核动力工程

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秦勉, 于涛, 于德勇, 李志峰, 吕莉

2015, 36(1): 1-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0001

摘要(16) PDF(0)

摘要:
基于计算流体动力学(CFD)分析方法,采用流固共轭传热方式,对非能动堆芯冷却系统(PXS)的堆芯补水箱(CMT)热态功能试验、CMT注入同时自动减压系统(ADS)动作、蓄压安注箱(ACC)安注后CMT再注入以及常规余热排出系统运行等4种工况下反应堆压力容器(RPV)环腔内流动传热状态进行瞬态数值模拟,研究RPV壁面温度瞬态变化以及环腔下降段内流体的混合特性。结果表明:4种工况下直接安注(DVI)接管管嘴与RPV内壁面相交斜面处冷却水混合剧烈,冷段是否有流体注入环腔对其内流体温度分布变化影响巨大,且DVI接管管嘴局部区域将发生较大的温度变化。

次临界燃料部件典型热工实验单元模型抽取方法

彭劲枫, 黄彦平, 徐建军, 段世林, 肖泽军

2015, 36(1): 9-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0009

摘要(11) PDF(0)

摘要:
次临界燃料部件是聚变-裂变混合能源系统次临界能源包层的核心部件。对燃料部件开展热工安全实验,是获取热工设计准则、开展结构设计和安全分析的基础和必要环节。本文针对包层结构原型开展模型抽取技术研究,对模块式燃料部件特殊的热工水力结构展开分析,并开展包括计算流体动力学(CFD)方法在内的相关计算确定对象参数特征,获取典型热工实验单元的基本结构和参数。

竖直环管内自然对流现象的试验和数值研究

张升, 顾汉洋, 陈宇清, 周肖佳, 刘刚

2015, 36(1): 14-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0014

摘要(11) PDF(0)

摘要:
对一端开口另一端封闭的小间隙、长高度竖直环管内水的自然对流现象进行试验研究,并分别用严格域模型和延伸域模型进行数值计算。内管外壁面和顶部壁面保持绝热,外管外壁面进行通风冷却。冷却风速分别为2.9、5.7、8.6m/s,对应的格拉晓夫数(Gr)分别为9.8×10⁶、3.9×10⁶、8.3×10⁵。结果表明:Gr<10⁶时,2种模型的数值计算结果与试验结果偏差较小,且严格域模型得到的结果更接近试验结果;Gr>10⁶时,2种模型的数值计算结果与试验结果偏差较大。

汽-水分离器内双液滴碰撞的数值模拟研究

张迪, 罗琦, 黄伟, 王侃

2015, 36(1): 18-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0018

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用流体体积函数(VOF)方法模拟压水堆汽-水分离器内等直径液滴对心碰撞,研究典型的聚合,低、中、高韦伯数(We)的反射分离过程。观察碰撞过程中液滴的形状,记录并分析动能和表面能相互转化以及能量耗散的进程。结果表明:在高We反射分离时,表面扩张的过程中,外部液体会脱离形成环状,液环在表面张力作用下收缩,与内部液体重新接触后使表面复杂剧烈的波动;这影响了分离过程以及子液滴的形成,导致Kim子液滴模型无法准确预测子液滴数目和直径。通过模拟不同We下的碰撞,得到等直径对心碰撞聚合与反射分离的临界We为15.6,并与3个预测模型进行了对比,Qian模型预测结果与模拟结果吻合良好。

低压加热通道内间歇式流动特性分析

朱力, 陈金波, 宫海光, 佟立丽, 曹学武

2015, 36(1): 23-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0023

摘要(12) PDF(0)

摘要:
实验研究低压加热通道内的间歇式流动行为特性,考察不同工况条件下间歇式流动现象的发生机制及规律,分析不同参数因素对间歇式流动过程的影响,找出其中的关键影响因素。实验结果表明,管路中发生间歇性的蒸汽喷涌现象,整个循环过程存在较长时间的沸腾延迟、流动参数周期性波动变化等典型特征;蒸汽喷涌和过冷液体回流会产生较大的温度和压力变化幅度。对间歇式流动过程影响较为显著的因素是加热功率和系统结构。间歇式流动周期随输入热量和管路长径比的增大而减小。

先进PWR堆腔淹没情况下的自然循环研究

陶俊, 杨江, 郭丁情, 曹建华, 卢向晖

2015, 36(1): 28-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0028

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在先进压水堆核电厂中,堆腔注水是重要的严重事故管理措施之一。采用RELAP5程序对堆腔淹没情况下反应堆压力容器(RPV)外壁与保温层间隙内的自然循环进行研究。通过对韩国APR1400堆腔注水系统实验的模拟,证明RELAP5程序模拟此类自然循环的适用性。对美国AP1000堆腔自然循环的分析表明,保温层间隙内建立的自然循环有足够的热量排出能力,可以有效防止RPV下封头的热失效。敏感性分析结果表明,冷却水入口面积越大,自然循环的流量越大;为了使产生的蒸汽顺利排出以建立稳定的自然循环,汽-水出口面积应足够大,且汽-水出口应布置在不会被堆腔水淹没的位置;在堆腔注水措施的实施中,应保证堆腔被淹没到足够高的位置以提供足够的循环静压驱动力。

基于分子动力学理论界面传质的过冷沸腾汽泡生长特性研究

薛龙昌, 潘良明, 袁德文, 黄豪杰

2015, 36(1): 33-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0033

摘要(13) PDF(0)

摘要:
基于分子动力学理论的准平衡态界面处界面蒸发/冷凝因素,以及汽泡底部微液层传热因素建立综合传热传质相变模型,对窄通道内汽泡过冷流动沸腾条件下的生长情况进行模拟。相变模型体现了汽泡底部微液层蒸发、近壁过热液体传热、汽泡顶部主流冷凝等多方面机制对汽泡生长的影响。模拟结果体现了汽泡底部微液层厚度的变化情况,与实验结果相吻合;微液层蒸发机制在汽泡生长初期对汽泡生长有较大影响,流道壁面效应对汽泡生长有显著影响。

燃料氧化对裂变产物扩散释放的影响研究

景福庭, 杨洪润, 吕焕文, 于红

2015, 36(1): 38-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0038

摘要(11) PDF(0)

摘要:
分析燃料氧化对裂变产物扩散释放的影响,得出结论:燃料氧化后,燃料中铀原子空位增多对裂变产物释放的影响要大于导热率降低后燃料温度上升带来的影响;裂变产物释放份额随氧铀比升高而增大,燃料棒线功率密度越高,效应越明显。

Inconel690(TT)合金裂纹尖端小范围屈服时的腐蚀疲劳裂纹扩展行为研究

肖军, 陈璐瑶, 付正鸿, 邱绍宇, 陈勇, 林震霞

2015, 36(1): 41-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0041

摘要(8) PDF(0)

摘要:
对Inconel 690(TT)合金腐蚀疲劳裂纹尖端塑性区微观结构进行观察,并研究裂纹尖端塑性区及载荷比对模拟压水堆环境下的裂纹扩展行为的影响。裂纹尖端小范围屈服时,模拟压水堆环境对裂纹扩展速率有3倍左右的加速作用。

周向拉伸条件下的N36锆合金包壳管碘致应力腐蚀开裂

闫萌, 王朋飞, 梁波, 洪晓峰

2015, 36(1): 46-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0046

摘要(15) PDF(0)

摘要:
350℃下,对N36锆合金包壳管环形试样施加周向拉伸载荷,绘制碘浓度分别为10²、10³、10⁴ Pa下的应力-延伸率曲线,研究包壳材料在碘气体(I₂)环境下的碘致应力腐蚀开裂(I-SCC)情况。应力-延伸率曲线能够衡量锆合金包壳管发生I-SCC开裂的敏感性:当I-SCC发生时,在曲线中表现为没有明显的颈缩阶段。在应力-延伸率曲线上可以找出I-SCC裂纹萌生、扩展的相应发生阶段。I-SCC降低材料的延伸率和断裂能量,降低程度均随着碘浓度的升高而增加。I-SCC环形试样在周向拉伸过程中产生平行于断口的裂纹沟槽,裂纹起始阶段均为沿晶扩展形式。

Cl^-和Cu²⁺对国产690合金应力腐蚀性能的影响

林震霞, 邱绍宇, 肖军, 付正鸿, 陈勇

2015, 36(1): 50-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0050

摘要(11) PDF(0)

摘要:
采用慢应变速率拉伸(SSRT)的方法,研究国产690合金分别在316℃含100 mg/L Cl^-、1000 mg/L Cu²⁺以及100 mg/L Cl^-与1000 mg/L Cu²⁺混合溶液中的应力腐蚀行为。通过激光共聚焦显微镜和扫描电镜观察断裂后试样的表面、断口以及纵剖面的微观形貌。结果表明:国产690合金在同时含Cl^-与Cu²⁺的溶液中具有较高的应力腐蚀敏感性;断裂试样表面出现了大量的腐蚀坑,断口呈明显的脆性断裂特征,且在表面蚀坑的底部发现了沿晶应力腐蚀裂纹的萌生。由此证明Cl^-与Cu²⁺对国产690合金应力腐蚀的协同作用,并初步探讨了其作用机理。

氢化物应力再取向试验及测量的可靠性评价

陈乐, 谢梦, 裴启林, 戴训, 徐春容

2015, 36(1): 55-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0055

摘要(17) PDF(0)

摘要:
试验选用N36锆合金,通过研究周向应力和热循环次数,对渗氢后的N36锆合金包壳中氢化物取向因子(F_n)的影响,重点分析、计算该试验中的各种偏差和F_n测量研究中的不确定度。结果表明,同一样品分层后的不确定度远大于同一条件不同样品之间的不确定度。样品材料热处理、切割、渗氢和再取向试验时引起的A类不确定度起绝对作用;测量软件和人为测量引起的B类不确定度相对较小。

大亚湾核电站堆芯冷却监测系统改造

王源, 熊国华

2015, 36(1): 60-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0060

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对大亚湾核电站堆芯冷却监测系统(CCMS)面临部件老化、备件无法采购导致系统工作不稳定及故障报警闪发的现状,提出对CCMS进行整体升级改造。描述新CCMS采用国产化安全级仪控平台Firmsys的设计方案,以及对新CCMS的功能及接口等关键技术进行研究与分析;介绍在安装调试阶段遇到的技术问题及其解决方法。对改造后系统进行功能验证,以实现CCMS的自主化设计和改造。

CPR1000核电厂蒸汽发生器排污水热回收改进设计

肖三平, 吴昊, 甘泉, 李澍, 钱辉, 王亮亮, 陈树山

2015, 36(1): 64-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0064

摘要(11) PDF(0)

摘要:
根据原则性热力系统的计算方法,分析中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂二次侧热力系统的热经济性。以岭澳核电站二期为例,对蒸汽发生器排污水的热量回收方案进行计算分析。结果表明,如果用4#低压加热器回收排污热量,则会使得机组的热经济性提高0.088%。

岭澳核电站二期反应堆压力容器技术改进

陈振伟, 吴超荣, 关建维, 邢如军, 杨春乐, 关春香

2015, 36(1): 68-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0068

摘要(8) PDF(0)

摘要:
介绍岭澳核电站二期反应堆压力容器(RPV)技术改进,包括采用堆芯一体化筒体和整体顶盖结构、控制辐照敏感元素含量、降低堆焊层材料钴含量、改进径向键材料和焊缝金属材料、增加辐照监督管数量等措施,并分析RPV技术改进对设备性能、工程建设和运行维修的影响及带来的优势。

热电偶柱组件用新型密封结构设计研究

饶琦琦, 李娜, 赵伟, 马志刚

2015, 36(1): 72-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0072

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对热电偶柱组件的功能要求和反应堆结构的特点设计热电偶柱组件用新型密封结构,该密封结构采用填料式石墨环,具有自紧式密封功能,其密封面设计了锥形角,以便于石墨环的拆装。对采用锥形密封面的石墨环进行密封受力计算结果表明,采用锥形密封面增加了密封环的径向压力,提高了密封效果;应力分析结果表明其强度满足规范要求;对密封结构的冷热态密封性能试验结果表明,其密封性能良好,满足设计要求。

燃料元件功率瞬态试验氦-3回路中氚阱设计

李炳林, 孙胜, 汪海, 童明炎, 戴钰冰

2015, 36(1): 77-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0077

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在燃料元件堆内功率瞬态试验中,为净化氦-3气体吸收中子产生的氚,保证试验的安全性,需设计一个用于捕集氚的装置——氚阱。选择海绵钛作为贮氚金属。原型容器的设计主要依据氚的产量、氚钛化学反应、温度、压力、还有氚衰变氦释放等因素。总体结构采用内加热形式的双层包套式不锈钢压力容器,可减小热损失和氚的渗透量。本文同时也介绍了氚阱的结构、传热、屏蔽和密封等的分析结果。

核动力装置非能动技术特点

李兆俊, 王鑫, 王元

2015, 36(1): 81-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0081

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在分析核电厂非能动技术应用情况基础上,根据船用条件对核动力装置非能动技术应用的特殊性要求,从理论研究、实验技术、设计技术、设备技术和仿真技术等5个方面进行整理,建立一套适合于船用核动力装置的非能动技术体系,并在船用核动力装置中得到成功的应用。

基于小波包能量分析的吊篮故障DSmT融合方法研究

郭清, 夏虹, 韩文伟

2015, 36(1): 85-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0085

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对反应堆堆芯吊篮破裂和吊篮紧固件部分脱落故障信号难以获取问题,提出一种小波包能量特征提取和不确定理论DSm T故障决策的融合方法。测试3种吊篮故障工况的振动信号,利用小波包变换对信号进行分解-重构,提取频段能量构建子带能量特征向量,归一化处理后赋值给DSm T信度函数,使用DSm T信息融合方法在决策层对故障模式进行识别及验证。实验结果表明该方法能够有效辨识吊篮故障模式,具有较高的准确性及泛化能力。

大亚湾核电站意外硼稀释事故预防措施研究

董超群, 谢波

2015, 36(1): 90-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0090

摘要(6) PDF(0)

摘要:
核电站存在着因设计预想外硼稀释导致堆芯裸露损伤的风险。对意外硼稀释导致的临界事故的机理进行分析;介绍了潜在薄弱环节的改进措施,并对这些措施的有效性进行分析。结果表明,这些改进措施的实施显著提高了大亚湾核电站的安全水平,提高反应堆停堆工况下的安全水平。

福清核电厂48V直流电源LCA/LCB失电故障分析

孙明臣, 吴升国

2015, 36(1): 94-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0094

摘要(6) PDF(0)

摘要:
全面分析了LCA/LCB失电对核电厂安全的影响。LCA失电时,反应堆冷却剂正常硼化不可用,需直接硼化;同时稳压器的正常下泄、过剩下泄、低压下泄不可用;触发停堆断路器断开P4信号;可能因反应堆冷却剂过分冷却或压力过低,从而导致反应堆停堆或者安注。LCB失电时硼化不受影响,稳压器的下泄可以通过现场手动操作重新投入,也可能会因反应堆冷却剂过冷或压力过低导致反应堆停堆或者安注。

报警触发式蒸汽发生器传热管破裂事故诊断专家系统的研究

钱虹, 骆建波, 金蔚霄, 王渡, 周金明

2015, 36(1): 98-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0098

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对蒸汽发生器U型传热管破裂事故(SGTR),设计报警状态触发启动运行的故障诊断专家系统。通过对SGTR事故进行故障机理建模,得到故障征兆特征;利用仿真实验获得的实验数据设置置信规则的参数,构造该专家系统的规则库,并对多重专家库的诊断结果进行信息融合,得出最后诊断结果。仿真测试表明,该专家系统能够准确、快速诊断出SGTR事故,并提供操作指导。

核仪表系统中间量程闪发尖峰电流问题分析与处理

李兴强, 王银丽, 肖宇, 薛斌

2015, 36(1): 104-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0104

摘要(12) PDF(0)

摘要:
红沿河核电厂1号机组首次启动过程中,核仪表系统(RPN)中间量程通道闪发异常电流导致反应堆停堆。通过对中间量程通道工作原理分析和现场故障排查,并进行模拟实验,确定故障根源为中间量程通道的量程切换处理过程存在缺陷,制定并实施了基于参数优化的解决方案。

CPR1000机组一回路窄量程温度探头修正及优化

陈永伟, 邱河文, 张立国, 犹代伦, 杨兴

2015, 36(1): 108-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0108

摘要(9) PDF(0)

摘要:
随着核电厂运行周期的增长,反应堆一回路窄量程温度探头特性会发生一定的漂移,一回路热工水力特性等因素的改变也将导致一回路平均温度加法器以及温度偏差加法器参数设置的不合理,需根据一回路温度探头交叉比较数据对一回路窄量程温度探头及其加法器进行修正。针对可能出现的交叉比较超差现象,提出了修正方法:一回路窄量程温度探头三点曲线拟合修正法和一回路平均温度加法器以及温度偏差加法器根据偏差量两点拟合修正法。从排除固有温度偏差因素,多工况权重系数法和横、纵向趋势比对3个方面提出优化和改进措施及方案。这些措施及方案措施及方案工程现场的应用证明了其可行性和有效性。

田湾核电站辐射监测仪表校验周期延长的研究

郭培斌

2015, 36(1): 113-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0113

摘要(9) PDF(0)

摘要:
通过辐射监测典型仪表校验数据收集和统计分析,以γ剂量率监测仪GIM204为例,采用经验反馈法论证延长仪表校验周期的可行性,以适应田湾核电站换料长周期方案的实施。研究表明,将GIM204的校验周期由原来的1 a延长到1.5 a,校验相对误差不会超出允许值,满足换料周期延长要求。

核电厂放射性废气活性炭延滞处理工艺参数分析

于世昆, 刘昱, 陈少伟, 白婴

2015, 36(1): 116-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0116

摘要(11) PDF(0)

摘要:
核电厂放射性废气活性炭延滞处理工艺中活性炭吸附系数受多种因素影响,基于活性炭延滞处理工艺,分析温度、湿度、气体浓度和气体流速等参数对放射性气体(氪和氙)吸附系数的影响,重点分析探讨AP1000核电厂放射性废气处理系统工艺参数的合理性,并提出优化设计建议。分析表明:AP1000核电厂放射性废气处理工艺活性炭选型需兼顾吸附容量、吸附选择性和使用寿命等因素;通过将吹扫气流速控制在0.1～0.7 cm/s,适当降低气体冷却器的冷冻水温度,确保气体相对湿度低于25%以及适度增加系统操作压力等方式,可以提高废气处理系统对放射性废气的处理效果。

三门核电AP1000厂用水系统可用性分析

孔伟杰

2015, 36(1): 120-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0120

摘要(8) PDF(0)

摘要:
分析三门核电有限公司百万千瓦级先进压水堆核电厂(AP1000)厂用水系统的运行需求及循环水系统的检修要求,通过分析认为循环水系统检修将造成厂用水泵不可用,对电厂的安全可靠性带来不利影响。针对该问题提出解决方案,解决循环水系统维护与厂用水泵可用性之间的冲突,提高了电厂运行的安全性。

秦山核电厂二期压水堆TRACE程序模型的建立

冯进军, 周克峰, 胡威, 詹佳硕, 石俊英, 柴国旱

2015, 36(1): 124-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0124

摘要(9) PDF(0)

摘要:
为进一步深化核安全审评工作,国家核安全局从美国核管制委员会(NRC)引进了大型热工水力最佳估算程序TRACE程序。本文利用TRACE程序以及辅助建模工具SNAP程序,建立了秦山核电厂二期两环路压水堆热工水力模型,进行了大破口失水事故模拟计算,得出了合理的计算结果。

垂直管内含不可凝气体蒸汽的冷凝换热MELCOR数值模拟

黄政

2015, 36(1): 127-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0127

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用MELCOR程序建模,对垂直管内含有空气的冷凝传热过程进行模拟计算,并将数值模拟结果与Kuhn的实验进行比较。结果表明,MELCOR模拟结果基本与实验结果基本吻合,验证了MELCOR模型的合理性。但是,MELCOR模拟蒸汽传质和液膜累积过程偏大,使得总换热系数偏大。通过对MELCOR模型参数进行修正,调整后计算得到的液膜厚度和换热系数比调整前减小,且结果与实验吻合得很好。

主泵参数变化对失水事故后果影响分析

党高健, 黄代顺, 高颖贤, 何晓强

2015, 36(1): 132-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0132

摘要(6) PDF(0)

摘要:
基于100D主泵和ANDRITZ主泵的差异,分析主泵相似特性曲线和自由容积的变化对失水事故(LOCA)后果的影响。针对岭澳核电站二期反应堆冷却剂系统,应用CATHARE GB程序和CONPATE4程序分析大破口LOCA事故堆芯热工水力后果;应用ATHIS和FORCET程序分析失水事故喷放阶段的反应堆冷却剂主管道水力载荷。结果表明,主泵相似特性曲线的变化对大LOCA事故再淹没阶段的堆芯热工特性影响很大,采用不同主泵时的最高峰值包壳温度(PCT)相差很大;而主泵自由容积对失水事故喷放阶段的卸压波传递影响较大,导致采用不同主泵时的反应堆冷却剂主管道水力载荷有所不同。

钍基熔盐堆旋叶式气水分离器工作原理分析

王建军, 孙立成, 蔡报炜, 张娜娜, 阎昌琪

2015, 36(1): 137-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0137

摘要(15) PDF(0)

摘要:
通过实验研究和数值模拟的方法对熔盐堆脱气系统中旋叶式气泡分离器的工作原理进行研究;对照实验现象和数值模拟得到的流场分布,对气泡汇集、聚合和最终气芯的形成过程进行分析。结果表明:水在搅浑叶片的导流作用下会形成一种存在较大径向压力梯度的旋转流动,且径向压力梯度提供的向心力大于流体旋转运动产生的离心力,使得水流中的气泡流向分离器中心;分离器中心区域的径向压力梯度很大且气泡相对运动速度很低,满足气泡发生聚合的条件,因而汇集到中心的气泡会聚合并最终形成稳定的气芯,从而实现对流体中气相的连续分离。

基于附加源项法的钠冷快堆冷热池三维分析

朱桓君, 许义军, 钱晓明

2015, 36(1): 141-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0141

摘要(13) PDF(0)

摘要:
选择计算流体动力学(CFD)为模拟手段,建立快堆一回路钠池的三维闭式一体化CFD模型,对一回路中主要部件进行模拟,其中中间热交换器、独立热交换器、堆芯、主泵采用附加源项法进行模拟,得到中国实验快堆(CEFR)额定功率稳态运行时整个流场的三维速度场与温度场。计算值同CEFR设计值进行比较,结果符合预期,证明了模型的合理性。计算结果表明,钠池较明显地分为温度较低的冷钠池和温度较高的热钠池2个部分,热钠池温差较大,冷热流体搅混现象明显;同时冷钠池、热钠池不同高度的平均温度都很接近,说明分隔冷热钠池的热屏蔽效果较好。

COSINE系统分析程序模型评估需求分析

傅孝良, 刘丽芳, 于楠, 杜争, 梁国兴, 杨燕华

2015, 36(1): 144-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0144

摘要(7) PDF(0)

摘要:
COSINE是我国首个完全自主开发的用于核反应堆设计与安全分析的软件包,其系统分析程序具有保守模型与最佳估算模型两个版本。依据国际最新的评价模型开发与评估方法——EMDAP方法,对COSINE系统程序的保守模型和应用于最佳估算大破口失水事故(LOCA)事故分析的最佳估算模型所需评估的重要现象和过程进行识别和排序,制定出大破口LOCA事故PIRT表。同时,根据模型评估需求,构建核电软件模型评估数据库。

堆芯下腔室导流围筒对流场影响的数值研究

郑健涛, 李华奇

2015, 36(1): 148-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0148

摘要(18) PDF(0)

摘要:
以国产百万千瓦级压水堆核电厂(CNP1000)的反应堆整体水力实验模型为对象,以实验工况为边界条件,开展堆芯下腔室导流围筒对流场影响的数值计算研究。使用计算流体力学(CFD)方法,通过堆芯流场验证计算和下腔室导流围筒多种孔径的流场计算分析,获得详细的堆芯内部流场流速与压力的分布情况,确定下腔室导流围筒对燃料组件入口流量分配、堆芯入口压力分布以及堆芯下腔室交混特性的影响,为堆芯内部结构的优化设计提供依据。

一体化装置实验对RELAP5的评价

吕玉凤, 杜开文

2015, 36(1): 152-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0152

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摘要:
针对一体化自然循环试验装置OSU-MASLWR开展的实验,采用系统分析程序RELAP5/MOD3.3进行分析计算。失水事故瞬态计算结果表明,堆芯有足够的冷却,加热元件在整个瞬态过程中温度不断降低。安全壳内出现热分层现象,通过安全壳壁从安全壳到周围水池的热传递速率足以除去堆芯的衰变热。与试验结果相比,程序基本预测了整个瞬态过程中各参数的变化情况。

超临界水拟临界区的物性变化对传热特性的影响分析

臧金光, 闫晓, 黄善仿, 曾小康, 黄彦平

2015, 36(1): 157-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0157

摘要(19) PDF(0)

摘要:
超临界水的拟临界区是物性的剧烈变化区,对超临界水的流动传热具有重要影响,这个区域的物性数据直接影响到数值计算的可靠性。本文基于2个超临界实验工况利用FLUENT计算流体力学软件,分析超临界水在拟临界区的物性数据对传热特性数值计算结果的敏感性,并基于FLUENT软件的用户自定义函数(UDF)扩展其物性处理方式。通过与实验工况进行比较,认为改进后的物性处理方式有助于提高数值计算的预测精度。

静水中较大气泡运动特性实验研究

李仲春, 宋小明, 姜胜耀, 俞冀阳, Mamoru Ishii

2015, 36(1): 161-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0161

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摘要:
对较大气泡在静水中的水力学特性、气泡上升速度、气泡形状与曳力系数等进行研究。气泡的产生是通过将特定体积的气泡存放在倒置的球帽杯中,然后释放到静水中。气泡的运动特性通过高速摄像仪捕捉,气泡相关运动参数通过数字图像处理程序得到。实验得到不同尺寸气泡在静水中上升的特性,并将实验结果与现有的曳力模型进行比较,表明Tomiyama等关系式对于曳力以及气泡最终上升的预测比Ishii-Chawa模型好,较大气泡的形状具有一定的相似性。实验结果对存在较大气泡的两相流动特性以及相间交换特性有重要意义。

模块式小型堆非能动堆腔注水冷却策略研究

邓坚, 朱大欢, 王小吉, 向清安

2015, 36(1): 165-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0165

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摘要:
在模块式小型堆MELCOR分析模型的基础上,对典型严重事故序列进行计算分析,得到压力容器下腔室内堆芯熔融池特征参数,并使用自主研发的CISER程序对模块式小型堆堆腔注水冷却效果进行研究。通过影响参数的敏感性及保守性分析证明模块式小型堆堆腔注水冷却措施可行且有适当的安全裕量。

竖直加热圆管内过冷沸腾及CHF数值模拟

李权, 焦拥军, 于俊崇

2015, 36(1): 168-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0168

摘要(10) PDF(0)

摘要:
基于欧拉两流体模型和非平衡过冷沸腾模型,完成过冷沸腾数值模型的构建,并通过与Bartolomei单管过冷沸腾实验进行对比,验证模型的正确性。利用该模型计算得到圆管的沸腾曲线,将进入"临界区"后的第一个点作为偏离泡核沸腾(DNB)判定的标准,对高压、高流量下圆管内的DNB型临界热流密度(CHF)进行数值模拟,CHF数据取自最新(2006年)的查询表;计算中考虑质量流量、平衡含汽率和压力对CHF的影响,最终预测值与实际值符合良好,误差在15%以内。预测CHF出现的位置也与实际相符,表明本文提出的方法能够很好地模拟高压、高流量下圆管内的DNB型CHF。

不同固体慢化剂对“花”型快谱超临界水冷堆中子学性能的影响分析

于涛, 李志峰, 彭红花, 谢金森

2015, 36(1): 173-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0173

摘要(11) PDF(0)

摘要:
不同于一般采用氢化锆作固体慢化剂的反应堆,快谱超临界水冷堆工作在严酷的高温高压条件下,高氢平衡压以及停开堆造成的热冲击都会导致氢化锆中氢的大量损失,事故工况下甚至会引发氢的无控释放。本文通过分析对比多种材料的有效增殖系数、转换比、慢化剂温度反应性、燃料Doppler反应性、空泡反应性等参数的变化,发现氧化铍、碳化硅是中子学综合性能相对较好的"花"型快谱超临界水冷堆固体慢化剂材料,并且对燃料Doppler反应性系数影响不大。

核安全级DCS软件可靠性评估方法研究

迟淼, 杨明, 史丽萍

2015, 36(1): 177-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0177

摘要(5) PDF(0)

摘要:
在对核安全级数字化仪控系统(DCS)软件可靠性评估方法进行比较分析的基础上,以AP1000压水堆核电厂为例,采用NUREG-0800《核电站安全审查大纲技术》中的技术分支BTP7-14作为参考标准,利用贝叶斯网络方法构建反应堆保护系统可靠性评估模型,并设定评估模型指标之间的依存度。用所构建的软件可靠性评估模型进行软件可靠性定量评估,进一步通过敏感度分析对评估模型的关键性指标和指标的细化程度进行判别,可获得软件可靠性改进的方向。

有关核电厂管理部门审查的探讨

段红卫, 李娟, 王京, 张晖, 王雁启, 田丰

2015, 36(1): 182-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.01.0182

摘要(16) PDF(0)

摘要:
根据我国核安全法规和导则、国际原子能机构(IAEA)以及美国核管会(NRC)等的相关要求,论述管理部门审查的由来、目的、方法和报告等基本理念和要求。为了与内部质保监查相区别,从目的、性质、依据的文件等方面对两者进行了比较。

留言板

2015年第36卷第1期

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