核动力工程

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郑洪涛, 夏榜样, 肖鹏, 李松岭

2015, 36(3): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0001

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并进行评价。计算表明:堆芯燃耗寿期可达到1000等效满功率天(EFPD),²³⁵U利用率可达到51.3%。研究表明:紧凑型压水堆应用钍-铀燃料,是实现长寿期设计的重要技术途径之一。

离散纵标共轭输运法计算堆外探测器空间响应函数的研究

谭怡, 唐松乾, 张宏越, 应栋川, 肖锋, 李兰

2015, 36(3): 6-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0006

摘要(11) PDF(0)

摘要:
通过对共轭输运法的研究,采用二维离散纵标程序计算某三代核电厂反应堆满功率运行状态下的堆外探测器响应函数,计算结果与原有数据相比,径向响应因子的相对偏差在3%以内,轴向响应因子的相对偏差在1%以内。表明所采用的计算模型和方法正确。将共轭输运法计算堆外探测器响应的方法在岭澳二期核电项目上进行验证,并与岭澳二期核电工程中采用正向输运法计算的响应因子进行对比,结果表明2种方法的计算偏差不超过5%,验证了共轭输运法与正向输运法计算结果的等价性,但共轭输运法计算效率更高。

非能动余热排出系统试验的失真度分析

彭传新, 昝元锋, 朱小丽, 周慧辉, 张妍, 卓文彬, 闫晓, 李朋洲

2015, 36(3): 10-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0010

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断电事故(SBO)进行模拟,计算结果表明:PRHRS试验装置采用的模拟方法可以较好地反映ACP100反应堆原型的主要热工参数,失真度在可接受范围以内。

紧密排列螺旋绕肋燃料组件典型栅元研究

李明刚, 聂常华, 王均, 杨祖毛, 谢峰, 湛力, 吴小飞, 黄彦平

2015, 36(3): 15-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0015

摘要(11) PDF(0)

摘要:
选取在通道形状、热工水力特性等方面接近原型组件的典型栅元,是反应堆的研究设计中重要的一环。通过适用于紧密排列螺旋绕肋组件的数值模拟方法,分析棒束规模对热工水力特性的影响。数值计算结果表明:与原型组件217棒束相比,19棒束组件的"冷壁效应"、"边壁效应"已经较弱,当量直径、阻力压降、中心通道无量纲质量流速、热通道的传热系数等关键参数的偏差小于13%,确定反映原型组件热工水力特性的典型栅元为19棒束组件。

紧密排列螺旋绕肋燃料组件阻力特性试验研究

李明刚, 谢峰, 聂常华, 王均, 杨祖毛, 湛力, 吴小飞, 黄彦平

2015, 36(3): 20-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0020

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对紧密排列螺旋绕肋燃料组件开展阻力特性试验研究。试验结果表明:入口温度对组件的阻力特性无影响;拟合的阻力系数关系式与试验数据的偏差小于1%;Rehme关系式在低雷诺数时与试验数据吻合。采用BSL雷诺应力湍流模型对紧密排列螺旋绕肋组件进行数值模拟计算,获得了组件的阻力特性、速度分布、二次流,并与试验数据对比,偏差小于8%,表明采用的计算流体动力学(CFD)方法适用于预测紧密排列螺旋绕肋组件的阻力特性。

内部带旋转肋片的直流蒸汽发生器传热管热工水力性能实验研究

赵国正

2015, 36(3): 24-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0024

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摘要:
对一种新型的传热管内部带旋转肋片式的直流蒸汽发生器传热管传热性能进行实验研究,分析不同流量工况下带旋转肋片传热管的换热系数以及螺距对努塞尔数(Nu)的影响规律。研究表明,在高雷诺数(Re)工况下旋转肋片对传热管换热性能影响明显,旋转肋片螺距的减小能够提高传热管换热性能。

核电厂稳压器波动管内热分层效应分析

范书淳, 王建军, 郑洪涛, 闵远胜

2015, 36(3): 28-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0028

摘要(7) PDF(0)

摘要:
利用CFD方法对核电厂稳压器波动管以及与之相连接主管道内反应堆冷却剂进行流固耦合共轭流动传热计算,获得在升温瞬态条件下稳压器波动管内冷却剂的温度场分布,证实在水平段内可产生明显的热分层结构。在此基础上,利用有限元分析软件,结合波动管的结构特征,建立稳压器波动管的热分层应力计算模型,并对稳压器波动管的应力水平进行计算分析,给出稳压器波动管中的应力场分布特性。

矩形回路内超临界二氧化碳自然循环实验研究

刘光旭, 黄彦平, 王俊峰, 昝元锋, 郎雪梅

2015, 36(3): 31-35. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0031

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摘要:
为认识超临界二氧化碳自然循环基本特性,开展超临界二氧化碳在简单矩形回路内自然循环特性的实验研究,研究系统压力和冷热段流体温差对自然循环流量的影响,分析回路结构对自然循环特性的影响。结果表明:循环流量存在峰值;峰值点前,随加热功率增加流量快速上升,峰值点后流量变化平缓;在本试验参数条件下未观测到流动不稳定现象;压力对循环流量影响与亚临界自然循环类似,压力越高循环流量峰值越大,回路冷热段温差对循环流量影响较大;加热段出口流体温度接近拟临界温度时,很小的回路温差变化即可引起循环流量较大变化;加热段布置方式对超临界二氧化碳自然循环流量变化特性影响较大,对回路稳定性的影响需要进一步进行实验验证。

HP-STMCs空间堆堆芯典型瞬态热工分析

李华琪, 江新标, 杨宁, 陈立新, 胡攀, 张良, 马腾跃, 朱磊

2015, 36(3): 36-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0036

摘要(9) PDF(0)

摘要:
以计算流体力学(CFD)为基础,编写HP-STMCs空间堆堆芯功率瞬变模型和反应性反馈模型的用户自定义函数(UDF),开发堆芯瞬态分析程序SNPS-FTASR。对程序的正确性进行验证并得到满意的结果后,用SNPS-FTASR分析1个控制鼓误动作向堆芯引入正反应性和堆芯1根热管失效时的瞬态响应特性。结果显示:在1个控制鼓误动作引入正反应性时,堆芯功率先迅速升高后因堆芯反应性负反馈而缓慢上升,最终堆芯功率稳定在额定功率的121.3%。在堆芯1根热管失效时,堆芯UN燃料芯块的温度先迅速升高后因反应性负反馈使得堆芯功率迅速下降,最终堆芯功率稳定在额定功率的88.7%,堆芯最高温度较稳定状态上升约140 K,表明热管冷却空间堆在一个控制鼓误动作和1根热管失效时热工方面是安全的。

基于边界层剥离机理的水力学细粒化模型研究

彭程, 佟立丽, 曹学武, 闫晓

2015, 36(3): 41-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0041

摘要(14) PDF(0)

摘要:
基于边界层剥离机理对燃料与冷却剂相互作用(FCI)中的水力学细粒化过程进行研究,通过理论建模与实验拟合的方法,得到预测水力学细粒化质量率与细粒化碎片平均直径的半经验关系式,关系式直观地反映出水动力学主导下的细粒化过程与相对韦伯数(We)的关系。通过与典型实验结果的比较,验证了关系式的合理性,为后期应用于实际程序进行了理论铺垫。

安注箱对小型模块化压水堆LOCA的影响研究

高颖贤, 申亚欧, 曾未

2015, 36(3): 45-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0045

摘要(9) PDF(0)

摘要:
基于小型模块化压水堆失水事故(LOCA)的现象和特征,分析燃料包壳峰值温度(PCT)出现的机理,并研究安注箱(ACC)设置对PCT和事故长期降压的影响。结果表明:在一定范围中等破口尺寸LOCA下,ACC注水可能导致堆芯更不利的后果,小型堆可合理考虑ACC的作用进行系统设计。

国内核电厂应急照射情况下干预准则与IAEA相关导则的比较

于红, 刘咏梅

2015, 36(3): 50-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0050

摘要(8) PDF(0)

摘要:
根据国际原子能机构(IAEA)关于核电厂应急照射情况下干预的相关导则的修订,从防护行动、干预水平、操作干预水平和场外应急区域4个方面对我国现行的相关标准进行讨论,找出我国核电厂应急照射情况下干预存在的不足,对我国核电厂应急照射情况下干预的相关工作提出建议。

制定核电厂应急行动水平时应急操作规程的使用

于红

2015, 36(3): 54-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0054

摘要(10) PDF(0)

摘要:
核电厂发生核事件后执行的应急操作规程与应急状态分级初始条件和应急行动水平存在某些相关性。但是目前国内外推荐的应急状态分级初始条件和应急行动水平制定方法以"状态导向"为基础,应急操作规程则以"事件导向"为基础,且存在进入应急操作规程的入口条件与初始条件和应急行动水平类似但又不完全符合的情况。本文根据制定初始条件和应急行动水平过程中总结出的经验,对应急操作规程与应急状态等级、识别类、初始条件和应急行动水平的关系进行讨论,并提出在制定核电厂应急状态分级初始条件和应急行动水平时如何使用应急操作规程的建议。

基于MSET和SPRT的核动力装置异常状态监测技术研究

孙英杰, 彭敏俊

2015, 36(3): 57-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0057

摘要(13) PDF(0)

摘要:
对核电厂反应堆冷却剂系统在线监测与预警技术进行研究。在分析反应堆冷却剂系统组成特点及故障特点的基础上,采用多变量状态估计(MSET)和序贯概率比(SPRT)技术,对系统的变量进行估计预测和异常判断。一旦发现异常,即可触发故障诊断单元或给出预警。验证表明,通过MSET和SPRT技术结合的方法,可以较好地完成对变工况下的反应堆冷却剂系统异常监测任务。

基于人工免疫的直流蒸汽发生器压力控制研究

成守宇, 李程, 彭敏俊, 刘新凯

2015, 36(3): 62-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0062

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以生物免疫中T细胞和B细胞间的协同免疫机理为基础,结合多抗原多抗体协调免疫机理,提出一种分布式-多输入多输出耦合的人工免疫控制策略,并将该策略应用于直流蒸汽发生器(OTSG)压力控制。为了验证该控制策略,在1台快堆仿真系统中进行了仿真实验。仿真测试结果表明,该控制策略较比例、积分、微分(PID)控制具有更小的超调量和调整时间,能够有效改善OTSG压力和相关参数的动态运行特性。

基于自适应滤波器的能谱数据平滑技术

霍建文, 王姮, 周之入, 张华, 何侃, 张艳

2015, 36(3): 66-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0066

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对传统的谱线平滑方法在滤波器参数选择不当或平滑次数过多时引起谱线畸变的缺点,在最小二乘法的基础上,利用自适应滤波器的原理,采用快速卡尔曼实现递归最小二乘法,并通过前向、后向预测器更新滤波器系数,实现能谱数据的平滑去噪处理。通过实验将该方法与多项式最小二乘法、最小均方算法进行定性分析与比较,结果表明该方法能较好地降低能谱中的噪声,并能保持能谱的特征。

PSA分析中可靠性参数的Kass-Steffey修正原理及应用研究

陈妍, 郑鹏, 李朝君, 朱伟, 史强, 张春明

2015, 36(3): 70-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0070

摘要(11) PDF(0)

摘要:
可靠性参数是核电厂概率安全分析评价（PSA）的基础,参数经验贝叶斯方法（PEB）在处理少量失效数据样本时会低估待估可靠性参数的不确定性;Kass-Steffey修正方法采用泰勒展开对参数的后验方差进行修正可以解决参数低估问题。研究Kass-Steffey修正原理并推导出一阶修正公式,计算带Kass-Steffey修正的多个核电厂始发事件频率的参数后验估计方差及90%的置信区间值。计算结果表明,对于失效数据次数多的样本,Kass-Steffey修正对后验方差及估计区间影响较小;对于失效数据稀少的样本,Kass-Steffey修正值得关注,修正后的后验方差变化16%~99%,置信区间值变化4%~53%。

Markov和积分相结合方法在PSA中应用研究

邓纯锐, 余红星

2015, 36(3): 75-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0075

摘要(12) PDF(0)

摘要:
提出一种Markov方法与积分法相结合的方法,通过全厂断电后电源恢复的概率安全评价(PSA)详细阐述了该方法。分析表明该方法可以有效地处理时间相关性,消除PSA模型中不必要的保守,同时又可以考虑电厂维修策略等动态过程。

非均匀流场下主止回阀水力特性分析及其设计改进

谭术洋, 陈纠, 关莉, 赵雪岑, 黄伟, 成翔

2015, 36(3): 80-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0080

摘要(10) PDF(0)

摘要:
运用计算流体力学(CFD)软件对多环路反应堆主止回阀流道模型进行水力特性分析。采用主泵出口非均匀流场,计算主止回阀全开状态下水冲力矩。考虑非均匀流场下影响主止回阀水力特性关键结构因素,依据水力特性计算结果开展改进设计,并对改进设计后的模型重新进行数值分析。结果表明:采用泵阀耦合运行非均匀流场时,与改进前相比,改进后主止回阀阀板全开状态下所受趋开水冲力矩增大,阻力损失大幅降低,较好适用泵阀耦合非均匀流场下运行工况,满足系统运行要求。

三轴承支承主泵振动特性研究

杨璋

2015, 36(3): 84-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0084

摘要(12) PDF(0)

摘要:
根据已有运行经验,分析100D型主泵典型异常振动现象,建立基于立式转子-轴承系统动力学理论的物理模型,剖析该型主泵的振动特性。结果表明,100D型主泵受立式结构、三轴承支承方式、轴封水等影响,在稳定运行工况下,轴系振动基本稳定;在受外界扰动影响或瞬态工况下,轴系振动稳定性较差且振动变化趋势呈现出一定非线性特点;为维持主泵安全运行,需要在热停堆平台通过提高轴系动平衡精度等方式将主泵振动降低到尽可能低的水平。

RRA入口隔离阀控制逻辑改进分析

方华松, 刘士立, 张锦飞, 李建文

2015, 36(3): 88-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0088

摘要(8) PDF(0)

摘要:
针对大亚湾核电站原始设计中反应堆余热排出系统(RRA)的入口隔离阀控制逻辑的设计不满足单一故障的情况,提出增加2台压力变送器的改进方案。通过定量化计算,评价改进方案对RRA及机组堆芯损坏的影响。

控制棒驱动机构钩爪运动副受力分析及优化

孙振国, 刘森, 冉小兵, 戴长年, 李跃忠

2015, 36(3): 90-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0090

摘要(12) PDF(0)

摘要:
建立运动副零件受力与钩爪尺寸、摩擦系数、连杆角度和外部载荷的函数表达式,并通过运动分析软件验证表达式的合理性。确定影响运动副的关键参数及其对零件受力的影响趋势,结果表明:钩爪运动副优化的有效方法为增长钩爪上2个销轴孔的间距。采用运动分析软件对优化前后的零件受力进行分析比较,结果表明:优化后零件受力得到了改善。

水润滑推力轴承全流态润滑性能数值模拟分析

邓啸, 邓礼平, 黄伟, 刘立志, 赵雪岑, 刘松亚

2015, 36(3): 94-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0094

摘要(9) PDF(0)

摘要:
综合考虑温度场以及弹性变形的影响,建立能够进行全流态润滑性能模拟分析的水润滑推力轴承数学模型。模型中,在水润滑推力轴承的润滑状态分区上,用雷诺数判断流态,超过临界雷诺数直接由层流润滑变为湍流润滑。用数值方法对模型的求解计算表明:温度变化很小因而几乎对润滑性能没有影响;弹性变形一定程度上降低了轴承的承载能力;湍流能显著地提升承载能力。

新型落球阀颗粒流动实验及DEM模拟研究

张鹤, 李天津, 黄志勇, 高志, 齐炜炜, 薄涵亮

2015, 36(3): 99-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0099

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用玻璃球对基于休止角原理的新型落球阀颗粒流动进行实验和离散单元法(DEM)模拟研究。实验结果表明,颗粒下落平均质量流量与落球阀开度表现出空行程、线性变化和孔口限流3段规律;Beverloo定律可用于多孔口颗粒流孔口限流段计算;颗粒平均质量流量随落球阀开度变化可由基于开度修正的Beverloo定律描述。DEM模拟结果表明,不同落球阀开度下,贮球罐内颗粒出流休止角均为23°。

核电厂碘吸附效率试验样品分析装置设计

季进南

2015, 36(3): 103-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0103

摘要(10) PDF(0)

摘要:
碘吸附效率试验主要用于检测核电厂碘吸附器的吸附效率。通过对试验样品的分析计算出碘吸附器吸附效率,判断碘吸附器的性能是否满足系统运行和排放要求。基于试验流程和核电厂实际需求,设计了一种用于该类试验样品分析的专用装置。实际应用表明,该装置操作简便、可靠性高、计算准确,可提高试验效率,降低试验风险。

方家山核电机组主泵调试

周志文, 翁云峰, 廖祥令, 宋政池

2015, 36(3): 106-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0106

摘要(12) PDF(0)

摘要:
方家山核电机组采用的主泵与国内其他核电厂的主泵有很大区别。针对方家山主泵调试过程中出现的泵轴振动大,主泵逻辑不适应现场实际情况以及轴封系统问题,油系统问题等进行分析并与厂家技术人员和系统设计人员讨论,使问题得到解决。

富集硼酸在核电厂一回路冷却剂中的应用研究

刘金华, 温菊花, 龚宾, 夏晓娇, 姜峨, 赵永福, 周之入

2015, 36(3): 110-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0110

摘要(16) PDF(0)

摘要:
随着压水堆核电厂逐渐向长周期燃料循环转变,堆芯功率密度不断提高,燃耗不断加深,一回路冷却剂水化学控制也变得更为复杂和困难。对核电厂一回路富集硼水化学进行计算分析,结果表明富集硼酸的使用,可降低冷却剂硼浓度,提高p H值;¹⁰B富集度在40%以上的富集硼酸能维持堆芯运行于p H值7.2～7.4。

放射性碘活度监测仪误报警问题的研究

郭培斌

2015, 36(3): 114-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0114

摘要(11) PDF(0)

摘要:
对放射性碘活度监测仪在核电厂调试期间出现的误报警问题进行分析。结果表明,仪表本底噪声、周围γ外辐射场和其他非测量核素统计在总计数中会引起测量值失真;若用¹³¹I探测效率计算¹³¹I~¹³⁵I总放射性碘体积活度将引起测量结果失真。通过对放射性碘活度监测仪能量窗口设置区间合理性的分析论证,将测量能量窗口由100～2000 ke V改为310～410 ke V,仅监测¹³¹I,方案实施后仪表测量值准确,未再出现误报警。

HTR-PM蒸汽发生器二次侧吹扫技术研究

刘俊峰, 李康, 马晓珑

2015, 36(3): 117-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0117

摘要(17) PDF(0)

摘要:
基于国内高温气冷堆示范工程(HTR-PM)蒸汽发生器(SG)二次侧的清洁问题,提出压缩空气吹扫技术。通过对SG二次侧螺旋管汽-液两相和单向流特性的分析,得到吹管系数的计算方法。根据HTR-PM机组的设计参数进行实例计算,得出压缩空气吹扫可行性方案。

停堆氧化期间加大净化流量改进可行性分析

王之肖

2015, 36(3): 120-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0120

摘要(11) PDF(0)

摘要:
使用化学和容积控制(RCV)系统水力模型,研究M310机组停堆氧化期间提高净化流量以缩短冷却剂净化时间的可行性,并提出初步的工程改造方案。研究结果表明,停堆氧化净化流量从27.2 m³/h提高到40 m³/h,1000 MW级核电机组单次大修至少可节约2 h工期。

CPR1000核电厂安全壳地坑滤网化学效应研究

李洁垚, 唐辉, 赵延辉, 罗明坤, 王庆礼, 王争光

2015, 36(3): 125-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0125

摘要(10) PDF(0)

摘要:
研究了在冷却剂丧失事故(LOCA)工况下CPR1000核电厂安全壳地坑滤网堵塞的化学效应问题。化学效应评价采用模拟试验的方法进行。结果表明,在CPR1000核电厂中化学效应对应急再循环的影响非常轻微。

非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性研究

喻章程, 解衡

2015, 36(3): 129-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0129

摘要(12) PDF(0)

摘要:
将非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆,使用RELAP5对混合能源堆包层、一回路系统、部分二回路系统和非能动安全系统进行建模,对主冷却剂泵卡转子事故和冷管段小破口失水事故进行瞬态计算和分析研究。计算结果显示,该非能动安全系统能够满足选取的3种反应堆事故的安全要求,验证非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆的可行性。非能动余热排出系统热交换器的面积增大后,能有效地导出包层衰变热;增大堆芯补水箱的容积对增大反应堆安全裕度有明显效果。

大功率先进压水堆IVR有效性评价分析

金越, 鲍晗, 刘晓晶, 程旭

2015, 36(3): 135-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0135

摘要(11) PDF(0)

摘要:
熔融物堆内滞留-压力容器外部冷却(IVR-ERVC)是核电厂重要的严重事故预防和缓解措施。目前IVR有效性的评价方法主要基于集总参数模型对下封头熔池的换热分析。通过计算大功率压水堆在典型严重事故序列中的堆芯熔化过程并参考相关法规,确定IVR-ERVC评价所需的输入参数概率密度函数,然后使用集总参数程序抽样计算以评价大功率堆IVR-ERVC有效性。结果表明:根据目前参数设计,大功率先进压水堆的IVR-ERVC有效性超过98%;最后分析各种不确定参数对IVR-ERVC有效性的影响程度并对堆内构件的设计提出建议。

3×3棒束间湍流流动的3D激光多普勒方法实验研究

俞洋, 熊进标, 程旭

2015, 36(3): 142-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0142

摘要(10) PDF(0)

摘要:
子通道或者子通道间的流动搅混显著影响热传递性能。采用5光束3D激光多普勒测速(LDV)系统对3×3棒束间的流动速度进行测量。棒束组件带有简单的定位格架,格架中没有安装搅混装置。棒束的直径与棒间距根据真实燃料组件确定。测量区域选择在近出口段的位置,此位置距离定位格架较远,流动已是充分发展。测量窗口选择在侧边。采用2D LDV测量了1/4的子通道截面,试验记录了测试区域中的主流速度和湍流强度。

大角度摇摆条件下对称回路自然循环特性研究

朱宏晔, 杨星团, 孙艳飞, 姜胜耀

2015, 36(3): 145-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0145

摘要(14) PDF(0)

摘要:
开展摇摆条件下对称回路自然循环特性理论和实验研究。零功率摇摆条件下,角加速度作用力随时间不断变化,引起支路管道内的流量发生周期性变化,但对中间流道内的流动没有影响。在有功率摇摆条件下,支路流量会出现明显的流量振荡,振荡周期与摇摆周期一致;中心流道流量振荡周期为摇摆周期的一半。

海洋条件对浮动式核电厂事故后自然循环特性影响研究

杨帆, 张丹, 谭长禄, 冉旭, 余红星

2015, 36(3): 148-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0148

摘要(17) PDF(0)

摘要:
基于自主开发的海洋条件系统分析程序RELAP5/MC,研究了倾斜、摇摆海洋条件对浮动式核电厂全船断电事故(SBO)后系统自然循环特性的影响。研究结果表明,对于具有一次侧非能动余热排出系统(PRHR)的浮动式核电厂,PRHR冷凝器在海洋条件下的响应受稳压器波动流量、蒸汽发生器并联热阱的影响,与二次侧PRHR在海洋条件下的性能有较大的差异;稳压器和回路间的流量交换对左舷环路的冷却能力影响较大。

RMC程序敏感性分析功能的并行策略与验证

丘意书, 梁金刚, 余健开, 王侃

2015, 36(3): 152-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0152

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摘要:
针对堆用蒙特卡罗程序(RMC)中的有效增殖系数(k_eff)敏感性分析功能,为提高计算效率并降低内存占用,在RMC中实现了分别基于下一代裂变中子数以及中子产生率的伴随注量率估计方法的2种并行策略,并使用无限均匀介质多群算例和连续能量算例对该功能进行验证。结果表明,2种并行策略所求得的敏感性系数均与解析解、蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP6)的计算结果吻合良好,计算速度为MCNP6的3倍左右,统计不同核素的总截面敏感性系数的品质因子为MCNP6的4～8倍左右。

基于组件模块化特征线方法的中子输运计算研究

田超, 郑友琦, 李云召, 李硕, 柴晓明

2015, 36(3): 157-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2014.03.0157

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摘要:
栅元模块化特征线方法(MOC)在处理压水堆组件水隙等问题上存在几何处理上的困难。为了克服这些问题,采用Fortran语言开发了基于组件模块化特征线方法(AMRT)的中子输运计算程序NECP-Medlar,并采用两重粗网有限差分方法进行加速。2D C5G7基准题和典型压水堆组件问题的数值计算结果表明,该程序具有良好的计算精度和较高的计算效率,并且能够通过直接计算组件之间的水隙,较精确地描述组件中子通量密度的分布。

标志球法1m和2m本体二维球流运动特性分析与比较

贾新龙, 杨星团, 桂南, 屠基元, 姜胜耀

2015, 36(3): 162-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0162

摘要(11) PDF(0)

摘要:
为研究球床高度对球流运动特性的影响,根据相似准则的原理建立高温气冷堆二维堆芯的球流运动试验系统,利用标志球的实验方法对球流运动规律进行研究。对1 m和2 m本体球流运动的均值流线、内部流场、标志球的平均滞留时间,以及交混区的球流的分布特征和分布区域等进行比较分析。结果表明:二维流动均值流线是光滑对称的流线型,球床边缘和中心的流动相差很大,球床下部的流动不均匀性比上部不均匀性大;增大装球高度球流可以达到更大的分散程度。验证交混区球的高斯分布;标志球的运动区域具有两头小中间大的特点;2 m本体的球床下部的流动均匀性优于1 m本体。

加Sn对AgInCd压缩蠕变行为影响

陈乐, 肖红星, 梁波, 龙冲生

2015, 36(3): 167-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.03.0167

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用现有RDL-50型拉伸蠕变试验机,改装部分试验装置后研究Ag In Cd合金加Sn前后在300～400℃温度及12～30 MPa应力范围内的压缩蠕变行为。根据试验结果详细分析稳态速率与温度、应力的关系,计算应力指数n和蠕变激活能Q_a;并根据透射电子显微镜结果探讨合金的压缩蠕变机制。结果表明:随温度和应力水平的升高,合金的稳态蠕变速率增加。加Sn后,Ag In Cd对应力敏感性更大,且在任一应力下激活能更高,其抗蠕变性能较好。根据计算,300、350、400℃条件下,加Sn与不加Sn合金的蠕变应力指数n分别为9.41、8.07、9.48和3.31、4.10、5.77;12、18、24 MPa条件下,加Sn与不加Sn合金的蠕变激活能Q_a分别为147.9、126.9、149.9 k J/mol和68.1、103.7、131.6 k J/mol。微观形貌以层错为主,300℃的主要蠕变机制为孪生,400℃的主要蠕变机制为位错攀移生成位错墙。

留言板

2015年第36卷第3期

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