核动力工程

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卢庆, 余红星

2015, 36(S2): 1-3. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0001

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用CFX-Fluent对国际原子能机构(IAEA)提出的10 MW材料测试堆(MTR)典型栅元建模分析,研究板型燃料元件横向上均匀分布、中心高分布和中心低分布3种不同功率分布下的燃料及冷却剂温度分布特征。研究结果表明,由于燃料端部结构材料不发热和横向导热的存在,流道的端部存在冷芯;在核设计、热工水力设计和安全分析中应考虑燃料功率分布的横向分区及导热效应。

系统安全分析程序TSACO的开发与验证

王杰, 潘俊杰, 冯晋涛, 苏光辉

2015, 36(S2): 4-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0004

摘要(17) PDF(0)

摘要:
选择用于评估高温气冷堆系统安全分析程序瞬态分析能力的HE-FUS3实验装置为对象,利用自主开发的系统热工水力瞬态分析程序TSACO对其进行建模,并对稳态工况和失流事故进行模拟分析。计算结果表明,稳态工况下系统重要部件温度的TSACO程序计算值与HE-FUS3实验值符合较好,失流事故中系统流量和测试段出口温度的计算值与实验值均符合良好,证明了TSACO程序应用于系统瞬态热工安全分析的可靠性。

先进压水堆核电厂运行模式设计思路研究

周金满, 刘同先, 蒋朱敏, 王金雨, 刘启伟, 刘晓黎, 宫兆虎

2015, 36(S2): 9-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0009

摘要(13) PDF(0)

摘要:
对压水堆核电厂运行模式设计进行全盘统筹考虑,提出先进压水堆核电厂运行模式的一种设计思路。这种设计思路明确了设计运行模式时需要统筹考虑的各个方面,安排各个方面的设计次序,对各个设计方面提出了需要特别关注的环节;研究了3种运行模式,即:基负荷、调硼负荷跟踪及不调硼负荷跟踪运行模式,给出各自的特点及设计思路,最后给出了本设计思路指导下的调硼负荷跟踪和不调硼负荷跟踪运行模式的设计结果,这些设计结果已应用于CPR1000和第三代核电站,表明本文所研究的压水堆核电厂运行模式设计思路是切实可行的。

压水堆候选耐事故包壳材料的中子经济性分析

倪东洋, 李满仓, 吴文斌, 孙伟

2015, 36(S2): 14-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0014

摘要(14) PDF(0)

摘要:
对候选耐事故包壳材料304SS、310SS、FeCrAl、APMT和SiC进行中子经济性分析。结果表明,中子经济性由高到低排序为:SiC>Zr>FeCrAl>APMT>304SS>310SS;为达到与Zr包壳相同的燃耗寿期[60000MW·d/t(U)],铁基合金包壳厚度取0.4mm且保持包壳外径不变时,燃料富集度增加量不超过0.5%,而SiC在包壳厚度不变的情况下富集度降低约0.12%。

采用JFNK方法求解三维中子扩散方程

吴文斌, 李庆, 孙伟, 魏彦琴

2015, 36(S2): 17-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0017

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用有限差分方法将三维中子扩散方程离散为大型稀疏矩阵的广义特征值问题,并应用JFNK（Jacobian-Free Newton-Krylov）非线性求解方法对该问题进行求解,得到有效增殖因子(k_eff)和功率分布。数值结果表明,JFNK方法求解三维中子扩散方程具有良好的计算精度。

模块式小型堆MAAP建模及严重事故裂变产物释放特性研究

王军龙, 魏述平, 刘嘉嘉, 谭怡, 吕焕文

2015, 36(S2): 20-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0020

摘要(18) PDF(0)

摘要:
建立模块式小型堆(ACP100)严重事故分析程序(MAAP)电厂模型,并经过稳态调试,各稳态运行参数与设计参数的误差在1%左右,表明所建立模型准确度较高。采用所建MAAP模型对ACP100严重事故进行了模拟,给出了事故进程及裂变产物向环境释放变化趋势,结果表明:在安全壳保持完整的条件下,惰性气体向环境的累积释放份额与时间成线性关系,随时间增加而增大;其他元素组向环境的累积释放份额在一段时间后达到最大,之后保持不变。该分析结果为ACP100严重事故条件下放射性释放和场外剂量分析奠定了基础。

百万千瓦级压水堆堆芯氙稳定性分析

王诗倩, 王金雨, 刘启伟, 陈长, 李庆, 李向阳

2015, 36(S2): 24-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0024

摘要(12) PDF(0)

摘要:
由于压水堆堆芯对于总功率振荡具有固有的稳定性,且控制和保护系统对堆芯总功率不稳定提供了保护,因此关于堆芯稳定性的讨论仅限于氙致功率空间振荡(即氙稳定性)以及对径向功率分布和轴向功率分布的影响。本文主要通过三维及一维程序进行多种氙瞬态构造,对轴向氙振荡及径向氙振荡进行分析,以验证百万千瓦级压水堆堆芯在氙振荡方面是固有稳定的或可被控制的。计算结果表明,该堆芯在径向氙振荡方面固有稳定,首循环在轴向振荡方面稳定性较平衡循环略差,但可通过堆芯控制系统进行控制,使堆芯处于一个安全状态,燃料设计限值不被突破。

铀氢锆动力堆稠密栅堆芯物理性能研究

魏彦琴, 王连杰, 李庆, 陈炳德, 孙伟, 吴文斌

2015, 36(S2): 27-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0027

摘要(11) PDF(0)

摘要:
基于经过适应性改进的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包,研究铀氢锆动力堆稠密栅堆芯的布置方式及其物理性能。研究发现,与相同情况下的氧化物燃料相比,铀氢锆稠密栅堆芯虽然具有铀装量低的不足,但同时具有固有安全性高和堆芯功率分布平坦的优点。

二代加核电堆内构件实堆辐照监督结构研究

方才顺, 张宏亮, 刘晓

2015, 36(S2): 30-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0030

摘要(15) PDF(0)

摘要:
核电反应堆堆内构件在反应堆延寿分析中需考虑设备材料的辐照老化。目前国内尚无堆内构件材料的具体辐照数据,同时针对不同堆型及具体的机组,由于其运行使用也不尽相同,对于具体机组的辐照老化分析,还需考虑其具体的功率运行史,因此,为了较为准确地了解辐照老化对堆内构件使用的影响,本文提出了堆内构件实堆辐照监督结构方案。

环形弹簧设计计算公式改进研究

杜华, 王留兵, 李宁, 彭航, 方才顺

2015, 36(S2): 33-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0033

摘要(12) PDF(0)

摘要:
利用有限元方法进行模拟验证,解决弹簧手册中的设计计算公式对工作在高温环境下的单层外圆环结构(且内圆环和外圆环采用不同材料)的环形弹簧不适用的问题,得到了环形弹簧设计计算的改进公式。

屏蔽泵凸轮防倒转装置脱离转速研究

刘松亚, 赵雪岑, 刘立志, 邓礼平

2015, 36(S2): 37-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0037

摘要(10) PDF(0)

摘要:
借鉴相关核电厂主泵已成熟应用的摩擦式防倒转装置工作原理,提出一种结构简单、尺寸较小、转动部件较少的凸轮防倒转装置。针对正向旋转时凸轮防倒转装置能否正常脱离这一关键问题,基于流体润滑理论建立仿真计算模型,并利用Matlab进行程序编制;最后结合某屏蔽泵结构尺寸,进行初步的凸轮防倒转装置结构设计,计算分析了转子正向转速、脱离程度与压紧力矩三者之间的关系,得到脱离转速。结果表明,转子正向旋转至一定转速时,凸轮防倒转装置能够正常脱离。

研究堆稳压器隔离及卸压方案仿真研究

曾畅, 赖建永, 余小权, 苏荣福, 唐辉

2015, 36(S2): 41-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0041

摘要(14) PDF(0)

摘要:
建立了某气体稳压型研究堆在失水事故(LOCA)下局部破口及整体系统的数值仿真模型。针对主管道破口进行数值分析,研究系统流量、压力和破口流量的关系,获得破口的特性参数。通过在系统仿真模型中耦合破口特性参数,对隔离及卸压2种事故下防止稳压器上部气体进入反应堆的应对方案进行了研究。结果表明,破口截面的流量主要取决于系统的压力,采用卸压方案要优于隔离方案。

蒸汽发生器役前二次侧水压试验系统加热水箱流场分析与结构优化

何戈宁, 何劲松, 李冬慧, 吴舸, 霍蒙

2015, 36(S2): 46-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0046

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用计算流体力学(CFD)方法对电加热水箱的流动与传热特性进行流固耦合的三维数值模拟计算。通过优化设计提出新的电加热水箱支撑板结构。新结构可以为电加热元件提供可靠的支撑,并使电加热元件表面最高温度显著降低(降低约100℃),可有效地防止由电加热元件壁面局部温度过高引起的液体沸腾汽化。

核电厂定期试验周期延长论证

余小权, 张晓玉, 于德勇, 曾畅

2015, 36(S2): 50-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0050

摘要(9) PDF(0)

摘要:
核电厂换料周期延长后,换料大修期间执行的定期试验项目周期也将调整。本文介绍了定期试验周期延长论证的筛选原则和论证方法。以安全壳喷淋系统为例,采用可靠性分析法论证定期试验周期延长的可行性。定量化分析结果表明,定期试验周期延长导致的系统可用度降低是可以接受的。

稳压器人孔楔形石墨密封结构设计与验证

李毅, 陈聪, 傅孝龙, 裴立廷, 彭航, 宋小明, 肖坤建, 励行根

2015, 36(S2): 55-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0055

摘要(18) PDF(0)

摘要:
对适用于稳压器人孔密封的结构方案进行分析,研究密封垫材料的功能性参数,利用数值分析手段对密封结构进行初步分析。在上述基础上,开展了楔形石墨密封结构1:1热态性能考核验证试验。试验结果表明,该密封结构在经历100次冷热循环试验考核后无泄漏,拆装过程简便。热态试验验证了该型密封结构具有工程应用可行性。

测温旁路稳态仿真计算分析

任云

2015, 36(S2): 60-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0060

摘要(14) PDF(0)

摘要:
测温旁路管线的设计和布置以及节流孔板的选取依据是确保反应堆冷却剂的流动时间满足安全准则的要求(等于或小于1 s)。通过对测温旁路Flowmaster仿真模型进行分析,同时对比某核电厂的调试数据,分析结果表明:测温旁路管线的设计和布置以及节流孔板的选取合理可行,反应堆冷却剂的流动时间能够满足安全准则的要求。

基于动态模拟与比例控制的液滴曳力系数计算方法研究

张迪, 罗琦, 黄伟, 王侃

2015, 36(S2): 64-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0064

摘要(14) PDF(0)

摘要:
液滴的曳力系数是影响液滴行为的关键因素,尚未有成熟的通用计算公式。提出一种计算液滴曳力系数的方法:动态模拟液滴在均匀气流中的运动,通过加入动量方程的体积力源项,对液滴质心位置进行控制,使液滴做近似简谐运动,根据运动过程中的位置变化估算曳力系数。采用流体体积函数(VOF)方法模拟液滴-气体两相流,实现了此方法。通过几个算例,验证了此方法,计算结果表明,与高效的比例积分微分(PID)控制方法相比,此方法具有参数选取简便,计算效率更高的优点。

积分切除法在核电厂控制系统中的应用分析

王殳, 孙剑, 李伟, 陈柯, 黄奇

2015, 36(S2): 69-72. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0069

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对控制系统最常用的比例积分微分(PID)控制中的积分饱和问题,提出了基于积分切除法的3种控制算法,并将3种算法应用于核电厂稳压器压力及蒸汽向大气排放系统中。仿真结果表明,对不同的控制系统选用适当积分切除算法后,在满足系统功能要求的同时可以有效避免系统因饱和作用带来的不利影响。

先进数字式反应性仪跨量程连续测量误差补偿方法

包超, 朱宏亮, 曾少立

2015, 36(S2): 73-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0073

摘要(13) PDF(0)

摘要:
动态刻度控制棒试验方法(DCRM)的发明极大地减小了核电厂控制棒价值测量试验的难度,压缩了试验时间。动态刻棒试验需要使用先进数字式反应性仪(ADRC)。与传统反应性仪使用环境不同,动态刻棒试验时,反应性仪需实现多量程测量以满足探测器电流快速下降多个量级的需求。进行反应性仪量程切换时产生的测量值的误差会对反应性测量结果产生影响。本文通过分析动态刻棒过程中探测器电流曲线特征,提出基于曲线拟合进行测量误差补偿的方法,核电厂试验数据表明,应用此种方法可以将反应性仪量程切换带来的计算最大误差由48%减小到2.0%。

小型化低频电源插件热设计优化仿真分析

蔡晨, 伍科, 吕新知

2015, 36(S2): 78-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0078

摘要(11) PDF(0)

摘要:
某小型化低频电源插件发热严重,插件自带散热片不能有效传导热量。针对发现的问题,对插件中的绝缘栅双极型晶体管(IGBT)模块、电源模块、驱动模块等发热部件进行热仿真分析。然后优化插件内部器件布局,改进散热片模型,使插件内部元器件温度在节点温度之下。经过后期模型样机单元的试验,验证了热仿真结果的正确性,实现了该插件热设计优化。

基于Inventor的燃料组件下管座虚拟设计

谷明非, 李垣明, 茹俊, 朱发文, 张吉斌, 李权

2015, 36(S2): 82-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0082

摘要(12) PDF(0)

摘要:
下管座是核反应堆燃料组件的重要构件,主要作用是支撑、定位燃料组件。本文运用Inventor三维设计软件对燃料组件下管座进行三维建模、虚拟装配和有限元分析。

UO₂混合芯块及锆合金涂层耐事故燃料热特性研究

陈平, 刘振海, 李文杰, 邢硕

2015, 36(S2): 84-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0084

摘要(15) PDF(0)

摘要:
在UO₂芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO₂混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO₂混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。

燃料组件板弹簧压紧系统非线性特征数值研究

蒲曾坪, 张吉斌, 齐敏, 茹俊, 张林, 庞华

2015, 36(S2): 87-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0087

摘要(15) PDF(0)

摘要:
燃料组件压紧系统是核反应堆燃料组件的重要部件,其性能影响到燃料组件的完整性乃至安全性。本文研究了板弹簧压紧系统运行过程中的非线性特点,并逐项给出了模拟措施,实现了板弹簧压紧系统非线性特征的数值模拟;并通过实测数据对数值模拟方法进行了验证。

不同流量下控制棒落棒数值模拟研究

马超, 陈平, 肖忠, 茹俊, 蒲曾坪, 李云

2015, 36(S2): 90-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0090

摘要(16) PDF(0)

摘要:
应用控制棒落棒计算程序CRAC对中国先进燃料组件在不同回路流量条件下的落棒敏感性进行计算模拟,并将计算结果同落棒试验中获得结果对比,两者符合较好。控制棒落棒总时间均随着流量的减小而减小;最大及最小落棒时间计算值与试验值非常接近;名义落棒计算值与试验值较为接近。

Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型研究

张坤, 郭兴坤, 刘振海, 邢硕, 陈平

2015, 36(S2): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0093

摘要(13) PDF(0)

摘要:
包壳材料是燃料组件设计研究的重点,而限制包壳材料的主要特性则是其腐蚀性能。锆合金腐蚀机理较为复杂,中子辐照条件对锆合金腐蚀又会产生不确定的影响,仅依赖堆外腐蚀试验难以评定锆合金的腐蚀性能并建立理论模型。本文通过结合Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金堆内腐蚀试验结果首次建立了Zr-1Sn-1Nb-0.3Fe合金腐蚀模型。

Inconel 718合金压紧弹簧应力腐蚀开裂的应力阈值研究

陈亮, 庞华, 宋小明, 刘丽莉

2015, 36(S2): 97-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0097

摘要(13) PDF(0)

摘要:
采用适当的热处理时效工艺,可以避免板状压紧弹簧的Inconel 718镍基合金在晶界上产生有害的δ相,从而对压水堆一回路水质条件具有较低的应力腐蚀开裂敏感性。为防止镍基合金发生应力腐蚀开裂（SCC）,其承受的应力不应超过该合金屈服强度的75%~80%。对于采用Inconel 718材料的板状压紧弹簧,其设计应力阈值设为931 MPa（135 ksi）在合理范围内,且其数值并不保守。

基于Galerkin Nodal方法的升潜条件对并联通道流动不稳定性影响分析研究

申亚欧, 陈伟, 丁书华, 钱立波

2015, 36(S2): 102-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0102

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对矩形并联通道,基于Galerkin Nodal法建立了升潜条件下并联通道流动不稳定性分析集总参数模型,包括静止条件下并联通道流动不稳定性模型和升潜条件附加力模型,并基于此模型分析了升潜条件下并联通道流动不稳定性的影响。分析结果表明:升潜幅值对并联通道流动不稳定性影响不明显。当升潜加速度频率与系统脉动频率差别较大时,升潜加速度频率对界限功率影响不大;当升潜加速度频率与系统脉动频率相近时,会显著降低系统界限功率;当系统处于非对称工况时,升潜条件的影响将显著增强。

ESPRIT试验验证RELAP5程序两相自然循环模拟能力

李峰, 喻娜, 鲜麟, 张舒

2015, 36(S2): 108-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0108

摘要(13) PDF(0)

摘要:
华龙一号核电厂中,在蒸汽发生器二次侧设置了非能动余热排出系统(PRS系统),可排出72 h内的堆芯剩余发热。为验证PRS系统能力,建立了三代核电非能动余热排出演示试验装置(ESPRIT)。该装置与华龙一号核电厂PRS系统高度比为1:1。开展了稳态运行和瞬态工况模拟试验,本文利用建立的RELAP5程序模型模拟了试验过程。与试验结果的比较显示RELAP5程序模拟两相自然循环现象的能力较好,但模拟蒸汽直接接触凝结的能力略有不足。

基于非参数统计法的DRM分析方法改进研究

陈伟

2015, 36(S2): 112-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0112

摘要(6) PDF(0)

摘要:
确定现实方法(DRM)基于响应面分析方法进行不确定性评价,并在现实模型中引入保守裕度,使得最终结果包络不确定性的可信度大于95%。本文在DRM的基础上,采用独立于不确定性参数的非参数统计法代替响应面分析方法,以峰值包壳温度为目标参数,对典型3环路压水堆核电厂的大破口失水事故(LB-LOCA)进行不确定性分析,结果表明:基于非参数统计法得到的满足95%/95%概率要求的峰值包壳温度被原有DRM的计算值所包络,通过该改进方法可以获得更大的安全裕量。

燃料棒包壳氧化层溶解失效准则研究

刘丽莉, 余红星, 陈亮, 邓坚, 张明

2015, 36(S2): 116-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0116

摘要(14) PDF(0)

摘要:
为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO₂和ZrO₂动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在熔融锆中溶解失效的准则。以FPT-0实验结果验证后发现该失效准则可以较准确地预测包壳氧化层的溶解失效。为增加该准则在严重事故计算程序中的适用性,在燃料棒设计结构一定的条件下,进一步将该准则量化为温度的函数,分析表明包壳氧化程度和燃料棒温度上升速率是影响包壳氧化层失效温度的主要因素。利用该失效准则可以同时获得包壳氧化层失效后再定位的熔融物的质量及成分含量。

管道裂纹泄漏率计算方法研究

吴万军, 黄旋, 沈平川

2015, 36(S2): 122-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0122

摘要(17) PDF(0)

摘要:
介绍了常见的管道环向和轴向贯穿裂纹在拉伸和弯曲载荷下的张开位移计算方法,给出了基于Henry均匀非平衡流模型的管道裂纹泄漏率计算方法。将上述方法程序化,利用公开文献中的裂纹张开位移和泄漏率的试验结果与相应的计算结果进行对比研究。结果表明,利用上述计算方法能够有效预测管道裂纹张开位移和泄漏率,可用于LBB裂纹泄漏评估;但上述方法不是精确计算方法,在工程应用时需考虑一定的保守系数。

ANSYS用户子程序USERCV在瞬态热分析中的应用

谢海, 高世卿, 郑连纲, 曾忠秀

2015, 36(S2): 127-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0127

摘要(14) PDF(0)

摘要:
核一级设备的瞬态热分析结果对结构的疲劳、断裂分析评价具有重要影响,而热分析的关键环节是精确确定冷却剂与容器表面之间界面处的热交换系数。本文采用ANSYS用户子程序USERCV实现有限元分析中底层数据的交换,最终实现换热系数的准确施加。本文介绍了USERCV子程序的编写、编译与连接,并结合具体算例给出了应用过程。从结果对比可以看出,USERCV子程序能在一定程度上减少断裂力学评定和疲劳分析的保守性。

反应堆压力容器管座过盈量对应力的影响研究

邝临源, 苏东川, 王东辉, 郑连纲, 邵雪娇

2015, 36(S2): 131-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0131

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于厚壁圆筒计算公式,给出配合面径向压力与过盈量的关系式;基于最大剪应力理论,给出了管座、管孔的应力强度的计算式;并以反应堆压力容器管座为例,采用理论公式、有限元方法分别进行了计算。计算结果表明,理论公式满足工程精度要求,可为过盈量的选取提供技术支持。

稳压器非线性支撑的HCLPF值计算方法研究

叶献辉, 蔡逢春, 黄茜, 沈平川, 张毅雄

2015, 36(S2): 135-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0135

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核电厂地震裕度评价(SMA)的关键之一是分析结构和部件的高置信度、低失效概率(HCLPF)值。本文先对概率易损性法、保守的确定性失效裕度法(CDFM)、试验法以及非线性瞬态分析法等几种HCLPF值计算方法进行介绍,然后以稳压器支撑模型为研究对象,通过非线性瞬态分析法和CDFM分析计算HCLPF值。结果表明2种结果有所差别,CDFM法较为保守,非线性瞬态分析方法更加准确,建议对稳压器等含非线性的结构与部件,应通过非线性瞬态分析法分析HCLPF值。

管束间两相流的流场及流动特性计算方法研究

黄旋, 姜乃斌, 齐欢欢

2015, 36(S2): 138-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0138

摘要(10) PDF(0)

摘要:
利用流体力学数值计算软件FLUENT,基于混合物模型对气-液两相流体绕等间距排列圆管流动进行数值模拟,得到不同工况中心圆柱的升阻力时程和整个计算域的流动特性。通过计算发现,对于气-液两相流绕等间距排列圆管流动而言,中心圆柱的升阻力均方值、极值和旋涡脱落频率均随着雷诺数增大而增大。并通过实验对模拟结果进行比较,验证了模拟结果的合理性。

反应堆压力容器密封环有限元模拟技术研究

邵雪娇, 郑连纲, 苏东川, 傅孝龙, 邝临源

2015, 36(S2): 142-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0142

摘要(13) PDF(0)

摘要:
借助ANSYS的非线性等向强化本构模型,对反应堆压力容器O形密封形环的弹塑性进行有限元模拟。通过密封环3种模拟方式(均布压力、弹簧单元、三维实体)得到的反应堆压力容器分离量结果并进行对比,发现三维实体模拟方式能够有效地降低分析的过余保守性,提高密封分析计算结果精度。

实验装置氢气混合的数值研究

侯丽强, 佟立丽, 曹学武, 彭欢欢

2015, 36(S2): 146-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0146

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用计算流体动力学方法,以LSGMF(Large-Scale Gas Mixing Facility)气体混合实验为参照,首先建立了LSGMF的三维物理模型和网格模型,然后对相关湍流模型的适用性进行了讨论,最后通过与实验数据对比,对所建立的计算模型进行了验证。结果表明,采用标准k-ε湍流模型计算求得的氦气浓度分布与实验数据较为吻合;目前所建立的CFX计算模型及方法基本上满足严重事故下氢气混合特性研究的需要,可以用于开展后续严重事故下多组分气体的扩散、流动、混合特性的研究。

RELAP5程序基于敏感性分析的再淹没模型改进

李冬, 许巍, 刘晓晶, 杨燕华

2015, 36(S2): 151-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0151

摘要(18) PDF(0)

摘要:
再淹没现象是大破口失水事故的第3阶段,也是阻止事故向严重事故发展的最重要的阶段。为了提高RELAP5程序对再淹没现象的计算准确度,本文对现象涉及到的各流型的本构关系模型进行了敏感性分析,选择了对关注的结果影响较大的模型参数,包括包壳峰值温度(PCT)和润湿时间,并结合目前一些较新的研究成果对模型进行改进。考虑阻塞部件的再淹没实验(FEBA)是本文研究选择的验证实验。通过对FEBA实验6个典型工况的建模对比,证明了改进的模型可以有效地提高预测结果的准确性。

STPA方法在数字化反应堆紧急停堆系统安全性分析中的研究与应用

刘朝晖, 陈智, 吴志强, 刘华, 阳小华

2015, 36(S2): 157-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2015.S2.0157

摘要(16) PDF(1)

摘要:
随着数字化技术及软件系统的广泛应用,很多事故是由于部件间异常的交互所引起,传统的分析方法已经力不从心,基于STAMP(Systems-Theoretic Accident Model and Processes)的安全性分析方法STPA(System Theoretic Process Analysis),可以有效解决这一困难。首先介绍STPA方法及分析步骤,将该方法应用到反应堆紧急停堆子系统,得到了引起停堆失败的可能原因及设计中所应遵守的安全约束,这些约束有益于提高设计的安全性。

留言板

2015年第36卷第S2期

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2015年 第36卷 第S2期

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