核动力工程

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强胜龙, 秦冬, 柴晓明, 姚栋

2014, 35(2): 1-4.

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摘要:
在压水反应堆(PWR)堆芯核设计中,通常采用可燃毒物来补偿反应性和展平功率分布。对于长寿期堆芯设计,可燃毒物的消耗和燃料燃耗的匹配研究更为重要。利用基于蒙特卡罗方法开发的堆芯燃耗计算程序(MOI)对天然元素、人工核素、可溶硼等多种弥散型可燃毒物进行燃耗特性分析。结果表明锕系可燃核素231Pa、240Pu等弥散型可燃毒物可用于长寿期PWR的设计。

基于二维数组的换料机偏置换料算法

赵阿朋, 李元昊, 吴凤岐, 陆秀生

2014, 35(2): 5-7.

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摘要:
换料算法是换料机控制系统的核心技术,决定着整个换料过程的安全性和经济性。通过对堆芯组件分布建模,提出以二维数组为基础的堆芯偏置换料算法并对算法相关的关键问题进行论述。工程实践表明,此算法简单高效,在满足核安全的前提下,能大幅缩短换料时间,具有可观的经济效益。

含MOX燃料堆芯衰变热及裂变产物积存量的特性研究

谭怡, 魏述平, 邓理邻, 刘晓黎

2014, 35(2): 8-12.

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摘要:
我国尚无MOX燃料的工程经验,需开展大量的论证工作。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的堆芯燃料管理方案进行分析,比较含MOX燃料堆芯和全UO₂堆芯的衰变热、乏燃料水池热负荷和堆芯裂变产物积存量的特性差异。结果表明,堆芯衰变热、乏燃料水池热负荷变化较小,都不会超过原来的15%,堆芯裂变产物积存量中少量核素偏差较大,¹³⁵Xe、¹³⁶Cs等超过40%,其余核素变化较小。研究表明,含MOX燃料堆芯的辐射特性存在一定差异,但变化非常有限,不会对电厂的运行和安全产生影响。

西安脉冲堆⁹⁹Tc、¹²⁹I热中子嬗变计算方法与实验验证

王立鹏, 江新标, 赵柱民, 陈立新, 李雪松, 徐江, 吴宏春

2014, 35(2): 13-16.

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摘要:
为了研究利用西安脉冲堆(XAPR)热中子开展⁹⁹Tc、¹²⁹I嬗变的可行性,对乏燃料中长寿命裂变产物(LLFP)⁹⁹Tc和¹²⁹I核素的热中子嬗变计算方法进行理论与实验研究。利用NJOY程序,以ENDF/B VII.0库为基础,制作⁹⁹Tc和¹²⁹I在XAPR堆芯辐照温度下的蒙特卡罗程序(MCNP)截面库,并分析不同参数对截面数据的影响。采用ACE(A Compact ENDF)格式截面库和燃耗程序CINDER’90自带的63群活化截面,利用MCNP程序对ORIGEN2数据库中⁹⁹Tc和¹²⁹I的辐射俘获截面进行修正,用ORIGEN2程序分析一定规格的⁹⁹Tc和¹²⁹I靶件在XAPR内辐照后的嬗变情况。与实验结果值进行比较,截面数据的差异主要来自中子注量率测量值与实际值的误差,结果证明利用XAPR开展⁹⁹Tc和¹²⁹I嬗变是可行的。

稠密栅堆芯大破口失水事故特性分析

黄代顺, 付冉, 申亚欧, 吴丹, 余红星

2014, 35(2): 17-20.

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摘要:
稠密栅堆芯的应用涉及到的关键性问题之一是在破口事故下的应急冷却。应用改进程序RELAP5/TIGHT计算和分析两组不同设计方案下的稠密栅堆芯在破口事故下的特性,结果表明:稠密栅堆芯相比普通堆芯,破口事故持续时间更长;再淹没阶段的包壳峰值温度相比喷放阶段的包壳峰值温度更高;堆芯燃料棒中心距与燃料棒外径比值(p/d)对于包壳峰值温度的影响很大;堆芯功率密度的提高会使得对安注流量的需求大大增强。从安全分析的角度来看,不推荐堆芯p/d设计小于1.10。

事故分析中钠沸腾模型的改进

赵树峰, 姜华

2014, 35(2): 21-26.

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摘要:
选择单组件瞬间全堵事故作为分析对象,并选取法国SCARABEE系列实验中的BE+1实验进行模型验证,事故模拟中的钠沸腾模型运用两流体六方程模型,子通道的径向和轴向网格均采用交错网格法进行网格划分,模型求解中针对子通道横向速度处理不足的缺点,根据拉梅算子展开原理提出改进方案,并通过对BE+1实验的模拟,验证模型改进的合理性。

超临界水冷堆双排棒组件子通道分析

陈超, 单建强, 张博

2014, 35(2): 27-32.

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摘要:
首先利用先进子通道分析程序(ATHAS)对超临界水冷堆(CGN-SCWR)的双排棒组件进行子通道分析,以考察燃料棒包壳温度等热工参数是否达到安全要求。根据分析结果结合子通道水力直径和冷却剂出口温度,选取一些典型子通道的热工参数结果做详细比对,了解组件中不同类型子通道内的热工参数变化对组件性能的影响。另外,对子通道计算采用的湍流交混系数、轴向摩擦系数和传热关系式进行敏感性分析,以了解经验关系式对计算结果的影响。结果显示:所有热工参数结果均达到设计要求,包壳最高温度为685.3℃,且不同传热关系式的选择对包壳温度的影响明显,最大温差达到了41.3℃。

含绕丝2×2棒束内超临界水传热特性数值研究

臧金光, 闫晓, 黄善仿, 黄彦平, 于俊崇

2014, 35(2): 33-36.

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摘要:
超临界水冷堆燃料组件多采用稠密栅格布置,用绕丝进行定位,绕丝可增强通道间的交混能力,对通道的换热特征会产生明显影响。以含绕丝的小棒束2×2组件为分析对象,采用计算流体动力学(CFD)方法分析超临界条件下绕丝对换热特征的影响。分析结果表明:绕丝会改善通道的换热能力,抑制周向不均匀分布,但也可能在局部产生壁温峰值。在数值计算中发现壁温峰值的成因有两类,并对二者的成因进一步叙述,分析绕丝结构参数对换热特性的影响。

蒸汽发生器二次侧三维两相流场稳态计算

丛腾龙, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉, 谢永诚, 姚彦贵

2014, 35(2): 37-40.

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摘要:
采用多孔介质模型对蒸汽发生器二次侧流场进行分析。通过在多孔介质模型控制方程中添加附加的动量源项和能量源项来模拟蒸汽发生器内构件影响,动量源项中考虑下降段、管束、支承板和汽-水分离器的阻力;能量源项中添加一次侧对二次侧的释热。将控制方程在ANSYS FLUENT求解器中求解,得到蒸汽发生器二次侧区域的速度场、温度场、压力场、密度场和含气率分布。结果表明,蒸汽发生器内冷热侧流速、空泡份额、混合物密度相差很大;汽-水分离器进口空泡份额分布在0.63～0.98之间;压力在轴向逐渐降低,在支承板位置出现突降。

并联矩形通道流动不稳定性模型研究

钱立波, 丁书华, 秋穗正

2014, 35(2): 41-46.

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摘要:
针对并联矩形通道,基于积分法建立包括入口段、加热段和上升段的并联通道流动不稳定性模型,开发并联矩形通道流动不稳定性分析程序,并采用国内外并联通道流动不稳定性实验对程序进行验证;其次,采用计算分析程序分析并联矩形双通道系统压力、入口及出口节流等条件对矩形双通道流动不稳定性边界和系统脉动频率的影响。分析结果表明,不同压力下系统流动不稳定性边界和系统脉动频率分布重合,但对相同入口过冷度工况,随着压力增大,系统稳定性增强,系统脉动频率增大;随着入口阻力系数增加和出口阻力系数减小,系统稳定性增强,系统脉动频率增大。

纳米流体增强堆芯熔融物滞留能力的气泡动力学行为研究

王云, 武俊梅

2014, 35(2): 47-52.

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摘要:
在对Al₂O₃/H₂O纳米流体物性归纳分析的基础上,采用移动粒子半隐法(MPS)对不同过热度、不同流速的Al₂O₃/H₂O纳米流体流动沸腾过程中气泡的成长和脱离过程进行数值模拟,并与相同条件下纯水的气泡成长及脱离过程进行对比。模拟结果表明:与纯水相比,纳米流体中气泡生长更快,气泡脱离的频率更大,气泡脱离半径稍大,单位时间内气泡脱离壁面带走的热量更多,说明纳米流体强化了沸腾换热。从气泡动力学的角度初步揭示了纳米流体强化沸腾换热的内在原因。并针对核反应堆发生严重事故并启动熔融物滞留在压力容器(IVR)后的下封头冷却的特点,进行了加热面朝下的纳米流体沸腾气泡行为研究。研究表明:与纯水相比,纳米流体中的气泡更能及时脱离加热壁面,使得新流体能及时补充以冷却压力容器外壁、增强IVR的能力。

T型管内泡状流相分离特性研究

王来顺, 刘丽芳, 田文喜, 孟兆明, 杨燕华, 苏光辉, 王成龙

2014, 35(2): 53-57.

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摘要:
以第三代核电技术AP1000中第4级自动降压系统管线(ADS-4)与一回路主管道所形成的T型管为研究对象,使用计算流体力学(CFD)软件,模拟在水平主管内为泡状流时气-液两相流经支管时的分离情况,得到其支/主管分离比、相分布图、压力图和速度场图,并研究进口体积分数及气泡尺寸对相分离效应的影响。结果表明:泡状流在T型结构处的相分离现象显著,分离比随进口体积分数的增加而降低,对于特定管道尺寸存在一个使相分离效果最显著的气泡尺寸。

基于子通道分解的壁面效应分析方法研究

臧金光, 闫晓, 黄善仿, 黄彦平

2014, 35(2): 58-62.

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摘要:
对具有重复结构特征的对象进行实验研究时,由于实验成本和实验条件的限制,只能选取其中部分结构开展实验,这部分结构与原型在热工水力特性方面差异的主要来源是壁面效应。基于子通道分解的思想提出一种判断壁面效应的简单准则,可为重复结构类部件的重复单元数目的选取提供合理的初步估计。通过对电功率为1000 MW的超临界水冷堆概念设计方案(CSR1000)燃料组件典型结构的参数优化分析,并与计算流体力学(CFD)数值计算进行比较。利用该方法对5×5棒束结构进行的典型性分析表明,5×5棒束结构是综合考虑边壁效应和实验成本后的均衡选择。

基于遗传神经网络方法的流动不稳定起始点研究

李精精, 周涛, 段军, 肖泽军, 黄彦平

2014, 35(2): 63-66.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
利用遗传神经网络(GNN)方法分析窄矩形通道内流动不稳定起始点(OFI),并检测其热流密度随各个系统参数的变化。检测结果显示,GNN的预测结果与实验值符合良好,误差在±10%范围内。进一步通过GNN模型预测各个系统参数对OFI的影响。结果显示:OFI点的热流密度随着系统压力、入口过冷度、质量流速的增加而增大;系统压力对OFI点热流密度的影响小于质量流速的影响,小于入口过冷度的影响。

基于粘弹性人工边界的核电工程地基动力阻抗分析

李忠诚, 凡红

2014, 35(2): 67-70.

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摘要:
设置人工边界是采用3D有限元技术实现复杂地基抗震分析的有效手段。采用Fortran语言开发大型有限元程序ANSYS的接口程序,实现粘弹性人工边界的设置及等效荷载的施加。采用经典数值算例对粘弹性人工边界及波动输入程序的可用性进行验证,其求解效率和计算精度均较理想。将该方法和程序应用到核电场复杂地基动力阻抗分析中,并将计算结果与成熟的通用程序计算结果进行对比。

流体诱发传热管振动的流场特性分析

冯志鹏, 臧峰刚, 张毅雄, 叶献辉

2014, 35(2): 71-75.

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摘要:
基于双向流-固耦合方法,建立横向流体作用下传热管流致振动计算的三维仿真模型;基于该模型,研究传热管流致振动时的流场特性。结果表明,当折减速度U_r≤2时,升力系数随Ur的增加而增加,阻力系数随U_r的增加先减小再增大;当2<U_r<9时,发生了升力方向的锁定,阻力先于升力达到峰值;当U_r≥9时,升力趋于零;弹性管的阻力是静止管的2～2.5倍,升力约是静止管的6倍;振动使得管表面压力分布和尾涡结构发生了变化,弹性管后的旋涡横向间距较静止单管明显增大,仅出现2S模式的尾涡模态。

蒸汽发生器接管安全端焊缝超声检验

王卓巍, 余荆生, 王建军

2014, 35(2): 76-78.

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摘要:
蒸汽发生器安全端焊缝为异种金属连接的窄焊缝结构形式,填充材料为镍基合金152/182(690材料),内部组织的各向异性严重,采用超声波检测时可能导致出现假信号,缺陷的定位误差增大等问题。采用不同聚焦深度和角度的接触式聚焦双晶探头进行分层检验,可以获得比较好的测量结果。现场实际检查中,所用方法不仅能发现内部存在的缺陷,还能在外表面检测到内表面的线性显示,验证超声检验方法在蒸汽发生器接管安全端异种金属焊缝检测中的可行性。

核电厚壁承压容器内壁缺陷TOFD检测优化研究

代真, 王昕, 敬尚前, 李伟, 郝晓军, 王磊

2014, 35(2): 79-83.

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摘要:
通过分析声波传播特性、检测信号及图像特征,提出20°探头的超声衍射时差法(TOFD)检测模式,并研制20°探头。通过对比5 MHz及2.25 MHz这2种频率下检测效果,进行优化试验。然后通过对不同的内壁模拟缺陷进行检测,制定适合厚壁承压容器内壁缺陷的最佳TOFD检测工艺。试验表明:在核电厂厚壁承压容器内壁缺陷TOFD检测中,20°探头、5 MHz频率是最佳选择;在此检测工艺下,对壁厚120 mm以内的承压容器,能够检出内壁缺陷的最小临界尺寸高为2 mm。

反应堆压力容器超标缺陷评价中几个值得注意的问题

张琳, 初起宝, 房永刚

2014, 35(2): 84-85,97.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
结合田湾核电站2号机组反应堆压力容器(RPV)、秦山核电二期扩建工程4号机组RPV超标缺陷处理不符合项的安全审查,着重从RPV超标缺陷断裂力学安全评价的评价标准、缺陷特征化、断裂韧性、残余应力取值和承压热冲击等几个方面进行讨论,讨论结果对后续的此类不符合项的处理和安全评价有借鉴意义。

主管道安注斜接管嘴疲劳混合分析法研究

卢喜丰, 张毅雄, 艾红雷, 王新军, 何风

2014, 35(2): 86-89.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
在主管道接管嘴疲劳分析中,通常采用简化分析和详细分析2种方法。由于安注斜接管嘴结构比较复杂且经受的压力、温度变化较为剧烈,用简化分析法对其进行疲劳分析时,往往过于保守而导致分析结果不能满足规范要求;采用详细分析法进行分析可以减少保守性,但耗时费力。本文采用简化分析和详细分析相结合的混合分析法对主管道安注斜接管嘴进行疲劳分析,既可以减少计算中的保守性又可以节省计算成本。在混合分析中,通过传热特性试验真实模拟流体与接管嘴之间的传热情况,得到用于计算分析的传热特性参数。分析结果表明,考虑流体传热特性因素的混合分析法能够很好地减少计算保守性,是用于主管道安注斜接管嘴疲劳分析的更加实用有效的方法。

核电厂多样化保护系统设计

肖鹏, 刘宏春, 周继翔, 关仲华

2014, 35(2): 90-93.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
基于福清核电厂仪表控制系统纵深防御和多样性的现状,阐述了设计多样化保护系统(DAS)的设计流程、设计准则、系统结构和设计要点。福清核电厂1、2号机组事故分析的结果表明,通过设置DAS,缓解了数字化安全级仪表控制系统发生软件共因故障(SWCCF)的后果,提高了核电厂的安全性,是一个应对数字化安全级仪表控制系统发生SWCCF的行之有效的解决方案。

核电厂堆功率复合控制器的研究

朱昊, 韦钢, 翟春荣, 陈秋南

2014, 35(2): 94-97.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
反应堆功率调节系统是核电厂反应堆控制的核心。本研究以反应堆为对象,采用状态反馈加比例-积分-微分(PID)的复合控制结构对核电厂堆功率进行控制。状态反馈阵的存在能够明显改善堆功率系统的动态特性,并对系统的控制量进行有效地抑制;PID控制器对系统起到微调的作用。仿真结果表明,该方法的正确性和有效性。

新建核电厂重要安全要求探讨

张琳, 贾祥, 严天文, 李文宏, 李春

2014, 35(2): 98-100.

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摘要:
针对新建核电厂几个重要安全要求和安全改进方向进行分析,在安全目标实现、厂址安全评价、内外部事件设防、严重事故预防和缓解,以及堆芯、安全壳和仪表控制系统的设计及工程技术优化等方面提出技术观点,为我国新建核电厂的设计、建造及安全改进提供参考。

螺纹套修复核电设备螺纹孔的核安全审查要点

孙海涛, 常猛, 王宝祥, 高晨, 凌礼恭, 马若群, 贾盼盼

2014, 35(2): 101-104.

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摘要:
加装螺纹套是修复核电厂设备法兰螺纹孔损伤的一种常用手段,被损螺纹可得到快速有效地修复,且螺纹的承载能力和抗疲劳能力得到提高。在螺纹套修复不符合项的核安全审查过程中,应对标准符合性、螺纹套的材质、实施方案、服役分析、跟踪措施等方面进行全面审查,以保证修复的可靠性和质量。

中国实验快堆主冷却系统建模与仿真研究

陈五星, 夏庚磊, 彭敏俊

2014, 35(2): 105-109.

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摘要:
中国实验快堆(CEFR)是钠冷快中子反应堆,其一、二回路的运行特性对反应堆的安全运行具有重要的影响。使用JTopmeret软件建立CEFR一、二回路主冷却系统和蒸汽发生器(SG)的仿真模型,用于计算系统任意一点的流量、压力、温度等运行参数。在稳态及瞬态工况下,系统主要参数仿真值与设计值的误差均小于2%,满足系统仿真的精度要求。

CPR1000核电厂安全壳过滤排放系统的设计改进

赵鑫, 叶子青, 陈丽, 沈仁敏

2014, 35(2): 110-113.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
结合中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)核电厂工程实际,从提升安全壳过滤排放系统(EUF)在严重事故后的可用性,以及提高核电机组的安全可靠性两方面进行研究,提出CPR1000核电厂EUF系统设计改进方案,分析总结EUF系统改进要点。通过新增一套系统及改进系统的布置方式,增强系统运行的独立性以及提升系统抗震性能。同时分析系统设计改进造成的影响并提出相应对策。

抑压式安全壳的抑压特性研究

全标, 蒋孝蔚, 陈志辉, 范凯, 王亮, 唐彬, 杨俊明

2014, 35(2): 114-117.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
以100 MW级核电厂压水堆为对象,通过对反应堆冷却剂失水事故(LOCA)初期安全壳压力温度响应的分析,对抑压式安全壳抑压特性进行研究。由于LOCA事故喷放阶段质能释放焓值较高,安全壳喷淋难以及时有效地抑制安全壳压力的上升,而采用抑压水池对抑制事故初期的压力具有较为明显的效果。通过对抑压水池总容积、气水容积比、排放管流通面积等重要参数的分析,对抑压效果的影响表现为:其中抑压水池总容积大小对抑压效果影响程度最大;并且抑压水池气水容积存在最佳比;排放管流通面积存在最佳范围。

两种不同密封面结构反应堆压力容器的密封性能对比研究

陈骏, 熊光明, 邓小云

2014, 35(2): 118-120.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
反应堆压力容器(RPV)密封面结构是影响RPV密封性能的重要因素。建立2种不同密封面结构的RPV三维有限元模型,研究其对RPV密封性能的影响,并得到上、下法兰轴向分离量以及主螺栓载荷等分析评价RPV密封性能的关键指标,同时,对比分析2种密封面结构形式的安全裕量,为优化RPV密封面结构设计提供理论依据。

失水事故工况下主泵全特性数值分析

付强, 龙云, 朱荣生, 袁寿其, 习毅

2014, 35(2): 121-126.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
为研究核反应堆主冷却剂泵在失水事故工况下的全特性,通过三维软件Pro/E对核主泵内部流道进行三维造型,利用雷诺时均N-S方程和RNG k-ε两方程及SIMPLEC算法,应用计算流体力学软件(CFX)对核主泵全特性进行数值模拟计算,分析核反应堆主冷却剂泵的全特性曲线,并解释小流量出现驼峰现象的原因。结果表明:叶轮所受的扭矩主要来自于叶片所受的扭矩,前后盖板所受的扭矩对叶轮的影响很小。叶片所受的扭矩和轴向力的变化趋势和流量-扬程曲线变化规律有一定的相似性,三者之间可能有密切关系。

控制棒驱动机构步进运动特性研究

刘鹏亮, 周建明, 吕永红

2014, 35(2): 127-130,172.

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摘要:
控制棒驱动机构步进运动由钩爪组件的提升衔铁在竖直方向上升和下降的交替运动实现。通过对控制棒驱动机构步进运动进行分解,采用有限元方法建立电路-磁路-机械运动耦合的动态计算模型,对控制棒驱动机构步进运动过程中电磁力、电流、位移和时间关系进行研究,得到步进运动的提升时间、下降时间、衔铁吸合时电流和电磁力等运动特性参数。

CPR1000蒸汽发生器支承设计改进

任红兵, 谢洪虎, 周鹏

2014, 35(2): 131-133.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
中国改进型压水堆1000 MW核电站(CPR1000)反应堆冷却剂系统的抗震设计基准为0.2 g,安全余量较小;提出一种蒸汽发生器上水平支承的设计改进结构,通过增设拉杆和连接支座,消除支承间隙,达到将反应堆冷却剂系统的抗震能力从0.2 g提高到0.3 g的目的,全面满足HAF102的相关要求。

CPR1000安注系统高压节流孔板计算研究

赵鑫, 谭海波, 刘博, 王江洪, 翟巴菁

2014, 35(2): 134-136.

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摘要:
从节流孔板管道的基本原理入手,依托岭澳核电站4号机组安全注入系统调试得到的流量试验数据,通过流体力学计算得出节流孔板尺寸的理论结果,该结果与实际安装数据差距不大。本研究为中国改进型三环路压水堆(CPR1000)安全注入系统高压节流孔板尺寸计算提供了可行的方法。

熔盐堆除气系统中气泡分离器运行特性

张娜娜, 阎昌琪, 孙立成, 刘卫, 李华

2014, 35(2): 137-140.

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摘要:
设计3种结构参数的分离器,并以空气和水为工作介质,对气泡分离器进行测试,以期找到最佳的气泡分离器结构参数。采用可视化实验方法,利用高速摄像系统记录气泡的分离过程,分析叶片结构对分离过程的影响。结果表明,叶片进出口角度、叶片长度、叶片个数等参数变化均会影响气泡的分离过程;对于搅浑叶片的设计,出口与轴向夹角不应超过45°,搅浑叶片个数应该在5个以上且长度大于50 mm。

高压圆形板壳式换热器的设计与研究

王佳卓, 阎昌琪, 丁铭, 陈哲雨, 石帅

2014, 35(2): 141-145.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对板式换热器承压能力差的问题,设计开发一种力学性能好、承压能力强的圆形板壳式换热器。这种圆形板壳式换热器是一种工作压力高、体积小、重量轻的具有良好工业应用前景的换热器。对其传热和阻力特性进行实验研究,重点分析其作为滑油冷却器时的传热特性。研究结果表明这种高压圆形板壳式换热器具有良好的强化换热效果,适用于含有高粘度油类的传热过程的结论。

辐照监督管拔插力计算的解析解

徐晓, 金挺, 杨景超

2014, 35(2): 146-149.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
采用理论力学方法,将辐照监督管结构拔插系统简化为弹簧球模型。在接触面上运动时,弹簧球的平衡与拔插力、配合尺寸过盈量、摩擦系数、弹簧刚度以及接触表面形状相关。通过建立该弹簧球模型的平衡方程,获得拔插力计算的解析解。结果表明,相对于有限元分析,应用解析解可以快速有效地优化结构设计,确定相关因素敏感性。

核电厂换料水池304L不锈钢覆面开裂原因分析

操丰, 方江, 唐世延, 张挺, 葛炼伟, 丁有元

2014, 35(2): 150-153.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
为查明某核电厂换料水池304L不锈钢覆面开裂的原因,对其宏微观组织、化学成分、力学性能、断口形貌、腐蚀产物进行分析。结果表明:该304L不锈钢覆面的开裂属于典型的Cl-导致的应力腐蚀开裂。换料水池背部混凝土施工中使用的氯-偏共聚乳液是Cl-的主要来源。建议后续不锈钢覆面修复时必须彻底清除含氯—偏共聚乳液的混凝土层,其他类似混凝土施工中应加强水质控制和混凝土添加剂管理。

核电厂停堆开盖前¹³³Xe除气时间研究

兰立君, 刘杰, 陈亦德, 唐邵华, 张裕嘉

2014, 35(2): 154-156.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
以核电厂¹³³Xe除气时间为研究对象,研究¹³³Xe除气时间与除气因子以及其他参数的数学关系,建立停堆开盖前¹³³Xe除气时间的计算模型。研究表明:在一回路水装量和处理能力一定的情况下,除气时间不能随着除气因子的增加而无限减少,存在最小极限值;得出选定除气因子的关系式;得出初始浓度以及处理能力对除气时间的影响关系式。

电网频率变化对压水堆机组运行的影响分析及应对措施

丁卫东

2014, 35(2): 157-160.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
在世界核营运者协会(WANO)分析过的多起事件中,操纵员完全依赖反应堆保护系统来保护堆芯,而不是优先采取保守行动。尤其是在发生规程未覆盖的电网异常工况时,由于操纵员缺乏经验可能使工况进一步恶化。分析电网频率变化对压水堆机组运行的潜在不利影响,提出应对措施,使操纵员在遇到此类电网异常工况时能及时作出正确的响应,避免反应堆保护系统动作来保护堆芯,以保守地监控压水堆机组运行,始终保持电厂的安全限值有足够的安全裕度。

弥散燃料板芯体中U-Mo/Al-Si合金基体反应层性质研究

刘利剑, 尹昌耕, 陈建刚, 孙长龙, 刘云明

2014, 35(2): 161-165.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对弥散型燃料板采用实验方法分析U-Mo燃料相与Al-Si基体反应层的性质。实验结果表明:反应层主要出现在U-Mo燃料颗粒的内部微裂纹处及燃料颗粒与基体界面处,其形貌和厚度均不规则。U-Mo与Al-Si遵循空位扩散机制,扩散过程主要为Al、Si向U-Mo合金的扩散。在反应层中Al含量基本维持不变,Si含量沿基体-燃料相方向递增,并聚集在U-Mo侧的反应层中。当基体中Si含量达到5%时,可明显抑制扩散反应的进行,从而改进燃料板性能。

HFETR老化管理研究及老化管理数据库系统研发

张晓媚, 贾亚青, 刘鹏, 陈启兵, 李子彦, 张莹

2014, 35(2): 166-169.

摘要(12) PDF(1)

摘要:
高通量工程试验堆(HFETR)作为我国自行设计建造的多用途研究堆,在运行25年后,于2005年展开老化管理研究工作,包括HFETR老化管理方式的确定、设备的选取等,并根据老化管理的研究成果,研发HFETR老化管理数据库系统。

核电厂化学管理系统分析研究

范玮玮

2014, 35(2): 170-172.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
详细说明核电厂化学管理系统的主要功能、主要作用、使用的主要流程,并介绍它在国内外的使用现状。结合开发化学数据管理系统的经验,探讨在核电厂化学管理中开展和应用人工智能技术,以满足核电厂安全、可靠、经济地运行的需求。

留言板

2014年第35卷第2期

留言板

2014年 第35卷 第2期

2014年第35卷第2期