核动力工程

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张海州, 曹云龙

2017, 38(5): 1-3. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0001

摘要(13) PDF(0)

摘要:
红沿河核电厂1号机组首次实施了18个月换料后启动物理试验。结果表明:18个月换料理论预计值与实测结果符合良好,验证了堆芯换料设计的准确性。将18个月换料与年度换料启动物理试验结果进行了比较,指出18个月换料后堆芯特性的变化并进行了分析。

蒸汽发生器二次侧流动PIV实验研究

王聪, 陆道纲, 姚志鹏, 曹琼, Awais Ahmad, 张曙明

2017, 38(5): 4-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0004

摘要(9) PDF(0)

摘要:
基于一个可视化蒸汽发生器模化实验装置,并利用2D的示踪粒子测速方法(2D-PIV)获取了其二次侧相应测点流场图。观察直管段区域的横向流动现象并描述其机理。实验还对比了在冷热2端不同给水比例和不同功率负荷下速度场的差异,发现在冷热两端非均匀的给水方式(1:4)相比于均匀给水方式,直管段区域的横向流动现象有所减弱。

二次侧非能动余热排出系统自然循环特性瞬态实验研究

郗昭, 孙都成, 祝圆, 谢峰, 李勇, 昝元峰, 卓文彬

2017, 38(5): 10-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0010

摘要(16) PDF(0)

摘要:
利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT)对华龙1号反应堆的二次侧非能动余热排出系统(PRS)的自然循环特性进行了瞬态实验研究。实验在原型工况、提升功率工况和提升阻力工况下开展。通过本试验研究,获得了华龙1号反应堆核电厂全厂断电事故工况下,PRS系统的响应特性和运行能力。实验数据证实,PRS系统事故冷却水箱(水池)设计容积满足系统启动后72 h的排热要求。功率提升6%后,水池依然有足够的冷却能力。原型阻力提升50%后,系统压力始终高于原型阻力工况。试验过程中一直存在有效的自然循环,在水池作用下,系统温度和压力持续降低。

换料水箱初始水温对非能动余热排出系统运行特性影响试验研究

黄志刚, 张妍, 彭传新, 白雪松, 卓文彬, 闫晓

2017, 38(5): 14-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0014

摘要(11) PDF(0)

摘要:
通过试验对不同内置换料水箱初始水温条件下非能动余热排出系统(PRHRS)投入后堆芯进出口温度、一回路压力、PRHRS自然循环流量和换热功率等试验数据进行了对比分析。试验结果表明:IRWST初始水温较低时,堆芯模拟体进出口水温和压力下降更快,PRHRS热交换器(HX)出口温度低,PRHRS自然循环流量变化趋势基本一致,但换热功率更高。

基于CSG和OpenMP的复杂几何输运计算程序开发及验证

郑勇, 彭敏俊

2017, 38(5): 18-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0018

摘要(19) PDF(0)

摘要:
为了适应材料几何布置越来越复杂的小型研究堆计算需求,基于构建实体几何理论和矩阵特征线方法,开发了具有复杂几何输运计算能力的2维特征线程序MOCAGE,并采用OpenMP并行编程模型对几何前处理中的特征线追踪进行并行化设计。通过不规则几何问题以及3种不同控制棒布置形式的HTTR基准题对程序的特征线追踪能力与计算精度进行评估,给出了计算结果与MCNP5多群计算参考值的相对误差。结果表明:所开发的程序能够正确实现对复杂对象的几何建模并进行特征线追踪,计算结果与参考值符合较好,精度满足程序验证要求,采用OpenMP并行编程能显著减少几何预处理时间。

基于节点模型的空间堆系统动态特性分析

李华琪, 胡攀, 杨宁, 朱磊, 田晓艳, 陈立新, 江新标

2017, 38(5): 24-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0024

摘要(15) PDF(0)

摘要:
建立集总参数法的碱金属冷却空间堆系统动态特性分析的节点模型,利用Simulink软件开发了空间堆系统动态特性分析程序,并利用设计参数对程序进行验证。分析了控制鼓转角和外部负载电阻阶跃变化时的系统动态响应特性。结果显示:在控制鼓角度阶跃变化引入正反应性时,堆芯功率迅速上升尔后由于负反馈而达到新的稳定状态,但热电偶(TE)电功率的输出有一定的延迟。在外部负载电阻阶跃变化时,TE热电转换电功率输出快速升高,使得TE热端温度升高,堆芯温度升高,由于负反应反馈导致堆芯温度下降。比较两者瞬态响应,外部负载电阻的变化较控制鼓角度的变化引起TE电功率输出的响应要快速。

蒸汽发生器倒U型管单相倒流特性RELAP5建模方法研究

沈梦思, 于雷, 郝建立, 胡高杰

2017, 38(5): 28-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0028

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摘要:
利用RALAP5/MOD3.2程序对蒸汽发生器(SG)倒U型管单相倒流实验进行建模计算。计算结果表明,已有的按管长对倒U型管进行分类建模会使得RELAP5计算的4根Ⅰ类倒U型管发生倒流,过大的估计了倒流流量。在此基础上,将未倒流管用集总参数法处理,倒流管进行进一步的划分,建立了改进的U型管模型。通过分析比较,新建的模型能比较准确地计算倒流流量。

热管冷却双模式空间堆堆芯稳态热工水力分析程序开发

田晓艳, 江新标, 陈立新, 李华琪, 杨宁, 朱磊, 马腾跃

2017, 38(5): 34-39. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0034

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摘要:
为研究热管冷却双模式空间堆（HP-BSNR）堆芯稳态热工水力安全特性,基于改进后的双模式反应堆初步概念设计方案建立了其堆芯热工水力模型,包括推进模式和电源模式下的燃料元件单通道模型、换热模型、压降计算模型以及热管模型等,开发了堆芯稳态热工水力分析程序STHA_HPBSNR。采用文献的实验数据以及程序ELM的计算结果与程序STHA_HPBSNR的氢气物性计算模块和热力学参数计算模块进行对比,初步验证了程序STHA_HPBSNR用于双模式空间堆系统热力学稳态计算分析的可靠性。此外分析了不同换热关系式和摩擦阻力关系式对通道壁面温度的影响,为后续将STHA_HPBSNR程序应用于双模式空间堆堆芯瞬态安全分析奠定了基础。

核电厂稳压器水封结构数值模拟研究

傅冠桦, 李权柄, 任红兵, 周鹏, 段远刚

2017, 38(5): 40-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0040

摘要(14) PDF(0)

摘要:
建立了含不凝性气体的气-液两相流三维计算流体力学(CFD)模型,运用Fluent软件对核电厂稳压器新型水封结构流场进行模拟,通过水密封建立过程中稳压器压力和不凝性气体含量的影响分析,研究了水密封建立过程的热工特性。结果表明,对于新型水封结构,水密封建立时间随稳压器压力的增大而缩短,随不凝性气体含量的增大而增长。

先进压水堆核电厂主管道结构完整性的研究

初起宝, 房永刚, 王庆, 南相辰

2017, 38(5): 45-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0045

摘要(15) PDF(0)

摘要:
以某先进压水堆核电厂主管道为例,对核安全一级管道的结构完整性进行分析评价,并对根据规范设计的管道设计裕量进行了分析。管道结构完整性评价内容包括依据规范对管道强度进行评价、采用解析法求解管道温度场进行热棘轮评价、采用简化雨流法对管道进行疲劳寿命评价。计算结果表明,主管道最小壁厚减少至55 mm能够满足标准规范要求,但安全裕度较小,其中主管道支管位置的疲劳和热棘轮评价结果裕量最小。

不同材料的核电厂主管道LBB评估对比研究

马琳伟, 何家胜, 舒安庆, 郑小涛, 徐建民, 喻九阳

2017, 38(5): 49-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0049

摘要(11) PDF(0)

摘要:
我国核电厂主管道的材料主要有铸造奥氏体不锈钢(CASS)和锻造不锈钢(WSS)。针对CASS和WSS两种材料的主管道,依据美国核管会的SRP3.6.3进行主管道硬前漏(LBB)评估的对比研究。考虑热老化效应获取可信的材料性能数据,根据材料性能差异采用极限载荷法或J积分撕裂模量汇交法计算临界裂纹尺寸。根据Henry均匀非平衡双相流模型计算泄漏裂纹尺寸,并通过环向表面裂纹和贯穿裂纹的扩展分析论证了裂纹疲劳扩展不会导致管道的突然断裂。研究结果表明,WSS材料和CASS材料相比具有更好的LBB性能。

压水堆燃料棒包壳微振磨损计算方法

齐欢欢, 冯志鹏, 吴万军, 姜乃斌, 黄旋

2017, 38(5): 54-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0054

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用Archard磨损公式作为压水堆燃料棒包壳的磨损理论模型,预测燃料棒包壳与格架之间的微振磨损,其中关键的物理量是磨损系数、燃料棒与格架之间的接触力以及滑动距离。磨损系数一般通过试验确定。随着燃耗加深,燃料棒与格架之间的接触力是时变函数,燃料棒夹持力随燃耗的变化曲线可采用试验或经验公式确定。由格架刚凸的刚度、包壳与格架的接触力以及它们之间的摩擦系数确定滑动阈值,将最大湍流激励的振动响应与滑动阈值进行比较,确定燃料棒包壳相对于格架是否存在滑动,计算燃料棒包壳在微小时间间隔内的滑移距离。几个物理量确定后,对磨损公式时间积分得到燃料棒包壳的微振磨损量。根据圆柱和表面的磨损几何关系,理论推导磨损量与磨损深度的关系,确定磨损深度,将磨损深度与相关准则进行比较,评估燃料棒包壳是否满足机械完整性的要求。

基于RCC-M规范的反应堆压力容器快速断裂分析与讨论

王大胜, 刘攀, 金挺, 陆文杰

2017, 38(5): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0058

摘要(14) PDF(0)

摘要:
对2000版和2007版RCC-M附录ZG中的快速断裂分析评价方法进行对比分析。结果表明:2007版附录ZG的适用范围更广,分析评价过程相对简化,对材料老化的考虑也更加全面。以堆芯筒体段的快速断裂分析评价为例,对基准裂纹的方位参数进行敏感性分析,将2个版本的评价结果进行对比。结果表明:采用2007版附录ZG得到的评价结果安全裕量更大,同时增大了反应堆压力容器压力-温度(P-T)曲线的限制范围,扩大了核电厂运行操作空间。

CENTER高通量工程试验堆控制棒驱动线缓冲选型分析

吴小飞, 李硕, 聂常华, 杨祖毛, 闫晓, 王晓衡, 邢立淼

2017, 38(5): 62-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0062

摘要(10) PDF(0)

摘要:
CENTER高通量工程试验堆功率调节及启停操作较为频繁,控制棒驱动线设计时需重点考虑停堆控制棒落棒缓冲效果以保证寿期内使用的可靠性。对6种缓冲结构进行缓冲试验,根据落棒冲击力及落棒时间等关键因素对比选型,确定最合适的缓冲结构。选定结构下的控制棒驱动线落棒时间合适,落棒冲击力不大,适合用于CENTER高通量工程试验堆。

核级动态拉杆受压临界载荷计算方法研究

何孟夫, 刘卡壬, 韩浪, 曹雷生

2017, 38(5): 67-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0067

摘要(15) PDF(0)

摘要:
针对变截面杆的受压临界载荷确定,本文尝试使用一种快速有效的理论计算方法进行校核,以满足工程应用。该方法使用矩阵传递法进行了理论计算,并使用ANSYS软件和规范KTA3205分别进行了有限元计算和试验验证。结合制造工艺及计算简化处理方法对计算结果进行差异性分析,验证了理论计算方法的合理性和可用性。

核电厂OBE报警方式的时效性和可靠性对比分析

陈志高, 范涛, 卢建旗, 李山有

2017, 38(5): 72-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0072

摘要(12) PDF(0)

摘要:
利用我国2003年至2015年间发生的31次地震的1642组记录,对比分析了二代与三代核电厂运行基准地震(OBE)报警方法的时效性与可靠性。结果表明,对同一地震动,二代与三代核电厂OBE都超限的条件下,三代核电厂OBE报警的时间普遍较二代核电厂OBE报警晚,平均相差20 s。三代核电厂OBE报警之前,台站所遭受的地震动加速度幅值最大可达0.7g。利用4次地震Ⅵ度区的108个台站数据进行OBE超限判别,结果发现,三代核电厂OBE超限的台站仅占总台站数的41%,二代核电厂OBE超限的台站数占总台站数的63%(广核)、76%(中核)。因此三代核电厂OBE报警参数的阈值选取过程中,为了避免小震近场大脉冲和小幅值长持时地震动造成的不必要停堆,降低了报警的时效性和可靠性,这对于非常重要的核设施而言是偏于不安全的。

HFETR安全逻辑通道定期试验装置设计

武文超, 李林洪, 李普, 陈启兵, 李子彦

2017, 38(5): 77-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0077

摘要(15) PDF(0)

摘要:
高通量工程试验堆(HFETR)安全逻辑通道定期试验装置用于检测安全逻辑通道可用性。文中介绍了安全逻辑定期试验装置的工作原理、设备构成。开展了定期试验装置的手动/自动测试,并分析了定期试验装置对安全逻辑通道的影响。长期运行表明,定期试验装置设计满足安全逻辑通道试验要求。

改进离散动态事件树的分支生成机制——精确概率阈值法

郭海宽, 赵新文, 蔡琦, 张永发, 黄丽琴

2017, 38(5): 81-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0081

摘要(16) PDF(0)

摘要:
概率阈值法存在定位分支生成时间点不精确,建立的离散动态事件树具有较大时间不确定性等问题。针对概率阈值法存在的不足提出相应的改进措施——精确概率阈值法。通过分析动态水箱发现:在概率阈值为0.99的条件下,精确概率阈值法的总节点数比概率阈值法少25%,事故节点数仅少2.7%,计算时间缩短了37.7%,证明精确概率阈值法对事故节点的分析效率更高;精确概率阈值法得到的总事故概率比概率阈值法小33.6%,对于水箱干涸事故其留给操作人员采取措施干预事故发展的时间窗口更长;并且精确概率阈值法建立的离散动态事件树显示出更多的演化路径,反映了更多的事故信息,利于全面掌握动态水箱的事故演化过程,更适合研究系统的运行动态特性。

HFETR移动式应急电力系统设计

覃甫军, 李昌顺, 金阳, 徐川, 秦勇成

2017, 38(5): 86-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0086

摘要(12) PDF(0)

摘要:
在发生地震的情况下,核反应堆的电力系统极有可能全部丧失,从而对核反应堆的安全造成极大的威胁。为了提高高通量工程试验堆(HFETR)的纵深防御能力,设计了一套独立于HFETR主电力系统的、可移动的、可快速接入/切除的应急电力系统作为应急抢险配套设施。从工程计算的角度对其设计容量进行了验算和分析,并简要阐述了系统中的抗震型拖车式柴油发电机组应满足的技术要求,所采用的结构方案和鉴定方案。

核动力装置非能动系统可靠性及参数敏感性分析

蒋立志, 蔡琦, 张永发

2017, 38(5): 91-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0091

摘要(16) PDF(0)

摘要:
在非能动安全功能可靠性方法(RMPS)框架下,对某型核动力装置非能动余热排出系统原理性试验系统的热工水力可靠性(TH-R)进行评估,并对影响系统可靠性的不确定性参数进行敏感性分析。相关结论有助于从可靠性角度增强对该非能动余热排出系统热工水力过程不确定性的认识,可用于指导系统的设计优化及运行管理。

基于PI控制的空间堆电功率协同控制策略

李华琪, 胡攀, 朱磊, 杨宁, 田晓艳, 马腾跃, 陈森, 江新标, 陈立新

2017, 38(5): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0096

摘要(11) PDF(0)

摘要:
建立基于比例-积分(PI)控制的空间堆电功率调节方法,分析单独调节反应性或外部负载的电功率控制方案。结果表明:单独调节反应性、电功率的输出存在明显的响应延迟;而单独调节外部负载则存在不稳定的电功率控制范围。因此,提出了基于共同调节反应性和外部负载电阻协同作用的空间堆电功率的比例-积分控制策略。结果表明协同控制方法可以避免单独采用调节反应性控制输出信号延迟和调节外部负载电阻控制电功率范围有限的缺点,满足空间堆电功率输出控制的要求。

核主泵升速过程最高转速设定方法研究

苏宋洲, 王鹏飞, 许忠斌, 阮晓东, 孔伟杰

2017, 38(5): 101-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0101

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为了得到CAP1400堆型主泵在提速升温过程中最高限制转速的设定方法,结合泵的第三相似定律和量纲分析,推导出轴向力和功率均不超过正常工作点的转速设定方法。参照主泵正常工作下的参数,求得AP1000和CAP1400主泵在启动过程中的最高转速设定值,其中AP1000主泵的计算值为87.5% n₀,略低于实际运行的设定值88% n₀。采用实验验证的数值计算方法对自主设计的主泵水力模型在不同设定方法下的轴向力和径向力进行计算。结果表明:参照轴向力的设定方法计算得到的轴向力小于正常工作值,与理论结果相符。

反应堆燃料组件解体技术研究

刘晓松, 李文钰

2017, 38(5): 106-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0106

摘要(12) PDF(0)

摘要:
充分考虑反应堆燃料组件结构特点,提出了一种先翻转、再拆卸下管座、最后拔取燃料棒的解体工艺,并设计了与解体工艺相对应的专用工具。采用集成化的思路,使所有设备均布局在投影面积仅为1.2 m²的面积以内,既满足了现场安装条件的限制,又保护了乏燃料水池已有设备。采用该技术顺利完成了水下6 m处反应堆燃料组件的解体工作。

基于PROFIBUS DP质量流量控制器的核用空气升液系统

张博, 吴珂, 陈朝东, 李晓薇

2017, 38(5): 110-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0110

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对核燃料后处理用空气升液系统,给出了基于PROFIBUS DP总线质量流量控制器的控制方法。针对空气升液系统组成提出了控制系统组成结构。详细分析了PROFIBUS DP总线质量流量的选型、电气连接和软件实现。最后,提出使用多项式回归的方式,建立了压缩空气流量与被提升料液流量的关系。

CPR1000余热排出泵地震工况可运行性评价准则初步研究

陈兴江, 邵春兵, 杨锦春, 黄琼宇, 丛国辉

2017, 38(5): 115-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0115

摘要(9) PDF(0)

摘要:
核安全级泵地震工况的可运行性直接影响核电厂安全,需通过鉴定验证其地震工况下的功能。文中以CPR1000余热排出泵为研究对象,利用故障模式及影响分析(FMEA)方法进行地震工况下泵的故障模式及影响分析,筛选出影响泵可运行性的薄弱环节,并基于零部件的功能和运行要求,提出地震工况下泵组可运行性的评价准则。

破损燃料组件修复后的物理和热工计算分析

陈秋炀, 薛峰, 高拥军

2017, 38(5): 119-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0119

摘要(17) PDF(0)

摘要:
以采用AFA3G燃料组件的中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的堆芯物理和热工性能进行分析评估。结果表明:燃料组件内更换1根燃料棒对燃料组件反应性的影响小于-0.03%,该影响可以忽略;修复的燃料组件在换棒位置周围的燃料棒相对功率略微升高约5.6%;燃料组件内更换1根不锈钢棒对燃料组件的相对功率影响约为0.1372%⁰.2698%,对组件燃耗的影响大约为0.11%,对堆芯慢化剂温度系数的影响大约为0.03%,对组件出口慢化剂温度的影响大约为0.03%;对堆芯功率峰因子、堆芯临界硼浓度、堆芯停堆裕量和堆芯出口慢化剂温度基本没有影响。

Zr-0.8Sn-1Nb-0.3Fe合金Kr⁺离子辐照后的耐腐蚀性能研究

杨忠波, 程竹青, 邱军, 吴宗佩, 张海, 冉广

2017, 38(5): 123-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0123

摘要(18) PDF(0)

摘要:
采用高压釜腐蚀实验研究了2种不同制备工艺下的Zr-0.8Sn-1Nb-0.3Fe合金（1#,2#）经360℃、5～25dpa的Kr⁺辐照后、在400℃/10.3 MPa过热蒸汽中的耐腐蚀性能,用透射电子显微镜（TEM）、扫描电镜（SEM）、X射线衍射仪（XRD）分析合金腐蚀后氧化膜显微组织结构。结果表明,100 d腐蚀后,合金的腐蚀增重随着辐照剂量的增加而增加,由于1#合金中的第二相比2#合金更为细小、弥散,相同辐照剂量下,前者的腐蚀增重较低。腐蚀转折前,从蒸汽腐蚀侧到锆合金基体,氧化膜中的氧含量逐渐降低,靠近蒸汽侧的氧化膜主要由等轴晶形态的单斜ZrO₂组成,而基体界面处的氧化膜主要为柱状晶形态的四方ZrO₂和六方Zr₃O;腐蚀转折后,基体界面处的氧化膜呈"花菜"状生长,"花菜"尺寸大小与氧化膜生长速率的高低及不均匀生长趋势的大小呈对应关系。

TA16和690传热管高周疲劳性能研究

赵宇翔, 刘然超, 何琨, 熊茹, 王理

2017, 38(5): 129-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0129

摘要(12) PDF(0)

摘要:
采用轴向拉拉的加载方式对蒸汽发生器传热管材料TA16和690进行高周疲劳试验。试验环境为室温空气中。根据试验数据绘制两种材料的应力-循环(S-N)曲线,并通过拟合公式获得相应循环周次下的疲劳极限。对疲劳断口进行扫描电镜(SEM)观察分析,疲劳过程为裂纹源产生、扩展和断裂。

Zr-Sn-Nb-Fe锆合金耐腐蚀性能研究

程竹青, 杨忠波, 邱军, 刘鸿, 袁改焕, 高博

2017, 38(5): 132-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0132

摘要(16) PDF(0)

摘要:
采用静态高压釜研究了去应力态和再结晶态的SZA-4（Zr-0.8Sn-0.25Nb-0.35Fe-0.1Cr-0.05Ge）、SZA-6（Zr-0.5Sn-0.5Nb-0.3Fe-0.015Si）锆合金以及去应力态的参比合金A（Zr-1Sn-1Nb-0.1Fe）在360℃/18.6MPa去离子水、360℃/18.6 MPa/0.01 mol·L^-1含锂水和400℃/10.3 MPa过热蒸汽3种条件下的耐腐蚀性能,采用扫描电子显微镜（SEM）和透射电子显微镜（TEM）观察分析合金的微观结构。结果表明:在3种腐蚀条件下,SZA-4和SZA-6的耐腐蚀性能均明显优于参比合金A,相同腐蚀条件下,再结晶态的SZA-4耐腐蚀性能优于去应力态,而SZA-6表现出相反规律;SZA-4中存在2种密排六方结构（HCP）的第二相,一种为尺寸较小的Zr（NbFeCr）₂,另一种为尺寸较大的Zr（NbFeCr Ge）₂;SZA-6中存在着面心立方结构（FCC）的（ZrNb）₂Fe和密排六方结构（HCP）的Zr（NbFe）₂两种第二相。探讨了合金成分和第二相对3种Zr-Sn-Nb锆合金耐腐蚀性能的影响机理,认为合金成分是引起耐腐蚀性能差别的主要原因。

锆合金包壳I-SCC性能评价

闫萌, 王朋飞, 洪晓峰, 梁波, 戴训

2017, 38(5): 138-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0138

摘要(10) PDF(0)

摘要:
对N36、Zr-4、X锆合金包壳管环形试样在350、400℃下施加周向拉伸载荷,研究N36锆合金包壳管在10～2 Pa、10～3 Pa、10～4 Pa碘分压、Zr-4及X试样在102Pa碘分压下的碘致应力腐蚀开裂行为。研究发现:在350、400℃下以最大载荷为指标时,N36、Zr-4及X试样在一定碘分压环境中均会发生不同程度的碘致应力腐蚀开裂,断裂能量迅速下降;在相同试验条件下,N36试样的最大载荷和断裂能量下降最慢。

控制棒驱动机构传动件状态诊断仿真研究

杨晓晨, 李维, 张黎明, 杨方亮, 张智峰

2017, 38(5): 141-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0141

摘要(13) PDF(0)

摘要:
滚轮螺母丝杠传动型控制棒驱动机构(CRDM)的主要失效模式是滚轮磨损。以滚轮为研究对象,利用通用的ADAMS仿真软件计算分析滚轮在正常、坑状缺陷及过度磨损状态下的振动信号特性。结果表明:在CRDM工作过程中,会产生明显的冲击信号;随着状态的劣化,冲击信号强度增强。

超临界水堆堆芯典型瞬态三维核热耦合分析

王连杰, 赵文博, 陈炳德, 姚栋, 卢迪

2017, 38(5): 145-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0145

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摘要:
采用超临界水堆堆芯三维核热耦合瞬态性能分析方法,研究中国百万千瓦级超临界水堆(CSR1000)在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中堆芯的瞬态性能。堆芯三维瞬态分析表明:控制棒弹出堆芯事故过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于事故安全限值(1260℃),控制棒失控抽出瞬态过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于瞬态安全限值(850℃)。燃料温度和水密度的显著反应性反馈以及必要的保护停堆措施,能够保证CSR1000堆芯在典型瞬态过程中的安全性能。

AP1000波动管内空气-水液泛特性试验研究

田文喜, 蔚江涛, 汪志伟, 苏光辉, 秋穗正

2017, 38(5): 151-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0151

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摘要:
在室温及常压条件下以空气-水为工质,对AP1000稳压器不同液位下的波动管内液泛过程及液泛特征点进行了试验现象研究、机理分析和数据分析,得到两相逆流液泛动态特性。研究结果表明:波动管竖直管部分是最容易发生液泛现象的位置;波动管内液泛特性符合Kutateladze关系式;当气体流量较小时,液相流量随着稳压器液位的增高而减小;当气体流量较大时,液相流量随着稳压器液位的增高而增大;液体完全滞止点基本与稳压器液位高度无关。

竖直管内纯蒸汽冷凝换热机理模型的开发

苟军利, 王宝婧, 丁文杰, 单建强

2017, 38(5): 156-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0156

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摘要:
为提高大型热工水力程序对换热系数估测准确度,从竖直管内冷凝换热机理出发,通过求解守恒方程,分别建立适用于竖直管内纯蒸汽冷凝层流和湍流的机理模型。将开发的机理模型计算结果、RELAP5计算结果与Kuhn实验的层流和湍流实验数据对比,机理模型计算结果精度高于RELAP5,并与实验结果符合良好。

高温气冷堆燃料运输容器热工计算分析

刘杨, 汪俊

2017, 38(5): 160-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0160

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摘要:
采用CFX程序模拟高温气冷堆燃料运输容器内外导热、对流、热辐射等传热方式。计算结果表明:容器各部件温度不会超过限值、热工结构符合安全运输要求。将计算结果与容器火烧试验相比较,证明了计算模型的保守性与合理性。

球形燃料颗粒点接触处理方法研究

郭子萱, 孙中宁, 张楠

2017, 38(5): 164-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0164

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摘要:
建立规则填充球床模型进行湍流对流换热计算流体动力学(CFD)模拟,采用搭桥法处理球形燃料颗粒点接触的问题,研究了桥柱尺寸对球床通道流动压降和换热特性的影响,并在实验结果验证的基础上,确定了合适的桥柱尺寸范围。研究结果表明:缩小桥柱尺寸会提高体心立方和面心立方两种球床内压力梯度的计算结果;在桥柱直径不大于0.1倍球径的范围内,桥柱尺寸不会对这两种球床的平均流动压降和换热特性产生显著影响;在球床内流动和换热模拟中,桥柱直径取为0.1倍球径是比较合适的选择。

TRISO燃料颗粒三维多物理场耦合计算模型开发

陈平, 李伟, 李垣明, 唐昌兵, 李文杰, 周毅

2017, 38(5): 169-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0169

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摘要:
三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆弥散型燃料和全陶瓷微密封(FCM)耐事故燃料芯块的裂变区。为研究TRISO燃料颗粒在辐照环境中的复杂行为,基于COMSOL有限元软件开发了TRISO燃料颗粒的三维多物理场耦合性能分析模型。通过采用随辐照条件变化的材料物性参数和行为模型,可模拟燃料颗粒在稳态运行和事故工况下复杂的堆内热-力学行为,以及CO气体产生和裂变气体释放、裂变产物扩散等重要物理过程,还可以计算燃料颗粒的失效概率。基于COMSOL开发三维分析模型的计算结果与美国BISON程序对TRISO燃料颗粒的计算结果相比同样符合较好,说明了所开发模型的合理性。

FeCrAl包壳燃料棒辐照行为研究

高士鑫, 李文杰, 陈平, 焦拥军, 周毅, 何梁

2017, 38(5): 175-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0175

摘要(16) PDF(0)

摘要:
铁素体FeCrAl不锈钢具有成为耐事故燃料包壳材料的潜在价值。通过FeCrAl包壳燃料棒堆内性能的初步分析,评估FeCrAl包壳的堆内性能,并对FeCrAl包壳后续的研发及应用提出建议。使用FUPAC程序对FeCrAl包壳燃料棒的堆内稳态辐照行为进行了初步研究。分析结果表明,FeCrAl包壳燃料棒的温度、内压、应力应变均低于设计限值。

压水堆燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法研究

蒲曾坪, 耿飞, 黄春兰, 庞华, 齐敏, 彭园, 郑美银

2017, 38(5): 178-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0178

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摘要:
分析了核反应堆燃料组件板弹簧压紧系统的非线性特点,提出了缓解非线性的设计应对措施;并对燃料组件板弹簧压紧系统性能评价方法进行了研究。以浮动核电站用板弹簧压紧系统为例进行了结构优化和性能评价,给出了优化后板弹簧压紧系统结构用于浮动核电站的性能情况。

接触式中子毒物板厚度检测系统设计

谷明非, 青涛, 李权, 秦勉, 王浩煜

2017, 38(5): 182-186. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.05.0182

摘要(19) PDF(0)

摘要:
反应堆乏燃料贮存格架由多个贮存管组成。贮存管是采用含有中子毒物的板状材料经过钣金、焊接等方式加工制成的方管形结构,中子毒物板厚度尺寸是贮存格架的重要参数,生产过程中需要严格准确测量。采用接触式测量方法,结合现代自动检测控制技术和数据库技术,完成了中子毒物板厚度检测系统设计。设计的检测系统具备一键操作功能,可自动完成中子毒物板厚度尺寸检测、记录、统计等工作。

留言板

2017年第38卷第5期

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