核动力工程

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常华健, 阳祥, 周明正, 孙流莉, 赵瑞昌

2016, 37(6): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0001

摘要(11) PDF(0)

摘要:
新开发的非能动安全壳冷却系统(PCS)需要进行试验验证,缩比例试验是一种直接有效的验证方法。本文介绍了PCS综合性能试验台架的比例设计方法、试验台架系统、试验工况。分析了典型试验工况下壳内压力变化情况,气相存在、壳体冷凝换热的无量纲数变化特性,结果表明关键无量纲数处于可接受范围。证明了采用的PCS试验方法的合理、有效,采用该方法设计的台架试验结果可以对原型的物理现象进行准确的相似模拟。

非能动安全壳冷却系统水箱低温环境散热过程数值模拟研究

宋代勇, 韩旭, 张丽, 赵泾雄, 常猛, 汤华鹏

2016, 37(6): 6-10. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0006

摘要(14) PDF(0)

摘要:
三代核电技术AP1000的非能动安全壳冷却系统(PCS)用于事故情况下安全壳的降压和反应堆余热导出。PCS可能面临的一个安全风险是其水箱(PCSWST)在严寒环境下长时间失去加热可能导致的冻结。通过多物理场耦合的数值模拟方法对严寒条件下PCSWST的散热过程进行分析,对其冻结风险进行评估,并就水箱保温设计提出建议。

基于RELAP5的二次侧非能动余热排出系统敏感性研究

宫厚军, 郗昭, 昝元峰, 卓文彬, 黄彦平

2016, 37(6): 11-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0011

摘要(15) PDF(0)

摘要:
应用RELAP5/MOD3.3程序对二次侧非能动余热排出系统(PRS)的启动方式、换热器换热面积、流动阻力等参数进行敏感性分析。结果表明:补水启动和液柱启动2种启动方式对PRS系统瞬态运行特性的影响不大;37.5%传热面积工况下,补水箱的排放流量较标准工况会相应增大,排空时间也会相应缩短;2倍局部阻力工况下,补水箱的排放流量较标准工况小,排空时间延长了近1000 s。

超临界水圆管传热实验的偏差敏感性分析

臧金光, 闫晓, 李永亮, 黄志刚, 黄彦平

2016, 37(6): 15-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0015

摘要(12) PDF(0)

摘要:
从敏感性的角度分析超临界水在拟临界区特殊的物性变化对于壁温偏差的放大作用。首先以超临界传热公式为例讨论换热系数对热工参数的敏感性,然后以超临界圆管实验为例,讨论对称布置的热电偶测量到的壁温偏差在拟临界区的放大效果。分析表明:拟临界区的物性因素可能使圆管的周向均匀性特征不再满足,这是造成传热公式分散性的可能原因之一。

管内超临界二氧化碳强迫对流传热浮升力效应数值研究

刘生晖, 黄彦平, 刘光旭, 王俊峰, 昝元锋, 郎雪梅

2016, 37(6): 18-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0018

摘要(13) PDF(0)

摘要:
基于实验数据对管内超临界二氧化碳强迫对流传热中浮升力效应进行了数值研究。研究表明:较低质量流速和较高热流密度工况下,浮升力作用明显,进而引起流道径向和轴向速度重新分布,浮升力较强时甚至出现径向M形速度分布;当M形速度分布对应的零速度梯度点出现在粘性底层边缘时会明显弱化湍流的生成和扩散,引起传热恶化。基于实验工况的拓展计算表明:降低壁面热流密度、增大质量流速以及提高入口温度可以不同程度地缓解浮升力效应引起的传热恶化。

针对IVR-ERVC策略的朝下曲面化学水沸腾CHF特性试验

杨胜, 胡腾, 陆维, 常华健

2016, 37(6): 23-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0023

摘要(17) PDF(0)

摘要:
基于大型临界热流密度(CHF)试验台架,以压力容器用SA508III钢作为加热表面材料,以添加有硼酸(H₃BO₅)与磷酸三钠(Na₃PO₄)的化学水溶液为冷却介质,试验研究真实压力容器表面材料朝下曲面化学水沸腾的CHF特性。试验结果表明:对于SA508III钢材料压力容器,在不同属性的化学水环境中CHF呈现不同变化规律。硼酸溶液CHF值较去离子水低,且随浓度(1000～3000 mg/L)增加而降低;低浓度(500、1000 mg/L)磷酸三钠溶液CHF值获得强化,而高浓度下(3500 mg/L)CHF弱化;硼酸与磷酸三钠混合溶液的CHF随磷酸三钠浓度增加先增大后减小。

自由液面饱和工况下压力容器外部自然循环及CHF的特性分析

胡强, 闫晓, 黄善仿, 黄彦平, 于俊崇

2016, 37(6): 28-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0028

摘要(9) PDF(0)

摘要:
基于一维稳态两相守恒方程、低流速过冷沸腾净蒸汽点计算方法和漂移流模型,建立反应堆压力容器(RPV)外部自然循环特征分析的数值计算模型。结合SULTAN关系式,综合分析熔融物衰变热功率、流道间隙、入口阻力系数和堆腔淹没水位对RPV外部冷却过程的影响。

RELAP/SCDAPSIM/MOD4.0程序的FHR应用扩展及验证

姜淑颖, 程懋松, 戴志敏, 陈玉爽

2016, 37(6): 33-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0033

摘要(10) PDF(0)

摘要:
基于轻水堆最佳估算系统分析程序RELAP/SCDAPSIM/MOD4.0,添加新的FLi Na K熔盐热物性参数和适用于熔盐的对流换热系数,开发了适用于FHR系统的热工水力分析程序RELAP5-FHR。通过FLi Na K高温熔盐实验回路对RELAP5-FHR程序进行实验验证。结果表明:RELAP5-FHR程序计算值与实验值吻合较好,验证了程序的适用性。

流动沸腾中气泡生长过程的LB方法模拟

曾建邦, 李隆键, 马建, 黄彦平, 吴能友

2016, 37(6): 37-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0037

摘要(9) PDF(0)

摘要:
利用基于格子Boltzmann(LB)方法开发的气液相变数值模型,考察在竖直方向重力加速度恒定的情况下,水平方向加速度对工质为水的流动沸腾中气泡生长过程的影响,可以发现:气泡脱离直径与水平方向加速度呈指数减小关系,气泡脱离频率与水平方向加速度呈指数增大关系;气泡脱离时,前接触角随水平方向加速度增大而增大,后接触角随水平方向加速度增大而减小,但当水平方向加速度增加到一定程度时,气泡前后接触角均趋于恒定;气泡脱离后,水平方向加速度越大,气泡越是贴近下边界运动。

低含气率条件下文丘里管气泡发生器内气泡碎裂过程研究

莫政宇, 杜敏, 孙立成, 张海燕, 邵梓一, 文娟

2016, 37(6): 41-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0041

摘要(12) PDF(0)

摘要:
借助影像处理软件PFV和图像处理软件Image-Pro Plus,详细分析了高速摄像仪获取的文丘里管气泡发生器内气泡的输运及破碎过程。研究表明:文丘里管气泡发生器内气泡的破碎过程存在2个明显的不同阶段;气泡在扩张段入口处存在明显的减速过程,且在减速过程中存在3种主要的形变过程;气泡的减速过程对气泡的碎化存在重要影响;气泡在扩张段的迅速减速,造成了气-液之间的运动速度差迅速加大,极大强化了气-液之间的相互作用,致使在扩张段较大直径的气泡迅速碎裂成大量的微小气泡。

AP1000核岛结构基础隔震设计与参数影响分析

莊初立, 张永山, 汪大洋

2016, 37(6): 45-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0045

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于ANSYS和Midas Gen软件建立AP1000核岛结构有限元模型,通过非线性时程分析方法模拟核岛结构的三维地震响应,对核岛结构在安全停堆地震作用下的响应规律及隔震控制进行研究。选取隔震周期、刚度比和屈重比为控制参数,分析不同隔震层参数对核岛结构地震响应的影响。研究表明:引入基础隔震技术,能有效降低核岛结构的地震响应;核岛结构随隔震周期的延长,顶点水平加速度和隔震层剪力均呈现明显减小趋势,屈重比和屈服前后刚度比随隔震周期的延长,对隔震核岛结构的地震响应影响越小。

核电厂防甩装置动态冲击试验与仿真分析

王春霖, 赵继成, 刘成毅, 石作维

2016, 37(6): 50-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0050

摘要(9) PDF(0)

摘要:
利用汽车碰撞试验台进行核电厂防甩装置的动态冲击试验,获取防甩装置在特定冲击能量下典型的加速度、速度和位移时程曲线,以及U-bolt最大冲击力和变形量。利用LS-DYNA软件进行动态冲击试验的仿真分析,仿真结果与试验结果吻合良好,防甩装置在特定冲击能量下的安全性得以验证。

EPR核电厂通风系统支架设计及其计算

罗阳, 胡北

2016, 37(6): 54-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0054

摘要(18) PDF(0)

摘要:
主要介绍欧洲先进压水堆(EPR)核电厂的通风系统支架设计。对比EPR和M310堆型采用的支架结构,确定合理的支架型式。利用静力学公式和ANSYS模态分析确定支架的合理间距。利用RSTAB软件计算支架的型钢受力,以确定支架型钢和连接件的具体规格。通过上述分析,确定欧洲先进压水堆(EPR)核电厂通风系统的标准支架结构以及支架间距,建立支架型钢规格和载荷对照表。

考虑液晃效应的大型储罐有限元抗震分析方法

杜坤, 初起宝, 梁明邦, 石作维

2016, 37(6): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0058

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在美国土木工程协会规范ASCE-4-98的基础上,扩展建立了大型储罐三维有限元模型,采用质量-弹簧模型模拟液晃效应,应用ANSYS软件进行抗震分析。有限元计算的液晃频率与ASCE-4-98规范公式计算结果一致,验证了有限元模型的合理性和可用性。该方法可直观地从三维模型上获取大型储罐在地震下的应力分布,是一种简单适用的工程处理方法。

地震加速度变化对阀门鉴定的影响分析及应对方案

张卫, 曲昌明

2016, 37(6): 62-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0062

摘要(16) PDF(0)

摘要:
核电厂设计中阀门的抗震要求普遍选用包络地震加速度值。由于厂址或设计要求的变化,可能导致核电厂的包络地震加速度提高,将会对已有样机鉴定的覆盖性产生影响。结合国内外工程实践及法规、标准的要求,分析确定在不同情况下供货商所需进行相关分析或试验的原则性要求。结合法规中给出的原则要求,给出了阀门抗震鉴定过程中不同试验方法下对应的输入参数要求。

超临界水堆蒸汽温度的模糊自适应控制

董化平, 鲁剑超, 陈鹏, 孙培伟

2016, 37(6): 66-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0066

摘要(9) PDF(0)

摘要:
超临界水堆(SCWR)是第四代核能系统推荐堆型中惟一的水堆,其蒸汽温度受反应堆功率影响强烈,且动态具有较强的非线性,仅采用传统的比例+积分(PI)控制方法难以达到控制效果。以Canadian SCWR为研究对象,利用移动边界方法建立蒸汽温度的动态模型。基于该动态模型设计了具有前馈和反馈的混合控制系统;反馈控制采用模糊自适应PI控制。瞬态仿真分析结果表明:前馈控制能减小功率变化时蒸汽温度的波动;模糊自适应PI控制能在线调整控制参数以改善控制性能,使蒸汽温度较快达到稳定,控制效果远比传统的PI控制更好,满足超临界水堆控制的要求。

核电厂过程仪表系统干扰测试研究和优化改进

陈永伟, 王认祥, 陈科, 李东

2016, 37(6): 71-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0071

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对国内某核电厂执行堆外中子注量率测量通道周期试验异常触发反应堆自动停堆实例,制定了核电厂电气厂房正常照明系统电源对过程仪表系统干扰测试方案。测试方案主要包括:照明灯通断的干扰测试;本组220 V(AC)检修电源箱的干扰测试;220 V(AC)电缆安全距离的干扰测试以及过程仪表机柜接地体系。根据干扰测试结果对反应堆自动停堆事件产生的原因进行分析。改进方案从增大源项距离、屏蔽源项以及接地系统优化3个方面抑制干扰信号,有效消除及降低了信号的干扰幅度。

基于HPD的核电厂分布式控制系统验证与确认

丁义行, 李世欣

2016, 37(6): 75-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0075

摘要(10) PDF(0)

摘要:
验证和确认(V&V)过程是核电厂安全级数字化分布式控制系统(DCS)应用和取证关注的重要问题之一。硬件描述语言可编程逻辑器件(HPD)技术应用于核电厂安全级DCS会给取证带来新的审查问题。对国外的V&V法规和美国电气与电子工程师协会(IEEE)标准进行初步分析,依据IEEE 1012-2012标准,结合HPD特性,给出HPD系统各生命周期过程的V&V任务和方法,以及基于HPD技术的安全级DCS审查建议。

压水堆燃料元件包壳破损在线监测系统研制

单陈瑜, 贾运仓, 吕炜枫, 熊军, 唐邵华, 潘跃龙, 杨林君

2016, 37(6): 80-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0080

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对压水堆核电厂运行工况下燃料元件包壳发生破损的情况,通过以机理性定量分析方法为基础的诊断物理模型和在线监测系统设计,给出完整的包壳破损在线监测解决方案。同时,通过理论模拟计算、原理样机带源实验以及电厂实测运行数据验证,多方面验证了系统设计的正确性。该套系统能够改进中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组现有燃料破损监测手段的不足,提高压水核电机组运行的安全性能。

重水堆燃料元件裂变气体测量技术研究

邝刘伟, 江林志, 任亮, 余飞杨, 郭成明

2016, 37(6): 86-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0086

摘要(12) PDF(0)

摘要:
根据重水堆燃料元件空腔体积小的特点,设计重水堆燃料元件裂变气体测量装置,开展裂变气体释放测量工艺、刺孔技术、裂变气体测量技术和裂变气体加压取样技术研究,确定工艺流程和参数,通过保压实验和准确度测量实验验证系统密封性和体积测量,建立了重水堆燃料元件裂变气体测量技术,实现重水堆燃料元件裂变气体测量。

安全级软件V&V活动流程的探讨

何鹏, 杨戴博, 朱加良, 李红霞, 余俊辉, 朱毖微

2016, 37(6): 90-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0090

摘要(14) PDF(0)

摘要:
为了确保核电厂数字化系统中安全级软件的质量,有必要对这些软件开展完善的验证和确认(V&V)活动。在国内外标准体系的指导下,建立合乎标准要求的V&V活动流程,并开展一系列严格和完整的V&V活动,是当前较为可行的提高软件质量的手段。本文以HAD102/16-2004和IEEE 1012-2004为依据,详细探讨了安全级软件开发过程的V&V流程,并对V&V活动中一些重要问题进行了讨论,以期为安全级软件的V&V活动开展提供一定的借鉴。

液态成型法制备铝基碳化硼中子吸收材料关键技术研究

刘彦章, 王鑫, 罗志远, 李丘林

2016, 37(6): 94-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0094

摘要(10) PDF(0)

摘要:
通过对粉体进行表面处理、熔体改性、搅拌分散以及变形控制等工艺,采用液态成型法成功制备出B₄C含量为31wt.%的板材。综合分析表明,B₄C颗粒弥散均匀地分布在铝基体中,颗粒在轧制过程中未发生择优取向的分布,同时与铝基体保持紧密的界面链接。¹⁰B面密度平均为0.0372 g/cm²并保持均匀分布。模拟乏燃料水池介质8000 h的高温加速腐蚀试验结果表明:板材的腐蚀增重变化小于0.5%,辐照对其物理和机械等各项性能的影响有限。

核电厂压力容器材料在49-2反应堆的辐照技术研究

朱杰, 张亚东, 佟振峰

2016, 37(6): 98-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0098

摘要(11) PDF(0)

摘要:
应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子（E≥1 Me V）注量~6×10¹⁹cm^-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。

乏燃料池丧失冷却后燃料操作区域温度压力的响应分析

王国栋, 王喆, 扈本学

2016, 37(6): 104-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0104

摘要(16) PDF(0)

摘要:
在国产先进百万千瓦级非能动压水堆(CAP1000)核电厂乏燃料池冷却系统设计中,燃料操作区域墙体上部装有常闭的蒸汽释放面板。在乏燃料池丧失正常冷却后,饱和蒸汽从乏燃料池进入燃料操作区域。在一定温度下,固定蒸汽释放面板的机构熔断,面板自动打开,缓解燃料操作区域的增压过程。本文应用GOTHIC程序8.0版本分析事故后燃料操作区域的三维温度场和压力响应。研究结果表明:在事故后的不同时刻,燃料操作区域存在不同程度的温度分层现象;在事故后约7500 s时刻,可熔机构熔断,蒸汽释放面板开启,燃料操作区域压力迅速降低,此后维持在较低压力水平。

防振条对蒸汽发生器传热管完整性的影响分析

崔素文, 朱勇, 任红兵

2016, 37(6): 109-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0109

摘要(12) PDF(0)

摘要:
以二代加压水堆核电厂蒸汽发生器(SG)为例,分析了防振条组件对SG传热管完整性可能产生的影响。分析表明:发现防振条自身扭转、防振条与传热管之间的间隙、防振条的下插深度等对传热管的完整性影响较大。为提高传热管在役运行的可靠性,防振条的设计中对防振条组件(AVB)与SG传热管之间的设计间隙应作充分的考虑,避免在装配时对管束和AVB施加异常外力并确保同组AVB的下插深度一致。

某核电厂电动远传隔离阀失效分析与试验研究

杨璋, 蒋彦龙, 孙程斌, 王合旭

2016, 37(6): 113-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0113

摘要(15) PDF(0)

摘要:
对某压水堆核电厂电动远传隔离阀故障进行原因分析及治理。通过金相试验与现场实测阀门相关性能曲线,诊断隔离阀电动头离合器托板断裂的直接原因是电机多次启停造成的反复冲击载荷,根本原因是隔离阀系统部件间不匹配。理论分析并试验验证了增大驱动力矩、减小阻力矩等改进措施的可行性与有效性。试验还发现当电动头输出转速减半后,阀门动作过程中的平均摩擦力降低约30%;压盖紧固力矩减半后,阀门动作过程中的平均摩擦力降低约50%。

一种nA级精密微电流源

金传喜, 郭立峰, 陆古兵, 陈盼辉

2016, 37(6): 117-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0117

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对微电流测量仪表的测试与校准,设计一种高精度的微电流源。该电流源基于单片机的数控结构,采用微电流电路的设计方法,实现了0～200 nA的微电流输出。本文对电压/电流(V/I)转换电路的温度漂移特性进行分析,并提出V/I转换电路的软件校准方法。测试表明,经过校准后的nA级微电流源性能稳定,精度较高,输出电流误差小于±0.01%FS(满量程)。

热管技术在先进反应堆中的应用现状

刘叶, 周磊, 昝元峰, 黄彦平

2016, 37(6): 121-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0121

摘要(10) PDF(0)

摘要:
日本福岛核事故以后,对核反应堆系统非能动安全特性提出了更高要求,促使热管技术在国内外先进反应堆概念设计中得到运用。本文对热管技术在核能系统设计中的应用现状进行了阐述。

压水堆核电厂装换料操作参数化建模研究

邵长磊, 尹俊连, 贺小明

2016, 37(6): 125-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0125

摘要(20) PDF(0)

摘要:
为了优化压水堆核电厂装换料工艺流程,提高装换料效率,分别建立了装卸料机、水下燃料运输系统、燃料抓取机等设备的运动学模型,并根据模型推导出计算装换料操作总时间的初步方程,形成反应堆装换料操作流程参数化分析的方法。通过对某典型堆型进行参数验证,证明了该模型和方法的正确性和有效性。

秦山第二核电厂主环路温度计故障分析与处理

王国清

2016, 37(6): 130-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0130

摘要(7) PDF(0)

摘要:
针对秦山第二核电厂1、2号机组运行初期发生的主环路温度计的典型故障,通过对温度计进行解剖和材料分析、与其他核电厂对比分析、试验室和现场振动分析,确定主环路温度计的故障原因,提出处理方案。结果表明,温度计失效原因为套管的强度不够大,套管与温度计发生碰撞导致温度计末端损坏和破裂;温度计外壁加环改进方案可有效解决故障问题。

核电厂蒸汽发生器传热管涡流检测噪声形成机制与测量

张军, 顾波, 杨宏博, 裴希保, 宋涛, 王小刚, 孔玉莹

2016, 37(6): 134-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0134

摘要(16) PDF(0)

摘要:
蒸汽发生器传热管涡流检测中,管材本底噪声的大小会影响缺陷显示的定性。在涡流检测理论中,对于本底噪声水平的计算方法有2种:①通过全管信号微分化后再通过均方根计算获取核电用蒸汽发生器传热管的真实本底噪声;②参考标定管基准信号获得检测系统信噪比(SNR)。本文对目前在役检查中几种检测方法的本底噪声水平进行定量研究,并讨论引起噪声的机理。

基于和睦系统的ACPR1000反应堆保护系统定期试验方案设计

石桂连, 谢逸钦, 李明利, 孙娜

2016, 37(6): 138-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0138

摘要(17) PDF(0)

摘要:
和睦系统(Firm Sys)是具有完全自主知识产权的核电厂安全级数字化仪控系统。采用先进百万千瓦级压水堆(ACPR1000)的阳江核电站5、6号机组首次使用了基于Firm Sys平台的反应堆保护系统。按照标准法规要求,需对反应堆保护系统进行定期试验。定期试验设计需覆盖整个系统,与Firm Sys平台的自诊断设计以及保护系统结构关系密切,并需考虑定期试验过程不会对系统安全功能产生影响。本文提出了一套完整的定期试验解决方案,该方案满足法规标准的要求,与中国改进型三环路压水堆(CPR1000)项目相比,简化了反应堆保护系统的设计,优化了试验人员的操作过程,并对在运反应堆保护系统的定期试验方案进行了改进。

核电厂阀杆超声相控阵检测技术

秦金光, 董佳龙

2016, 37(6): 143-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0143

摘要(15) PDF(0)

摘要:
某核电厂1117-600-Э-M3型阀门阀杆出现过2次阀杆越程槽断裂事件。为防止此类事件再次发生,影响核电机组安全稳定运行,有必要对同类型阀门进行全面检查,查找缺陷。该类型阀门体积庞大,解体检查工作量大,针对该类型阀门和阀杆的结构特点开发专用超声波相控阵检测工艺,并于大修期间对同类型阀门阀杆实施检查。检查结果表明,超声相控阵检测技术可以实现对阀杆断裂敏感部位的有效检测,同时大大减少阀门解体所需要的人力物力。

改进的Wiener退化模型对一回路管道的可靠性评估

李少帅, 陈玲, 蔡琦

2016, 37(6): 146-149. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0146

摘要(22) PDF(0)

摘要:
Wiener退化过程模型能够良好地解决监测数据存在的波动性,已逐渐成为退化数据处理的热点模型。然而,带漂移的Wiener退化过程模型主要针对线性退化轨迹模型,且要求同批次产品漂移参数为固定值,这限制了其使用范围。本研究对Wiener模型进行改进,使其具备处理非线性问题的能力,以满足评估对象的要求。将漂移参数假设为随不同研究对象而不同的随机变量,对Wiener退化过程模型进行补充完善。最后基于反应堆一回路管道裂纹数据对其进行可靠性分析,通过实例应用证明了模型的合理性。

FCM燃料热学性能分析

刘振海, 李文杰, 陈平, 李垣明, 周毅, 张坤, 邢硕

2016, 37(6): 150-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0150

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摘要:
研究了利用有限元分析软件ABAQUS对全陶瓷微封装燃料（FCM燃料）芯块进行热学性能分析的方法,并对FCM燃料芯块和传统UO₂芯块的热学性能进行了对比分析。研究结果表明:FCM芯块温度分布趋势与UO₂芯块相同,但具有较大不均匀性;典型压水堆运行工况下,FCM燃料芯块的燃料温度远小于UO₂芯块的温度;在相同线功率密度下,FCM芯块温度对燃耗变化不敏感;在相同燃耗下,FCM芯块随线功率密度增加温度升高的速率相比UO₂芯块更慢。

CF3燃料组件入堆辐照主要性能研究

陈平, 焦拥军, 周毅, 刘振海, 张坤, 雷涛, 秦勉

2016, 37(6): 155-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0155

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摘要:
研究评价了秦山第二核电厂2号机组第11～13循环中进行入堆辐照考验的4组CF3先导燃料组件的主要性能,包括包壳腐蚀、燃料棒生长、燃料组件生长等,并与首循环池边检查结果进行对比。结果表明CF3先导燃料组件主要堆内性能符合预期,与预测值相比有更高的裕量,现有辐照性能分析模型可进一步改进后用于后续工程评价。

采用OTSG的一体化核动力装置运行协调性分析与仿真

邰云, 陶李, 闫冰, 孙建华

2016, 37(6): 159-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0159

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摘要:
以采用直流蒸汽发生器(OTSG)的小型核动力装置(MRX)为研究对象,基于堆芯和蒸汽发生器等主要部件的数学模型,按照MRX控制方案设计双恒定运行的控制方法,以实现装置在功率变化时的快速跟踪响应。Matlab/Simulink软件仿真结果显示MRX系统的控制方案是有效的,二回路系统的动作时间相对较长,给水流量变化的速度低于一回路负荷的变化,在实际应用中应考虑采用快速响应的电动泵。

定位格架搅混翼附近气泡运动特性可视化实验研究

张君毅, 闫晓, 徐建军, 黄彦平

2016, 37(6): 164-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0164

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摘要:
针对3×3棒束采用可视化实验技术研究棒束通道内气-液两相流动过程,获得了定位格架搅混翼附近的气泡行为特性。通过实验发现在搅混翼背流面存在气泡滞留的现象。在稳定工况下,滞留气泡的高度基本不变,滞留气泡相界面在流动、来流气泡合并过程中存在波动,并在液相的夹带下从滞留气泡末端分裂成多个小气泡。滞留气泡末端被液相夹带分裂是棒束通道中气泡尺寸变化的主要原因之一,并且分裂后的气泡尺寸小于来流气泡尺寸。在相同空泡份额条件下,随着液相流量的增加,滞留气泡高度增加,从滞留气泡上分裂的气泡尺寸相比来流气泡减小、数量增加;在相同液相流量条件下,随着空泡份额的增加,滞留气泡大小基本不变。来流气泡尺寸影响滞留气泡相界面的波动幅度,同时搅混翼背面存在滞留气泡时,气泡从搅混翼迎流面和背流面经过搅混翼时,在下游具有不同的运动特性,导致格架下游子通道间相态分布的差异性。

流量波动作用下临界热流密度特性理论计算与分析

刘文兴, 赵大卫, 苏光辉, 黄彦平

2016, 37(6): 168-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0168

摘要(8) PDF(0)

摘要:
利用流量波动作用下瞬态临界热流密度程序,对矩形通道内入口流量波动条件下临界热流密度特性进行计算分析。结果表明:入口流量波动会对临界热流密度有明显影响,特别是入口流量波动幅值和周期的增大、时均流量的增加、加热长度的减小或出口含汽率的降低将使临界热流密度特性恶化,从而对反应堆系统安全性产生不利影响。

起伏条件下自然循环密度波不稳定性研究

宫厚军, 黄彦平, 昝元峰

2016, 37(6): 173-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.06.0173

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以自编程序运动条件下自然循环分析程序PNCMC研究起伏条件下两相自然循环密度波不稳定性。研究表明:起伏条件下自然循环系统会发生密度波流动不稳定性现象,起伏引起的流量振荡动与密度波振荡相叠加,最终形成复杂的复合振荡;在长周期(13、23 s)起伏时流量的振荡周期与起伏周期相等,但一个起伏周期内存在多次振荡;在短周期(3 s)起伏时,复合振荡存在着2种状态,低功率时的复合振荡周期性差,表现出不可预测的在某个起伏周期内振荡的突然增强;高功率时,复合振荡表现出较好周期性;起伏条件下系统稳定边界是整体上移,而且周期越小,上移量越大。

留言板

2016年第37卷第6期

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2016年 第37卷 第6期

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