核动力工程

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于涛, 谢金森, 李志峰, 刘紫静, 左国平, 何丽华, 李小华

2014, 35(5): 1-3. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0001

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摘要:
为研究惰性基质燃料(IMF)在压水堆(PWR)中应用的可行性,计算比较了PuO₂+ZrO₂+MgO和PuO₂+ThO 2种典型IMF的栅格无限增殖系数k_inf、燃料温度系数D_c和慢化剂温度系数M_TC随燃料中PuO₂体积分数的变化规律,得到满足D_c、M_TC为负的要求下IMF成分的初步可行区间。

可显式处理燃料组件轴向非均匀性的粗网节块方法

吕栋, 张少泓

2014, 35(5): 4-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0004

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对传统节块方法无法妥善处理节块内由于燃料组件定位格架或部分插入的控制棒而引入的非均匀性这一弱点,提出2种可显式处理这类非均匀性的方法。以国际原子能机构(IAEA)公布的三维基准问题及实际电厂反应堆问题为例对这2种方法进行计算验证,计算验证表明,本文建议的方法可以实现在粗网节块法的框架内直接显式处理燃料组件的轴向非均匀性。

离散纵标与蒙特卡罗耦合方法在反应堆屏蔽计算中的应用

肖锋, 应栋川, 章春伟, 吕焕文, 李兰

2014, 35(5): 9-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0009

摘要(10) PDF(0)

摘要:
建立基于离散纵标方法计算程序DOT以及蒙特卡罗方法计算程序MCNP的耦合方法。通过为MCNP程序SSR命令提供二进制源描述文件,实现在不重新编译MCNP程序条件下的离散纵标与蒙特卡罗耦合。在600 MW核电厂反应堆堆坑小室屏蔽计算中应用耦合方法的计算结果验证该方法的正确性。在耦合方法中研究探索源偏倚策略的实现方式,计算结果表明,源偏倚技术应用与离散纵标与蒙特卡罗耦合方法计算中,能有效降低统计方差,提高计算效率。

核电厂抗震设计取消OBE原因和措施浅析

李强, 张健

2014, 35(5): 13-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0013

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摘要:
通过分析对比美国核管理委员会(US NRC)和美国电力研究院(EPRI)出版的文件,结合核一级管道应力比的统计数据,对核电厂抗震设计中取消运行基准地震(OBE)的原因进行分析。结果表明,降低OBE对安全停堆地震(SSE)的比例,并且在抗震分析中不再把OBE作为直接的载荷因素,仅作为停堆检查的限值,能够达到优化核电厂抗震设计的目的。为了防止因此而降低核电厂抗震方面的安全性能,还需制定相关措施。

全厂断电严重事故自然循环和蠕变失效分析

向清安, 邓纯锐, 陈宝文, 冯进军

2014, 35(5): 17-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0017

摘要(13) PDF(0)

摘要:
使用MELCOR 2.1程序建立ACP1000自然循环模型,选取全厂断电叠加辅助给水丧失严重事故(TMLB'),分析主冷却剂管道热段和蒸汽发生器(SG)传热管自然循环现象,采用蠕变失效模型评价主冷却剂系统(RCS)部件失效时间。结果表明,压力容器(RPV)出口接管比有裂纹的SG最热传热管先失效。

预测传热管涡致振动的改进尾流振子模型

冯志鹏, 臧峰刚, 张毅雄, 叶献辉

2014, 35(5): 22-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0022

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对传热管的漩涡脱落诱发振动问题,在经典尾流振子模型的基础上,提出一种用于预测传热管涡致振动的改进尾流振子模型。计算结果与实验结果的对比显示,该模型能较好地模拟传热管涡致振动的重要特性。首先,通过研究发现,采用联合的位移耦合和加速度耦合模式,能较好地模拟柱体振动与漩涡脱落间的相互作用;其次,经典尾流振子模型中定义的经验参数为定常数,但通过分析发现,其经验参数应根据具体的结构参数来确定;最后,对改进的尾流振子模型所预测的结果与通过流固耦合数值模型计算得到的结果进行了对比分析,结果显示改进的尾流振子模型的结果与双向流固耦合模拟得到的结果吻合较好,说明尾流振子模型用于传热管的漩涡脱落诱发振动是可行的、合理的。

核电厂保护系统机柜抗震裕度研究

胡晓英

2014, 35(5): 28-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0028

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摘要:
以秦山核电厂保护系统机柜为例,基于现有的机柜内功能部件和机柜外壳结构框架的试验反应谱和要求反应谱,采用EPRI NP-6041-SL技术报告中易于实施的保守的确定论失效裕度(CDFM)分析方法,合理选取其反应谱削波因子、机柜放大因子、抑制因子等主要参数,计算其抗震裕度放大因子,得到现有保护系统机柜的抗震裕度。

针对热分层现象的稳压器波动管结构评价方法研究及分析程序应用开发

张毅雄, 余晓菲, 艾红雷

2014, 35(5): 31-35. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0031

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摘要:
稳压器波动管热分层现象对核电厂安全运行具有潜在威胁。根据热分层发生机理,采用Fr数来判断热分层现象是否发生,研究热交换系数的计算方法,并将热分层引起的三维热应力解耦成一维总体应力和二维局部应力。根据RCC-M规范的要求,采用一维和二维组合的应力计算方法,将热分层产生的应力和其他载荷产生的应力叠加,进行结构完整性评定。配套本文提出的分析评价方法,对SYSTUS程序和ROCOCO程序进行应用开发。采用本文的分析评价方法和配套的分析程序,对秦山二期扩建工程稳压器波动管热分层进行分析评价,结果表明:稳压器波动管在热分层效应下结构完整性仍然满足RCC-M规范要求。

控制棒驱动机构电流响应特性分析

刘森, 李跃忠, 赵毛毛, 孙振国, 张逸飞

2014, 35(5): 36-38,52. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0036

摘要(10) PDF(0)

摘要:
控制棒驱动机构的提升与下插动作需要钩爪部件与3个电磁线圈配合完成,对线圈电流的动态响应过程要求较为严格。采用Simulink软件搭建控制棒驱动机构棒控系统与线圈部件的等效回路,计算分析控制棒驱动机构线圈电阻、电感、端电压等因素对线圈电流响应时间的影响;采用电磁分析软件MAGNET对移动线圈中电流的变化过程进行仿真分析。最终得到控制棒驱动机构线圈电流响应时间与线圈端电压、线圈等效电感、电阻以及棒控回路形式的关系。

免疫P-PID串级控制的核反应堆功率调节器研究

成守宇, 彭敏俊, 刘新凯

2014, 35(5): 39-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0039

摘要(19) PDF(0)

摘要:
核反应堆的功率调节器通常采用传统的比例-积分-微分(PID)控制器来实现,能满足运行要求但控制效果一般。为改善这一状态,本文借鉴生物免疫中T细胞和B细胞间的协同免疫机理,提出基于人工免疫机理的免疫P和PID串级控制策略的核反应堆功率调节器。仿真测试结果表明:采用人工免疫的功率调节器能够有效地改善核动力装置的动态运行特性,并且其控制性能要优于基于传统PID的功率调节器。

基于数字化技术的反应堆测量系统修正方法研究

何正熙, 陈静, 霍雨佳, 余俊辉, 何鹏, 李小芬, 苟拓

2014, 35(5): 43-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0043

摘要(15) PDF(0)

摘要:
在分析影响测量系统准确度的各种影响因素基础上,基于数字化技术的计算优势在反应堆系统参数测量中提出"仪表修正"和"系统修正"2种修正方法。2种修正方法用数字化技术实现后,提高了瞬态和事故工况下测量的准确度,扩展了仪表的应用范围,可进一步提高反应堆的安全性和经济性。

核电厂严重事故工况下仪表可用性评价的电路仿真建模方案研究

黄有骏, 陈智, 邹树梁, 余俊辉, 孔翔程

2014, 35(5): 47-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0047

摘要(11) PDF(0)

摘要:
核电厂严重事故工况下的仪表可用性评价一般采用曲线包络法。但由于曲线包络法存在一定的局限性,应用PSpice电路仿真方法对其进行补充,对电路仿真建模方案进行分析。根据严重事故工况环境现象及仪表失效相关数据库,结合核电厂仪表的特点,建立电路仿真模型,将仿真结果同三里岛事故仪表分析报告进行对比验证。结果表明,采用的建模方案具备合理性。

一种非能动余热排出系统设计方案

袁潇, 彭敏俊, 夏庚磊, 刘新凯

2014, 35(5): 53-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0053

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摘要:
非能动余热排出系统依靠本身的自然循环特性,应能够在较长时间内提供对堆芯的冷却,保证反应堆的安全。提出一种非能动空气冷却余热排出系统(PRHRS)方案,利用应急冷却水箱作为中间缓冲设备,既可以满足事故初期快速冷却的要求,又能保证非能动余热排出系统在相当长一段时间内的可靠运行。基于自然循环系统特性对所设计的PRHRS系统进行设计计算,并使用RELAP5程序对全厂断电事故下反应堆停堆后PRHRS投入运行的过程进行仿真,以验证设计的合理性。反应堆热工水力动态特性的结果表明,该系统可通过自然循环排出堆芯余热,保证堆芯安全。

波形板壁液膜破裂实验研究

刘晓一, 田瑞峰, 陈军亮, 孙兰昕, 阎昌琪

2014, 35(5): 57-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0057

摘要(9) PDF(0)

摘要:
设计并搭建了横掠气流下波形板壁液膜破裂可视化研究的实验台架,研究不同液膜厚度下气流速度与液膜破膜速度之间的关系。通过改变液膜流量和气流速度获得不同液膜厚度条件下的临界破膜速度,并利用高速摄像技术对液膜破裂行为进行研究。结果表明,液膜的破裂与气流速度、液膜厚度有关,两者呈负相关性;无量纲分析表明液膜的惯性力和气流剪切力是导致其破裂的不稳定性因素,而壁面粘性力和液膜表面张力则是抑制液膜破裂的稳定性因素;液膜在临界气流剪切力作用下发生破裂的破口是从波形板的屈折角(凸角)开始的,而且液膜可以以不同的形式被卷入到气流中,液膜破裂形态与液膜厚度有关。

乏燃料水池非能动冷却热管传热性能研究

王明路, 熊珍琴, 顾汉洋, 叶成, 程旭

2014, 35(5): 62-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0062

摘要(11) PDF(0)

摘要:
大尺度分离式热管具有无需电力驱动、换热效率高的特点,可用于断电事故后乏燃料水池非能动冷却,能有效提高核电厂的安全性能。针对大尺度分离式热管的传热特性开展实验研究,获得热管蒸发段外侧加热水流速0.007～0.02 m/s,加热水温度50～90℃,冷凝段冷却空气速度0.5～2.5 m/s参数范围下换热量、蒸发段平均换热系数、工作温度、工作压力以及循环流量随冷凝段风速、蒸发段热源进口温度和速度的变化规律。结果表明,大尺度热管的最大换热量达到20.1 kW。参数的敏感性分析表明,热源温度和热源流速对热管的循环流量、换热量具有显著的影响。冷凝段外冷却空气速度超过1.5 m/s后,其对分离式热管的影响相对较小。

基于析因分析的超临界水自然循环流动稳定性研究

李精精, 周涛, 霍启军, 肖泽军

2014, 35(5): 66-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0066

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摘要:
超临界水自然循环流动稳定性的研究对反应堆安全有重要意义。通过析因分析方法,分析不同因素及其因素间交互作用对自然循环流动稳定边界的影响。研究发现:对于流动稳定性,效应C(入口阻力系数)影响所占的百分比贡献率最大,约70.89%;其次是效应AB(加热段长度和入口温度交互作用)的影响,其百分比贡献率占到13.26%;之后是效应A(加热段长度)的影响,其百分比贡献率为12.32%。在对脉动周期的影响中,效应A(加热段长度)的百分比贡献率最大,为68.47%;其次为效应C的影响,其百分比贡献率为24.04%。其他因素及其之间的交互作用效应对稳态流量和脉动周期的影响可以忽略不计。

APROS程序在超临界水流动不稳定性分析中的适用性研究

李妍, 陆道纲, 曾小康, 刘余

2014, 35(5): 70-73,88. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0070

摘要(13) PDF(0)

摘要:
围绕超临界水冷堆中可能存在的流动不稳定性,采用系统分析程序APROS对不同情况下可能存在的密度波不稳定性进行分析。在APROS程序中分别对并联双通道、单通道和自然循环回路进行数值建模,采用动态求解得到各自的流动不稳定边界。结果表明,APROS程序能有效地预测超临界水流动不稳定边界,计算结果与已有的实验和数值分析结果吻合较好;在数值求解时需要优化时间步长,较大的时间步长会带来耗散效应。

竖直矩形窄缝通道内静水条件下气泡运动特性实验研究

宋明亮, 黄彦平, 王俊峰, 刘光旭, 张利琴, 张兴武

2014, 35(5): 74-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0074

摘要(10) PDF(0)

摘要:
基于图像自动识别方法对矩形窄缝通道(2 mm×60 mm×790 mm)内常温常压静态流体中的气泡运动特性进行可视化实验研究,获得不同气泡当量直径对应的气泡形态和运动速度;定量分析气泡运动速度与气泡当量直径间的关系,并基于本研究获得的实验数据对现有关于气泡运动速度的预测关系式进行定量评价。

窄缝通道内汽泡界面参数对脱离直径预测的影响

徐建军, 谢添舟, 卓文彬, 陈炳德, 黄彦平

2014, 35(5): 78-82. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0078

摘要(12) PDF(0)

摘要:
通过汽泡受力分析,构建窄缝通道内汽泡脱离直径预测模型。基于可视化实验获得的汽泡轴心倾斜角、前后接触角以及底部接触直径等数据,评价分析汽泡界面参数对脱离直径预测的影响,进而确定适用于本实验工况下窄缝通道内汽泡受力模型求解的界面输入参数,获得了窄缝通道汽泡脱离直径的预测值。利用竖直和倾斜条件下可视化实验获得的58个数据对汽泡脱离直径预测模型进行了验证,预测值和实验值符合较好。基于验证的汽泡脱离直径模型评估了各个力的地位和作用,应用分析了热工参数对汽泡脱离直径的影响。

倾斜、摇摆对矩形通道内泡状流局部界面参数分布的影响

闫超星, 阎昌琪, 孙立成, 幸奠川, 王洋

2014, 35(5): 83-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0083

摘要(13) PDF(0)

摘要:
借助高速摄像机,对倾斜和摇摆条件下矩形通道(43 mm×3.25 mm×2000 mm)内泡状流局部界面参数的横向分布特性进行实验研究,包括局部气泡比例、空泡份额及界面面积浓度(IAC)。实验结果表明,竖直、倾斜及摇摆条件下,局部气泡比例、空泡份额及IAC三者的横向分布形状相类似。竖直静止及摇摆至竖直位置时,通道内中间较大范围内各局部参数变化缓慢,在xi/(w/2)=±0.5(xi为以通道宽边中心轴线为原点到窄边内壁面的距离,w为宽边尺寸)附近出现峰值;随着倾斜和摇摆角度的增大,下壁面附近峰值被削弱,上壁面附近峰值被加强。实验摇摆参数范围内,摇摆时局部参数的横向分布与实验段倾斜至相同角度时的分布十分相近;主要原因为在横向上摇摆引起附加惯性浮力远小于气泡受到的浮力。

倾斜条件下一体化反应堆模拟回路单相自然循环实验与数值研究

宫厚军, 杨星团, 黄彦平, 姜胜耀, 刘志勇

2014, 35(5): 89-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0089

摘要(10) PDF(0)

摘要:
对一体化反应堆模拟回路开展倾斜条件下单相稳态自然循环实验,并应用RELAP5程序进行数值模拟。结果表明:应用RELAP5 MOD3.2程序可以准确预测倾斜条件下的自然循环流量;模拟回路横倾时,位于高处的换热器一次侧流量大于低处的,换热器偏离加热段的角度越大,两侧换热器一次侧流量差别越大;纵倾时一回路各段质量流量变化规律一致,质量流量随纵倾角度增大而显著减小;相同热工工况,相同倾斜角度的横倾与纵倾,二者的总循环流量非常接近。

CPR1000核电厂核岛主设备热棘轮现象试验评估方法研究

伍时建, 金挺, 熊光明, 刘乐

2014, 35(5): 94-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0094

摘要(8) PDF(0)

摘要:
针对RCC-M评定准则对部分部件的热棘轮现象无法做出安全性评定的问题,综合考虑塑性变形和弹性变形的影响,详细分析CPR1000核电厂稳压器电加热喷雾接管的热棘轮现象。计算结果表明,RCC-M热棘轮评定准则过于保守,试验分析方法更精确,可提高核电建设的经济性。

核电厂控制棒组件冷却系统的评估和优化

曹念, 张妍, 文彦, 荚川, 熊万玉

2014, 35(5): 97-100,137. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0097

摘要(11) PDF(0)

摘要:
采用计算流体力学(CFD)数值模拟与实际实验参数对比分析风冷系统冷却特性,评估风冷系统设计合理性并优化限值。结果表明,控制棒数量的增加,有利于风量分配的均匀化和风冷系统冷却效率的提高;虽然回风温度是评价风冷系统冷却效率的关键指标参数,但应综合考虑反应堆控制棒的数量和分布,随着控制棒数量的变化,回风温度限值应相应变化。

高寒地区安全壳打压试验

蔡建涛, 倪永生, 贾武同

2014, 35(5): 101-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0101

摘要(16) PDF(0)

摘要:
针对高寒气候对安全壳打压试验可能造成的各种影响,从设计、设备、施工、调试等角度分析试验风险点并提出解决方案。主要解决的问题有:低温条件下试验载荷对安全壳附属部件的影响,以及低温对安全壳整体泄漏率测量的影响等。在红沿河核电厂1号机组冬季安全壳打压试验的应用表明,所提出的方案可有效克服高寒地区恶劣气候对试验造成的影响。

CPR1000核电厂主冷却剂泵联轴节过盈装配分析

王玉旭, 满晓宇, 岳凯, 刘以亮, 刘瑜

2014, 35(5): 106-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0106

摘要(14) PDF(0)

摘要:
剖析中国改进型三环路压水堆(CPR1000)的主冷却剂泵(主泵)联轴节的装配过程,给出实施过程中存在的问题。对联轴节轴向热膨胀导致的装配深度变化进行重点分析,提出以控制温度和装配深度为主的改善措施,并进行了现场实施应用,取得了预期效果。

定位格架新型搅混翼设计研究

陈杰, 雷涛, 彭园, 谷明非

2014, 35(5): 109-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0109

摘要(16) PDF(0)

摘要:
定位格架是影响燃料组件热工水力性能的重要部件,其搅混翼对流体存在搅混作用。本文主要针对定位格架搅混翼对流体的搅混作用,采用计算流体力学(CFD)方法研究子通道内部及子通道之间流动搅混较为薄弱的环节。研究表明,增大搅混翼外形尺寸能增强格架的搅混能力,带辅翼的新型搅混翼设计能有效弥补主翼对流动搅混的不对称性,增强格架子通道内部的涡旋搅混能力,优化布置的辅翼形式,不过多减弱子通道之间的横向流搅混作用,且有利于搅混效果的沿程发展,同时还兼顾考虑了由此带来的格架压降增大。

核电厂非能动氢复合器研制

王宏庆, 马韦刚, 姜峨, 马援东, 王春, 傅晟伟, 李志明, 邱添

2014, 35(5): 113-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0113

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核电厂非能动氢复合器主要用于消除严重事故后安全壳内产生的氢气,避免氢气聚集而产生爆炸。根据H₂和O₂催化反应消氢的工作原理,设计以Pt、Pd混合配比作为催化剂的催化板,并以此为核心部件,设计制造能够在非能动条件下持续消氢的非能动氢复合器。针对核电厂安全壳严重事故后的消氢要求,开展非能动氢复合器在不同温度、压力、氢气体积分数等条件下的消氢速率试验,不同毒物对消氢效果影响试验以及启动和停止阈值试验。研究结果表明,非能动氢复合器达到了核电厂事故后消氢技术要求,可直接应用于二代堆型核电厂,还可以应用于EPR或AP1000等三代堆型核电厂。

压水堆单一环路流量超差的故障机理分析

王闯, 熊冬庆, 徐广震, 朱杰, 李娟

2014, 35(5): 117-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0117

摘要(13) PDF(0)

摘要:
国内三环路压水堆核电机组在功率运行时,曾发生单一环路流量超差事件。通过对故障机理和故障模式的排查分析,结合国内外同类机组的实际案例,认为单一环路流量超差问题是由测量误差相关因素导致的,可通过停堆大修后的试验和测量数据进行故障排查确认。

红沿河核电厂1号机组热态调试期间稳压器压力控制回路扰动试验分析研究

刘道光, 刘双金, 栾振华, 仇少帅, 冯光宇

2014, 35(5): 120-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0120

摘要(13) PDF(0)

摘要:
详细分析热态调试期间稳压器压力闭环控制回路扰动试验结果。针对-0.1、+0.5、-0.5 MPa扰动试验过程中出现的不符合验收准则的问题,通过调节比例-积分-微分(PID)微分参数、通断加热器回差等手段优化压力控制回路,最终保证试验结果满足验收准则的要求。试验完成后,将红沿河核电厂1号机组试验结果与宁德核电厂、岭澳核电站机组试验结果进行比较。热态调试期间进行的稳压器压力闭环控制回路扰动试验,对后续临界前试验以及装料后至商业运行前的瞬态试验有着十分重要的意义。

安全壳过滤排放系统实验用气溶胶的确定及相关参数的选取

周夏峰, 谷海峰, 李富

2014, 35(5): 124-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0124

摘要(7) PDF(0)

摘要:
为了满足安全壳过滤排放系统的气溶胶过滤性能测试实验的要求,进行实验用气溶胶选取的方案研究。对安全壳内气溶胶实际特性进行计算评估,得出严重事故后安全壳内气溶胶的特性随时间的变化规律。综合考虑分析结果和国外的研究成果,确定实验用气溶胶为BaSO₄、TiO₂。实验用气溶胶的配送压力为0.1～0.65 MPa;主管道浓度为50～900 mg/m³,气溶胶质量中值直径为1μm,粒径分布的几何标准偏差为1～2。

基于真实工况仿真的仪表控制系统故障诊断研究

陈永伟, 王认祥

2014, 35(5): 128-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0128

摘要(15) PDF(0)

摘要:
针对核电厂在役仪表控制系统在线故障诊断存在涉及面广、风险高以及可能影响核安全的特点。提出基于真实工况仿真实现对故障和缺陷的定位和判断的仪表控制系统故障诊断方法。将真实工况运行参数信号提取作为信号源,注入与真实系统运算和控制逻辑相一致的仿真系统,采用特征值比较和小波变换的数学模型对异常和偏差进行运算,将计算值与经验设定值进行比较,实现故障的诊断。此方法在工程现场得到实施和验证,证明其可行性和有效性。

反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒PCI研究

刘振海, 周毅, 郭兴坤, 张坤, 谢清清, 谷明非

2014, 35(5): 133-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0133

摘要(10) PDF(0)

摘要:
介绍反应堆Ⅱ类瞬态下燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI)分析方法和PCI热-力学计算理论模型,在此基础上对海南核电厂降功率燃料管理方案进行PCI评价,并对影响PCI失效裕量的因素进行分析。结果表明,所有瞬态条件下包壳的应变能密度与技术限值相比较都有裕量;瞬态局部线功率越大,瞬态发生前局部燃耗越深,PCI失效裕量越小;瞬态发生前,降功率时间越长,PCI失效裕量越小;降功率后再升功率,裕量得到一定程度恢复。

板型燃料元件入口堵流条件下堆芯热工水力特性研究

李小榕, 彭诗念, 毕树茂

2014, 35(5): 138-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0138

摘要(15) PDF(0)

摘要:
应用多维堆芯物理与热工水力耦合程序PORSTA,充分考虑堆芯局部热工水力与中子动力学间的反馈效应,更贴近实际地模拟板型燃料元件堆芯的堵流状态,研究局部堵塞对堆芯热工水力特性的影响。结果表明:局部堵塞会引起强烈的堆芯局部热工水力和中子物理间的反馈效应,堵塞通道内将引入显著负反应性,功率下降;同时由于冷却剂流量减小,冷却条件恶化,通道内燃料中心温度、包壳表面温度以及冷却剂平均温度显著上升。堵塞局部亦将对全堆芯的热工水力特性产生影响。

UO₂-Zr弥散燃料板严重事故早期行为与熔融芯体迁移模型研究

张卓华, 彭诗念, 于俊崇

2014, 35(5): 143-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.04.0143

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摘要:
基于UO₂-Zr弥散燃料板的结构与材料特性,利用已有的扩散、Nb-Zr反应以及UO₂-Zr等材料学相关文献研究了UO₂-Zr弥散燃料板严重事故过程中的氧化、固相反应以及熔融物迁移等特殊过程的机理模型,能为含UO₂-Zr弥散燃料板堆芯的严重事故行为特性研究与安全分析提供参考。

核电厂仪控系统设计验证仿真平台开发

李延凯, 林萌, 杨燕华, 刘斌

2014, 35(5): 148-152. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0148

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摘要:
在核电厂仪控系统的设计过程中,需要进行反复的逻辑验证、参数优化等工作,本文开发的仿真平台可以为这一过程提供闭环的逻辑验证工具。仿真平台采用分布式并行计算结构、模块化设计。开发了多种功能模块用于不同功能的仿真,包括热工水力计算、控制系统仿真以及人-机界面等。各模块通过平台的标准接口嵌入到仿真平台中,接口采用标准动态链接库的形式。基于设计验证仿真平台,建立了1000 MW压水堆核电厂的工程模拟机,并对其中的控制系统模型进行了参数优化与调试。经过优化的工程模拟机仿真结果与核电厂控制系统(RRC)设计手册中的运行曲线瞬态趋势一致、瞬态前后的稳定值基本相同。

ERVC流道内两相局部分布实验研究

李永春, 刘晓晶, 程旭

2014, 35(5): 153-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0153

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摘要:
采用1∶1循环高度的切片实验装置模拟压力容器外部冷却流道,通过向实验段注入空气模拟压力容器外部两相自然循环过程,采用自制电导探针对系统内的局部空泡份额分布进行实验测量和分析。实验结果表明:压力容器外部冷却流道内的两相流具有显著的局部分布特征,流道截面上的局部空泡份额类型从壁面峰值分布类型过渡到近壁面峰值分布类型,最终发展成为中心分布类型;液相和气相流量的敏感性分析表明,气相流量的大小对局部空泡份额分布特征有较大的影响。

特征线方向概率方法与性能分析模型研究

刘宙宇, 吴宏春, Brendan Kochunas, Benjamin Collins, Yunlin Xu, Thomas Downar

2014, 35(5): 157-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0157

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摘要:
为了进一步提高特征线方向概率方法(CDP)的计算效率,提出了一种角度相关的边界均匀化方法。提出CDP性能分析模型,显性地比较分析特征线方法(MOC)和CDP的计算效率。数值结果表明,所提模型正确,并显示出CDP在计算效率方面的优势。

基于EFEN-SP₃方法的高性能全堆芯Pin-by-pin计算研究

杨文, 郑友琦, 吴宏春, 曹良志, 李云召

2014, 35(5): 164-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0164

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摘要:
基于指数函数展开节块3阶简化球谐函数(EFEN-SP3)方法,通过采用基于标准消息传递界面(MPI)的空间并行算法实现高性能全堆芯Pin-by-pin计算,并开发了相应的程序EFEN。该程序通过合理设计区域划分方案以保证负载平衡并使通信次数最小化,充分发挥并行中央处理器(CPU)的计算和存储能力;通过选择红黑Gauss-Seidel节块扫描算法避免区域分解引起的迭代格式退化。参考实际商用堆的堆芯布置,设计2个压水堆(PWR)全堆芯Pin-by-pin算例,相应的数值结果表明:该程序计算结果的精度在可接受范围内;通信周期对计算精度和并行效率的影响都很小;子区域表面体积比较小的区域划分方式具有较高的并行效率;用125个CPU进行一次空间网格数为289×289×218、能群数为4的PWR全堆芯Pin-by-pin计算所需时间约为900 s,并行效率约为90%。

在役环境下典型核设备疲劳累积使用因子的计算

刘攀, 陈蓉, 伍时建

2014, 35(5): 168-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0168

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摘要:
核设备设计寿命的计算需要考虑在役环境的影响,但由于当前通用各规范疲劳曲线均未涉及在役环境影响,因此可通过环境因子对疲劳累积使用因子进行修正。在环境因子修正过程中,提出3种不同的参数值修正方法。基于上述方法对疲劳累积使用因子进行修正,同时与空气环境下疲劳累积使用因子进行对比。对比发现,考虑在役环境的疲劳累积使用因子比空气环境中疲劳累积使用因子有明显提高。另外,对热-结构场结果直接进行环境因子的参数值转化比瞬态组合后进行参数值转化更为保守。

丝网除沫器除沫效率的数值模拟

沈胜强, 甄妮, 牟兴森

2014, 35(5): 172-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0172

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摘要:
在交错排列矩阵模型的基础上,采用丝网除沫器内部流场和液滴惯性撞击过程的数值模拟方法,计算得到网丝捕集效率和除沫效率,其结果与实验结果有较好的一致性。基于数值计算结果分析了丝网除沫器的结构参数对除沫效率和捕集效率的影响,以及斯托克斯数与网丝捕集效率的关系。

核动力厂物项安全分级与设计扩展工况物项质量要求

孙造占, 沈伟, 黄炳臣, 邓冬

2014, 35(5): 178-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0178

摘要(18) PDF(0)

摘要:
为核动力厂物项进行恰当的分级是保证核动力厂具有良好安全性能和经济性能的重要手段。随着安全要求的不断提高以及设计理念的不断发展,物项分级的理论和方法也得到了进一步的发展。核动力厂应针对某些极不可能发生的严重事故进行设计已逐步成为共识,对"超设计基准"事故工况下需要保持安全功能的设备的质量要求随之成为焦点探讨问题。根据国内外相关实践和我国对新建核动力厂提出的更高安全目标以及国际上相关进展,建议对我国相关法规标准进行相应修改,并提出了相关物项质量要求的建议。

AP1000首堆核岛设计进度计划管理

刘孝恒

2014, 35(5): 182-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.05.0182

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摘要:
基于美国先进非能动压水堆(AP1000)首堆进度管理特点,阐述在复杂合同关系下,围绕AP1000首次设计、主要设备首次制造,以及模块化施工等首堆设计特点中遇到的主要问题。结合三门核电工程建设实际情况,探讨和分析AP1000首堆核岛设计对计划管理带来的主要挑战和困难,采取了一系列有效的应对措施,最大程度降低首堆设计对进度的影响,并结合三门核电建设经验和教训,提出了后续AP1000核电进度管理的建议。

留言板

2014年第35卷第5期

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2014年 第35卷 第5期

2014年第35卷第5期