核动力工程

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陶俊, 曹学武

2011, 32(3): 1-5.

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摘要:
分析典型的1000 MW级压水堆核电厂在高压严重事故序列下,堆芯晚期注水对压力容器失效时一回路压力的影响。分析结果表明,在开启1列稳压器卸压阀的情况下,稳压器波动管可能会在压力容器失效之前发生蠕变失效使一回路被动卸压,堆芯晚期注水不会造成一回路压力大幅增大,但波动管失效的时间和尺寸存在较大的不确定性。在开启2列或3列卸压阀的情况下不会发生一回路被动卸压,堆芯晚期注水会增大压力容器失效时一回路的压力,增大熔融物高压喷射的风险;开启3列卸压阀可以将一回路的压力降到较低水平。投入2列安全注入的情况下,压力容器失效时一回路压力比投入1列安全注入的情况略高,但压力容器的失效时间被明显推迟。为了保证充足的衰变热移出能力、减小一回路卸压的不确定性、减小熔融物高压喷射的风险及延缓压力容器失效,较佳的做法是同时开启3列卸压阀并投入2列安全注入。

CPR1000熔融物堆内滞留(IVR)技术有效性评估

陈星, 张世顺, 林继铭

2011, 32(3): 6-9,24.

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摘要:
应用基于风险导向的事故分析方法(ROAAM)对CPR1000核电厂的熔融物堆内滞留(IVR)技术进行有效性评价。首先基于4类典型严重事故序列的确定论计算结果和专家判断,确定ROAAM评估所需主要输入参数的概率分布密度,然后利用MOPOL程序计算CPR1000的IVR有效性。初步评估结果表明,CPR1000的堆腔注水IVR有效性有可能达到99%以上。更深入的堆腔注水IVR有效性验证和评估工作正在进行中。

核电厂安全壳超压失效概率及过滤排放系统启动压力分析

林继铭, 陈鹏, 张世顺

2011, 32(3): 10-14.

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摘要:
根据中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂安全壳设计特点,采用理论分析及有限元分析方法,得到CPR1000核电厂安全壳超压失效概率曲线,给出CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统启动压力的推荐值,分析不同的过滤排放系统启动压力下相应的放射性释放量。结果表明,在确保安全壳失效概率很低(5%)的前提下,CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统的启动压力可取为0.71 MPa(表压),放射性物质向环境释放的时间随之推迟1 d以上,累积放射性活度明显降低。

堆外蒸汽爆炸堆腔压力冲量分布计算分析

黄熙, 杨燕华, 王溪

2011, 32(3): 15-21.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
使用三维多相计算流体力学(CFD)计算程序MC3D,对1000 MW级核电厂岭澳核电站二期安全壳内部结构建模。对包括粗混合和蒸汽爆炸过程在内的压力容器外熔融燃料与冷却水相互作用过程进行研究,主要研究蒸汽爆炸过程中堆腔内不同位置的压力、冲量变化趋势以及触发时间对爆炸产生冲量大小的影响。计算结果表明,粗混合阶段堆腔内压力变化较小,持续时间长;蒸汽爆炸过程持续时间短,压力变化极大,且距离蒸汽爆炸触发位置越接近,压力峰值和冲量越大。蒸汽爆炸过程产生巨大压力波,将对堆腔结构的完整性造成极大威胁。此外,区域中与冷却水接触的熔融液滴的体积总和越大,在该时刻触发蒸汽爆炸所产生压力脉冲也就越大。

柱形临界装置活性区组件中子增殖就地测量

金宇, 李茂辉, 邱东, 杨成德, 周静

2011, 32(3): 22-24.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
为检验柱形临界装置活性区设计预留的徒手装配的安全裕度是否恰当,建立偏保守实验模型,开展中子增殖就地测量实验。通过逐步添加裂变系统部件模拟徒手装配状态,测量得到实验状态下的增殖值为2.67。该值低于GB15146.7-94规定的限值,证明活性区设计留有的安全裕度足够大,徒手装配时不存在临界安全问题。

大破口事故安全壳内气载源项的仿真分析及事故场景虚拟

肖红光, 朱波, 张帆

2011, 32(3): 25-28,42.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
分析小型实验堆大破口事故后,冷端安全注射时在无喷淋无应急排风、有喷淋无应急排风和有喷淋有应急排风3种处置措施下,气溶胶¹³¹I、气载¹³⁷Cs和¹³³Xe浓度的变化情况。结果表明,喷淋措施对核素¹³¹I和¹³⁷Cs起到了有效降低放射性浓度的作用,但对惰性气体¹³³Xe几乎没有影响;在本文所研究的工况下,若安全系统功能丧失,一旦堆芯裸露导致堆芯熔化,极有可能出现放射性物质外逸。最后通过对事故的虚拟仿真,将整个安全壳内核素放射性浓度变化状况实时、直观地表现出来,实现了精确仿真数据和可视化界面的有机结合。

AP1000蒸汽发生器U型管合金材料国产化研究

卢华兴

2011, 32(3): 29-32.

摘要(27) PDF(0)

摘要:
简要介绍了UNSN06690(TT)合金[简称690(TT)合金]国内外装备制造业现状,分析690(TT)合金材料的使用环境设计参数、物理性能指标、微观组织技术指标。参照相关技术规范,给出了690(TT)合金的主要化学成分、有害元素控制、试验用690(TT)合金钢锭化学成分、样品冷加工工艺参数。我国要实现690(TT)合金及其U型管国产化,需要解决的技术问题有:稳定的纯净化冶炼、成分的精准控制、热变形工艺、持续高效的质量保证管理程序。

17-4PH不锈钢长期时效对电化学腐蚀行为的影响

彭艳华, 王均, 邹红, 沈保罗

2011, 32(3): 33-37.

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摘要:
采用恒电位阳极极化法研究了17-4PH不锈钢经长期时效后试样分别在(0.5 mol/LH₂SO₄+1%NaCl)溶液和1%NaCl溶液中的腐蚀行为。结果表明:17-4PH不锈钢经时效处理后点蚀电位负移,钝化膜保护性下降,材料耐蚀性能降低。17-4PH不锈钢在含有Cl^-的H₂SO₄溶液中能发生钝化,并有较宽的钝化区域,而在1%NaCl溶液中不能形成钝化膜,Cl-对试样有严重的点蚀现象。阳极极化曲线显示,17-4PH不锈钢随着时效时间的延长耐蚀性降低,主要是由于时效处理使第二相沿晶界析出、材料组织发生改变所致。

C-276镍基合金在600℃超临界水中的腐蚀产物及形成机理研究

李海丰, 范洪远, 张强, 邱绍宇, 王均

2011, 32(3): 38-42.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
使用X射线衍射、X射线光电子谱和扫描电子显微镜,研究了C-276镍基合金在600℃、25 MPa超临界水中的腐蚀产物。结果表明,合金在该环境下形成了比较均匀、完整的氧化膜,其组成主要是NiO、NiCr₂O₄、Cr₂O₃和MoO₂;氧化膜为双层结构,整体贫Ni、Mo;内层相对富Cr,外层疏松,对合金缺乏保护性,内层致密,有利于合金抗氧化;合金在该环境下的腐蚀产物形成机理类似于高温水环境下,外层Ni(OH)₂、NiO的生长符合溶解再沉淀机制,内层Cr₂O₃则是通过内层富集的Cr与向内扩散的O反应形成的。

弥散型燃料等效弹性性质的有限元模拟

姜馨, 丁淑蓉, 霍永忠

2011, 32(3): 43-47.

摘要(19) PDF(0)

摘要:
弥散型核燃料元件在反应堆中的安全和可靠性与元件芯体的等效力学性能密切相关。本研究采用细观力学的方法,假设芯体中的燃料颗粒在基体中周期性排列,从中取出代表性体积元,运用有限元方法计算弥散型燃料在不同温度和颗粒体积含量下的等效弹性模量。分析比较了颗粒的体积含量和分布形式对弥散型燃料等效弹性性质的影响,并在颗粒随机排列时,将有限元计算结果和解析模型的结果进行了比较。结果表明,计算值和Mori-Tanaka模型的预测值最为接近。

双束（He⁺/e^-）辐照下氦对12Cr-ODS铁素体钢组织损伤影响研究

胡本芙, 郭丽娜, 贾成厂, 杨占兵, 木下博嗣, 高桥平七郎, 渡边精一

2011, 32(3): 48-51,72.

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摘要:
利用氦离子(He⁺)束和电子(e^-)束双束同时辐照化学溶胶法制备的新型12Cr-ODS铁素体钢。实验结果表明,辐照初期,随着辐照剂量增加,点缺陷团(黑斑)在基体内形成,密度不断增大,尺寸长大缓慢,辐照剂量为0.8 dpa时形成间隙型位错环。不同试验温度下,辐照均产生小尺寸高密度的空洞,随着辐照剂量增加,空洞尺寸长大缓慢,空洞密度降低也缓慢,辐照剂量达15 dpa时,空洞肿胀均小于0.05%,表明12Cr-ODS铁素体钢具有良好抗辐照损伤性。

超临界水冷堆堆芯简化模型流量分配研究

李臻洋, 周涛, 孙灿辉

2011, 32(3): 52-57.

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摘要:
选取超临界水冷堆(SCWR)燃料组件作为研究对象,在平均孔口尺寸条件下,对堆芯功率分布进行模拟,建立了热工水力计算模型并进行了程序的开发,计算出了各个并联通道内的冷却剂流量以及相关参数分布。结果表明,平均孔口尺寸条件得到的各组群燃料通道轴向密度分布、堆芯功率分布存在较大的不均匀性,致使流量分配存在较大的差异;通过增大高功率组群的孔板尺寸即可得到较为合理的热工水力参数分布。

高温气冷堆余热排出系统空冷塔内流场数值计算

李晓伟, 张丽, 吴莘馨, 何树延

2011, 32(3): 58-62,72.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
通过对不同环境风速下高温气冷堆余热排出系统自然对流空冷塔的流场和温度场进行数值模拟,分析环境风对自然对流空冷塔工作状态的影响,对空冷塔出口挡风板的大小及安装位置进行了优化分析。结果表明:如果空冷塔出气口不安装挡风板,当环境风速大于6 m/s后,空冷塔内流动受到严重影响,风速大于9 m/s后甚至出现倒灌;在空冷塔出气口加装挡风板后,在9 m/s及以上风速条件下,空冷塔都可以正常运行。

不同系统压力下汽泡生长特性及压力影响机理分析

陈德奇, 潘良明, 袁德文, 黄彦平

2011, 32(3): 63-67.

摘要(20) PDF(0)

摘要:
为了探讨系统压力变化对窄流道内汽泡生长的影响,在不同系统压力(0.1～1 MPa)下采用高速摄像仪对2 mm竖直矩形窄流道内的汽泡生长进行可视化研究。研究表明,发现在0.1～0.3 MPa下汽泡的生长主要在核化点处进行,但在较高压力(p_s≥0.6 MPa)时汽泡生长主要是在滑移中进行,汽泡的尺寸也显著减小;由于汽泡行为发生变化,不同系统压力下加热壁面上的换热状况有着很大区别。用拉普拉斯数(La)和时间因子(ξ)分别对汽泡半径和汽泡生长时间进行无量纲化后,无量纲汽泡生长曲线遵循指数曲线变化;指数曲线的系数k随系统压力升高而减小。

棒束燃料组件特征栅元CFD方法研究

陈杰, 陈炳德, 张虹

2011, 32(3): 68-72.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
AFA-3G燃料组件中存在典型栅元和控制棒导向管栅元两种特征栅元,定位格架搅混翼的排列也具有一定的规律性。本文采用计算流体力学(CFD)方法,分别针对两种特征栅元,从第一类子通道和第二类子通道的角度,沿程评价其交混性能。质量交混与热交混紧密联系又相互区别,第一类子通道质量交换较强,但从传热角度,二者性能相当。AFA-3G燃料组件热工水力性能的实验研究中,格架搅混翼的排列方式应分别参照两种特征栅元格架。

窄通道欠热沸腾起始点计算模型的分析

张明, 周涛, 盛程, 傅涛, 肖泽军

2011, 32(3): 73-76.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
欠热沸腾起始点(ONB)是窄通道内沸腾传热的关键转变点,直接关系到其后的流动传热特性。窄通道内ONB点的产生受很多因素影响,目前对其特征的把握尚不完善。运用B&R模型、苏顺玉经验关系式、潘良明模型和杨瑞昌模型对以水为工质的ONB热流密度进行分析比较,得出其与压力、质量流速和壁面温度的关系曲线,进而根据各计算模型的差异,提出主要影响因素的作用机理。

窄流道内过冷流动沸腾条件下汽泡滑移特性研究

袁德文, 潘良明, 魏敬华, 黄彦平

2011, 32(3): 77-81,101.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
对竖直矩形窄流道内的汽泡滑移进行可视化实验,得到汽泡滑移运动的特性和滑移距离随工况变化的特性。建立基于能量平衡的热量分析模型,研究汽泡滑移对换热特性的影响。分析表明,滑移运动的汽泡比周期性固定生长的汽泡所引起的强化换热效果更显著。本文引入滑移汽泡扰动强度的概念,提出了滑移汽泡和固定汽泡扰动所导致的热流密度表达式,并分析了二者的差异。

矩形并联多通道密度波不稳定实验

周源, 闫晓, 王艳林, 卢冬华

2011, 32(3): 82-86.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用2个相同的矩形加热通道和1个不受热大旁通通道构成实验段,在高温高压实验台架上对并联多通道流动不稳定性进行系统的实验研究。主要研究系统压力、质量流速和入口过冷度对流动不稳定性的影响。以并联多通道发生流动不稳定时矩形通道热工参数为基准绘制过冷度数-相变数(N_sub-N_pch)边界图,并将其与矩形双通道流动不稳定边界进行对比。结果表明,相近工况参数条件下,并联多通道脉动界限热流密度相对较高。

起伏运动对加热壁面汽泡受力的影响分析

洪钢, 杨燕华, 刘祥锋, 闫晓, 黄彦平, 陈炳德

2011, 32(3): 87-91.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
分析起伏运动条件下过冷沸腾垂直上升流中壁面汽泡的受力,研究垂直方向加速度的变化对壁面汽泡浮力的直接影响,以及垂直方向加速度的变化引起系统流量的波动对汽泡受力的间接影响。起伏运动条件与静止条件下汽泡受力的对比计算分析表明,起伏运动对自然循环回路中汽泡受力的影响大于强迫循环下的影响;起伏运动对自然循环的影响取决于流量的波动,对强迫循环的影响取决于浮力项在汽泡受力平衡中所占权重;汽泡受力平衡的改变将影响汽泡滑移或脱离点的位置,进而影响沸腾传热。

海洋条件下竖直圆管内单相传热特性实验研究

杜思佳, 张虹, 贾宝山

2011, 32(3): 92-96,101.

摘要(18) PDF(1)

摘要:
进行了海洋条件下圆管内的强迫循环传热实验,通过测量竖直圆管周向的温度分布,从而得到海洋条件下不同位置的传热系数。实验结果表明:倾斜时,靠近上侧管壁附近的传热减弱,而靠近下方的管壁处传热增强;摇摆时,垂直于摇摆轴方向的管壁处传热会发生周期性振荡。采用计算流体力学(CFD)方法对海洋条件下单相传热问题进行了数值模拟,计算结果与实验结果一致。分析结果表明:倾斜时影响传热的主要因素是浮力;摇摆时影响传热的最主要因素是科里奥利力。

圆管内流量波动流动特性分析

王畅, 高璞珍

2011, 32(3): 97-101.

摘要(18) PDF(0)

摘要:
对流量周期性变化时的阻力特性进行了实验研究及数值分析。实验结果表明,流量波动时阻力变化与流量变化具有相同的周期,但流量的变化相对于压降变化存在一个相位差,且在层流时的相位差明显大于紊流时;通过特征线法(MOC)对与实验相同流动条件时的流动特性进行数值计算,得到了与实验相同的结论。

简谐脉动流中极点摩擦压降特性实验研究

贾辉, 谭思超, 高璞珍, 阎昌琪, 黄彦平

2011, 32(3): 102-105,126.

摘要(26) PDF(0)

摘要:
对简谐脉动流中加速度为零的极点(如波峰点和波谷点)摩擦压降特性进行了实验和理论研究。实验值与稳态条件下摩擦压降计算值的对比结果表明,相同流速下,脉动流条件下波峰点摩擦压降较稳态计算值略有降低,而波谷点摩擦压降较稳态值增加较多,其幅度随脉动程度的增加(即平均流速和脉动周期降低,脉动速度振幅增加)而增加。针对相同流速下稳态流动、脉动流波峰和波谷点的流动截面速度分布进行计算和分析,结果表明,相同流速下,波谷点流动截面径向速度梯度增加是造成流动阻力增加的原因。

多孔介质通道内气-液两相流动阻力特性实验

张楠, 孙中宁

2011, 32(3): 106-110,126.

摘要(25) PDF(0)

摘要:
基于新型水冷球床反应堆,以水和空气为工质,分别在直径为2、5、8 mm的玻璃球填充圆管形成多孔介质通道中,对竖直向上气-液两相流动阻力特性进行了实验研究。结果表明,阻力压降随着气液流量的增加而增大,并且与流型存在一定的对应关系;在相同流动条件下,颗粒直径和孔隙率对压降有明显影响。结合实验所得的234组实验点,对两类阻力关系式(分相模型关系式和均相模型关系式)进行了比较和改进。结果表明,基于分相模型的关系式一致性较好,但随着颗粒直径的增加其偏差值增大;现有的基于均相模型关系式预测值与实验值相差较大,而改进的均相模型关系式与实验值吻合较好。

用无网格粒子混合法模拟氟里昂气泡的冷凝行为

郎明刚

2011, 32(3): 111-115.

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摘要:
采用无网格粒子混合法(MPS-MAFL)模拟氟里昂气泡在过冷液池中的冷凝现象,对同一气泡在不同过冷度下的冷凝行为进行敏感性分析,对气泡中含有不凝气体的情况进行分析研究。模拟结果表明:气泡冷凝开始后,冷凝会使气泡内的压力降低,气-液界面开始收缩;在冷凝后期,气泡内压力会超过环境压力;气泡破碎时会产生一个压力脉冲;气泡在一定的过冷度下会产生最大的压力脉冲峰值;当过冷度增大或者减少时,脉冲压力峰值都会降低,并随着过冷度的变化逐渐消失;最大的压力峰值约在3 MPa左右,出现在过冷度20℃左右。

含裂纹悬臂输流管道稳定性分析

蔡逢春, 臧峰刚, 叶献辉

2011, 32(3): 116-121.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
基于适用于含非材料体系统的Lagrange方程,推导出了含裂纹的悬臂输流管道的线性运动方程,方程考虑了流体在自由端以及在裂纹处对系统所做的功,含裂纹梁在裂纹处转角不连续。本文通过在无裂纹悬臂梁的模态函数中加入分段立方多项式构造了适合裂纹梁的模态函数。基于得到的方程,计算含裂纹悬臂输流管道的前三阶频率,并与已有的模型的计算结果比较,证明了本文模型的合理性。最后研究了含裂纹悬臂输流管道的稳定性,探讨了裂纹对临界流速以及发生颤振失稳对应的特征值分枝的影响。

高温高压容器封头安装中螺柱应力试验

谢林君, 任欣

2011, 32(3): 122-126.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
针对高温高压容器封头法兰连接中,加载后螺柱预紧力分布不均匀问题,提出在螺柱表面粘贴电阻应变片测量螺柱应变变化的测试过程与基本操作方法。采用正弦模型和指数衰减模型预测螺柱应力的变化,以探索适合的预紧方式和制定合理预紧程序。对试验数据的分析结果表明,螺柱的应力沿法兰周向成正弦规律变化;单根螺柱应力在预紧过程中满足指数衰减规律。

田湾核电厂1号机组主泵松脱部件报警事件诊断分析

李如源, 杨璋, 周正平

2011, 32(3): 127-129,144.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
对田湾核电厂松脱部件监测系统(LPMS)监测到的1号机组的松脱部件报警事件信号进行诊断分析。诊断认为引发这些的报警信号的事件发生在4号主泵附近,是由于4号主泵或其附近有松动件或动静摩擦导致的,不是脱落件。根据分析结果和检修建议,在田湾核电厂1号机组第1次大修(T101)期间,对4号主泵进行检查并对压力容器底部进行目视检查,发现4号主泵叶轮叶片母材脱落,脱落的叶片在压力容器底部找到。该事件的分析诊断说明,LPMS的有效监测和专家诊断分析对核电厂检修具有重要的指导作用。

基于ADI的一种堆芯物理实时仿真算法

丁小川, 路海晋, 赵强

2011, 32(3): 130-133.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
针对传统的交替方向隐式(ADI)方法求解中子扩散方程,在仿真中难以满足实时性要求这一问题,提出了以组件为单位划分网格以保证计算速度,并通过对ADI方法进行调整,引入调整因子使扩散方程强制守恒。为了验证该方法的可行性,以秦山二期核电厂为对象建立了仿真模型,结果表明,调整后的ADI方法能够满足计算精度和速度要求,可以用于反应堆堆芯物理实时仿真。本文结合在线校正技术对仿真结果进行在线校正,实现了在线仿真。

冷凝器重量优化设计

郑静, 阎昌琪, 王建军

2011, 32(3): 134-138.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
冷凝器是核动力装置中的重要设备,其尺寸和重量是影响核动力装置经济性和合理布置的重要因素。建立冷凝器的数学模型,开发相应的计算程序对影响冷凝器重量的设计参数进行敏感性分析。以冷凝器重量最小为目标,在所确定的约束条件下,采用复合形-遗传算法对冷凝器进行优化设计。结果表明,参考冷凝器的设计并不是最优方案,尚有较大的优化空间,证明该优化设计方法的可行性。

面向多领域业务协同的核电生产准备信息集成平台

苑畅, 李涌, 叶志强

2011, 32(3): 139-144.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
为实现多业务领域的协同与信息共享、促进核电一体化建设,采用企业架构(EA)方法,系统设计了核电生产准备信息集成平台的业务架构、功能流程和应用架构,实现了核电厂生产准备阶段的多领域的信息共享与业务协同。

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2011年第32卷第3期

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