核动力工程

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吴文斌, 罗琦, 于颖锐, 李庆, 姚栋

2017, 38(S2): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0001

摘要(14) PDF(0)

摘要:
中子输运/扩散方程及其共轭方程的高阶谐波在堆芯功率扩展、稳定性分析、敏感性与不确定性分析等方面具有较为广泛的应用前景。基于空间区域分解并行计算及多群多区域耦合PGMRES算法,应用隐式再启动Arnoldi算法求解中子输运/扩散方程及其共轭方程的高阶谐波,采用IAEA3D扩散基准题、一维两群两区平板输运问题以及二维C5G7基准题进行数值验证。数值结果显示,中子输运/扩散方程与其共轭方程具有相同的特征值谱,高阶谐波与共轭高阶谐波满足F正交性;数值结果与理论分析吻合良好。

非均匀辐照环境下燃料组件变形的初步数值模拟

粟敏, 李垣明, 陈平, 王浩煜, 蒲曾坪, 齐敏, 朱发文

2017, 38(S2): 7-10. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0007

摘要(9) PDF(0)

摘要:
以典型17×17燃料组件为研究对象,考虑非均匀快中子环境、材料辐照效应等因素,基于一定的假设与简化,初步实现了燃料组件整体辐照变形的三维数值模拟。模拟结果表明,在所设定的较大快中子注量和快中子注量梯度作用下,燃料组件仍具有较低的整体应力水平,但其引起的燃料组件辐照变形会对控制棒落棒和燃料组件装卸造成一定影响。

KYCORE程序中子输运计算的改进

唐霄, 李庆, 柴晓明, 涂晓兰, 王侃

2017, 38(S2): 11-15. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0011

摘要(17) PDF(0)

摘要:
KYCORE程序是在中国核动力研究设计院开发的二维组件计算程序KYLIN-2基础上开发的三维堆芯数值计算程序,其中中子输运部分采用径向特征线方法(MOC)与轴向离散坐标法(SN)直接角通量耦合的方法实现高精度计算,并通过粗网有限差分方法(CMFD)加速实现快速收敛。KYCORE程序因为计算流程的简化,导致可能出现不收敛,因此在计算方法和网格划分上做了改进,提高了计算的稳定性和包容性。通过与C5G7扩展基准题和蒙特卡罗程序的计算对比,数值验证了KYCORE输运部分计算的稳定性与准确性。

FCM燃料辐照-热-力耦合性能数值研究

唐昌兵, 李文杰, 陈平, 李垣明, 周毅, 李伟

2017, 38(S2): 16-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0016

摘要(14) PDF(0)

摘要:
使用ABAQUS软件编写相应的用户自定义子程序,初步建立了全陶瓷微封装燃料(FCM)的辐照-热-力耦合性能模拟方法,采用该数值方法对TRISO燃料球的堆内性能进行了模拟,并与程序BISON计算结果进行对比,验证了该模拟方法的有效性。同时,对FCM燃料的辐照-热-力耦合性能进行了数值模拟,结果表明,FCM燃料芯块的温度分布与力学分布均表现出较强的非均匀性,裂变气体释放对于FCM燃料的性能影响较大,FCM燃料内包覆层的环向应力与FCM芯块温度变化对于功率瞬态并不敏感。

子通道分析矩阵算法的无向图分区方法

明平洲, 潘俊杰, 安萍, 芦韡, 刘东, 余红星, 孙玉发

2017, 38(S2): 20-24. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0020

摘要(14) PDF(0)

摘要:
子通道分析软件CORTH在全堆芯栅元级别的粒度下采用结构化网格矩阵算法对总焓守恒控制方程和动量守恒控制方程进行求解,现阶段引入并行增强其计算效率。由于系数矩阵具备稀疏对称性,可以转换为无向图下的分区算法进行研究,取得最小化通信体积、计算量和负载均衡的目标。通常该问题为非线性问题(NP问题),在子通道分析应用场景下对比讨论了几种典型的无向图分区方法及其效果。数值实验表明,基于多层次的k-way无向图分区方法能够取得该应用场景下几种分区算法中矩阵系数并行计算的次优解,且对压水堆全堆芯栅元子通道的分析计算进行了集群计算机性能测试,其并行能力表现良好。

全长尺寸5×5格架棒束通道两相流动特性研究

李权, Avramova M, 刘洋华, 郑美银, 赵艳丽, 陈杰, 焦拥军, 于俊崇

2017, 38(S2): 25-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0025

摘要(12) PDF(0)

摘要:
采用两相计算流体动力学(CFD)分析的方法,对全长尺寸格架棒束通道内过冷沸腾两相流动进行了数值模拟。将模拟得到的棒束通道中心4个子通道的平均空泡份额与实验值进行对比发现,在高空泡份额区域与实验值符合较好;在低空泡份额区域,计算值略高于实验值。两相CFD方法模拟得到了棒束通道内空泡份额的详细分布,观察到格架上游空泡份额集中在加热棒的周围,但在格架下游,子通道中心的空泡份额增加,加热棒周围的空泡份额减小,间接地证明了格架对临界热流密度(CHF)的提升作用。

基于CFD的燃料组件上管座阻力特性数值模拟研究

魏宗岚, 杜思佳, 王啸宇, 吴广皓, 刘松涛, 张渝

2017, 38(S2): 29-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0029

摘要(14) PDF(0)

摘要:
基于计算流体力学(CFD)对燃料组件上管座内冷却剂的流动进行数值研究,形成了上管座阻力特性数值模拟方法,结合整体水力学实验中上管座阻力系数实验结果,验证了计算方法的合理性。基于CFD对燃料组件上管座的阻力特性进行了分析和评价,说明了阻流塞是实验测量结果与参考数据存在差异的主要原因,并给出了上管座阻力系数的取值建议。

U₃Si₂-Al燃料肿胀特性研究

郭子萱, 李垣明, 吕亮亮, 粟敏, 辛勇

2017, 38(S2): 34-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0034

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于扩散动力学建立了辐照条件下U₃Si₂-Al反应层生长模型和燃料肿胀模型,并结合中国工程试验堆（CENTER）燃料辐照试验数据,验证了上述模型的有效性和适用性。结果表明,反应层生长模型与现有辐照后测量数据的符合程度较好,可用于U₃Si₂-Al弥散燃料肿胀特性计算;燃料肿胀模型对于预测CENTER燃料元件的肿胀率具有保守性。

基于图像算法的棒束通道流动交混研究

王啸宇, 谭思超, 杜思佳, 张渝, 魏宗岚, 刘余, 邓坚

2017, 38(S2): 38-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0038

摘要(14) PDF(0)

摘要:
反应堆燃料组件内冷却剂流动特性是反应堆热工安全分析重要内容,本文针对带定位格架的棒束通道内可视化实验图像数据,基于图像算法对棒束通道内流动交混现象进行了定性与定量的分析,为堆芯热工水力及安全分析提供参考。从数据验证、规律总结、机理分析3个层面上提出了图像处理方法,并采用这些方法对棒束通道内实验数据进行了分析,分析结果表明:定位格架下游流体的流动交混在5 cm开始逐渐缓和;Canny算子适用于定位格架湍流图形的边缘识别。

反应堆冷却剂系统动力分析关键参数的敏感性分析

熊夫睿, 叶献辉

2017, 38(S2): 42-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0042

摘要(15) PDF(1)

摘要:
反应堆冷却剂系统(RCS)在极端事故工况下的动力响应计算是评估核电厂安全的重要技术手段。定量考察系统结构的关键参数对系统动力响应的敏感性,是可靠评价系统响应的重要方面。本文通过全局敏感性和相关性分析,对一种堆型蒸汽发生器(SG)支承刚度对地震条件下主系统载荷分配的敏感性进行了研究。研究表明,支承刚度对SG局部范围内主系统载荷分配影响度较高,对距离较远的反应堆压力容器影响度较低。此外,还建立了描述关键参数到载荷分配的输入输出关系,并通过神经网络对输入输出关系进行了回归建模。该神经网络模型能够快速准确地对发生支承结构设计变更后的主系统地震载荷分配进行评估。

基于遗传算法的核级管道力学性能优化研究

白晓明, 郑连纲, 王新军, 卢喜丰, 张锐, 杨杰

2017, 38(S2): 46-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0046

摘要(20) PDF(0)

摘要:
在核蒸汽供应系统中,核级管道数量众多且布置复杂。为使核级管道能满足设计规范,对支架位置及功能进行优化是设计过程中的重要环节。传统的优化过程通过大量的人工试算完成,该过程人力成本高且严重依赖工程经验,更重要的是难以得到力学性能最优布置方案。本文提出了一种基于遗传算法的智能优化布置方法,该方法通过将管道力学分析与遗传算法结合,实现了管道优化布置的自动化。结果显示,该方法能有效地对多个支架位置和功能进行同步优化,并快速获得力学性能最优的布置方案,与传统方法相比具有更高的效率和实用性。

核电主泵失电惰转时推力轴承动态特性分析

邓啸, 王岩, 邓礼平, 毛远帆, 周宁, 刘佳

2017, 38(S2): 50-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0050

摘要(17) PDF(0)

摘要:
分析了核电主泵冷、热态工况下失电惰转时推力轴承的动态特性。首先推导了转子轴向力的变化关系式,并基于雷诺润滑理论对推力轴承进行了数学建模,采用有限差分法进行数值计算并编制了计算程序。利用程序对主泵推力轴承若干设计工况进行了验算,结果与设计预期相符。随后利用计算程序分别对冷、热态工况下主泵失电惰转时推力轴承的动态特性进行了模拟,结果表明:热态工况下主泵惰转至低转速时推力轴承最小油膜厚度低于经验安全值,且最高温度迅速上升,对主泵惰转不利;冷态工况下惰转预计是安全的。

稳压器波动管内热纹振荡现象数值模拟研究

曹思民, 黄伟, 杨明

2017, 38(S2): 55-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0055

摘要(11) PDF(0)

摘要:
对波动管内热纹振荡现象展开研究,获得波动管内热纹振荡现象的产生原因以及启堆升功率工况下热纹振荡现象造成波动管内壁面温度振荡的幅值和频率。采用计算流体力学(CFD)方法中的动态Smagorinsky涡粘模型对波动管内热纹振荡现象进行了数值模拟。结果表明:波动管内产生热振荡现象的原因是冷热流体相对流动所产生的涡状流使得冷热交界面产生上下振荡;波动管内的热纹振荡现象使得波动管内壁面温度的振荡幅值在4～20℃范围内,频率低于5 Hz。

海洋条件下控制棒驱动线落棒行为动力学仿真研究

朱紫豪, 彭航, 罗英, 刘佳, 杜华

2017, 38(S2): 60-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0060

摘要(10) PDF(0)

摘要:
反应堆控制棒驱动线是执行反应堆安全控制功能的重要部件,包含了控制棒驱动机构、控制棒组件及其导向系统,是堆内唯一具有相对运动的结构设备。在海洋条件下,受风力和海水流动的影响,浮动式核电厂驱动线的工作环境更加复杂。落棒时间是驱动线设计考核的重要指标,影响落棒时间的主要因素包括:重力、浮力、流体阻力、机械摩擦力等。本文采用理论建模联合软件仿真的研究思路,得到应用于海洋条件下控制棒驱动线仿真研究的方法。通过仿真结果与试验数据的对比,验证了所得方法的合理性。

控制棒驱动线缓冲结构碰撞缓冲过程分析方法

颜达鹏, 杜华, 刘佳, 段春辉, 朱紫豪

2017, 38(S2): 64-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0064

摘要(12) PDF(1)

摘要:
采用典型的缓冲结构探讨了连续碰撞力模型在缓冲结构与承载部件碰撞过程中的应用,同时对比了流体可压缩水力缓冲模型与流体不可压缩水力缓冲模型在应用时的区别。分别结合连续碰撞力模型与2种水力缓冲模型,进行了综合的计算分析方法研究,将计算结果与试验数据进行了对比。连续碰撞力模型与流体可压缩模型的组合更适用于活塞式水力缓冲结构。

受内压作用下的C形密封环密封特性数值模拟研究

董元元, 罗英, 尹祁伟, 杨志海, 王昫心

2017, 38(S2): 70-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0070

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对C形密封环受密封内压及密封沟槽挤压作用下的密封行为进行三维数值模拟研究。通过研究可知,密封内压及沟槽挤压的共同作用使各层结构产生额外的变形,当产生塑性变形后将影响C形密封环的密封性能。通过模拟不同大小的内压作用可知,C形密封环的密封性能将随内压的增大呈衰减趋势,当内压p>20 MPa时,衰减速率加快;另外,为了保证密封可靠性,C形密封环的最大密封内压应不超过100 MPa。

裂变室脉冲-坎贝尔衔接段动态仿真研究

罗庭芳, 朱宏亮, 高志宇, 包超, 刘立新

2017, 38(S2): 75-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0075

摘要(13) PDF(0)

摘要:
裂变室具有宽测量范围和高抗γ射线干扰的优点,在测量上同时引入脉冲计数方法和坎贝尔方法存在衔接难的问题。依靠堆上试验进行研究,试验费用较高且时间受限。本文尝试借助计算机模拟仿真技术,以裂变室脉冲-坎贝尔衔接段为研究对象,建模并仿真计算了裂变室脉冲-坎贝尔衔接段的动态变化过程。通过对仿真数据的分析处理,讨论滤波参数的影响以及周期与测量误差的相关性。

基于动网格技术的超临界水冷堆控制棒落棒及缓冲分析

肖聪, 罗英, 张宏亮, 刘晓, 杜华, 黄可东, 莫超

2017, 38(S2): 79-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0079

摘要(19) PDF(0)

摘要:
基于流体动力学(CFD)的动网格技术,对超临界水冷堆(SCWR)控制棒落棒行为进行动力学仿真分析,通过计算获得了控制棒落棒的特性参数及特性曲线。结果表明,控制棒落棒时间能满足反应堆安全分析的要求,但过大的落棒冲击会导致控制棒驱动线结构产生损坏。基于此结果,进一步对控制棒驱动线结构进行了优化设计研究,增设了水力缓冲结构,从而有效降低了控制棒落棒末速度。

核辅助泵新型汽蚀试验装置及其实现方法

万谊, 陈志辉, 李毅, 肖坤建, 吕鑫, 赫荣辉, 黎春梅

2017, 38(S2): 84-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0084

摘要(10) PDF(0)

摘要:
设计了核辅助泵新型汽蚀试验装置及实现方法,主要利用水环抽真空装置及阀门微开度进行汽蚀试验的闭式试验装置。试验过程中无需开关水环抽真空装置及稳压罐间的阀门,仅通过启停水环抽真空装置即可完成汽蚀试验;同时,该装置还可以实现扬程、流量等泵性能综合测试,装置自动化程度高,操作简化,通用性强,试验费用低。

浮动式核电站过渡段对安全注射的影响分析及缓解方式研究

郝承明, 万谊, 孙冠宇, 赵京, 孙燕, 汪宇, 黎春梅, 梁铁波, 严思伟

2017, 38(S2): 87-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0087

摘要(17) PDF(0)

摘要:
以浮动式核电站为研究对象,利用RELAP5程序,分析过渡段水封在发生特定当量直径破口的失水事故对安全注射运行特性的影响,探讨过渡段水封对安全注射的影响规律。结果表明,过渡段水封不利于安全注射水有效注入反应堆,可能将反应堆导向危险的状态。提高安全注射的压力和流量能够克服过渡段水封的不利影响,但对系统容量需求较大。根据浮动式核电站自身设计特点,设置有一次侧非能动余热排出系统,失水事故后投入一次侧非能动余热排出系统能够旁通过渡段水封,保证安全注射水的有效注射并辅助带出堆芯余热,该运行方式有助于优化安全注射的容量设计。

核电机组主变压器分侧差动保护误动缺陷原因分析及对策

陈吉庆

2017, 38(S2): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0093

摘要(13) PDF(0)

摘要:
通过对核电厂一起主变压器分侧差动保护误动缺陷的描述,阐述了主变压器分侧差动的原理,详细分析了故障原因,并针对故障原因在电流互感器选型、保护定值整定等方面提出了相应对策,为相关技术人员提供了类似缺陷的处理经验。

ADG除氧器启动期间两侧温差较大的原因和解决方案

陈家庆

2017, 38(S2): 97-99. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0097

摘要(18) PDF(0)

摘要:
在方家山核电工程在机组热态调试的启动阶段,发现给水除氧器系统(ADG)除氧器两端温差较大,主控室显示两端温度相差近40℃。经过详细分析,确认导致温差大的原因并提出多种解决方案,经多方论证对比,最终采取增加除氧器再循环泵的方案,成功地解决了启动阶段温差问题。

核反应堆主管道负压腔根阀焊缝缺陷分析及处理

邵震, 程晓文, 乐宇

2017, 38(S2): 100-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0100

摘要(13) PDF(0)

摘要:
核电厂一回路主管道冷却剂流量负压腔根阀通过接管座以焊接的方式与主管道相连接。本文以秦山核电厂30万千瓦机组流量负压腔根阀前焊缝缺陷处理为例,对焊缝裂纹缺陷产生的初步原因以及在线套管密封焊接修复方案的提出、论证、实施的技术难点进行全面阐述。通过对裂纹焊缝形貌、金相组织的观察进一步分析确认焊缝裂纹产生的根本原因,据此采用技术变更手段从根本上解决了结构不足对设备运行造成的影响,避免焊缝裂纹缺陷的产生,保证了机组的安全稳定运行。

压水堆核电厂消氢装置选用探讨

董玉领

2017, 38(S2): 104-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0104

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为消除核电厂在严重事故工况下积聚在安全壳内的氢气,需要在核电厂安全壳内增加消氢装置。本文分析了严重事故工况下目前主要采用的氢气点火器和非能动氢复合器的原理,并结合某核电厂增加非能动氢复合器改造的工程实践,给出了压水堆核电厂消氢装置选用方案。实践结果表明,此最优消氢方案既可以保证电厂安全,又可以节约成本,具有巨大的社会效益和经济效益。

SVDU故障对核电机组控制模式的影响分析及应对方案设计

杜从波, 原上草

2017, 38(S2): 110-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0110

摘要(10) PDF(0)

摘要:
介绍了方家山核电厂安全级显示单元(SVDU)的故障对机组控制模式的影响,对SVDU上某些特定功能在后备盘控制模式(BUP)上的联锁原因进行了分析并给出了应对技术方案。对于技术方案实施后的影响,从多个方面进行了分析并得出结论:取消5组开关电厂计算机信息和控制系统(KIC)模式/BUP模式切换联锁逻辑后,不仅不会对机组的安全运行产生影响,而且还避免了在KIC可用的情况下,由于SVDU故障而导致机组控制模式切换至BUP模式,甚至可能导致机组进入后撤模式。

核动力装置退役中的低污染金属废物处理

范凯, 黄文涛, 王用超, 姜圣翰

2017, 38(S2): 115-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0115

摘要(17) PDF(0)

摘要:
核动力装置退役拆解时将产生大量金属废物,对于其中存在放射性污染的部分的处理应遵循相应的分类与处理准则。在分析国际国内标准要求的基础上,提出了可行的分类与处理方案,重点在于如何对低污染金属废物进行有限制再利用。通过某核动力装置退役工程的实际应用,验证了其实现废物最小化、降低处置成本的作用。

基于四端参数法的反应堆一回路振源设备双层隔振研究

姜圣翰, 张鲲, 范凯, 李智斌, 李朋洲, 王用超

2017, 38(S2): 119-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0119

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用四端参数法建立了振源设备双层隔振系统的四端参数模型,研究了中间质量块质量、隔振器刚度等参数对隔振效果的影响规律,得出了隔振系统设计的参考原则。结果表明应根据隔振指标要求在合理范围内选择中间质量,而在中间质量较小的前提下,上、下层隔振器可以相同。

核电厂汽水分离再热器壳体减薄原因分析及处理

李红军, 王建, 杨彪, 尹开锯, 施靖峰, 周禹, 彭约钧

2017, 38(S2): 124-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0124

摘要(16) PDF(0)

摘要:
秦山核电厂320 MWe机组经过长期运行后,1#汽水分离再热器出现壳体减薄现象,通过分析认为壳体减薄的原因为流动加速腐蚀(FAC)。若任由设备继续腐蚀,将进一步降低设备强度,给核电机组带来极大的运行安全风险。通过修复工艺分析,选择合适的焊材、焊接工艺和热处理工艺,对设备进行焊接维修处理,有效提高了汽水分离再热器的运行可靠性,保证了设备和机组的运行安全。

蒸汽发生器690合金传热管的耐晶间腐蚀性能研究

林震霞, 党莹, 徐祺, 陈勇

2017, 38(S2): 128-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0128

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用标准GB/T 15260—1994的方法,对国产及进口的蒸汽发生器690合金传热管进行沸腾硝酸（HNO₃）溶液和沸腾硫酸-硫酸铁[H₂SO₄-Fe₂（SO₄）₃]溶液的晶间腐蚀试验,获得了其晶间腐蚀速率（V）数据和试验后试样的微观形貌。结果表明:国产690合金具有良好的耐晶间腐蚀性能;总体来说,国产690合金的耐晶间腐蚀性能优于进口材料。

冷冻水进入对循环冷却水系统的腐蚀影响及对策

卢叶艇, 游兆金, 沈亚芳

2017, 38(S2): 131-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0131

摘要(15) PDF(0)

摘要:
秦山核电三厂循环冷却水(RCW)系统和冷冻水系统使用不同的缓蚀剂。现场化学分析表明,采用亚硝酸盐系缓蚀剂的冷冻水漏入采用联氨/氢氧化锂作为缓蚀剂的RCW系统时会使水中铁含量有比较显著的增加。本文通过对RCW系统亚硝酸盐上升的原因以及亚硝酸盐上升后对系统产生的影响进行分析,提出可采取的纠正措施。结合实验室及现场试验,认为虽然冷冻水中的亚硝酸盐对RCW系统的腐蚀超过了正常运行的腐蚀速率,但腐蚀处于可接受范围,最终得出了现阶段可采用通过系统的自然补、排水降低杂质离子浓度的方法缓解腐蚀问题。从电厂的长期运行考虑,建议在适当的时候更换冷冻水缓蚀剂,彻底解决冷冻水漏入对RCW系统产生的腐蚀影响。

NASPIC在方家山核电工程的应用研究

马斌, 王熙, 潘东辉

2017, 38(S2): 136-139. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0136

摘要(8) PDF(0)

摘要:
方家山核电工程厂区环境辐射与气象监测系统(KRS)信号来自方家山厂区外的应急中心楼,存在被网络攻击的安全隐患,影响方家山机组整个数字化控制系统(DCS)的稳定运行。为解决厂区外的通讯信号接入给核电站的信息安全带来的影响,方家山核电工程将KRS信号从目前的DCS网络中独立出来,并采用中核集团完全自主知识产权的核安全级DCS平台龙鳞系统(NASPIC)作为本变更改造项目的首选方案,本文介绍了NASPIC的原理、主要设备功能、网络配置、软件配置以及在方家山核电厂的应用。变更已在方家山1号机组第2次(102)大修中实施完成,系统运行稳定。

钍燃料重水堆堆芯特性研究

孟智良, 樊申, 吴天垣, 陈明军, 张振华

2017, 38(S2): 140-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0140

摘要(14) PDF(0)

摘要:
现有的CANDU重水堆(简称"重水堆")以天然铀作为燃料,但重水堆由于其独特的堆芯设计,具有较好的燃料灵活性,还可以烧低浓铀、回收铀和钍等燃料。研究现有重水堆改烧钍燃料后对堆芯特性和运行安全的潜在影响。使用DRAGON程序建立了重水堆的无限栅元模型,研究比较了钍燃料和天然铀燃料的重要堆芯特性参数。结果表明,尽管2种燃料下的堆芯特性有所差异,但钍燃料利用实际上有助于提升重水堆的运行安全。

秦山重水反应堆钒探测器首次更换后物理验证试验的设计与实施

史星金

2017, 38(S2): 143-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0143

摘要(13) PDF(0)

摘要:
随着钒探测器中子辐照时间的增加,探测器的灵敏度将降低,甚至失效。因此,在运行一定时间后,需要进行钒探测器的整体更换。文章主要对CANDU6反应堆钒探测器首次更换后相关物理验证试验的设计与实施展开讨论和分析。通过验证和分析,最终结果符合要求。

核电厂多样化保护系统设计中验收准则的分析确定

田皓文, 关仲华, 肖鹏

2017, 38(S2): 146-148. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0146

摘要(15) PDF(0)

摘要:
阐述了核电厂多样化保护系统(DAS)信号设计的流程、方法,对DAS保护信号设置的验收准则的分析确定过程进行了论述,明确了验收准则确定的方法,针对不同工况确定了不同的验收准则。以福建福清核电厂预想事故为实例开展了相关验证,确保了验收准则的有效性与适用性,为后续工作奠定了基础。

核电厂DCS系统运行维护管理策略研讨

田露

2017, 38(S2): 149-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0149

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摘要:
通过分析核电厂全数字化仪表控制系统(DCS)对机组稳定运行的影响因素和实际案例,针对核电厂非安全级DCS提出满足单一故障准则的需求,针对核电机组不同运行工况和状态提出单点关键敏感(SPV)设备动态管理的理念,同时阐述了DCS可在线维修能力的必要性,为核电厂DCS的运行维护和管理提供借鉴。

汽轮机叶片防水蚀司太立合金片开裂原因分析

王苗苗, 张兴田, 王军, 耿建桥, 余伟炜, 陈明亚

2017, 38(S2): 152-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0152

摘要(13) PDF(0)

摘要:
从司太立合金片成型工艺、显微组织和结构力学特性等方面进行研究,分析司太立合金片开裂的潜在诱因。司太立合金片成型机械打磨后,改变了合金片表面的应力状态。司太立合片表面和内部的晶粒尺寸差别较大,影响了材料的力学性能。

压水堆安全壳地坑滤网化学效应WCAP分析方法

唐明, 王涛, 夏小娇, 贾晓鸿, 幸奠川, 李勇

2017, 38(S2): 155-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0155

摘要(18) PDF(0)

摘要:
针对核电厂地坑滤网安全性能问题,美国核管理委员会(NRC)先后出台了一系列RG1.82"失水事故后长期再循环冷却的水源"管理导则的修订版,用以指导地坑滤网堵塞研究。冷却剂失水事故(LOCA事故)后在安全壳喷淋液和安全壳地坑介质的化学环境会导致安全壳内的各种碎渣中化学元素的溶解,并且随着安全壳地坑介质温度的降低形成沉淀析出,所析出的沉淀会在安全壳地坑滤网表面物理碎渣床上形成二次沉积,从而造成滤网压损性能的进一步恶化,此即为安全壳地坑滤网的化学效应。本文介绍压水堆安全壳地坑滤网化学效应的试验分析方法。

控制棒位置传感器检测装置容器设计研究

王用超, 范凯, 姜圣翰, 张斌, 曹骐, 李筠, 冯伟伟

2017, 38(S2): 160-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0160

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对田湾核电厂步长式控制棒位置传感器结构特点和检测装置容器功能需求完成容器的方案设计,明确容器主要由上封头、筒体、下封头组成。按照标准和工况要求,完成容器本体设备筒体和上下封头的强度计算和开口补强;同时对非标法兰支座进行了强度计算,综合计算结果完成了容器的校核,确保容器能够形成压力边界,密封工作介质,达到维持工作压力和温度的目的。

低压临界热流密度影响因素分析研究

吴小洪, 赵二雷, 昝元峰, 李朋洲, 卓文彬

2017, 38(S2): 164-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0164

摘要(11) PDF(0)

摘要:
介绍了低压临界热流密度试验的试验本体、测量方法、试验技术和试验结果分析。在试验研究中,探索了均匀加热的低压单管临界热流密度试验的关键技术和试验方法。研究了临界热流密度的影响参数,整理出适合低压的CHF经验关系式。

核电厂仪表套管断裂失效特性研究

严亮, 黎阳, 宋明亮

2017, 38(S2): 167-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0167

摘要(13) PDF(0)

摘要:
采用宏观微观相结合的方法对护套管及熔覆金属进行了化学成分分析、显微组织分析、裂纹断口金相和扫描电镜分析,通过分析的结果观察到护套管及熔覆金属存在显微组织和硬度分布不均匀的特点,结合理论分析得出护套管断裂性质为疲劳断裂,断裂原因为焊接残余应力在流体的冲刷振动下导致裂纹萌生。并提出护套管在制造上应避免采用焊接。

系统背压对稳压器安全阀性能的影响

张冬林, 袁晟毅, 王宇翔, 郭松, 杨勇, 罗世洪

2017, 38(S2): 172-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0172

摘要(20) PDF(0)

摘要:
分析了稳压器先导式安全阀系统背压波动情况是否会对安全阀启闭精度、排量以及密封性等性能产生影响。通过分析计算结果显示,系统背压在规定范围内波动时,对安全阀的性能影响较小。但是应注意合理控制先导阀瓣有效密封面积和波纹管有效密封面积的比值,有利于进一步减小系统背压对安全阀性能的影响。

核电厂疲劳监测系统开发方法研究

赵传礼, 陈银强, 许锋, 何子昂, 季媛媛

2017, 38(S2): 175-178. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0175

摘要(13) PDF(0)

摘要:
对国际上通用的在线疲劳监测系统进行了对比分析,总结了各系统的异同;针对不同的管道热工数据边界条件,提出热工数据需求与处理方法,开发了不同条件下的监测点应力影响函数,最终建立了一套完整的管道疲劳监测系统。

利用节流孔板降低VVER低压安注泵振动

周志军, 张帅, 何子昂

2017, 38(S2): 179-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0179

摘要(11) PDF(0)

摘要:
通过对田湾核电站3号机组调试过程中低压安注泵自由端振动高的原因分析和泵循环管线上节流孔板数量和孔径的计算优化,解决了低压安注泵体及其相关管线的振动问题,为后续核电机组低压安注系统管系设计提供重要的经验反馈和参考。

非线性迭代法在反应堆功率分布实时仿真中的应用

段新会, 王兵树, 姜萍

2017, 38(S2): 182-187. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.S2.0182

摘要(19) PDF(0)

摘要:
在核电厂全范围仿真机开发过程中,针对反应堆功率三维分布计算的高精度与实时性难以兼顾问题,采用非线性迭代法(NIM)作为迭代策略,利用节块展开法(NEM)计算耦合修正因子,用以校正粗网有限差分法(CMFD),并编制了相应的计算程序。经过典型基准算例的仿真检验证实,NEM计算精度高,适用于以长时间步距来计算耦合修正因子;CMFD计算速度快,适用于以短时间步距实时计算功率分布。NIM融合2种方法的优点,应用于反应堆堆芯实时计算,既可以达到相应精度,又可以达到实时性好的特点,最终结果满足核电厂仿真机反应堆模型对实时性与高精度的要求。

留言板

2017年第38卷第S2期

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2017年 第38卷 第S2期

2017年第38卷第S2期