核动力工程

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郗昭, 熊万玉, 谢峰, 宫厚军, 卓文彬, 李朋洲

2015, 36(4): 1-3. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0001

摘要(15) PDF(0)

摘要:
利用三代核电非能动余热排出实验装置(ESPRIT),开展了华龙1号非能动余热排出系统(PRS)自然循环特性实验。对PRS系统稳态特性实验研究和72 h长期自然循环特性的实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明,PRS系统和冷却器0.5%FP的设计能力是可以达到的,且系统还具有稳定带出0.8%FP堆芯热量的能力,PRS系统能够在无人员干预的条件下安全带出全厂断电事故发生后72 h堆芯热量。

竖直和倾斜条件下气-液两相流型转变研究

谢添舟, 陈炳德, 徐建军, 鲍伟

2015, 36(4): 4-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0004

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以去离子水和空气为两相介质,研究了竖直和倾斜条件下气-液两相流型,发现通道内存在弥散泡状流、泡状流、弹状流、搅拌流和环状流5种流型。通过对流型间转变特性的机理分析,构建了竖直和倾斜条件下各流型的转变准则,与实验数据进行了对比,符合很好。

通道局部倾斜效应对临界热流密度特性影响理论研究

刘文兴, 彭劲枫, 徐建军, 黄彦平, 杨祖毛

2015, 36(4): 8-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0008

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对次临界能源包层燃料区冷却剂通道的弯曲结构及相应的运行工况,建立能够预测通道局部倾斜条件下临界热流密度的机理模型,并开发相应的计算程序。采用竖直和倾斜条件下实验数据对模型进行了验证,验证结果表明所开发模型具有较好的计算精度和较宽的适用范围。利用程序对通道局部倾斜效应作用下的临界热流密度变化规律进行计算分析,结果表明:随着局部倾斜角度的增加和热工工况的恶化,临界热流密度相对竖直通道的降低幅度明显增加。

球床内流动与传热特性等效模型的实验研究

杜代全, 周慧辉, 徐建军, 杨祖毛, 黄彦平

2015, 36(4): 12-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0012

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对球床过冷水(单相)流动传热特性等效模型开展实验研究,分析各热工参数对等效模型流动传热特性的影响规律,并拟合出等效模型的阻力系数和换热系数经验关系式。实验参数范围为:雷诺数467～3350,热流密度50～150 k W/m²。实验结果表明:在本实验参数范围内,压降随表观流速的增加而增大,呈二次方关系;压降随流体进口温度的增加而减小;换热系数随热流密度和表观流速的增加而增大。

液相粘性对旋叶式分离器壁面液膜界面不稳定性的影响

黄振, 肖泽军, 闫晓, 昝元锋, 李勇, 袁德文

2015, 36(4): 17-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0017

摘要(15) PDF(0)

摘要:
对液相粘性条件下的旋叶式分离器壁面液膜稳定性进行研究。通过对粘性条件下液膜界面的受力和运动特性的分析,获得旋转流场中的气液界面动力学和运动学边界条件。利用势函数对动量方程和连续方程进行线性化处理,结合边界条件,建立粘性条件下的液膜界面色散方程,获得液膜界面稳定性的判定准则。结合液膜运动规律模型,编写液膜界面稳定性计算分析程序,对粘性条件下界面稳定性进行了分析,获得了液相粘性对旋叶式分离器内部液膜稳定性的影响规律。

蒸汽限流器结构对其阻力及流场细节的影响

杨雪龙, 冯靖, 张倩, 王伟, 王先元

2015, 36(4): 23-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0023

摘要(8) PDF(0)

摘要:
对2种蒸汽限流器的阻力性能和流场细节进行三维数值计算和流动分析。采用Realizable k-ε湍流模型结合标准壁面函数对设计的蒸汽限流器进行三维数值计算,研究结构参数对流场细节和阻力性能的影响。结果表明:随着入口流量增加,2种蒸汽限流器的阻力均上升,而阻力系数均保持定值,分别为4.95和3.05;19嘴限流器的阻力性能明显优于7嘴限流器;7嘴限流器的压力损失主要由回流区产生,达到总损失的71.4%,而19嘴限流器的压力损失主要由文丘里喷嘴和回流区产生,分别为总损失的50.5%和44.5%;19嘴限流器流场内的压力、速度和湍动能等参数比7嘴限流器更快达到稳定;对于7嘴限流器,其中心喷嘴流量是外部单个喷嘴流量的1.04倍;对于19嘴限流器,其中心喷嘴流量是外部单个喷嘴流量的1.18倍;19嘴限流器的外层喷嘴内存在回流区,因此可通过进一步优化19嘴限流器结构来改善其性能。

核电厂化学和容积控制系统限流孔板的分析与改进

赵泾雄, 刘长亮

2015, 36(4): 28-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0028

摘要(14) PDF(0)

摘要:
使用理论分析与计算机模拟的方法对某在建M310核电厂中化学和容积控制系统(RCV)的限流孔板RCV001/002/003DI进行计算;分析原设计中存在的振动剧烈和噪音超标的问题,验证使用对接焊四级限流孔板替代承插焊单长孔孔板的设计合理性。该项改进已在某在建和已运行的核电厂中得到实施和验证。

行波堆堆芯设计初步研究

严明宇, 陈彬, 冯琳娜, 张勇

2015, 36(4): 32-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0032

摘要(18) PDF(0)

摘要:
对工程可行的大型行波堆堆芯概念设计和核燃料优化设计进行分析,并对行波堆的运行、控制进行研究。分析结果表明,行波堆的固有安全特性能够有效地保证其运行安全。优化设计可实现从开始启堆就得到展平的径向中子注量率分布,并随着行波的燃烧自动调整为更为平坦的平衡态分布;行波堆长期燃烧的状态可通过堆芯优化设计先行设定,启堆时与平衡态之间的偏离通过燃烧自动纠正。燃料组件的结构优化,能够显著改善中心通道与边、角通道之间的流量分配,能够在温度反馈的基础上,通过主动调节反应堆冷却剂泵的转速,进而改变冷却剂流量以实现功率控制。但是,仅依靠主泵的流量控制还无法实现对15%额定功率(PN)至100%PN的功率调节。甩负荷工况下需要A组停堆控制棒的参与。

VVER-1000应用PC级燃料的燃料管理

徐敏, 王红霞, 霍小东, 易璇, 于洋

2015, 36(4): 37-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0037

摘要(9) PDF(0)

摘要:
核电厂应用后处理制造的燃料组件,便可完成核燃料的"闭式循环",可以增加燃料的利用率和缓解乏燃料的储存难题。PC级燃料是利用后处理产品铀进行浓缩及加工所获得的一种核燃料,俄罗斯的VVER-1000机组中使用PC级燃料已有20年的历史。田湾核电厂1号机组已确定从第10燃料循环开始使用PC级燃料。使用KASKAD程序包,对VVER-1000使用PC级浓缩铀制造的TVS-2M组件展开研究设计,分析其应用的可行性,给出优化的燃料管理方案。

SCWR堆芯三维稳态性能分析程序系统开发及验证

王连杰, 赵文博, 杨平, 马永强, 卢迪, 孙伟

2015, 36(4): 41-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0041

摘要(13) PDF(0)

摘要:
基于节块法中子扩散计算程序,二次开发了具备调棒临界-燃耗计算及燃料管理能力的超临界水堆（SCWR）堆芯稳态中子学计算程序NGFMN_S。通过模块化方式耦合NGFMN_S和超临界水堆子通道热工-水力计算程序ATHAS,开发了超临界水堆堆芯三维物理-热工水力耦合稳态性能分析程序SNTA。针对超临界水堆堆芯CSR1000,通过与耦合程序CASIR及SRAC/SPROD对比检验,结果表明:SNTA程序针对CSR1000问题的计算结果与参考程序符合良好;相比于堆芯计算采用细网有限差分方法的CASIR或SRAC/SPROD程序,SNTA程序的计算效率显著提高;适用于具备强烈核热耦合特性的超临界水堆堆芯的稳态性能分析。

核电厂抗震设计规范标准谱的修正建议值

白文婷, 冯国忠

2015, 36(4): 45-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0045

摘要(12) PDF(0)

摘要:
为了弥补我国《核电厂抗震设计规范》(GB50267-97)制定时参考的地震动缺少大震记录的缺陷,选取强震、大地震和特大地震记录作为GB50267-97制定标准谱时的补充,同时参考RG1.60和修正RG1.60不区分硬土场地和基岩场地的做法,用概率统计的方法,将硬土场地和基岩场地的谱值进行整合,给出了GB中高频段反应谱幅值的修正建议值。

反应堆压力容器在典型事故工况下的结构完整性评估

朱光强, 田祥禄, 魏文斌

2015, 36(4): 49-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0049

摘要(13) PDF(0)

摘要:
以反应堆压力容器(RPV)堆芯带区和入口接管为研究对象,建立断裂力学有限元分析模型,以典型事故瞬态的详细热工水力分析结果作为输入条件,对其进行瞬态温度场分析和应力分析。结合RPV辐照脆化计算结果,采用确定性断裂力学分析方法,对RPV在4种典型瞬态下的结构完整性进行了分析评估。分析结果表明,40年寿期内,关注区域不会发生脆性断裂失效,但要关注冷却剂温度变化速率大的瞬态。

核岛机械设备焊接工艺评定中冲击试验优化要求分析

王恒, 董安

2015, 36(4): 54-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0054

摘要(7) PDF(0)

摘要:
NB/T 20002.3规定,热影响区冲击试样缺口轴线距熔合线1 mm处制取,对于重要的Mn Mo Ni调质钢制造的1级部件,还应在缺口轴线距熔合线4 mm处进行附加的试验。从大量冲击试验数据、相关标准和要求、热影响区的组织和性能特点3个方面进行分析,结果表明,核岛机械设备焊接工艺评定中冲击试验优化要求是合理的。

阻振质量对有限平板减振的影响试验研究

李朋洲, 卢军, 孙磊

2015, 36(4): 57-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0057

摘要(14) PDF(0)

摘要:
建立阻振质量阻抑有限平板振动传递的试验测量模型,测试附加阻振质量对有限平板振动频率、模态的影响及对平板振动传递的减振效果,并将试验结果与理论计算值进行比较。讨论3种不同截面尺寸的条形阻振质量对激励板中振动向接受板传递的阻抑规律。结果表明,阻振质量在有限平板中的实测插入损失与理论计算值趋于一致;在计算频段内,阻振质量对振动传递具有"阻带"和"通带"作用,综合"阻带"和"通带"影响,阻振质量对有限平板的振动传递具有较好的阻抑效果,且随着质量比增加,减振效果更好。

核电厂核岛主设备专用吊具载荷分析及系数取值方法研究

瓮松峰, 董正平

2015, 36(4): 61-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0061

摘要(10) PDF(0)

摘要:
核电厂核岛主设备专用吊具用于反应堆一回路系统重要设备吊运,目前国内尚无针对性的设计标准规范。本文对其计算载荷、安全系数和试验载荷等进行分析,并结合标准规范和工程经验,对系数取值方法进行探讨,给出适用于主设备专用吊具的载荷计算公式,同时对设计经验进行总结。

管道裂纹泄漏率计算软件开发

吴万军, 谢海, 兰彬, 黄旋, 叶献辉

2015, 36(4): 65-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0065

摘要(14) PDF(0)

摘要:
管道裂纹泄漏率是破前漏评价的关键参数,用于确定管道能否应用破前漏技术。开展管道裂纹泄漏率计算理论研究,基于研究成果,开发管道裂纹泄漏率计算软件PICLES,并结合工程应用实际,对软件功能进行扩展,以便直接计算泄漏监测能力下的裂纹长度。采用与目标软件对比计算的方式验证软件的有效性。结果表明:软件的计算结果与目标软件一致,可应用于管道破前漏评价;可扩展功能有效地提高了工作效率。

基于数字调节器的压水堆核电厂稳压器压力控制系统优化设计

钱虹, 周蕾, 毛磊

2015, 36(4): 69-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0069

摘要(11) PDF(0)

摘要:
基于数字调节器的稳压器压力控制系统,同时针对稳压器升、降压的不同动态特性,设计具有2组调节器参数的数字调节器控制系统,并给出含自动切换功能的控制策略SAMA图设计。最后,在SIMULINK仿真软件平台里实现调节器的2组比例积分(PI)参数整定。仿真结果验证此设计可以更好地将压力控制到稳定值,提高核电厂运行的安全性。

GASFLOW程序以及COM3D程序在反应堆氢气行为分析上的应用

张睿东, 孙喜明, 董玉杰

2015, 36(4): 74-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0074

摘要(12) PDF(0)

摘要:
反应堆在事故情况下的氢气风险一直是反应堆安全研究中非常重要的内容。利用氢气风险管理程序GASFLOW计算了反应堆一回路破口事故后安全壳内的氢气分布,对计算结果进行分析。在GASFLOW计算结果的基础上,应用COM3D程序模拟氢气燃烧和爆炸,研究了氢气浓度以及点火位置对火焰扩散的影响。

核电厂安全级数字仪控系统工厂测试策略

王忠秋, 毋琦, 张云波, 刘乐

2015, 36(4): 79-82. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0079

摘要(11) PDF(0)

摘要:
结合国内安全级数字仪控系统(DCS)工厂测试(FT)实践及核安全审评经验,根据核安全法规和相关标准对安全级DCS进行阶段划分研究分析。结果表明,核电厂安全级DCS应尽量进行完整功能和性能测试,谨慎选择试策略(FOAK)测试策略,对于首台机组建议不采用FOAK测试策略。

Inconel690(TT)合金在压水堆二回路水环境下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(4): 83-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0083

摘要(12) PDF(0)

摘要:
Inconel 690(TT)合金是压水反应堆蒸汽发生器传热管的关键材料之一,在压水反应堆工况下具有腐蚀疲劳开裂的风险。本文在裂纹尖端小范围屈服的条件下,研究了Inconel 690(TT)合金在模拟二回路水介质环境下的腐蚀疲劳裂纹扩展行为。研究发现:相对于室温情况下,模拟二回路水介质对疲劳裂纹扩展速率有最大3倍左右的加速作用;模拟二回水介质对疲劳裂纹扩展速率的加速作用受腐蚀疲劳裂纹非平面生长的影响,并与应力强度因子范围、最大应力强度因子及应力比密切相关。

沉积温度对疏松热解碳密度的影响

唐明国, 吴世洪, 李英杰, 杨静

2015, 36(4): 86-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0086

摘要(8) PDF(0)

摘要:
以乙炔为碳源气体,采用化学气相沉积的方法,在1100～1550℃范围内制备出疏松热解碳。利用图像法测定疏松热解碳的密度,用场发射扫描电镜检测了疏松热解碳的微观结构。结果表明:疏松热解碳密度在1100～1250℃范围内随沉积温度升高而升高,在1250～1350℃范围内密度随沉积温度升高而下降,到1350℃后密度趋于稳定;沉积温度为(1450±50)℃时,能制备出满足工艺要求的疏松热解碳。

U-Mo合金与Zr合金的相容性研究

刘云明, 陈建刚, 刘超红, 孙长龙, 庞晓轩, 王录全, 尹昌耕

2015, 36(4): 90-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0090

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用扩散偶方法研究U-Mo合金与Zr的相容性。扩散偶采用包覆热轧法制备,热处理温度为750℃和800℃,热处理时间为10 h和50 h。结果表明:U-Mo合金与Zr合金间的扩散层有分层现象,在U-Mo/Zr界面扩散反应成分复杂界面处存在类似Mo₂Zr的析出物。经X射线衍射(XRD)检测表明U-Mo/Zr扩散层由M₂Zr、UZr₂和U等组成。U-Mo/Zr的扩散过程是U和Mo原子向Zr扩散,Mo优先与Zr反应生成Mo₂Zr、U通过Mo₂Zr扩散形成γ-(U,Zr)固溶体的过程。U-Mo合金与Zr具有良好的相容性。

CANDU反应堆ZCU水位搜索功能的开发

巨海涛, 吴宏春

2015, 36(4): 95-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0095

摘要(15) PDF(0)

摘要:
研究CANDU反应堆液体区域控制单元(ZCU)水位的搜索方法,提出了ZCU临界水位、目标功率分布搜索的算法及分析公式,并且将水位搜索功能加入到程序DONJON中。针对秦山核电厂三期CANDU反应堆进行了ZCU临界水位、目标功率分布搜索和联合搜索的研究,计算结果表明搜索功能的开发是正确的。

AP1000中ADS-4第4级自动降压系统夹带试验研究

向延, 孙都成, 刘建昌, 巫英伟, 张鹏, 秋穗正, 苏光辉

2015, 36(4): 98-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0098

摘要(15) PDF(0)

摘要:
为研究AP1000反应堆第4级自动降压系统(ADS-4)夹带卸压过程,以AP1000核电厂为原型,按1:5.6模化比例设计建造了ADS-4喷放卸压试验回路(ADETEL)。用高速摄像仪记录试验现象并进行了详细分析。将试验数据和现有试验数据和模型进行对比,并得出以下结论:当热管段内液位较低时,夹带量会随着热管段内液位降低而迅速减小;在热管段内流动情况相同(流动参数相同)情况下,夹带起始在,竖直支管和水平主管管径比较小的工况下更容易发生;在相同的热管段相对液位下,AP1000中ADS-4支管内液体的夹带率较AP600低。

反应堆压力容器CRDM管座设计改进

王小彬, 李玉光, 罗英, 方才顺, 陈海波

2015, 36(4): 103-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0103

摘要(12) PDF(0)

摘要:
对控制棒驱动机构(CRDM)管座压力试验后管座内径、垂直度等关键配合尺寸变大问题,基于目前采用的CRDM管座设计结构和制造工艺,从CRDM管座焊缝结构设计、不锈钢材料特性、管座设计强度、压力试验实施等方面对CRDM管座内径尺寸变化和垂直度变化原因进行分析,确定了尺寸变化的原因,并提出效控制关键参数的措施。

蒸汽发生器设计中ALARA原则的考虑

崔素文, 任红兵, 高希培

2015, 36(4): 107-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0107

摘要(11) PDF(0)

摘要:
合理可行尽量低(ALARA)原则是核电厂辐射防护的基本原则。蒸汽发生器作为一回路最重要的设备之一,其设计应考虑ALARA原则,以限制并减少核电站人员的辐照剂量。通过对影响辐照剂量的重要设计过程进行分析后得出结论:通过优化选材、快速疏导一回路冷却剂、改善在役检查、加强屏蔽、优化水化学等举措,可使蒸汽发生器的设计更加满足ALARA原则。最后,根据上述研究结论,对二代加核电站蒸汽发生器的设计提出改进建议。

压水堆装卸料机堆芯定位试验方法的比较分析

刘义清, 马雷, 颜廷宇

2015, 36(4): 111-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0111

摘要(12) PDF(0)

摘要:
装卸料机作为压水堆核电厂燃料装卸与贮存系统(PMC系统)的关键设备之一,其堆芯定位试验是进行堆芯首次装料的前提,也是机组换料的保障。单点定位法是目前国内压水堆机组装卸料机堆芯定位试验普遍使用的方法。某核电厂装卸料机用单点定位法进行堆芯定位试验时,部分位置出现模拟燃料组件与堆内构件围板磕碰问题。提出四点定心平均步长堆芯定位方法,成功地解决了磕碰问题,并比较分析单点定位法和四点定心平均步长法之间的优缺点。

水泥固化线运行参数优化改进研究

严文超, 黄文涛, 曾彬, 张劲松, 陈云明, 李兴义, 洪永侠

2015, 36(4): 115-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0115

摘要(9) PDF(0)

摘要:
水泥固化法是目前较为成熟的放射性废物处理技术之一,其生产效率主要受制于固化体的养护时间。为确定最佳的运行参数,对水泥固化线进行参数优化改进及固化体综合性能验证试验,并通过试验确定最佳的运行参数。在固化体性能参数满足国标要求的基础上,生产能力由5桶/d提升至10桶/d。

反应堆压力容器出口接管焊缝超声不可达区域计算仿真

洪茂成, 余哲, 林戈, 肖学柱, 马官兵

2015, 36(4): 118-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0118

摘要(17) PDF(0)

摘要:
基于反应堆压力容器出口接管焊缝的马鞍形特征,依据ASME和RSE-M规范的超声检查需求,建立出口接管马鞍形通用空间曲线方程组,推导主声束在接管左、右侧不可达区域的边界计算方程。采用Pro/E软件对不可达区域建模仿真,计算随机入射角的不可达体积占比值,其结果可对典型几何特征导致的接管超声不可达区域进行定量研究。

HFETR套管型燃料元件破损判断方法研究

陈启兵, 李子彦, 于得军

2015, 36(4): 122-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0122

摘要(11) PDF(0)

摘要:
高通量工程实验堆(HFETR)的运行经验表明,核素趋势分析法分析燃料元件破损存在一定弊端,包壳中核燃料的释放会影响核素分析法的准确性。针对HFETR套管型燃料元件,结合运行经验,以典型核素131I为例,通过分析燃料元件正常腐蚀产物与裂变产物的关系,研究燃料元件破损趋势,提出K值趋势判断法与核素区域判断法,并根据运行数据确定2种分析方法的准确性,确保反应堆的安全运行。

大亚湾核电站循环水泵维修策略优化分析

张圣, 武涛, 莫春铌

2015, 36(4): 125-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0125

摘要(9) PDF(0)

摘要:
利用以可靠性为中心的维修(RCM)分析方法,优化大亚湾核电站循环水泵的维修策略,给出其全面解体检查周期。优化后的解体检查周期远远超过供货商建议的周期(8 a)和国内外同类设备的周期,可有效节约维修成本,并减少与维修活动相关的人因故障。

CPR1000核电厂主泵1#密封室螺栓更换方案改进

王玉旭, 岳凯, 苏斌

2015, 36(4): 130-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0130

摘要(9) PDF(0)

摘要:
简要介绍中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂反应堆冷却剂泵(RCP)的1#密封室法兰16颗螺栓,在建设安装及运行期间因某种原因需要使用新备件更换,使用4×4更换方式的改进方法进行拆卸检查、更换等工作,替代了传统的16颗螺栓整体更换方案,并解决了狭小空间内减少劳动强度的问题,实现了优化工期且避免风险的目的。

装卸料机抓具无法脱扣故障分析及应对措施

彭峰

2015, 36(4): 133-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0133

摘要(10) PDF(0)

摘要:
燃料组件抓具驱动回路是核电厂装卸料机的核心部分,其可靠性对于燃料组件装卸工作的安全稳定进行具有重要意义。秦山第二核电厂1#、2#机组装卸料机自投运以来发生了多次抓具无法脱扣的故障,对反应堆大修装卸料工作产生了一定的影响。以装卸料机燃料组件抓具驱动回路为研究对象,结合抓具无法脱扣的故障现象,对驱动气缸、气路系统和抓具本体等关键部件出现的缺陷进行原因分析,介绍了抓具无法脱扣的故障排查方法,提出了针对性的应对措施。

乏燃料水池LOCA工况事故分析研究

王海涛, 单建强, 苟军利, 张博

2015, 36(4): 136-139. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0136

摘要(14) PDF(0)

摘要:
以大亚湾核电站乏燃料水池为原型,利用热工水力最佳估算程序RELAP5/MOD3.3程序分析乏燃料水池发生破口事故后的工况。分析结果表明:事故后6.1 h池水温度从52.6℃上升到100℃,池水开始沸腾,在16.6 h燃料组件开始裸露。这段时间内,若能够采取相应的措施冷却乏燃料水池中的水,或者及时向水池中补水,能够避免燃料组件裸露。

耦合运动对流动不稳定边界的影响研究

马盈盈, 钱立波, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正, 黄彦平, 闫晓

2015, 36(4): 140-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.0140

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摘要:
将海洋条件对反应堆冷却剂流动的影响归结为动量方程中海洋条件附加力的影响,从非惯性系动量方程出发,针对并联通道,计算得到4种耦合运动条件下的流动不稳定边界。研究表明,强迫循环条件下,耦合运动对并联通道两相流动不稳定边界没有影响。

AP1000控制棒驱动线落棒试验研究

顾汉洋, 张朝柱, 陈宇清, 周肖佳, 刘刚

2015, 36(4): 145-148. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0145

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摘要:
采用1组全尺寸AP1000控制棒驱动线进行落棒试验,研究不同纵向流和横向流以及错位和变形对落棒时间的影响,并用高速摄像图像处理技术获得落棒行程速度曲线。试验结果表明,纵向流量是影响驱动线落棒时间的主要因素;在本试验范围内横向流以及部件的错位变形对AP1000控制棒驱动线落棒时间的影响都较为有限。

乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能评估

张中伟, 梁国兴

2015, 36(4): 149-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0149

摘要(16) PDF(0)

摘要:
以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能下燃料裸露过程、应急洒水喷淋、热辐射等。验证所建立的乏燃料水池模型计算乏燃料水池冷却系统正常运行下的稳态过程可用后,对丧失冷却事故条件下的乏燃料水池丧失冷却事故下安全性能进行分析。计算结果为乏燃料水池冷却丧失性能后17.87 d乏燃料将裸露;若考虑辐射传热因素则包壳峰值温度达到1204℃的时间延后8.97 h;若按照美国核能研究所(NEI)建议的12.6kg/s喷淋洒水量,需要2.4 h可将燃料温度由726.9℃降至100℃。

蒙卡燃耗计算程序的工程开发研究

强胜龙, 尹强, 刘聪, 姚栋, 宋丹戎, 芦韡, 刘东

2015, 36(4): 154-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0154

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摘要:
分析了反应堆设计中燃耗计算程序的基本功能需求,指出了相关功能在传统确定论中的实现方式并不适用于蒙卡燃耗计算程序,针对蒙卡燃耗计算程序MOI精确组合几何与复杂燃耗链的特点,为MOI程序开发了应用于燃料/可燃毒物燃耗功能的混合燃耗模式,采用更精确的体移动实现调棒临界功能,同时还开发了复杂燃耗链下的再启动功能,初步实现了蒙卡燃耗计算程序MOI在工程上的可用性。

带格架棒束通道交混湍流数值模拟研究

魏宗岚, 张渝, 刘松涛, 马强

2015, 36(4): 158-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.04.0158

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用雷诺时均模拟(RANS)和大涡模拟(LES)对MATi S-H实验进行模拟计算,得到格架交混后棒束通道内冷态单相湍流流场,通过比较格架下游特定位置处速度分量分布,发现采用精细网格的LES能够较为准确地计算湍流流场平均速度以及脉动速度的分布,与实验结果符合较好。LES结果表明,棒束通道内格架交混湍流流场具有明显的波动,脉动峰值离散分布;子通道内瞬时时刻的涡旋因子S_M沿轴向也并非单调衰减,而是具有相对持续的脉动特征,最大脉动值大约是S_M最大值的5%;LES的瞬时速度场计算结果可以为进一步的力学分析提供参考。

留言板

2015年第36卷第4期

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