核动力工程

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刘生晖, 黄彦平, 刘光旭, 王俊峰, 昝元锋, 郎雪梅, 黄军

2017, 38(1): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0001

摘要(18) PDF(0)

摘要:
为分析超临界二氧化碳强迫对流传热特性,开展竖直圆管内超临界二氧化碳强迫对流传热特性实验研究。实验结果表明:实验参数范围内存在明显的浮升力效应和流动加速效应;对于向上流动工况,随浮升力效应增强超临界二氧化碳从强迫对流传热过渡至混合对流传热,最后发展为自然对流传热,传热能力有弱化到逐渐恢复直至强化;对于向上流和向下流动工况,流动加速效应皆弱化传热。基于实验数据建立新的超临界流体传热关联式,在实验工况范围内95.03%的预测值与实验值偏差为±30%以内。

非能动安全壳冷却系统瞬态特性试验研究

程诚, 文青龙, 卢冬华, 吴小航, 牛文华, 魏淑虹

2017, 38(1): 6-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0006

摘要(23) PDF(0)

摘要:
针对基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统开展瞬态特性试验,根据试验数据分析系统在液柱启动方式下自然循环流量、安全壳压力、流动不稳定性等过渡特性。结果表明:基于回路热管技术的非能动安全壳冷却系统具有良好的启动特性,可实现事故工况下安全壳内热量的顺利导出,且能够在启动阶段实现安全壳压力的快速下降。系统具有流动不稳定性工况区域,其影响因素与冷却水箱温度、安全壳压力及系统输入功率有关,流动不稳定性未对安全壳内压力趋势造成明显影响。

HFETR材料辐照精细中子注量率谱研究

刘红倩, 刘水清, 向玉新, 王皓, 马立勇

2017, 38(1): 10-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0010

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用蒙特卡洛程序(MCNP)模拟计算高通量工程试验堆(HFETR)典型辐照孔道内样品精细中子注量率谱,包括轴向、径向中子注量率谱及172群中子能谱,分析其特点和变化规律,同时比较辐照孔道填充不同材料时的中子能谱。结果表明:不同孔道辐照相同材料及同一孔道辐照不同材料时,所得的能谱分布趋势和特点比较一致。在高能区,中子能谱近似为于裂变中子谱分布;在慢化能区,近似为费米谱分布;而在热能区,近似为麦克斯韦谱分布。

摇摆条件对核动力装置凝汽器热阱瞬态流场特性影响研究

李勇, 林原胜, 国占东, 李树民, 魏志国, 孔夏明

2017, 38(1): 13-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0013

摘要(15) PDF(0)

摘要:
大幅摇摆运动引起核动力装置二回路系统凝汽器热阱内凝水流场与压力波动,严重时会引发凝水系统汽蚀并影响蒸汽发生器供水安全。采用计算流体力学(CFD)方法分析某海上浮动核电平台凝汽器热阱在3种横摇及纵摇工况下的瞬态流场与压力波动特性。研究结果表明:摇摆运动均导致凝汽器热阱内凝水压力呈周期性波动;波动周期与摇摆周期一致,波动幅值随摇摆周期的减小而迅速增加;小摇摆周期下,热阱底部凝水压力下降至凝水系统最低抗汽蚀设计压力之下,使凝水系统出现潜在汽蚀风险;摇摆运动引起热阱内凝水液位剧烈晃荡与凝水质点受力瞬态变化,是影响凝汽器热阱内瞬态热工水力特性的2个重要因素。

空间堆金属锂冷却剂热物性参数计算模型及程序开发

李华琪, 郭啸宇, 杨宁, 朱磊, 马腾跃, 胡攀, 田晓艳

2017, 38(1): 20-24. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0020

摘要(12) PDF(0)

摘要:
通过文献分析及理论研究建立金属锂热物性参数与温度、压强的函数关系计算模型,并利用FORTRAN语言开发金属锂热物性计算程序SNPS_LITHIUM。开发的计算程序可用于计算固态锂、液态锂和锂蒸气的热物性参数。

基于DRAGON程序的二维/一维耦合堆芯输运计算程序开发

高明敏, 曹欣荣, 朱成林, 王江萌

2017, 38(1): 25-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0025

摘要(10) PDF(0)

摘要:
DRAGON程序能够进行三维特征线法（MOC）计算,但需大量的计算时间与内存,虽在其中引入大量近似并应用多种加速算法,仍无法满足工程应用的需求。基于DRAGON程序中现有的二维MOC计算模块,开发二维MOC与一维节块展开法（NEM）耦合的堆芯输运计算程序DRAGON_HEU,在三维粗网有限差分（CMFD）加速算法的全局框架下通过轴向和径向泄漏项将二维全堆非均匀栅元MOC计算与轴向均匀栅元扩散计算耦合,实现三维堆芯Pin-by-Pin计算。运用C5G7-3D三维扩展基准题验证DRAGON_HEU,计算结果表明:DRAGON_HEU能够节约大量计算时间且具有很高的计算精度。

乏燃料溶解器燃料棒随机分布建模方法

李航, 周琦, 朱庆福

2017, 38(1): 29-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0029

摘要(15) PDF(0)

摘要:
利用Matlab商用数学软件对乏燃料溶解器中剪切后的燃料段随机分布建立模型,使用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP和MONK9a对模型进行验证,并针对不同成分及长度的燃料段进行临界计算,分析随机分布模型的稳定性。

鼓风式机械通风冷却塔热气回流研究

常亮, 李陆军, 李海燕

2017, 38(1): 32-35. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0032

摘要(13) PDF(0)

摘要:
采用三维数值模拟分析方法(FLUENT)模拟鼓风式机械通风冷却塔附近的空气运动,研究某工程中鼓风式机械通风冷却塔的热气回流分布特性,分析运行方案、气象条件、自然风速及风向对冷却塔回流率的影响。结果表明:鼓风式机械通风冷却塔最大回流率高达17.1%,导致进风口干球温度增大0.77℃,湿球温度增大1.67℃。

非能动安全壳冷却系统性能提高的初步分析

李乐, 李成, 张亚军, 邾明亮

2017, 38(1): 36-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0036

摘要(8) PDF(0)

摘要:
为分析先进非能动型压水堆(AP1000)非能动安全壳冷却系统(PCCS)的运行特征,建立单体积模型来计算安全壳内部气体混合物的传热,并结合前期已开发的安全壳外部水膜蒸发冷却的多体积程序,对冷却剂丧失事故(LOCA)下的安全壳运行压力进行计算,计算结果与WGOTHIC以及相关文献的结果吻合良好。通过讨论安全壳的运行特性,分析安全壳的排热能力。最后提出抑压方案来提高PCCS的性能,新的方案能够抑制大约10%的安全壳压力,降低PCCS的工程投资和难度。

Marangoni对流在MEB形成过程中的作用分析

雷亦岐, 莫政宇, 孙立成, 谢果, 刘洪涛, 杜敏

2017, 38(1): 41-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0041

摘要(14) PDF(0)

摘要:
鉴于汽泡微细化沸腾(MEB)极强的传热能力和目前对于MEB的形成机理还不清楚的实际情况之下,利用数值分析方法,对比了马兰哥尼(Marangoni)对流和自然对流过程在MEB形成中的作用。结果表明:Marangoni对流对于汽膜周围流场的影响要远远大于自然对流过程;在40 K过冷度和80 K壁面过热度的条件下,汽膜周边区域Marangoni对流和自然对流的平均速度分别约为0.4 m/s和0.01 m/s,并且随着过冷度或壁面过热度的升高,Mrangoni对流过程加剧。Marangoni对流在MEB现象形成及传热过程强化等过程中起到了关键作用。

二回路热力系统变动后反应堆安全性分析方法研究

张钊, 唐琪, 魏艳辉, 沈荣发, 圣国龙, 严俊杰, 种道彤

2017, 38(1): 46-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0046

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于压水堆二回路热力系统热经济性定量分析理论,提出适用于M310核电机组的二回路热力系统变动后机组反应堆安全性分析计算方法。应用该方法对M310机组二回路两列高压加热器解列的事故工况进行了反应堆安全性分析计算,并与全范围模拟机的仿真结果进行比较,结果一致,说明本文提出的反应堆安全性分析计算方法是正确且准确的。

蒸汽发生器传热管诱发破裂风险评估

杨健, 朱文韬

2017, 38(1): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0051

摘要(11) PDF(0)

摘要:
蒸汽发生器传热管的诱发破裂是核电厂二级概率安全分析(PSA)中要重点评价的严重事故现象之一。首先识别引起该事故的关键因素,对此建立事故进程事件树(APET),并通过风险导向的事故分析方法(ROAAM),结合热工-水力计算和参数抽样,确定APET中重要现象节点的发生概率,定量评估堆芯损坏严重事故阶段诱发蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的发生频率和条件概率,并对降低SGTR风险的设计特征进行讨论。

钍基熔盐堆回路管道蠕变疲劳分析和评定研究

卢喜丰, 王新军, 艾红雷, 吕勇波, 何风

2017, 38(1): 56-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0056

摘要(21) PDF(0)

摘要:
钍基熔盐堆(TMSR)回路管道的运行温度大于500℃,需要采用高温反应堆的评定准则来进行评定。对于高温管道需对其进行应力、应变及蠕变-疲劳分析来保证其完整性。传统的方法是采用ANSYS软件建立有限元模型来进行蠕变-疲劳分析,耗时费力。本文采用PIPESTRESS软件对TMSR回路管道进行评定。分析结果表明:通过引入应力指数,对PIPESTRESS软件的计算结果进行处理,可以完成回路管道蠕变-疲劳分析的快速评定。在TMSR回路管道分析中,该方法省时省力,是一种更加实用和有效的方法。

人工地震加速度时程计算方法研究

吴万军, 黄旋, 沈平川

2017, 38(1): 60-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0060

摘要(16) PDF(0)

摘要:
对比研究不同的人工地震加速度时程的计算方法,发现不同方法之间的主要差异在于初始时程的获得方式,包括采用与设计响应谱相近的真实地震过程和基于通过响应谱与功率谱密度间近似关系的方法。基于后一种方法,开发人工地震加速度时程计算程序。采用计算实例进行人工加速度时程计算,得到的人工时程具有良好的形态和统计特征参数;人工时程响应谱与设计谱具有良好的相容性。

金属燃料变形多物理效应分析

费敬然, 司胜义, 陈其昌

2017, 38(1): 67-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0067

摘要(22) PDF(0)

摘要:
针对金属燃料的显著辐照肿胀变形,开发基于紧密多物理耦合计算的数值燃料棒模型及相应程序YUAN。YUAN是一个通用的燃料棒多物理数值模拟平台,可在燃耗过程中基于独特的浮动网格耦合地求解中子学、热工水力、机械力学问题,模拟燃料棒在反应堆内极端环境下的热传导、机械变形、中子输运、核素燃耗等行为。利用YUAN对典型金属燃料进行模拟,分析金属燃料由于变形产生的多物理效应对传热、中子学的影响。

316NG焊接接头在含氯离子的高温高压水中应力腐蚀开裂研究

汪家梅, 何琨, 王理, 张乐福

2017, 38(1): 72-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0072

摘要(16) PDF(0)

摘要:
通过慢应变速率拉伸（SSRT）试验和高温电化学相结合的方法,研究外加电位对奥氏体不锈钢316NG焊接接头在含氯离子的高温高压水中应力腐蚀开裂（SCC）倾向的影响。试验结果表明:退火态316NG焊接接头SCC敏感性随外加电极电位升高而增大,且存在一个介于+50~+100 mV[相对标准氢电极（vs.SHE）]之间的SCC临界电位;低于该电位时,SCC敏感性较小,无明显沿晶开裂,仅断口边缘处存在少量穿晶开裂,随电极电位变化不明显;高于该临界电位时,SCC敏感性急剧增加,并出现明显的沿晶开裂。此外,高温Ar和腐蚀性低（电极电位≤50 mV）的环境中,焊接接头的断裂为力学主导的塑形开裂,其与焊接接头的硬度分布密切相关,硬度越低,越容易断裂;强腐蚀性（电极电位>50 mV）环境中,焊接接头的断裂为腐蚀主导的脆性开裂;显然,焊缝及热影响区的SCC敏感性高于母材。

AP1000主泵泵壳与蒸汽发生器装焊变形控制工艺研究

和广庆, 李翠翠, 杨东升

2017, 38(1): 77-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0077

摘要(14) PDF(0)

摘要:
三代核电机组AP1000主冷却剂泵(RCP)泵壳与蒸汽发生器(SG)焊接接头为重要承压边界焊缝之一;焊后泵壳管嘴位置公差直接影响主泵内部构件和现场主管道装配。本文结合国内首台设备制造实例,针对此焊缝焊接变形大,易出现不符合项情况,提出一些防止焊接变形过大而导致泵壳位置超差的控制措施,如装配对中、坡口设计、焊接过程控制等。检测数据表明:按本文给出的工艺组焊的4个泵壳,其排出管嘴角度、主法兰面与SG基准A的俯仰角、轴向收缩控制均满足设计要求。

三门核电厂高压加氢系统改进

王旭

2017, 38(1): 82-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0082

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核电厂运行期间,一回路内的冷却剂会在辐照条件下分解为氢气和氧气。氧气会加剧一回路不锈钢材料腐蚀,降低设备可靠性的同时增加放射性活化产物。国内核电厂普遍使用一回路加氢技术抑制一回路冷却剂的辐照分解。传统核电厂采用容积控制箱(容控箱)对一回路冷却剂降压,然后使用低压加氢技术为一回路冷却剂加氢。由于非能动百万千瓦级先进压水堆AP1000核电厂一回路取消容控箱,需要采用高压加氢技术为一回路冷却剂加氢。本文介绍了AP1000核电厂目前使用的高压加氢方案,对其在运行过程中可能出现的问题进行分析,并提出了改进方法。

核岛主设备支撑用大吨位液压阻尼器密封件延寿可行性研究

谢洪虎, 杨锦春

2017, 38(1): 85-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0085

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于液压阻尼器密封件的密封压缩回弹原理,通过密封件压缩变形与服役时间的变化关系曲线,对美国麦奎尔核电厂2号机组运行20 a后拆卸的德国Lisega大吨位液压阻尼器密封件的预测寿命进行了计算。计算结果表明,以德国Lisega公司生产的大吨位液压阻尼器为例,无论是外部密封还是内部密封,其密封件预测寿命明显要长于目前在役或在建核电厂中规定的密封件更换周期。

CIS数字模组作为核辐射环境监控及报警设备的可用性研究

徐守龙, 邹树梁, 武钊, 罗志平, 黄有骏, 宋露莹

2017, 38(1): 88-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0088

摘要(11) PDF(0)

摘要:
对CMOS图像传感器(CIS)数字模组在核事故工况下作为监控及辐射预警设备的可用性进行分析与研究。通过对样品实时采集的彩色图像和暗图像的色度及灰度信息进行分析,研究其辐射损伤及干扰机理,讨论CIS数字模组作为核事故工况下的监控及辐射报警设备的可用性。研究证明,CIS数字模组在低剂量率短时间辐射环境中,能保持较好的监控画面质量,其暗图像噪声与所监控环境的辐射场强度相关。

AP1000主泵飞轮及水润滑轴承研究

王立来

2017, 38(1): 95-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0095

摘要(18) PDF(0)

摘要:
根据理论推导和对屏蔽电机主泵的设计、运行和故障处理经验,计算分析浸水重金属飞轮的摩擦损耗。按照双向中心支承推力轴承的摩擦学设计原理,分析重金属飞轮对先进非能动压水堆(AP1000)屏蔽电机主泵的影响。

CPR1000 RPV役前检查缺陷显示问题分析

张进, 万志坚, 李家康, 董义令, 邓小云, 刘攀

2017, 38(1): 99-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0099

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对某中国改进型三环路压水堆(CPR1000)反应堆压力容器(RPV)出口接管与法兰接管段筒体焊接接头在制造阶段超声检验(UT)合格,而役前检查(PSI)阶段UT发现"超标"缺陷显示的问题,对制造阶段和PSI阶段UT技术要求进行对比分析。结果表明:将制造阶段采用的RCC-M规范验收标准应用于PSI阶段UT技术方法是导致问题产生的直接原因,而PSI阶段与制造阶段的UT缺陷尺寸测量方法和缺陷显示累计要求存在差异是导致问题产生的根本原因。基于PSI的目的是建立在役检查的"零点",提出如下观点:PSI阶段发现的"超标"缺陷显示,如可行,应考虑采用制造阶段的检验方法和验收标准进行复检和验收。

核电厂汽轮机甩负荷中调阀阀位反馈与指令偏差超限原因分析

高建强, 边岩, 方立军, 饶宛

2017, 38(1): 104-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0104

摘要(13) PDF(0)

摘要:
某1000 MW核电机组在快速甩负荷(FCB)试验时,中压调节阀(简称中调阀)不能及时关闭,发生中压调节阀阀位反馈值与指令值偏差超限问题,引发跳机保护动作。分析发现,造成这次问题的原因是调节阀弹簧力矩与阀门气动力矩不匹配。利用FLUENT软件对该汽轮机中调阀内的三维流场进行数值模拟,得到阀门气动力矩和阀门开度的变化关系。结果表明:气动力矩随调节阀开度的增加先增大后减小,开度为30°左右时达到最大值;此时,若弹簧力矩与阀门气动力矩不匹配就会发生中调阀关闭动作迟缓甚至卡涩问题,造成阀位反馈值与指令值偏差超限。

主泵提升装置在核电厂NCC&CFT的应用

徐建辉, 王玉旭, 吴航权

2017, 38(1): 108-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0108

摘要(13) PDF(0)

摘要:
简要介绍中国改进型三环路压水堆(CPR100)核电厂一回路冲洗试验(NCC)和冷态功能试验(CFT)中主泵的安装调试现状。在核电厂主泵电机缺位的情况下,对主泵转子提升装置进行了使用试验,结果表明该提升装置安全可靠、性能优异,可推广至CPR100及欧洲先进压水堆(EPR)核电厂项目建设,以降低施工风险。

压水堆核电厂预防性维修策略模板开发与应用研究

张圣, 张涛, 陈宇, 江虹, 何善红, 莫春铌

2017, 38(1): 110-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0110

摘要(11) PDF(0)

摘要:
在国外维修模板数据库及其应用技术的基础上,结合国内核电厂的实际开发情况,建立国内核电厂设备维修策略模板。开展典型设备类型模板的开发与应用验证,给出了国内压水堆核电厂维修模板开发流程。结合案例阐述了维修模板在维修大纲编制和优化中的应用。

安全壳喷淋隔离阀电动装置力矩抖动故障改进方法研究

张化杞, 杨建松, 贾永, 袁风武

2017, 38(1): 116-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0116

摘要(15) PDF(0)

摘要:
对某核电厂安全壳喷淋隔离阀EAS013/014VB电动装置力矩频跳问题进行定性分析和试验验证。阀门启动时,转动惯量太大无法短时间使远传转速达120 r/min而造成电机蜗杆窜动,使力矩开关动保护,表现为力矩抖动。通过根本原因分析及现场实验确认:故障的原因是电动装置选型不当,导致电动装置力矩频跳。

基于非劣排序遗传算法的核电厂维修决策多目标优化方法研究

吕言, 刘井泉, 曾聿赟

2017, 38(1): 120-125. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0120

摘要(15) PDF(0)

摘要:
提出核电厂系统级、不完全、非定期逐次预防维修模型。该模型引入役龄回退因子衡量维修效果,并且通过邻接矩阵法与结构函数矩阵法得到系统可靠度;同时将每个元件的更换对整个系统可靠度及成本的影响考虑在内,推导出可靠度与总成本的计算公式。采用非劣排序遗传算法(NSGA2)对该模型进行多目标优化,得到核电厂某系统整个寿期的多目标维修方案。通过算例阐述计算步骤,进行维修方案的经济分析与多目标优化。

核电厂废液处理系统净化塔分离模型及试验研究

郑伟, 李晴, 林鹏, 刘夏杰, 陆杰, 吕永红

2017, 38(1): 126-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0126

摘要(14) PDF(0)

摘要:
分析净化塔试验装置对不易挥发性放射物质的分离水平,并在专门设计的净化塔试验装置上进行试验。结果显示:净化塔试验结果与理论分析计算结果一致,确认了理论分析所采用的计算方法和模型的合理性。运用该理论计算模型对核电厂废液处理系统(TEU)中的蒸发装置进行分析。分析结果表明:核电厂采用3块筛板及丝网除沫器的设置合理,可以实现核电厂的运行要求且安全裕度较高。

AP1000核电厂主控室内漏示踪气体试验研究

杨洋

2017, 38(1): 131-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0131

摘要(14) PDF(0)

摘要:
基于AP1000核电厂主控室(MCR)的密封性设计及非能动应急通风设计特点,探讨适合于AP1000主控室内漏示踪气体试验的方法和理论,并对试验结果和难点进行分析。结果表明:恒定注入法作为AP1000主控室内漏示踪气体试验的优选方案,其试验理论成熟、可操作性强、计算精度高,可以较好地满足AP1000非能动设计的验证要求。

浮动式核电站装卸料平台高精度定位技术研究

安彦波, 罗英, 刘聪, 谭越, 黄辉, 陈书华

2017, 38(1): 135-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.01.0135

摘要(16) PDF(0)

摘要:
针对浮动式核电站装卸料过程,对浮动式核电站装卸料平台的定位精度进行数学建模,对影响定位精度的各个环节进行详细的分析。在此基础上,提出一种开环结合闭环式修整高精度定位技术,以大大提高装卸料平台的定位精度,满足浮动式核电站装卸料平台高精度定位要求。

留言板

2017年第38卷第1期

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