分析不同地震危险性分析方法计算结果对厂址设计地震动参数确定的控制作用,并对地震危险性分析概率方法计算结果及确定性方法中的构造地震影响、弥散地震影响计算结果进行统计分析。研究表明:在地震活动性较弱地区,厂址设计地震动参数主要由确定性方法计算结果控制,峰值加速度和高频加速度反应谱值由弥散地震计算结果控制,在这类地区基于厂址设计地震动的核电工程建设将具有更高的抗震安全裕度;在地震活动性相对较强地区,厂址设计地震动参数更可能由概率方法计算结果控制,部分厂址的概率方法计算结果(特别是低频加速度反应谱值)远大于确定性方法计算结果;中国核电厂厂址设计地震动参数确定总体上具有较高保守性。

核能设施地震动模拟中目标反应谱与功率谱转换方法探讨

邢海灵, 赵斌, 卢文胜, 蒋通

2014, 35(1): 71-77.

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摘要:
针对核能设施地震动模拟中合成人工地震动功率谱包络的要求,比较由反应谱计算功率谱的几种常用方法,并分析各方法中相关参数对结果的影响。此外,采用拟合小阻尼反应谱生成人工时程并取各时程功率谱平均值的方法,可得到与反应谱相对应的功率谱。以AP1000和RG1.60的反应谱及其对应的目标功率谱为分析对象,考察由反应谱计算功率谱各种方法的计算精度,并着重对Kaul方法的适用性进行分析。最后给出核能设施地震动模拟时,获得足够精度功率谱的相关建议。

阻振质量对有限平板振动传递影响分析

李朋洲, 卢军, 孙磊

2014, 35(1): 78-81,86.

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摘要:
建立点激励作用下附加阻振质量的有限平板理论分析模型,采用波动法和模态法的组合方法推导模型的振动响应。以均方速度为指标分析板系统附加阻振质量后,阻振质量对激励板的振动能量向接受板传递的阻抑规律,讨论阻振质量的质量比等参数对板系统振动阻抑效果的影响。结果表明,当附加条形阻振质量时,阻振质量在低频段对板系统的振动能量传递具有较好的阻抑效果。当附加离散阻振质量块时,阻振质量在低频段对板系统的振动不但没有阻抑效果,反而还会放大板系统的振动;在高频段,随着阻振质量质量比的增加,条形和离散阻振质量块对板系统振动的阻抑效果更好。

HTR-10磁力轴承氦风机辅助轴承承载特性分析

肖真, 杨国军, 李悦, 时振刚, 于溯源

2014, 35(1): 82-86.

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摘要:
基于Hertz接触理论,提出一种由转子轴心位移数据推算球轴承内部接触应力以及外部载荷的计算方法,将其应用于HTR-10磁力轴承氦风机转子跌落实验,并分析转子跌落后不同阶段辅助轴承的承载特性。结果表明,辅助轴承能很好地抵御转子跌落产生的轴向冲击,不会在辅助轴承内部产生严重的塑形变形,对辅助轴承工作性能不会产生影响。另一方面,转子的回转运动以及初始急加速时内圈上的热积聚是转子惰转过程中辅助轴承径向载荷的主要来源,也是导致辅助轴承失效的重要因素。文中分析了径向载荷的影响,结果表明所选辅助轴承方案仍可以满足跌落要求。

两串列管与两并列管的流致振动特性研究

冯志鹏, 张毅雄, 臧峰刚

2014, 35(1): 87-91.

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摘要:
为研究管束中的流-固耦合问题,利用有限体积法离散大涡模拟的流体控制方程及有限元方法离散结构动力学方程,结合动网格技术,实现计算结构动力学(CSD)与计算流体力学(CFD)之间的联合仿真,建立三维流体诱发弹性管束振动的数值模型。用本模型对单管振动响应进行数值模拟,并与已有实验数据比较证明了模型的合理性后,对三维弹性管的流-固耦合振动进行数值模拟分析。研究结果表明,发生锁定时单管的运动轨迹为"8"字型;两并列管的升力与横向变形幅值相等、相位相反,流体力、振幅随着间距的增加而减小,当间距大于1.5D后,两管间的相互影响基本消失,响应接近单管;两串列管中下游管的升力与振幅随节径比的增大而增大,当间距大于2D后,上游管几乎不受下游管的影响,流体力与振幅接近单管。

基于断裂强度的陶瓷燃料颗粒开裂模型

龙冲生, 赵毅, 高雯, 肖红星, 韦天国

2014, 35(1): 92-96,105.

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摘要:
基于陶瓷燃料断裂强度建立弥散型燃料中陶瓷燃料颗粒开裂行为的数学模型。以铜基弥散型燃料为例,通过计算预测燃料颗粒的开裂温度与燃耗的关系,分析基体金属、环境约束、燃料相的体积、燃料颗粒尺寸对开裂温度的影响,探讨提高燃料颗粒开裂温度的途径。结果表明,燃料颗粒开裂温度与燃耗深度近似呈幂律关系,随燃料相体积的增加近似直线下降;裂变气体气孔率和孔径的增加利于提高颗粒的开裂温度。

二氧化铀芯块的低温烧结工艺与高温蠕变研究

李锐

2014, 35(1): 97-100.

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摘要:
介绍二氧化铀芯块的低温烧结技术,研究使用低温烧结技术所制备芯块的高温蠕变性能。试验中芯块的烧结温度分为1073、1273、1473、1673 K,烧结时间为1、2、3 h。烧结温度为1673 K,烧结时间为3h时,获得的的芯块烧结密度最大,密度为10.41g/cm³。由低温烧结工艺获得的芯块晶粒尺寸为9.0μm,而采用传统工艺制得的芯块晶粒尺寸达到23.8μm。。在应力20～50 MPa,温度1673 K和1773 K,氮气氛保护的条件下进行蠕变试验,研究这2种芯块的高温蠕变性能。由试验结果可知,在堆芯环境下(10 MPa应力)2种晶粒尺寸的芯块蠕变速率有一定差异,比值约为3。晶粒尺寸9.0μm的芯块其蠕变速率可以由Nabarro-Herring和Hamper-Dorn模型计算,而晶粒尺寸23.8μm的芯块其蠕变速率可以由Hamper-Dorn模型计算。

钛合金材料弹塑性修正因子研究

杜娟, 邵雪娇, 张丽屏, 阚前华, 郭素娟

2014, 35(1): 101-105.

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摘要:
对核级设备的疲劳分析计算通常是采用美国工程师机械学会(ASME)或法国《压水堆核岛机械设备设计和建造准则》(RCC-M)规定的简化弹塑性疲劳分析方法。进行简化的弹塑性疲劳分析需要确定弹塑性修正因子(Ke)及其相关参数。规范给出了核级设备常用材料的Ke基于大量试验数据拟合的经验公式及其相关系数。但目前,规范并没有提供钛合金材料的这些相关数据。由于试验获取钛合金材料Ke需要耗费大量时间和物力,因此,通过数值分析方法获取钛合金材料的Ke,并验证核级设备常用材料规范提供的经验公式是数值分析方法获取Ke的包络值,同时确定包络的最小保守裕量。以此为依据,确定钛合金材料Ke的表达式及其相关系数,以满足钛合金TA17的简化弹塑性疲劳分析要求。

基于模糊距离的核电厂瞬态分段识别方法

常远, 黄晓津, 李春文, 郝轶

2014, 35(1): 106-109.

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摘要:
近年来发展的核电厂瞬态识别技术,可为操纵员提供处于发展阶段的故障信息,有助于了解核电厂状态并及时采取相应的操作动作,保证核电厂的安全运行。将瞬态过程曲线分为两段,前段利用聚类方法用于快速识别,后段利用提取的瞬态过程的特征进行更准确的识别。利用待识别瞬态与参考瞬态间的模糊距离描述二者的相近程度,可以消除噪声等扰动的影响,并得到更符合认知习惯的结果。利用高温气冷堆核电厂仿真机的故障数据验证瞬态识别方法的有效性。

ARE流量测量装置在不同标准下的应用和研究

杨东方

2014, 35(1): 110-112.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
岭澳核电站二期是岭澳核电站一期的"翻版加改进",主给水流量测量装置保持不变,而验收标准由采用的英国标准(BS)改成美国机械工程师协会(ASME)标准。本文就ARE流量测量装置的选型、使用、验收标准以及存在的问题进行必要的研究与分析。

CPR1000核电厂系统的仪控分级方法探讨

司恒远, 胡剑, 钟斌

2014, 35(1): 113-116.

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摘要:
核电厂物项安全分级需满足相关核电法规标准对其的原则性要求,而对于具体分级的方法目前尚未有统一的要求,针对系统的仪控分级方法更是鲜有涉及。本文提出的仪控分级方法为:根据系统的功能级别,通过系统运行分析,识别出系统在事故运行过程中所需要的安全级信号,确定相关设备的控制过程,进而根据这些信号和产生的控制过程所执行的系统功能的级别,确定系统的仪控分级。该方法已用于红沿河核电厂重要厂用水系统(SEC)设计改进中的仪控分级。

研究堆辐照孔道内热中子注量率测量方法研究

尹志涛, 吕征, 王玉林, 郑伍钦

2014, 35(1): 117-121.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
采用经典的活化箔法测量研究堆辐照孔道内热中子注量率的相对分布,并选择孔道内有代表性的点进行中子温度和热中子绝对注量率的测量;最后利用镉比修正法对实验结果进行校核。分析表明,2种方法得到的数据符合较好,可以相互校核用于其他孔道内的绝对热中子注量率测量。

核电厂仪控系统纵深防御和多样性设计

周继翔, 朱攀, 肖鹏

2014, 35(1): 122-124.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
针对事件发生时用于保护堆芯和限制放射性扩散的功能,核电厂设计有多层次的防御,仪控系统的设计支持这一理念,通过纵深防御和多样性设计,保证保护屏障和措施的完整性和有效性,抵御潜在的共因故障的影响,有利于限制核电厂事故的发展,减轻事故后果,保证反应堆及核电厂设备和人员的安全,防止放射性物质向周围环境的释放。

反应堆内置式控制棒水压驱动回路技术研究

赵陈儒, 薄涵亮

2014, 35(1): 125-128.

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摘要:
根据内置式控制棒水压驱动技术的特点,提出离心泵连续运行和隔膜泵间歇运行2种驱动回路设计方案,并从振动噪声和耗功的角度对2种方案进行计算、分析和比较。针对隔膜泵间歇运行方案,以某反应堆冷态调试工况为例,计算分析驱动机构水压缸泄漏流量和控制棒动作间隔时间对充水间隔时间和泵运行时间的影响。结果表明,离心泵连续运行方案适用于控制棒数目较多、泄漏流量较大的工况;当泄漏流量较小时,采用隔膜泵间歇运行方案,通过选择合适的隔膜泵流量和储水箱气水比,可减少泵运行时间、增加储水箱充水间隔时间,并减小振动、噪声以及降低功耗。

核电厂吊篮筒体优化设计与焊接工艺改进研究

王庆田, 陈训刚, 夏欣

2014, 35(1): 129-133.

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摘要:
介绍我国目前在建的二代改进型百万千瓦级核电厂反应堆堆内构件吊篮筒体的结构特征及设计要求。借鉴国内外相关领域的成熟应用经验,通过理论分析,从结构优化和焊接制造工艺2个方面提出具体改进措施。通过这些措施,可大大减少焊接工作量,降低焊接残余应力水平,从而最大程度的降低吊篮筒体的制造难度和变形风险。

反应堆保护装置校验设备设计

杨洋, 韩文兴, 贺理, 吴志强, 马权

2014, 35(1): 134-137.

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摘要:
为了实现反应堆保护装置各功能单元的快速、自动化功能校验,设计反应堆保护装置校验设备。该设备通过基于现场可编程阵列逻辑(FPGA)的脉冲信号输出电路配合高速采集卡采样频率和缓冲区数据计数的方法,实现定值单元自检接口的测试;通过基于高精度恒压源、电压反馈、电流反馈模块的输出电路实现对高精度毫伏信号的模拟;通过故障定位专家系统实现对各功能单元的智能化故障定位。各项测试和试验结果表明,各项技术指标满足用户规定的要求。

基于IGBT的反应堆控制棒驱动机构电源控制装置

郑杲, 黄可东, 余海涛, 马权, 金远, 田宇, 李国勇

2014, 35(1): 138-141.

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摘要:
反应堆控制棒驱动机构电源控制装置采用闭环调节技术、脉宽调制技术以及可编程控制器控制技术,控制功能完备,实现了控制电路对绝缘栅双极型晶体管的有效控制,使得控制对象上的电流线性可调节,以及电流波形下降沿时间可调节。本装置采用的新的设计方法解决了基于传统国产控制棒驱动机构控制方法设计的装置和目前国外控制棒驱动机构电源控制装置存在的相关问题,与国内外同类控制设备相比主要性能基本一致,在控制技术、设备性能、可靠性和设备总体技术性能方面均达到国外同类先进产品的技术水平。

高温气冷堆主氦风机叶轮过盈配合有限元分析

李凯, 祝宝山, 王宏

2014, 35(1): 142-146.

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摘要:
利用有限元软件ANSYS中的接触单元模拟高温气冷堆主氦风机叶轮与转轴的过盈配合。通过调节接触单元实常数确定有限元初始过盈量,针对不同过盈量、不同的叶轮与轴间的摩擦系数和不同的叶轮转速,计算分析叶轮和转轴过盈面间接触压力分布。结果表明,沿圆周方向接触压力呈现周期性变化,接触压力随着过盈量增加线性递增;转速越高,配合面靠近轮盘侧压力越低,但靠近轮盖侧则越高。

核反应堆专设安全设施试验间隔期的确定

尚彦龙, 蔡琦, 陈力生, 赵熙

2014, 35(1): 147-151.

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摘要:
针对核反应堆专设安全设施试验间隔期的优化,以传统的专设安全设施组成设备平均可用度模型为基础,提出采用较少假设近似并考虑设备在备用、试验和检修3阶段状态关联的可用度模型。改进模型比原模型具有更为广泛的适用性,对大型复杂系统、精度要求比较高的分析计算具有优势。将该模型用于核反应堆余热排出系统试验间隔期的确定,结果能够为核反应堆专设安全设施的使用管理和维修决策提供参考。

模块化压水堆非能动余热排出系统运行特性分析研究

范书淳, 鲁剑超, 彭诗念, 张显均

2014, 35(1): 152-155.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对初步设计的非能动余热排出系统方案并结合模块化反应堆的结构和运行特点,对非能动余热排出系统进行合理的控制体和节点划分并建立数学物理模型,采用数值迭代方法和通用热工水力分析程序,分析非能动余热排出系统的瞬态热工水力特性。结果表明,反应堆发生断电事故后,系统自然循环可以很快建立;在非能动余热排出过程中,换热器中二次侧始终为液相,没有发生流动不稳定;应急冷却器换热面积在一定范围内变化对系统余热排出能力没有显著影响。

高压安注管道热疲劳现象及改进措施分析

张守杰

2014, 35(1): 156-160,164.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
根据高压安注死管段内的热工水力特性,分析管道热疲劳发生的机理。提出大亚湾核电站和岭澳核电站一期高压安注死管段的改进方案,并对改进方案中的新增管线进行疲劳分析后可得,大亚湾核电站和岭澳核电站一期在改进中新增的管线,不会因机组各种运行工况引入的载荷而发生疲劳失效。压力井改进方案是有效的、安全的。

田湾核电厂松动部件监测系统误报警分析

周正平, 欧阳钦, 茆秋华, 袁少波

2014, 35(1): 161-164.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
介绍田湾核电厂松动部件监测系统(LPMS)的设备结构组成和报警逻辑设置。根据田湾核电厂历年来松动部件监测系统的运行记录,对典型松动部件误报警触发的案例进行故障分析和诊断,指出报警信号的特点和松动事件的触发来源。

高温气冷堆氦气/氨水联合循环热力性能分析

罗尘丁, 赵福强, 周杰, 张娜

2014, 35(1): 165-169.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
对由顶部高温气冷堆简单循环、底部Kalina循环构成的氦气/氨水联合循环系统(HAC)进行热力性能分析。研究表明HAC循环相对HCC循环热效率提高6.0%,㶲效率提高8.1%,最终达到46.2%与62.0%。实现HAC循环对核能的高效转化利用具有良好的发展前景。

无线加速度传感器在石墨堆芯结构抗震实验中的应用研究

倪振松, 孙立斌, 吴莘馨

2014, 35(1): 170-173.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
提出一种用于地震条件下石墨堆内构件的动力学响应检测的无线加速度传感器,并且能够对地震条件下石墨结构的完整性做出明确的评价。检测结果表明,在满足抗震实验各种工况条件下对无线加速度传感器的检测结果与有线加速度传感器检测的结果是一致的。该无线检测技术避免了传统的基于有线网络的石墨结构检测系统的安装费用高、可靠性差、安全性差等缺点。

聚锑酸用于⁹⁰Y发生器制备的可行性研究

邓启民, 尹邦顺, 程作用, 李明起, 李茂良

2014, 35(1): 174-177.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
聚锑酸(PAA)在0.1 mol/L硝酸溶液中对Sr和Y的吸附容量分别为16.25 mg/g和42.1μg/g。不同浓度硝酸溶液不能将Sr和Y分离,二乙基三胺五乙酸(DTPA)和乙二胺四乙酸(EDTA)溶液可以洗脱Y而不能洗脱Sr。采用0.02 mol/L的EDTA为洗脱剂,Y的回收率能达到72%,但造成PAA交换剂不稳定。80℃下20 mL 0.12 mol/L的DTPA溶液可以洗脱86.2%的Y。研究结果表明,PAA有望制备成90Y发生器,但是发生器体系必须进行合理的设计以满足90Y发生器的要求。

高通量工程试验堆¹⁴C生产估算

刘水清, 孙宇, 马立勇, 杨斌

2014, 35(1): 178-180.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
通过计算热中子利用率来估算靶件对堆芯反应性的影响,同时使用燃料管理程序进行校算。估算结果表明,堆芯80盒元件可装氮化铝靶料4000 g,对反应性的影响约为-250×10^-5,使堆芯寿期缩短约60MW·d;¹⁴C的年产量可达1.0×10¹² Bq。高通量工程试验堆(HFETR)的堆芯核设计和运行结果表明,该估算是正确、合理的。

留言板

2014年第35卷第1期

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