核动力工程

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张京, 赵守智, 郭娅, 郭孝威

2015, 36(6): 1-3. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0001

摘要(13) PDF(0)

摘要:
环形燃料元件小堆是世界上目前比较先进的堆型。研究设计了一个环形燃料元件小堆,开发出适于环形燃料堆计算的软件和方法。采用整组件束棒计算堆芯少群参数的方法大大提高了计算精度。计算了堆芯的有效增殖系数、所有控制毒物的单个价值以及总价值、堆芯从室温到工作温度的温度效应等堆芯参数。结果表明:设计的环形燃料元件堆具有良好的稳定性和安全性,可以作为一代新堆。

点堆中子动力学方程的蒙特卡罗方法

杨俊云, 肖刚, 应阳君

2015, 36(6): 4-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0004

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于广义半马尔科夫过程(GSMP)模拟方法实现点堆中子动力学方程的蒙特卡罗求解。该方法模拟裂变系统内中子数和缓发中子先驱核数目的瞬态演化过程,并计算出任意时刻裂变功率和缓发中子源强等物理量。利用本文提出的方法研究快中子增殖堆(简称"快堆")和热堆参数下的点堆动力学方程,对反应性的阶跃输入、斜坡输入和振荡输入的点堆中子场瞬态过程进行模拟,并与传统数值算法的计算结果进行比较。该方法不存在数值计算的刚性问题,能方便地对复杂反应性输入过程进行计算,并能充分考虑瞬态过程中反应性变化对中子代时间的影响。

HFETR三维堆芯输运燃料管理程序的应用

朱磊, 张腾飞, 孙寿华, 向玉新, 吴宏春, 郑友琦, 李健

2015, 36(6): 10-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0010

摘要(12) PDF(0)

摘要:
阐述了高通量工程试验堆(HFETR)三维堆芯输运燃料管理计算软件HEFT的研发背景,介绍了HEFT主要程序模块HEFT-lat、LINK、HEFT-core、HEFT-int的功能及应用方向,给出了栅元参数计算方法、考验装置计算方法,以及HEFT程序对HFETR零功率临界堆芯、最近19炉段堆芯、考验组件的校算结果,对具有实测值的有效增殖系数keff、停堆棒位、中子注量率、燃耗进行对比分析。结果表明,HEFT程序所采用的栅元计算、堆芯计算的模型和方法正确,可应用于HFETR堆芯燃料管理。

铍反射层光激缓发中子对物理启动特性的影响

孙寿华, 朱磊, 李海涛

2015, 36(6): 14-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0014

摘要(19) PDF(0)

摘要:
给出铍的光激缓发中子组常数、停堆倒换料期间和向临界过渡前堆内中子源强值。全部采用解析函数模型,给出不同反应性引入速率下物理启动到临界状态时的中子源强值及到达周期保护的时间;给出阶跃引入反应性下堆芯发生超临界缓发瞬变、瞬发瞬变时堆功率的变化结果和释放的总能量等。

基于非线性预处理JFNK的中子-热工联立求解

张汉, 郭炯, 范凯, 周夏峰, 王黎东, 李富

2015, 36(6): 18-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0018

摘要(13) PDF(0)

摘要:
利用Jacobian-free Newton-Krylov(JFNK)方法联立求解中子-热工耦合问题,采用非线性预处理方式,以避免求解非线性残差,使得JFNK具有可以充分利用原有的中子-热工计算程序,易于实现"黑箱"耦合的特点。对非线性预处理的相关性质进行分析,同时对非线性预处理与线性预处理的区别与联系以及计算效率进行理论分析。以二维简化中子-热工耦合模型作为算例,对比非线性预处理/线性预处理JFNK方法、传统耦合求解方法的计算效率。结果表明:非线性预处理/线性预处理JFNK方法的计算效率比传统方法具有明显优势,线性预处理的计算效率高于非线性预处理。

反向密度位差对核电厂一回路自然循环影响研究

方红宇, 关仲华, 陈宏霞, 张晓华, 吴鹏, 郑强

2015, 36(6): 24-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0024

摘要(12) PDF(0)

摘要:
M310型核电厂在反应堆停堆、主泵停运并维持轴封注入工况下,一回路过渡段存在反向密度位差,堆芯余热较低时会终止自然循环。本文给出M310型反应堆一回路自然循环计算模型,分析造成自然循环终止的原因,并采用工程计算软件MATHCAD计算维持自然循环所需最小余热。

带绕丝燃料组件在铅铋介质下的阻力特性实验研究

吕科锋, 陈刘利, 岳晨冲, 高胜, 黄群英

2015, 36(6): 27-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0027

摘要(9) PDF(0)

摘要:
基于KYLIN-II热工强迫循环实验回路,对CLEAR-I单盒燃料组件1:1模型组件在铅铋介质中的流动阻力特性进行实验研究。研究表明:组件整体压降实验值与设计值吻合较好,相对偏差在6%以内。对绕丝棒束段的摩擦阻力系数与Novendstern、Rehme公式进行对比,Novendstern模型更适用于本实验棒束结构的压降计算;基于雷诺相似准则与前期水介质下的阻力系数对比,发现相同雷诺数下水介质下的阻力系数明显偏大,其原因为相同雷诺数下绕丝在水介质中引起的二次横流强度大于铅铋介质下的情况。

竖直矩形窄缝通道内单个空气泡尾流特性的实验研究

张利琴, 黄彦平, 王俊峰, 宋明亮, 昝元锋

2015, 36(6): 32-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0032

摘要(11) PDF(0)

摘要:
采用粒子图像测速仪(PIV)测量流场的速度分布,对空气泡在矩形窄缝通道内上升的尾流特性进行了研究,分析入口平均流速和气泡直径对空气泡最终上升速度、尾流结构以及尾流场速度分布的影响。实验结果表明：气泡的最终上升速度随气泡直径的增加先减小后增加，随入口平均流速的增加而增加；尾流结构特性随着气泡直径的增加而改变，且扰动从流道中心向流道壁面转移；入口平均流速的增加导致气泡的尾流结构简化，尾流场扰动变小；在距离气泡尾部小于 1.0 W（W 为流道宽度，mm）的范围内，流场扰动明显，在大于 1.0 W 的范围，扰动减弱。

竖直矩形窄缝通道内单个蒸汽泡和空气泡尾流特性的对比

张利琴, 黄彦平, 王俊峰, 宋明亮, 昝元锋

2015, 36(6): 37-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0037

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用粒子图像测速仪(PIV)对绝热条件下单个蒸汽泡在矩形窄缝通道内去离子水中上升的尾流特性进行研究,分析了入口平均流速和汽泡直径对蒸汽泡最终上升速度、尾流结构以及尾流速度场的影响,并与单个空气泡进行对比。实验结果表明,绝热条件下蒸汽泡的最终上升速度与汽泡直径的对应关系和空气泡存在差异,蒸汽泡尺寸和入口平均流速对蒸汽泡尾流的影响以及尾流中最大纵向速度发生的位置与空气泡相似,无显著差异。

蒸汽射流凝结换热系数计算的一种新方法

武心壮, 黄秀杰, 邱斌斌, 严俊杰

2015, 36(6): 41-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0041

摘要(11) PDF(0)

摘要:
基于蒸汽射流凝结的分析模型和压力振荡主频的计算公式,提出通过汽羽穿透长度将平均凝结换热系数和压力振荡主频联系起来,得到一种新的平均凝结换热系数的计算方法。通过实验得到不同蒸汽质量流率和水温下的压力振荡主频,根据本实验得到的主频和先前学者的实验值计算得到的平均凝结换热系数在1.71～2.93 MW/m²·℃之间,换热系数出现了随着蒸汽质量流率的增大变化很小,随水温的增大略有增大而后减小的趋势。

含空气的蒸汽冷凝传热模型研究

潘丽强, 宿吉强, 范广铭, 孙中宁

2015, 36(6): 45-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0045

摘要(10) PDF(0)

摘要:
建立含空气的蒸汽在竖直圆管自然对流条件下外表面冷凝传热模型。建模过程中,考虑到部分蒸汽未到达交界面发生液化形成雾,强化传热,对自然对流传热系数进行修正;计算冷凝热导率时,积分算法中考虑混合气体的密度在扩散边界层内的变化。结果表明:96%的预测结果与Dehbi实验结果的偏差在15%内,与Anderson实验结果的最大偏差为16.8%;将本文模型与已有模型对比,新模型相对另外2种模型具有更高的精度。

旋叶式分离器叶片区液滴动力学行为研究

牛茂芝, 黄振, 王均, 闫晓

2015, 36(6): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0051

摘要(10) PDF(0)

摘要:
对旋叶式汽水分离器叶片区域液滴受力进行合理简化,得到旋叶式分离器叶片区域液滴动力学方程。利用数值模拟对比不同液滴直径、空气入口流速和叶片升角时,液滴通过叶片区、液滴撞击叶片和液滴撞击筒壁份额的变化。当液滴尺寸增大、空气入口流速增大或叶片升角减小时,液滴撞击叶片份额呈现增加的趋势,叶片升角对结果的影响不大。液滴曳力与惯性力的比值在时间上的积累越大,液滴越不容易撞击到叶片上。

ROAAM应用于ACP1000严重事故下实施IVR策略的有效性概率分析

关仲华, 向清安, 陈彬, 余红星

2015, 36(6): 56-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0056

摘要(9) PDF(0)

摘要:
基于堆芯熔融物与压力容器传热的机理分析模型,采用风险导向事故分析方法(ROAAM)分析压水堆在严重事故情况下通过冷却压力容器外部的手段来实施堆芯熔融物滞留在压力容器内(IVR)策略的有效性。以核电厂一级概率安全评价(PSA)分析结果为参考,计算ACP1000典型严重事故序列,分析影响熔融物传热的重要参数不确定性。概率分析结果表明:ACP1000发生假象的严重事故情况下,IVR策略有效性概率大于99%;由于熔融池顶部的金属层出现集热效应,下封头发生传热危险的主要位置出现在金属层。

采用低马赫数方法对空气射流破坏氦气分层现象的数值模拟

侯炳旭, 俞冀阳, Dorothée Sénéchal, 江光明, 闵皆昇

2015, 36(6): 61-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0061

摘要(7) PDF(0)

摘要:
在对低速气体进行计算流体力学（CFD）数值模拟时,通常忽略气体的可压缩性。当计算体系中存在较大温差和较大组分浓度差时,不可压缩近似会因带来很大计算误差而失效。针对此问题,低马赫数方法通过将实际压力拆分为热力学压力和动力学压力的方式,将物性参数与热力学压力联系起来,在对不可压缩流动求解器进行较小改造后,较准确地处理低马赫数下的可压缩流问题。利用Code_Saturne程序实现该模型,并针对空气射流破坏轻密度气体分层现象进行模拟。首先通过网格敏感性分析,选定中等密度网格为计算网格;然后在比较不同算法的模拟结果中发现,采用低马赫数方法可以明显提高计算精度。最后,利用模拟结果,对空气射流破坏氦气分层实验中氦气的水平分布情况进行分析和讨论。

基于ANSYS程序的反应堆压力容器疲劳裂纹扩展分析方法研究

郑连纲, 谢海, 苏东川, 邵雪娇

2015, 36(6): 67-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0067

摘要(16) PDF(0)

摘要:
进行断裂力学分析时,RCC-M规范附录ZG规定了2种方法,其中第一种方法比较简便,易于实现,但结果过于保守,经常不满足限值要求;这时可采用第二种方法进行分析,即进行疲劳裂纹扩展计算分析,但该方法过程繁琐,计算量庞大。本文应用ANSYS程序中的APDL语言编制疲劳裂纹扩展计算程序,并对反应堆压力容器进行疲劳裂纹扩展计算。

核电楼层谱参数不确定性影响的评价方法研究

李建波, 李志远, 秦帆, 林皋

2015, 36(6): 70-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0070

摘要(9) PDF(0)

摘要:
考虑场地与结构参数不确定性的动力影响,是各国核电抗震规范的共同要求之一。规范中建议了2种参数不确定性的分析方法:一种是对确定性方法获得的楼层谱计算值直接进行不确定性处理;另一种是采用蒙特卡洛方法建立样本空间,对响应结果集进行概率统计分析。这2种方法均体现的是不确定性参数的综合影响,无法甄别其中某类参数的不同影响与贡献程度。为明确不同类别的不确定性参数的具体贡献,基于统计学原理,提出一套核电楼层谱分析中不确定性参数影响评价的综合指标,主要有相关性系数、回归斜率系数和Tornado摆幅等。这些指标可从不同角度,分析结构参数不确定性对楼层反应谱的影响与贡献程度,得到不同参数的敏感性影响排序。

基于模拟件-产品件方法研究反应堆压力容器顶盖与多个CRDM管座焊接残余应力

杨敏, 罗英, 付强, 李玉光

2015, 36(6): 75-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0075

摘要(13) PDF(0)

摘要:
提出模拟件-产品件有限元数值计算方法研究反应堆压力容器(RPV)顶盖与多个控制棒驱动机构(CRDM)管座焊接的残余应力分布。进行模型件制造和试验测试,获得温度循环、残余应力等数据,针对模拟件残余应力进行数值计算,以试验数据标定模拟件模型和算法并进行优化,最后将优化算法和模型应用于产品件的数值计算。将该方法用于包含2个非中心孔位置J型焊缝的RPV顶盖产品件焊接残余应力算。结果表明:模拟件-产品件的研究方法可应用于核电大型焊接结构的残余应力高效数值分析,CRDM管座焊缝之间的应力叠加效果不明显。

次临界能源堆全厂断电事故研究

张大彬, 解衡, 周志伟

2015, 36(6): 79-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0079

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对次临界能源堆包层燃料结构,修改了MELCOR程序堆芯导热模型,建立次临界能源包层及其冷却回路的严重事故分析模型。在验证了建模方法合理性的基础上,用MELCOR程序开展全厂断电事故导致的严重事故响应特性研究。计算结果表明:包层燃料区功率密度越高,裸露时间越早,燃料熔化越快;内包层上部燃料区域首先出现熔化,外包层熔化时间稍晚,且熔化都发生在所在区域裸露2 h以后;锆水反应对事故进程影响明显,部分燃料区域锆水反应释热成为燃料温度持续升高甚至熔化的主要热源。

严重事故专家决策辅助支持软件开发

关晖, 王加昌, 张明, 关仲华, 周统

2015, 36(6): 84-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0084

摘要(10) PDF(0)

摘要:
介绍自主开发的基于核电厂信息化平台的严重事故专家决策辅助支持软件的开发背景、开发目标、开发技术路线、关键技术、软件功能及软件验证。与严重事故分析软件MAAP计算结果进行对比,验证开发软件计算结果的合理性。实际应用表明:该软件运行速度快,操作智能且符合核电厂管理和使用习惯,可极大提升核电厂严重事故管理能力。

HFETR过程安全参数测量装置设计与应用

葛源, 武文超, 李普, 陆星, 杨先军

2015, 36(6): 88-91. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0088

摘要(9) PDF(0)

摘要:
高通量工程试验堆(HFETR)过程安全参数测量装置采用三通道冗余结构设计,实现安全参数的监测和报警。装置具有进行参数定值试验简洁高效、便于维护的特点,投入HFETR运行后,性能良好可靠。其成功应用为我国研究堆安全级仪控系统数字化技术应用提供了实例。

AP1000启动给水在非LOCA事故下的衰变热排出性能分析

吴昊, 甘泉, 罗琪, 肖三平, 刘妍, 陈树山

2015, 36(6): 92-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0092

摘要(13) PDF(0)

摘要:
为验证三代核电AP1000核电厂在非LOCA事故工况下,启动给水补给性能是否满足衰变热排出的纵深防御准则,保守认为事故发生后,反应堆停堆,厂用电及外电网丧失,主给水丧失,凝汽器热阱丧失,蒸汽发生器背压为安全阀最低整定压力,蒸汽发生器与启动给水泵均为单列可用。首先,验证凝结水储箱处于最低液位时,启动给水的最低补给能力能否满足不小于118.1 m³/h的准则要求;其次,论证事故后由于备用交流电源加载滞后而导致启动给水延后140 s投运,蒸汽发生器依靠自身缓冲水装量能否带走衰变热而不触发专设安全系统;再次,论证140 s后启动给水最低补给流量,能否稳定蒸汽发生器液位并使其回升;最后,验证凝结水储箱纵深防御水装量能否满足启动给水24 h连续补给的准则要求。本文通过对启动给水最低补给流量、蒸汽发生器缓冲水装量、启动给水液位控制,以及凝结水储箱水装量的保守计算分析,验证了AP1000启动给水在非失水事故(Non-LOCA)事故下衰变热排出功能设计的可靠性以及与纵深防御准则的一致性。

反应堆吊篮曲面水下精密测量技术

李涛, 陈梁, 侯立巍, 戚宏昶, 王聪

2015, 36(6): 97-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0097

摘要(11) PDF(0)

摘要:
核反应堆吊篮(下部堆内构件)筒体上安装的部件在产生缺陷需进行更换时,须对其筒体曲面进行精确测量。通过对某核电厂吊篮筒体外侧辐照监督管安装曲面进行水下精密测量技术开发及时实施过程进行分析,结果证明,采用高精度数字探规、光栅尺位移传感器和定向运动滚珠导轨的组合测量装置,可实现在高辐照条件下进行空间曲面水下精密测量。

安全壳泄漏率测量仪表体积权重分配方法研究

何锐, 贾武同, 赵健

2015, 36(6): 101-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0101

摘要(10) PDF(0)

摘要:
安全壳整体泄漏率是安全壳打压试验中一个重要的验收指标,安全壳内温度、湿度探头所代表的体积分布方案及体积权重的准确度对安全壳的整体泄漏率测量结果有直接影响。通过对安全壳打压试验期间安全壳内气体温度和湿度分布进行分析,利用最优路径思想,提出一种安全壳打压试验泄漏率测量仪表的体积权重分配计算方案。结合核电站安全壳打压试验实测数据,对该研究成果与法国电力公司计算结果进行了比较,最终给出该体积权重计算方法的可行性结论。

核动力船舶应急准备与响应关键技术研究

于红

2015, 36(6): 105-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0105

摘要(13) PDF(0)

摘要:
根据核动力船舶的设计和运行特点,以国内外相关导则和标准为技术依据,对核动力船舶应急准备与响应需解决的关键技术开展研究,提出划分核动力船舶的应急状态等级、确定与各应急状态等级相匹配的应急响应区域、对各应急响应区域内的人员实施相应防护行动的思路和方法。

基于SOP的核电厂数字化主控室操纵员监视行为可靠性研究

张力, 鄢跃勇, 戴立操, 青涛

2015, 36(6): 109-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0109

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对数字化后主控室操纵员执行规程时不同数字化特征下的监视任务的失误率和平均执行时间进行实验研究。通过电厂实地考察、操纵员访谈,进而设计相关仿真实验。实验结果显示:颜色类监视失误概率为1.71×10^-3,数字类监视失误概率为1.57×10^-3,但监视目标物理形态对监视失误率没有显著影响;二类任务越复杂（导航次数越多）,平均执行时间越大,导航次数为3次时显著小于1次和2次时的监视失误率;不同监视目标数量下的监视失误率及平均执行时间结果差异显著,监视目标数量越多,监视失误率越大,平均执行时间越长,即监视可靠性越低。

基于Tricon V10 PLC平台的核电厂保护系统设计

罗炜, 刘宏春, 冯威, 朱攀, 王银丽

2015, 36(6): 115-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0115

摘要(10) PDF(0)

摘要:
反应堆保护系统执行核电厂最重要的安全功能。本文提出了基于Tricon V10 PLC平台的反应堆保护系统方案,详细介绍了保护系统的结构、接口、多样性和故障检测设计。

岭澳核电站二期数字化核仪表系统设计

李高, 刘艳阳, 李文平, 王远兵, 王华金, 王银丽

2015, 36(6): 120-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0120

摘要(12) PDF(0)

摘要:
岭澳核电站二期核仪表系统是我国自主设计的第一个全数字化核仪表系统。介绍了岭澳核电站二期核仪表系统的系统功能、总体结构、系统设计、与岭澳核电站一期核仪表系统的主要差异等方面的内容。

压水堆稳压器数学模型优化及动态仿真

陈同彪, 付小波

2015, 36(6): 125-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0125

摘要(9) PDF(0)

摘要:
根据压水堆稳压器的特点及性能要求,对稳压器数学模型进行优化。对一些热工参数与温度的关系进行线性化处理,得到稳压器的优化数学模型。基于MATLAB环境进行稳压器动态仿真研究。通过仿真研究,验证模型优化的准确性和动态仿真的实时性,实现压力安全系统动态仿真。

空化模型热力学修正的核主泵空化研究

付强, 曹梁, 朱荣生, 王秀礼

2015, 36(6): 128-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0128

摘要(14) PDF(0)

摘要:
为研究核主泵的空化特性,基于ANSYS CFX软件,对现有Zwart-Gerber-Belamri空化模型进行热力学效应修正,在不同流量下采用修正前后的空化模型分别对模型核主泵进行数值计算,并将模拟值与试验值进行对比分析,验证了在核主泵空化发生时热力学效应修正的正确性。结果表明,未发生空化时,模型修正不具有明显影响,随着核主泵空化的加深,影响加大;模型泵空化性能的数值模拟预测与试验值趋势吻合,误差值在5.3%~96%之内,验证了空化数值模拟对核主泵工程应用中性能预测的可靠性;空化余量减小时,叶片低压区域从进口向出口扩张,随低压区域的扩张,汽泡填充整个流道,叶片载荷力降低,扬程下降。

主氦风机叶片扩压器进口安装角优化设计研究

陈志先, 张勤昭, 王宏, 刘兵

2015, 36(6): 133-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0133

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对主氦风机结构,建立包括主氦风机叶轮和叶片扩压器的数值研究平台。利用该数值研究平台对主氦风机叶片扩压器进口安装角进行优化设计。结果表明,设计工况下,叶片扩压器的最优进口安装角为13°,此时主氦风机静压升254 k Pa,多变效率达到91%。设定叶片扩压器进口安装角为13°,利用数值研究平台对主氦风机变流量特性进行研究。结果表明,设计流量下主氦风机性能最优,70%设计流量至120%设计流量为较优运行范围,120%设计流量至140%设计流量下压升不满足设计要求。

吊篮辐板螺栓水下修复技术方案研究

李涛, 陈梁, 何少华, 戚宏昶, 王聪

2015, 36(6): 138-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0138

摘要(9) PDF(0)

摘要:
吊篮是压水堆内的关键设备,吊篮辐板螺栓的缺陷与堆芯安全直接相关。对某核电厂换料大修中发现吊篮辐板螺栓缺陷进行分析,制定了修复方案。修复方案施行结果表明,此项高辐照条件下的水下修复技术方案是可行的。

秦山第二核电厂蒸汽发生器排污系统除盐床氨化运行研究与实践

孙金娜

2015, 36(6): 141-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0141

摘要(9) PDF(0)

摘要:
以氨作为二回路p H调节剂的压水堆普遍采用高pH控制,以抑制二回路水汽系统的流体加速腐蚀(FAC);而提高pH会由于氨浓度的升高而使蒸汽发生器排污系统(APG)除盐床树脂使用周期缩短,引发废物增加、运行成本上升和工作量增加等问题。通过秦山第二核电厂APG除盐床的氨化运行试验,分析认为APG除盐床氨化运行是可行的,是缓解高pH和树脂周期缩短冲突的有效途径,并优先考虑2个除盐系列采用一列氨化和一列氢型运行方式。

核电机组凝结水溶解氧超标问题理论分析与试验研究

石建中, 段征强, 胡友情, 王世勇, 王志明

2015, 36(6): 145-149. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0145

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对某核电机组的溶解氧量超标问题的原因,从系统的漏入空气量、凝汽器的换热性能和真空泵的抽气能力等3个方面进行理论分析和试验研究,最后通过查堵空气漏入点和改善真空泵性能等措施将溶解氧量降低到了3 ppb左右,该方法能广泛用于解决核电机组凝结水溶解氧超标问题。

主泵轴承上部漏油原因分析研究

段永强, 王岩, 蒋小毛, 余红星, 蔡志云

2015, 36(6): 150-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0150

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摘要:
反应堆冷却剂泵(主泵)推力轴承与径向轴承上部在出厂试验期间发生润滑油泄漏。以主泵轴承结构为依据,应用三维建模软件建立轴承上部润滑油泄漏流动区域三维实体模型,使用计算流体力学软件(CFX软件)获得润滑油的泄漏流量和压力分布。数值计算结果表明:漏油成因为甩油环设计不合理,回油孔径太小,浮动密封安装间隙值过大。最后提出设计改进方案并在试验中进行验证。

研究堆燃料元件铝合金包壳表面温度限值研究

李垣明, 谢清清, 辛勇, 周毅

2015, 36(6): 154-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0154

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摘要:
为了提高中子注量率水平,在建或在研的先进高通量研究试验堆需要更高的功率密度和热流密度,使得研究堆燃料元件铝合金包壳的使用温度不断提高,已接近其运行限值。本文对正常运行工况(工况1)和预计运行事件(工况2)下铝合金包壳表面温度限值及其确定方法进行研究。分析认为,对于研究堆用铝合金包壳,在工况1下包壳表面温度的主要限制因素是包壳材料的机械性能和保证冷却剂不沸腾;在工况2下按设计总则要求应保证燃料包壳不破损,具体应限制燃料芯体最高温度和包壳应力,不需要直接对包壳表面温度提出限值,但包壳表面温度与前2者仍存在关联性,应给予关注。

非对称工况下并联通道流动不稳定性研究

鲁剑超, 钱立波, 高颖贤

2015, 36(6): 158-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0158

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对并联矩形通道,基于集总参数法建立了并联通道流动不稳定性分析模型,并基于此模型分析了非对称工况对系统稳定性的影响。分析结果表明,非对称工况对并联通道流动不稳定性有显著影响,在保持平均节流系数恒定的情况下,非对称节流的影响随压力增大而降低,随质量流速增大而增大;界限功率随加热不对称度增加呈先上升后下降趋势,且非对称加热的影响随压力增大而增大,随入口过冷度和质量流速增大而减小。

CRDM钩爪组件缓冲轴的动力学分析

余志伟, 陈西南, 唐向东, 杨博

2015, 36(6): 163-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0163

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用理论结合试验的方法,对控制棒驱动机构(CRDM)缓冲轴在驱动杆下插时所经历的续流、剩磁、水力缓冲以及最后的撞击过程进行动力学分析,计算出缓冲轴在与保持磁极发生撞击时的初速度和平均冲击加速度,为CRDM缓冲结构的设计及强度校核提供准确和可靠的输入参数。

核电厂铅玻璃透过率影响因素研究

张峰, 刘彦章, 丁颖, 马少俊

2015, 36(6): 167-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0167

摘要(13) PDF(0)

摘要:
试验研究ZF6铅玻璃白光透过率的主要影响因素及其影响程度。分析辐射影响白光透过率的原因,揭示不同厚度铅玻璃在不同辐照剂量下的透过率变化规律,以及多层玻璃叠加对透过率的影响,找出铅玻璃所能承受的最大辐射剂量(或称"屈服点"),给出铅玻璃透过率表达式。从改善铅玻璃的可视效果和使用寿命角度,给出了工程设计与应用的建议。

放射性蒸残液水泥固化配方研究

姜毅, 余刃

2015, 36(6): 171-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0171

摘要(9) PDF(0)

摘要:
以某设施内放射性废液蒸发处理后产生的蒸残液为源项,对其水泥固化配方进行试验研究。首先检验分析其源项p H值、电导率、含盐量、化学成份、放射性核素和总β的活度浓度等特性,并分别利用冷、热试剂,按照不同配比制作固化样品。在此基础上,对样品的抗压强度、抗冲击性、抗浸泡、抗冻融性及游离液、核素浸出率等7项性能参数进行试验检验。根据试验数据分析结果,筛选确定水泥和蒸残液的最佳配比为0.5。按照确定的配方开展蒸残液水泥固化工程验证结果表明,固化体各项性能参数满足国家标准要求。

热等离子体处理模拟放射性废物试验研究

徐文兵, 吕永红, 陈明周, 黄文有, 李晴

2015, 36(6): 175-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.06.0175

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为验证等离子体系统对无机废物的处理效果,采用电弧等离子体发生器产生的热等离子体处理模拟放射性废物——棉制品焚烧灰。研究了等离子体发生器的电、热特性,通过数值模拟的方法分析从发生器阳极喷嘴喷射出的等离子体射流的温度分布。试验中对熔融体进行冷却得到固化体。对固化体的分析结果表明:固化体呈玻璃态,抗压强度远远大于水泥固化体7 MPa的要求;从玻璃体的成分判断,该固化体的性能可以满足相关浸出率方面的要求。

留言板

2015年第36卷第6期

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