核动力工程

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钮新强, 罗琦, 赵鑫, 张文其

2016, 37(3): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0001

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摘要:
长江勘测规划设计研究院和中国核动力研究设计院共同完成了地下核电厂示范性概念设计研究。在国内首次提出了具有自主知识产权的地下核电厂CUP600设计方案,初步形成地下核电成套技术,其技术指标、经济指标均达到第三代核电标准。本文介绍了地下核电技术项目研发的总体目标、技术路线和研发历程,详细说明了中国工程院地下核电重点咨询项目课题及专题的设置,重点总结了地下核电在技术研发阶段取得的独创性和突破性研发成果。

中国地下核电厂总体设计研究

钮新强, 李翔, 李庆, 赵鑫, 李满昌, 刘海波

2016, 37(3): 6-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0006

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摘要:
中国核动力研究设计院和长江勘测规划设计研究院在自主研发成果基础上,共同完成了中国地下核电厂的概念设计研究,提出了具有自主知识产权的首个中国地下核电厂设计方案CUP600。本文对CUP600的总体设计研究进行总结和说明,包括总体技术要求、总体技术路线、主要技术参数和几个关键技术问题的论证。

自然循环系统流动-阻力特性理论和实验研究

吴磊, 贾海军, 刘洋, 张涛, 马计中, 杨星团

2016, 37(3): 10-15. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0010

摘要(13) PDF(0)

摘要:
通过实验研究发现,自然循环系统中自然循环流量与加热功率以及自然循环流量和系统总阻力之间分别存在关系:G~Q^m和Δp_f~G^q,分别定义m和q为流量-功率特征数和流动-阻力特征数。考虑自然循环系统局部阻力和沿程阻力的作用,采用拟合逼近的方法求解得到自然循环系统热工参数之间的近似解析关系,与实验结果吻合较好。研究表明,流量-功率特征数m与整个系统流动状态和阻力特性密切相关,是系统雷诺数Re和系统局部阻力系数和沿程阻力系数比值R_n的函数,且m随着R_n的增大逐渐减小。自然循环系统流动-阻力特征数与流量-功率特征数存在关系q=（1-m）/m,并得到实验验证。

RELAP5应用于液态燃料熔盐堆的扩展及验证

施承斌, 程懋松, 刘桂民

2016, 37(3): 16-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0016

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摘要:
为将RELAP5程序应用于液态燃料熔盐堆的建模分析,需要对RELAP5的模型进行扩展。基于RELAP5原有的点堆模型和热工水力模型,新增了液态燃料熔盐堆点堆模型和相应的带有内热源的热工水力模型,并通过熔盐实验堆(MSRE)实验数据进行验证。结果表明,扩展后的RELAP5程序能够适用于液态燃料熔盐堆系统建模分析。

双面均匀加热矩形窄缝通道内DNB型临界热流密度理论预测

赵大卫, 刘文兴, 熊万玉, 杨祖毛, 黄彦平

2016, 37(3): 21-25. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0021

摘要(19) PDF(0)

摘要:
基于微液层蒸干的临界触发机理,构建了偏离泡核沸腾(DNB)型的临界预测模型。通过对临界点处的汽块进行受力平衡分析,基于优化后的侧面提升力系数C_L,确定了汽块滑移速度、微液层液膜厚度等参数,实现对均匀加热下DNB型临界热流密度的理论预测。采用2种加热长度下矩形窄缝通道内的临界热流密度实验数据对该模型进行了验证。结果表明:模型所预测矩形窄缝通道内的临界热流密度值与实验结果的偏差均在±15%之内,该模型的预测精度高于Bowring公式和Bettis公式的预测精度。

微尺度核态沸腾汽泡聚合特性研究

毕景良, 柯道友, 徐建军, 黄彦平, 昝元锋

2016, 37(3): 26-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0026

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摘要:
从微观角度深入探究汽泡的生长、聚合及传热规律,采用数值仿真的方法,建立相变物理模型。将建立的模型嵌入计算流体动力学(CFD)软件,利用流体体积函数(VOF)相界面追踪方法,对汽泡的生长、运动、聚合及脱离进行探究。设立1个尺寸为3 mm×2 mm×2 mm的三维微型通道,底部壁面设置5个单元,用于加热并对汽泡底部热流密度进行监测。获得微通道加热条件下汽泡的合并运动形态和底面热流密度分布,并与实验观测值比较。通过对汽泡形态的模拟和底部热流密度的监测,建立汽泡动力学规律与底面热流密度分布的关系,进一步深化对汽泡合并的动力学规律和沸腾传热机理的认识。

水和液态铅-铋的自然循环流动相似性研究

郑杰, 陈钊, 赵鹏程, 陈红丽

2016, 37(3): 31-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0031

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摘要:
自然循环铅-铋冷却反应堆是反应堆发展的重要方向,掌握铅-铋自然循环流动特性是发展自然循环铅-铋冷却反应堆的关键,实验模化相似性研究是其中进行的最广泛的方法之一。本文以相似理论为基础,采用理论推导研究和数值模拟相结合的方式探究用水来模拟铅-铋流动特性的可能性。最终结果显示在稳态工况和瞬态工况下,用水模拟铅-铋的流动特性都是可以实现的。

超临界二氧化碳布雷顿循环热力学特性研究

黄潇立, 王俊峰, 臧金光

2016, 37(3): 34-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0034

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摘要:
基于热力学第一定律,开展超临界二氧化碳（S-CO₂）布雷顿循环的热力学特性研究。在设备模型构建和初始条件假设的基础上,研究系统采用再压缩循环的热力学特性和参数限制条件。针对进出口温差较大的热源系统,提出了复叠式分流循环方案,开展热力学特性分析和评价,并与再压缩循环进行定量比较,得出各自的适用对象。

基于单元体理论的球床堆积结构与传热算法研究

李睿, 任成, 杨星团, 吴浩, 姜胜耀

2016, 37(3): 39-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0039

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摘要:
以球床堆积结构为分析对象,利用离散单元法(DEM)进行数值模拟,实现球床的堆积并取得良好结果。随机堆积的球床中极少有颗粒达到最密集堆积状态,在靠近球床壁面处孔隙率迅速增加。对整个球床进行Voronoi单元体划分以分析球床局部结构,在大空间区域处堆积具有随机特点,在靠近壁面处呈现有序堆积特征。对每个单元体建立热平衡方程,实现对球床局部温度场的仿真,温度场计算结果与实验结果符合得很好。

基于统计的核电厂地震裕量分析建议反应谱

王玉石, 李小军, 赵雷, 侯春林

2016, 37(3): 43-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0043

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摘要:
基于美国新一代地震动衰减关系（NGA）数据库中350条基岩强震动加速度记录数据,以及我国汶川M_W7.9地震和芦山M_W6.6地震中获取的14条基岩强震动加速度记录,获得可用于核电厂地震裕量分析的基岩水平向加速度反应谱谱型。获得的反应谱充分考虑了地震规模（震级）对地震动反应谱频率成分的显著影响,在核电厂地震裕量分析中可以考虑厂址所处地震构造环境对输入地震动反应谱谱型的影响。相对于RG1.60谱,给出的反应谱能够更加可靠地反映近场中强地震产生的地震动高频成分。

基于动力人工边界的核电工程地震响应分析

李忠诚, 凡红, 李建波

2016, 37(3): 47-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0047

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摘要:
动力人工边界是采用3D有限元技术解决地基动力问题的必要手段。采用粘弹性边界模型和透射边界模型,选取中国北方某典型核电工程实例进行地震响应分析,并将2种复杂人工地基边界模型的结果同简化均匀地基模型的分析结果进行对比,以比较不同分析模型在模拟复杂地基动力效应方面的差异。

核电厂地震风险量化方法

王金凯, 林模俤

2016, 37(3): 51-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0051

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摘要:
核电厂地震风险评价应该采用合适的数据处理方法和分析技巧。自主开发地震量化软件,采用蒙特卡洛抽样方法,对地震发生频率及设备失效条件概率进行模拟,并结合地震事故序列对电厂地震风险水平进行评价。该方法弥补了传统概率安全评价(PSA)建模软件在处理地震风险评价方面的不足。与国外同类型软件相比,在不确定性方法的处理上更合理,功能上更完善。

Ti改性ZrCo贮氚合金的抗氢致歧化机制研究

张光辉, 桑革

2016, 37(3): 54-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0054

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摘要:
采用电弧熔炼的方法制备Ti掺杂改性的ZrCo贮氚合金,采用X射线衍射(XRD)表征所制备合金及其氢化物的相结构,通过精修方法获得晶格常数,采用恒容等温法测试改性合金的歧化动力学,并采用DSC研究所制备不同含量Ti改性ZrCo合金的氢化物及其歧化产物的近平衡放氢过程。结果表明:Ti掺杂造成ZrCo合金的晶格常数缩减,提升第一步放氢温度,大幅改善抗氢致歧化性能,推测通过Ti掺杂可改变ZrCo合金的可供氢原子占据间隙位尺寸影响间隙位的稳定性,从而影响歧化性能。

温度对锆合金酸洗反应动力学行为影响

刘云明, 李传锋, 陈建刚, 刘利剑, 杜沛南, 钱芳, 王录全

2016, 37(3): 57-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0057

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用浸泡酸洗法研究温度对锆合金酸洗速率影响,并分析锆合金酸洗释热系数。结果表明:温度对酸洗速率具有指数影响关系;在20～60℃温度范围内,每增加10℃,酸洗速率提高2.0～2.5倍,锆合金酸洗频率因子和反应活化能约为1.18×10¹²和70 k J/mol。锆合金酸洗为放热反应,酸洗中伴随温度升高,其释热系数约为760 k J/mol。

Inconel-690合金在核电厂水质环境中的均匀腐蚀性能研究

党莹, 林震霞, 潘小强, 李卫军

2016, 37(3): 61-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0061

摘要(14) PDF(0)

摘要:
模拟核电厂水质环境,采用动水腐蚀回路研究3种蒸汽发生器传热管商用690材料的均匀腐蚀性能以及氧化膜的特性,并分别采用国家标准和美国标准对材料均匀腐蚀速率和腐蚀产物释放速率进行评价。结果表明:690合金管在核电厂水质环境中具有极低的腐蚀速率和腐蚀产物释放速率,日本住友管的腐蚀性能略优于宝钢管。

CRDM钩爪用stellite-6合金冲击磨损性能研究

周军, 陈勇, 罗强, 王坤, 何琨, 林震霞

2016, 37(3): 66-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0066

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用自制的试验机模拟核电厂一回路水质,研究不同温度和应力下控制棒驱动机构（CRDM）钩爪用stellite-6合金的冲击磨损性能。研究结果表明:正常接触条件下,温度对冲击磨损性能的影响较小,合金尺寸变化速率约为1×10^-8mm/次,质量变化速率约为2×10^-6 mg/次;高接触应力下,合金的冲击磨损机制为塑性变形和疲劳剥落;室温、90℃和150℃下,合金尺寸变化速率分别为:1.3×10^-7 mm/次、4.7×10^-7 mm/次和5.3×10^-7 mm/次,质量变化速率分别为7.5×10^-6 mg/次、4.17×10^-5 mg/次和4.83×10^-5 mg/次。

RELAP5程序对AP1000核电厂SGTR事故的分析能力研究

方俊, 吴楠, 祁婷

2016, 37(3): 70-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0070

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摘要:
蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)是压水堆核电厂需要评价的一个重要的设计基准事故。先进非能动1000 MW核电厂(简称AP1000)在执照申请时使用专门的程序LOFTTR2对SGTR事故进行热工水力分析。为了验证RELAP5程序对AP1000 SGTR事故的分析能力,建立AP1000的RELAP5模型并进行计算分析。分析结果表明,无论是热工水力进程还是场外放射性剂量后果,RELAP5程序的计算结果都与安全分析报告中的结果符合得很好。RELAP5程序和所建立的模型能够用于其他SGTR相关的分析。

现实LOCA分析中不确定性量化分析方法研究

林支康, 王婷, 林建树, 梁任, 卢向晖

2016, 37(3): 75-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0075

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摘要:
基于中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电厂最佳估算热工水力系统分析程序(CATHARE GB)大破口失水事故(LBLOCA)分析模型,采用多种不确定性量化分析方法量化LBLOCA分析结果的不确定性,并针对不同方法对输入参数的处理、分析过程和输出结果的处理3个方面进行比较。结果表明,敏感性分析方法由于存在人为的保守性,所以其计算结果最保守,传统的参数统计方法、欧文因子法和Bootstrap方法需进行输出结果的正态性检验,而Wilks方法不需要进行正态性检验且分析结果更加现实。

氢气复合器算例数值模拟结果的不确定性分析和敏感性分析

侯炳旭, 俞冀阳, 钟先平, 江光明, 邹志强

2016, 37(3): 80-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0080

摘要(17) PDF(0)

摘要:
在安全壳氢气分析中,由于输入参数具有不确定性,因此计算结果也具有不确定性。研究计算结果的变化范围,以及各输入参数对计算结果不确定性的贡献,在安全层面具有重要意义。为了对安全壳氢气复合器算例进行数值模拟,首先向计算流体力学程序HYDRAGON内添加复合器模型,然后选定燃爆转变因子和爆炸总能量及其相关的时刻量作为研究对象。对若干输入参数进行抽样后进行数值模拟。采用非参数统计方法,分析计算结果的不确定性,给出其变化范围。分析计算结果和输入参数之间的敏感性,筛选其不确定性出对计算结果影响较大的输入参数。

核主泵叶轮叶片进口边位置对气液两相流动特性的影响

付强, 邢树兵, 朱荣生, 李天斌, 王秀礼

2016, 37(3): 87-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0087

摘要(13) PDF(0)

摘要:
为了研究叶轮叶片进口边位置对核主泵气-液两相流动特性的影响,设计3种不同进口边方案,并对不同方案下的气-液两相流动特性进行定常、非定常模拟。通过对结果的分析,发现核主泵叶片进口边适当前伸,在发生失水事故时有助于保持一回路压力边界的稳定性,但前伸也会加剧叶片扭曲程度,使叶片吸力面气泡大量堆积;叶片进口边向后偏移,易在叶轮出口处产生较强的射流尾迹,引起较大幅度的压力脉动。经过比较分析,确定方案B为最优方案。在模拟基础上,对试验样机进行不同进口含气率工况下的外特性性能测试,测试结果表明:在进口含气率为0%的工况下,模拟数据与试验数据吻合性较好,泵性能达到设计要求;随着含气率的增加,试验值与模拟值出现较大的偏差,主要由于试验条件所限及模拟结果与试验结果的误差所导致。

AP系列安全壳载热能力的尺度模化研究

李成, 李乐, 张亚军, 李俊明

2016, 37(3): 94-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0094

摘要(18) PDF(0)

摘要:
为实现先进非能动(AP)系列安全壳的试验方案研究,根据分级双向比例分析方法(H2TS方法)开展系统级缩比分析并得出面积-体积比在缩比时的显著失真。以满足功率体积比为基本准则,运用Bottom-Up方法重点分析壳壁耦合换热现象的尺度缩比约束关系,获得表征AP系列安全壳的壳壁热量载出特性的无量纲准则群(简称П群),并以壳壁导热为例进行尺度缩比分析。对AP系列安全壳尺度缩比失真问题提出解决方案,列出尺度缩比台架需满足的基本约束关系。该尺度缩比方法可用于大尺度、大空间的模化试验分析。

HFETR高注量率区辐照装置研制与应用

孙胜, 杨文华, 童明炎, 黄岗

2016, 37(3): 99-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0099

摘要(12) PDF(0)

摘要:
随着在役核电厂的延寿需求和新建核电厂设计寿命的提高,对核反应堆结构材料的辐照中子注量提出了更高要求,导致材料在反应堆内的辐照时间急剧增加,研发周期增长,无法满足工程进度需求。本文结合中国高通量工程试验堆(HFETR)的特点,成功研制HFETR高注量率区的辐照装置,解决了在Φ63 mm辐照孔道中辐照装置温度控制难题,大幅度缩短材料的辐照试验周期。

核电风阀密封的设计和试验研究

沈伟, 张强升, 王志强, 邓冬

2016, 37(3): 103-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0103

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对核电风阀内、外泄漏的风险,提出解决风阀内、外泄漏的风阀密封设计。采用阀体侧板开槽型阀板和加装弹簧型阀板来防止内泄漏。通过抗震试验前后的泄漏试验,验证风阀密封设计的合理性。风阀内、外泄漏的试验数据表明:2种结构的风阀都能满足技术规格书中密封性的要求。

基于流动和传热关联式的印刷电路板式换热器的几何设计

刘生晖, 黄彦平, 郎雪梅, 赵大卫, 王俊峰, 刘光旭, 臧金光

2016, 37(3): 106-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0106

摘要(9) PDF(0)

摘要:
印刷电路板式换热器(PCHE)是一种紧凑型换热器。基于流动和传热关联式,对PCHE几何尺寸的设计方法进行探索。对换热器设计输入进行分析,并在Matlab计算平台上编写计算程序对特定换热功率和压降要求的PCHE进行尺寸设计。通过与FLUENT15.0计算结果对比,验证计算程序的可靠性。

AP1000非能动安全系统调试与核安全法规适应性分析

邱凤翔, 马中杰, 刘加合, 孙景义, 刘驰

2016, 37(3): 110-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0110

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以核安全相关法规导则为基础,结合核安全导则中对安全专设系统的调试要求,分别对AP1000非能动堆芯冷却系统和非能动安全壳冷却系统主要试验项目进行适应性分析。结果表明:AP1000非能动安全专项系统的调试符合核安全法规导则的要求,但需进一步优化试验项目的设置;建议今后在核安全法规导则升版时,可考虑增加对非能动安全专设系统的调试要求以及对现场难以实施而通过试验台架或仿真模拟的试验项目的要求。

反应堆安全壳密封结构泄漏机理与预测模型的研究

黄晓明, 李骏, 许国良, 成卓, 吕祥奎

2016, 37(3): 116-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0116

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对反应堆安全壳贯穿件静密封结构的泄漏率理论预测方法进行研究。基于多孔介质渗流理论描述静密封结构的界面微观泄漏机理,用Hertz接触理论将应力与微观细致结构变化关联,最终实现不依赖于任何实验数据的泄漏率计算。采用新模型对DN20截止阀进行泄漏率预测,并将理论预测结果与实验测量结果进行比较,证明二者能够较好地吻合,从而验证新方法的有效性。

核燃料锆合金包壳管的超声波探伤

夏健文, 韩承

2016, 37(3): 122-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0122

摘要(21) PDF(0)

摘要:
介绍压水堆核燃料锆合金包壳管(Φ10.0 mm×0.70 mm)的超声波自动探伤方法和工艺,讨论不同长度、宽度、深度、角度的纵向和横向人工缺陷的超声响应结果。通过对检测出缺陷的典型包壳管进行金相解剖,确定缺陷性质和实际尺寸,验证超声探伤结果。针对实际探伤中的问题,考虑质量和成本控制,提出对不同缺陷的验收准则。实践应用表明,现行探伤方法和工艺能检出管材不同位置处10μm级的微小缺陷。但受缺陷的类型、取向的影响,探伤仪检测得到的回波幅度并不能完全真实地反应缺陷的实际大小和性质,需要在实际探伤时针对管材的制造工艺水平采取适当的加严措施,对不同的缺陷加以控制,才能更好地保证核燃料包壳管的质量。

安全壳地坑过滤器下游效应(堆芯外)分析

张卫

2016, 37(3): 127-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0127

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在安全壳地坑过滤器纤维层形成的过程中,颗粒和部分纤维材料穿过过滤器进入下游的安全注入系统(RIS)/安全壳喷淋系统(EAS)流道,核安全监管单位要求对此展开评估,确定碎渣对于过滤器下游设备的影响。以秦山核电二期扩建工程为例,使用评估文件WCAP-16406中推荐的通用方法,对压水堆核电厂中地坑过滤器下游(堆芯外)设备的堵塞和磨损影响进行相应的计算和分析。

岭澳核电站二期循环水泵泵坑被淹问题的处理

陈建锐, 秦飞, 张希惠

2016, 37(3): 131-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0131

摘要(15) PDF(0)

摘要:
岭澳核电站3号机组在进行125 V直流电源系统(LBA)失电试验(COC53)期间,由于LBA失电,导致循环水泵(3CRF001PO)泵坑内的排污泵无法启动实现自动排水,在失电长达6 h以上未能恢复供电,最终导致循环水泵下部径向轴承油室进水。针对此问题进行原因分析,并最终对排污泵的动力电源进行交叉供电的改造,以避免因单列电源失电而造成水淹设备的风险。

基于数值模拟方法的阀门冲刷损伤分析

何子昂, 张维, 尹开锯, 唐武, 陈勇, 洪晓峰

2016, 37(3): 134-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0134

摘要(15) PDF(0)

摘要:
通过数值模拟方法,开展阀门在不同运行工况和不同阀程的模拟计算工作,分析阀门内部组件包括阀芯、阀笼和阀座的冲刷损伤情况。阀门不同开启程度直接影响冲刷损伤程度和位置分布。阀芯距离阀座20 mm时,阀芯迎流面冲刷损伤最严重;开启度较小时(2～20 mm),阀芯侧面及锥面冲刷最剧烈,且损伤程度与开启度成反比;开启度较大时(>40 mm),阀笼出流孔处冲刷最剧烈。同样流速条件下,阀门开启度与冲刷损伤情况成反比,阀芯锥形面和阀笼出水口易于受到冲刷损伤。

压力容器下腔室熔池结构计算方法研究

刘丽莉, 余红星, 陈亮, 邓坚, 张航

2016, 37(3): 138-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0138

摘要(15) PDF(0)

摘要:
根据堆芯熔融物向下封头迁移的不同路径,给出压力容器下腔室内熔池结构的计算方法,并用MASCA实验结果对该方法进行验证。以百万千瓦级核电厂为对象计算全厂断电(SBO)事故工况下的熔池结构,结果表明,熔融物从侧面迁移到下封头,最终形成的熔池结构为3层。本方法可为熔融物堆内滞留条件下压力容器下封头的完整性判断提供条件。

核事故应急堆芯损伤快速评价系统顶层设计方案研究

刘圆圆, 张少君, 晋宏博, 付杰, 林权益, 岳会国

2016, 37(3): 142-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0142

摘要(13) PDF(0)

摘要:
通过对国内外堆芯损伤评价方法的详细调研,提出适用于我国目前运行及在建核电厂的堆芯损伤评价方法,即堆芯损伤评价导则(CDAG)和国际原子能机构第955号技术报告(IAEA TECDOC-955)相结合的方法,并给出详细的系统顶层设计方案,为我国核事故应急堆芯损伤快速评价系统顶层设计的最终制定提供有利依据。

空间核动力装置斯特林转换系统的热力学性能优化分析

张昊春, 冯致远, 蔡书宜, 吉宇, 张亦宁, 赵广播

2016, 37(3): 146-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0146

摘要(12) PDF(0)

摘要:
以Sunpower公司设计的先进斯特林转换器为研究对象,建立斯特林循环理论模型,运用有限时间热力学理论分析系统性能。在空间核动力装置的工况基础上,研究吸热温度对循环的影响,讨论熵理论和理论在系统优化方面的适用性,比较生态学优化准则和输出功率优化准则的优化结果。研究结果表明,提高循环吸热温度可以有效增大循环效率和输出功率,可采用熵产率和炽损失率进行输出功率优化,输出功率优化准则在放热温度较低时适用,当放热温度较高时,生态学优化准则更为合理。

氢氧预混气体燃烧过程的数值研究

刘银河, 张云, 赵振兴, 林明森

2016, 37(3): 152-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0152

摘要(12) PDF(0)

摘要:
建立了氢氧预混气体燃烧过程的数学模型,分析点火位置、反应机理和基元反应动力学参数对氢气燃烧过程的影响。研究发现:浮升力作用对火焰的传播有明显影响,采用顶部点火更有利于安全可控地消除氢气;不同点火位置下,火焰锋面移动相同距离时氢气消耗量几乎相等;Marinov氢氧反应机理和Warnatz氢氧反应机理预测的氢气燃烧过程较为一致;HO₂形成/消耗反应模块是Marinov机理和Warnatz机理中的制约反应模块,其反应速率对反应机理的总反应速率影响较大。

高温熔融金属表面爆炸沸腾过程的实验研究

陆祺, 陈德奇, 宋家斑, 潘瑞安, 唐涛, 潘良明

2016, 37(3): 158-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0158

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对核反应堆严重事故下高温熔融金属与过冷水间的爆炸沸腾过程开展可视化实验研究。研究分析不同的熔融金属在不同初始温度下的爆炸沸腾特性,以进一步探讨高温熔融金属表面的复杂沸腾相变过程及传热机理。在本研究中,金属样本包括铝、铅和铋。熔融金属的初始温度分别为700、750、800、850、900、1000℃。通过本研究得到了不同金属物性对FCI过程的影响,以及不同初始温度对爆炸沸腾过程中蒸汽生成量的影响,并讨论了影响高温熔融金属与过冷水间快速传热过程的因素。

基准事故后AP1000安全壳响应分析简化模型研究

王国栋, 汤微建, 王喆, 张经瑜, 张迪, 倪陈宵, 韦胜杰, 王章立, 扈本学

2016, 37(3): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0163

摘要(8) PDF(0)

摘要:
针对先进的百万千万级非能动型压水堆(AP1000),提出一种简化的设计基准事故(DBAs)后安全壳响应分析模型,并将该简化模型分析结果和WGOTHIC程序模拟结果进行比较和评价。研究表明:两者吻合良好,简化模型能很好地模拟AP1000安全壳系统的传热传质过程。

考虑漏流的HTR-PM热气混合结构数值模拟研究

周杨平, 郝鹏飞, 李富, 石磊, 何枫

2016, 37(3): 169-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0169

摘要(15) PDF(0)

摘要:
对高温气冷堆核电厂示范工程HTR-PM的堆芯出口热气混合结构设计进行数值模拟,并考虑了未经过堆芯的冷却剂漏流的影响。对模拟计算所得的温度、压力以及流速分布的分析表明:热混合主要由与主流动方向垂直或平行的漩涡等二次流导致,且混合效果变化滞后于二次流的产生和变化;压降主要为由于流体流通面积和流动方向剧变而产生的局部压损,二次流的产生与变化伴随着压降的变化。计算分析的结果表明:在考虑漏流的额定流量工况下,HTR-PM的堆芯出口混合结构可以满足高热混合效率和低压降的要求。

先进压水堆燃料组件计算不确定性分析

郝琛, 赵强, 李富, 宇炎, 张春艳, 张惠雁

2016, 37(3): 173-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0173

摘要(18) PDF(0)

摘要:
采用广义微扰理论,研究核数据不确定性对先进压水堆AP1000燃料组件宏观截面参数计算不确定性的贡献与影响机理。通过比较、分析不同因素对组件参数计算不确定性的贡献,给出组件宏观截面参数相关系数矩阵;采用敏感性分析方法及分步比较的思路研究在不同堆芯运行状态下核数据对AP1000燃料组件宏观参数计算不确定性贡献的机理。研究结果表明:核数据自身不确定性通过组件输运计算最终传递给宏观截面参数的不确定性是基本恒定的。其中,²³⁵U平均裂变中子数反应、²³⁸U辐射俘获反应、²³⁸U共振非弹性散射反应及¹H共振弹性散射反应对组件宏观截面参数计算不确定性贡献尤为突出。同时,温度升高导致组件k_inf及宏观截面参数计算不确定性增加;燃料富集度降低及可燃毒物的存在均使组件k_inf计算不确定性增加;组件快群截面计算不确定性远大于热群截面计算不确定性。其中²³⁸U辐射俘获反应、共振非弹性散射反应等截面信息应重点关注并且需要进一步评价和改进。

高温气冷堆热电联产技术经济研究

王永福, 孙玉良

2016, 37(3): 181-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0181

摘要(18) PDF(0)

摘要:
分析我国热电联产的市场前景,并对高温气冷堆热电联产的技术和经济可行性进行分析。结果表明,高温气冷堆热电联产在保证运行安全性和供热效率的同时,对周围公众和环境影响足够小;通过商业化推广,高温气冷堆的经济性有显著的优化空间;高温气冷堆相比燃气机组具有经济性优势,具备替代燃气机组进行热电联产的潜力。

用于监督样品中子衍射残余应力测量的屏蔽装置

高建波, 李眉娟, 魏国海, 刘晓龙, 李玉庆, 刘蕴韬, 陈东风

2016, 37(3): 185-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.03.0185

摘要(11) PDF(0)

摘要:
在核工业领域中,有些工程部件在服役过程中会诱发产生一定的放射性,具有放射性的样品在中子残余应力测试过程中首先要考虑辐射安全的问题。基于中子衍射实验技术和辐射安全要求,提出了一种反应堆监督样品中子残余应力测试分析的实验方法和流程。根据该方法和流设计加工了一套实用的屏蔽装置。该装置可以有效屏蔽样品的核辐射,满足一定辐射剂量的安全要求,同时满足中子衍射三维残余应力测量的基本实验要求。

留言板

2016年第37卷第3期

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