核动力工程

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鲁晓东, 陈炳德, 王艳林, 张妍, 仇子铖, 巫英伟, 黄彦平

2017, 38(3): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0001

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对超临界水并联通道系统,采用交错网格技术和半隐式差分格式进行离散,选主元高斯-约当消去法求解离散控制方程。验证了计算模型的准确性以均匀功率分布为基准轴向功率分布,采用下峰值功率分布、余弦功率分布和上峰值功率分布模拟轴向非均匀分布。分别对4种不同轴向功率分布下超临界水并联通道系统的稳定性边界进行瞬态计算。结果表明:相对于均匀功率分布,在整个拟过冷度区域,下峰值功率分布会降低系统的稳定性,而上峰值功率分布会增强系统的稳定性。在高拟过冷度数区域,余弦功率分布会降低系统的稳定性,而在低拟过冷度数区域将增强系统的稳定性。提出了拟单相压降比的概念来分析轴向功率分布对超临界水并联通道系统稳定性的影响机理。

自然循环临界热流密度实验现象及分析

彭传新, 陈炳德, 卓文彬, 昝元锋, 刘亮, 黄彦平, 徐建军

2017, 38(3): 7-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0007

摘要(16) PDF(0)

摘要:
对自然循环系统矩形通道内临界热流密度进行实验研究。研究发现:实验本体增加功率后,环状流液膜蒸干,壁温出现持续快速上升,实验本体出口发生沸腾临界。根据壁温的上升趋势和出口处流体的临界含汽率可以判断自然循环系统出现的临界热流密度(CHF)类型为干涸(Dryout)型。当自然循环系统沸腾临界出现时,自然循环流量出现明显的上升。根据理论分析可知:沸腾临界发生时导致自然循环流量上升的主要原因是环状流转变成弥散流,附在加热壁面的液膜消失,摩擦压降迅速减小。

基于界面跟踪与两流体模型的耦合模型对金属液柱碎化的数值模拟

钟明君, 周月善, 林萌, 熊进标, 杨燕华

2017, 38(3): 12-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0012

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对熔融物与冷却剂相互作用(FCI)过程中多尺度相界面共存的复杂流型,将基于流体体积法(VOF)的界面跟踪模型与两流体模型耦合在一套统一的数值求解框架下,得到一个新的多相流数值模型,可以模拟大尺度界面流体与小尺度界面流体共存的复杂多相流过程。该模型中,对于动量场,流体根据界面尺度分为连续相和离散相。连续相界面通过VOF/PLIC方法进行捕捉,离散相表面积浓度分布通过表面积输运方程模拟。耦合模型的控制方程通过MCBA-SIMPLE算法求解。使用该模型对金属液柱的流动和碎化过程进行模拟,并与实验观测结果进行对比,同时还对液柱碎化速率模型和金属液滴初始直径的影响进行了探讨。结果表明:原液柱碎化模型对液柱贯穿深度有所高估;金属液滴初始直径的选择将对熔融物的冷却效率造成显著影响。

核电厂非能动安全壳热量导出系统瞬态模拟程序开发研究

孙涛, 徐钊

2017, 38(3): 18-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0018

摘要(14) PDF(0)

摘要:
开发了可用于模拟核电厂非能动安全壳热量导出系统的瞬态模拟程序。对程序的开发流程、子程序划分、程序结构、物理现象建模等方面进行了研究;还针对有关子程序和整个耦合的程序模块开展了验证工作,初步验证了程序计算结果的可靠性。文中所使用的程序开发流程、建模方法以及数值解法等可为后续非能动安全系统的设计分析与工程应用提供支持。

多孔金属材料强化润滑油传热及阻力特性实验研究

刘小丫, 丁铭, 李春, 阎昌琪, 齐云飞

2017, 38(3): 24-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0024

摘要(13) PDF(0)

摘要:
滑油冷却器是核电厂广泛使用的润滑设备。多孔金属材料因能显著强化传热而日益得到关注。为了研究多孔金属材料对管内滑油强化传热效果,以68#润滑油为换热工质,不同孔隙率的多孔金属材料为研究对象,通过改变换热管内多孔金属材料的种类、段数,实验研究管内滑油强化传热特性及其阻力特性。结果表明:在实验范围内,多孔金属材料能显著强化润滑油的传热;油侧努赛尔数与加入的多孔金属材料段数近似成正比;多孔结构是影响其强化传热效果的主要因素。

高阶离散格式在两流体模型中的初步应用研究

张昊, 杨燕华

2017, 38(3): 29-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0029

摘要(9) PDF(0)

摘要:
将基于Godunov方法的高阶离散格式应用于两流体模型的数值求解。采用数值标准题进行验证,比较分析了迎风、MUSCL、无振荡格式(ENO)、Ultra-Bee等格式的计算结果。结果表明:高阶离散格式很好地改善了数值粘性,明显优于迎风格式;ENO格式略优于MUSCL格式,但是ENO格式较复杂,计算代价大;Ultra-Bee格式能很好地模拟不连续处,但是对于连续处,需要足够多的网格,才能得到可接受的计算结果。

任意温度下H₂O中H中子热散射律数据研制

胡泽华, 王佳, 师学明, 邓力, 孙伟力

2017, 38(3): 34-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0034

摘要(16) PDF(0)

摘要:
轻水反应堆堆芯模拟计算需在较宽的温度范围内进行,热中子能区（4eV以下）H₂O中H的热散射律数据对计算有很重要的影响。目前主流基础评价核数据库中,H₂O中H的热散射律数据均在有限的几个温度点上给出,因此计算只能在这些温度下精确进行。为提高轻水反应堆模拟计算的可靠性,基于IKE热中子散射模型,给出了293.6～1000 K范围内任意温度下H₂O中H的热散射律数据的计算方法,并制作了系列H₂O中H的温度间隔为10 K的热散射律数据。利用制作的热散射数据和MC输运计算程序,模拟分析HMF004基准实验和VENUS3轻水反应堆在不同慢化剂温度下的有效增殖因数（keff）。计算结果符合物理规律,验证了H₂O中H的热散射数据的制作是正确的。

SP₃方程的非线性迭代解法研究

潘清泉, 卢皓亮, 蔡利, 李冬生, 王侃

2017, 38(3): 38-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0038

摘要(12) PDF(0)

摘要:
SP₃方程是简化球谐函数法三阶展开的中子输运方程,比扩散方程的计算精度更高。本文采用非线性迭代的方法求解SP₃方程,并且提出了带角度离散的耦合修正关系式,解决了SP₃方程在真空边界条件下耦合修正关系复杂和非线性迭代中二阶中子注量率修正数值不稳定的问题。基于该方法编制非线性迭代求解SP₃方程的计算程序NLSP3,对基准题进行了计算。数值结果表明,本文所采用的非线性迭代求解SP₃的方法是正确的,且具有较好的计算精度。

敏化处理对316NG奥氏体不锈钢疲劳裂纹扩展行为的影响

李朋朋, 肖军, 查五生, 唐鑫鑫, 邱绍宇

2017, 38(3): 43-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0043

摘要(15) PDF(0)

摘要:
在模拟压水堆腐蚀环境条件下,进行了未敏化与725℃敏化处理的316NG奥氏体不锈钢腐蚀疲劳实验。采用扫描电镜（SEM）、能谱分析仪（EDS）、金相显微镜（OM）分析了试样微观结构、偏析相化学成分及裂纹扩展状况,研究了材料疲劳裂纹扩展行为。研究结果表明:敏化处理可显著抑制316NG奥氏体不锈钢在腐蚀环境中的疲劳裂纹扩展;裂纹扩展速率由未经敏化处理的2.21×10^-4 mm/次减小到敏化处理10min的1.02×10^-4 mm/次。敏化处理试样的偏析相颗粒数量增多,萌生的支裂纹也增多,导致裂纹扩展速率减小。但是,敏化处理会导致偏析相颗粒中Cr元素含量增加,颗粒附近的基体成为贫铬区,电化学腐蚀加剧,促进裂纹的扩展。

钛合金管板电子束焊接熔深控制工艺研究

罗绪珍, 王建, 何子昂, 刘晓荣, 袁军, 苑群启

2017, 38(3): 47-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0047

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对(37)8 mm×1.5 mm的钛合金管板密排结构,采用电子束焊接方法进行焊接。通过采用高、低速对比焊接钛合金试板,解决了焊缝深宽比控制技术难题。通过采用电子束重复高速偏转圆扫描,解决了焊缝熔深大于2倍管壁厚的技术难题。试件按专用技术要求进行金相检测、超声波检测熔深、拉伸试验、晶间腐蚀试验、硬度测试等,各项性能均满足专用技术条件要求。

316不锈钢室温和350℃低周疲劳性能研究

陈乐, 何琨, 梁波, 王理

2017, 38(3): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0051

摘要(13) PDF(0)

摘要:
采用MTS材料试验机研究作为反应堆结构材料的316奥氏体不锈钢母材在350℃和室温,以及焊缝在室温,±0.3%¹.5%应变幅的低周疲劳性能试验,并采用扫描电镜对试验后样品进行了断口分析。研究结果表明,316不锈钢疲劳性能较好,室温下疲劳寿命高出350℃同一应变幅的30%⁵0%以上,且母材的疲劳寿命显著高出焊缝同一应变幅的一倍以上。随应变幅的增加,材料疲劳寿命相应下降,峰值应力增加。室温下母材和焊缝均呈现出随循环周次增加、峰值随应力逐渐下降的规律。母材在高温下,随应变幅的增加,逐渐由循环硬化过渡到饱和行为。低周疲劳试验后,断口表面可观察到裂纹源和疲劳条带。随应变幅增加,疲劳条带间距增大,且同一应变幅下,焊缝的间距大于母材,高温的疲劳间距大于室温,与疲劳试验结果相吻合。

IG-110石墨强度分布与失效概率研究

王泓杰, 史力, 王晓欣, 孙立斌, 吴莘馨

2017, 38(3): 56-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0056

摘要(8) PDF(0)

摘要:
石墨作为一种脆性材料,其强度较为分散。相比较于确定论方法,概率论方法更适合于评价石墨材料的强度。在概率论方法中,失效概率采用的分布函数对结果准确性有较大影响。目前对于石墨材料的强度拟合大都采用威布尔分布,然而对于一些情况,如多轴应力、有残余应力等,威布尔分布并不一定适合。本文以IG-110拉伸、压缩、弯曲大量强度实验数据为基础,首先研究了正态、对数正态以及威布尔分布对实验数据的拟合度,随后采用3种分布计算失效概率,研究不同分布对失效概率方法的影响。

离子辐照样品的表面处理方法研究

李承亮, 束国刚

2017, 38(3): 61-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0061

摘要(15) PDF(0)

摘要:
离子辐照实验已广泛应用于评价反应堆压力容器钢的辐照损伤效应,这对样品表面状态提出了苛刻的要求。分别采用机械抛光、振动抛光、电化学抛光与真空退火的方法对RPV钢样品表面进行了处理,采用慢束正电子湮没-多普勒展宽谱实验表征了样品表面的损伤层状态,采用纳米压痕测试表征了样品表面的应力状态。实验结果表明:对于RPV钢离子辐照样品,建议优先采用机械抛光+真空退火处理的方法处理样品表面,其次可采用电化学抛光处理方法。同时指出了该结论也适用于材料化学成分、强度与韧性等力学性能及热处理状态等相近的其他低合金钢离子辐照样品的表面处理。

气液两相流工况下核主泵的正转全特性研究

朱荣生, 王学吉, 卢永刚, 王秀礼, 付强, 王海彬

2017, 38(3): 65-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0065

摘要(16) PDF(0)

摘要:
在冷却液流失事故(LOCA)事故发生期间,核主泵将处于两相混合运行状态。主要对核主泵的正转全工况不同含气率冷却介质的泵水力性能、流道内部气体体积分布情况及流体流态进行研究,并采用计算流体力学(CFD)模拟计算与气液两相流试验进行验证。研究发现:在正转逆流制动工况,核主泵的扬程曲线随含气率增加整体向下偏移,但其变化规律基本相同。在正转水泵工况和正转正流制动工况,随着流量增加,含气率对核主泵扬程特性的影响逐渐减小,且同流量下核主泵的扭矩和冷却剂介质密度成较为明显的正比关系。

CPR1000反应堆压力容器制造无损检验与役前检查不一致的问题分析

李家康, 刘毅, 张进, 刘飞华, 邱振生, 董义令

2017, 38(3): 77-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0077

摘要(10) PDF(0)

摘要:
重点分析RCC-M和RSE-M规范的无损检验要求,梳理出中国改进型三环路压水堆(CPR1000)反应堆压力容器(RPV)制造无损检验与役前检查要求的差异项。对差异项开展分析研究,从检验范围、扫查方向、记录水平、显示尺寸测量和评价标准等方面提出针对性的技术改进方案,尽可能解决由于制造和役前检查技术差异而产生检验结果不一致的工程问题。

核电厂核岛设备凹坑损伤测量不确定度的分析

陈航, 邱振生

2017, 38(3): 81-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0081

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对压水堆核电厂核岛机械设备安装及在役过程中表面凹坑的测量方法,主要分析焊缝检验尺检验技术和拓膜检验技术在测量过程中误差的产生原因。通过蒸汽发生器管子管板焊缝凹坑测量实例,分别对这2种测量技术提出了测量不确定度的评定方法,分析不确定分量,计算二者的标准合成不确定度。计算结果表明:这2种测量技术的不确定度分量均来自于重复测量导致测量结果变化的随机不确定度分量和由于系统修正不完善引入的系统不确定度分量。

储罐等效力学简化模型的研究

盛锋, 黄磊

2017, 38(3): 85-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0085

摘要(17) PDF(0)

摘要:
为保证储罐抗震设计的合理性,对基于刚性壁理论和柔性壁理论的Housner和Haroun-Housner两种等效液动效应力学简化模型进行比较。使用ANSYS有限元软件建立2种不同尺寸储罐的液固耦合模型,进行模态分析和地震反应谱分析,将2种简化模型理论计算结果与有限元模型计算结果进行比较。分析结果表明:2种简化模型理论中储液一阶晃动频率与有限元模型数值解相符;Haroun-Housner模型理论中一阶耦联频率的公式解具有比较高的精确度;对于刚性储罐,2种简化模型与液固耦合有限元模型计算结果都比较接近;对于柔性储罐,Haroun-Housner模型与液固耦合有限元模型计算结果比较接近。通过对比发现,对柔性储罐采用Housner模型进行设计是不保守的,应采用基于容器弹性变形假设的Haroun-Housner模型。

德尔塔巴流量计在ACME试验台架微差压测量工况中的设计与应用

崔明涛, 田芳, 张陶, 李玉全, 房芳芳

2017, 38(3): 90-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0090

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对德尔塔巴流量计在先进堆芯冷却机组试验台架(ACME)破口分离和测量系统及非能动堆芯冷却系统中的微差压关键流量测量技术进行分析,并对应用效果进行了评估。通过改进德尔塔巴流量计的引压结构,证明流量计可以工作在常压微差压的测量工况下,水流量计零点偏移可维持在0.005 kPa以内。通过与超声波流量计的精度对比测试,证明德尔塔巴流量计在破口分离和测量系统中可获得较好的测量效果。在非能动堆芯冷却系统(PXS)中,主要对德尔塔巴流量计在小流量下的测量技术进行了研究,通过与超声波流量计的精度对比测试,证明德尔塔巴流量计在其计算书标明的最小可测流量下仍具备一定的测量能力,运行经验表明其测量小流量的能力最终受差压变送器零点偏移现象所决定。

HRA方法对核电厂数字化事故规程的适用性研究

青涛, 张力, 戴立操

2017, 38(3): 94-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0094

摘要(10) PDF(0)

摘要:
分析数字化规程与纸质规程在人因工程学上的差异,认为事故规程数字化后需新考虑的行为形成因子。据此对几种常用的人因可靠性分析(HRA)方法进行比较分析。除人因失误分析技术(ATHEANA)外,常用的HRA方法用于数字化事故规程都存在比较明显的问题。ATHEANA由于其未划分具体的行为类型和行为形成因子(PSFs),在对基于数字化规程的HRA分析中有一定灵活性,相对能作为较理想的备选方法。HRA分析的最大困难是基础数据的获取,考虑数字化规程下操纵员行为特征的HRA方法的数据获取也应当成为接下来主要的研究内容。

基于短反馈分数阶PI^λD^μ的核电厂稳压器压力优化控制

赵明, 叶建华, 李晨晶

2017, 38(3): 99-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0099

摘要(14) PDF(0)

摘要:
核电厂稳压器的压力控制系统具有非线性、时变性等特点。在分数阶理论的基础上提出分数阶PIλDμ控制算法（FOPID）,实现了比例-积分-微分控制（PID控制）的由点到面的控制,同时引入短反馈算法,使控制更加精确。相较于传统PID控制多了2个参数的自由度,并采用一种间接算法（Oustaloup算法）实现其控制器的设计;并提出了一种生物启发式算法——鸡群算法（CSO）,解决了分数阶PI^λD^μ参数的整定问题。为了避免局部最优和早熟现象,又提出了一种改进的CSO算法（ICSO）,算法中更改了小鸡的位置更新公式,并引入混沌初始化和随机权重,提高算法的精度,从而获得全局最优。仿真结果表明:鸡群算法优化后的FOPID具有更加优良的性能指标和抗扰动能力。

实时风险监测与管理中允许组态时间研究

王琰, 张志俭, 张敏, 陈思娟, 王贺, 徐安琪

2017, 38(3): 104-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0104

摘要(13) PDF(0)

摘要:
基于实时风险监测技术获得核电厂当前组态的风险信息,用于实时风险管理,可以更好地反映核电厂状态,有效提高安全性和经济性水平。允许组态时间是实时组态风险管理中评价设备停役组态的一个风险指标。文中给出基于实时风险的允许组态时间的计算方法,以及在多个停役设备叠加情况下考虑已经停役设备的累积风险的贡献。

非安全级DCS软件典型问题分析

刘钟, 宋明亮, 吴佳洁

2017, 38(3): 107-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0107

摘要(14) PDF(0)

摘要:
伴随计算机技术在核电领域的广泛使用,数字化控制软件在取代传统继电器的同时,也带来许多不可预知的问题。文中结合福清核电厂分布式控制系统(DCS)项目的实际情况,针对非安全级DCS软件测试和调试过程中出现的典型问题进行分析,提出对应的解决方案和措施。

核主泵启动过程压力脉动和径向力研究

苏宋洲, 王鹏飞, 许忠斌, 阮晓东, 孔伟杰

2017, 38(3): 110-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0110

摘要(15) PDF(0)

摘要:
为研究核主泵启动过程中压力脉动和径向力的变化规律,根据AP1000启动过程的物性变化规律及参数设置,采用统计学方法对泵内无量纲压力脉动强度进行描述,采用频谱法分析了叶轮径向力。结果表明:导叶流道的压力脉动强度明显强于叶轮流道,随工作温度升高,强度递减;叶轮和压水室的压力脉动强度较弱,随工作温度升高,呈现不规律变化;叶轮径向力在叶频的1倍频和2倍频的脉动幅值较小,随工作温度升高,呈现不规律变化;而叶轮径向力在5倍频的脉动幅值最大,且随工作温度升高,其值递减;核主泵偏离设计工作点运行于常温下会导致导叶流道压力脉动增强,导致主泵的径向振动增强。

MLOCA瞬态堆芯水位监测有效性分析

姜夏岚, 刘泰丽, 刘仪, 章旋

2017, 38(3): 115-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0115

摘要(13) PDF(0)

摘要:
为了验证中国改进型百万千瓦级(CPR1000)核电站在一回路中等破口失水事故(MLOCA)工况下堆芯冷却监视系统(CCMS)测量的有效性,及定量分析控制系统中反应堆冷却剂泵(简称:主泵)状态的2种判定方法导致的水位计算差异,对CCMS测量原理进行了分析。以RELAP5-3D程序对CPR1000机组进行热工水力建模、使用虚拟数字化控制系统(DCS)模拟其控制逻辑,定量计算了在这2种主泵状态判定方法中CCMS输出水位及其误差,并分析了误差产生的原因。结果表明:2种方案都会引入较大的水位误差,结合状态导向法事故处理程序(SOP)分析,可能使操纵员对堆芯水位判断产生一定的误导。

压水堆燃料转运装置运输小车超载分析

陈飞, 刘吉双, 叶清, 王诗林, 蒙堆强, 蔡国辉

2017, 38(3): 119-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0119

摘要(9) PDF(0)

摘要:
某核电厂某次装料前,燃料转运装置运输小车带载水下试验时,运输小车运动至燃料厂房侧(K侧)行程末端时小车出现驱动故障。本文从燃料转运装置运输小车及倾翻架结构出发,对出现的故障进行原因分析及处理,并优化预防性维修项目内容。

核电厂鼓型滤网螺栓孔变大原因分析及处理

王运喜

2017, 38(3): 123-125. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0123

摘要(16) PDF(0)

摘要:
中核核电运行管理有限公司秦山第二核电厂8台鼓型滤网均不同程度地出现螺栓孔拉长(呈椭圆)变大问题,导致鼓型滤网结构强度急剧下降,存在失效的风险。分析认为:电偶腐蚀和螺栓松动是导致鼓型滤网螺栓孔拉长变大的根本原因。根据此分析结论,通过对鼓型滤网轮毂整体进行全面防腐,组合紧固件的检修方式,彻底消除了鼓型滤网轮毂螺栓孔拉长变大的隐患,有效地提高了鼓型滤网的运行可靠性。

中子学栅格程序KYLIN-II可视化图形建模方法研究和工具开发

涂晓兰, 潘俊杰, 柴晓明, 吴文斌, 陈树, 尹强, 芦韡

2017, 38(3): 126-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0126

摘要(9) PDF(0)

摘要:
基于AutoCAD软件,采用网格自动识别算法、基于嵌套式的属性编辑模式、模块化的建模方式等先进技术,开发形成支持先进中子学栅格程序的可视化图形界面软件KYEYE。该软件支持多种几何描述方式,目前支持KYLIN-Ⅱ程序的点线描述方式和HELIOS的几何输入方式,经过充分地测试和验证,该软件能够准确且快速地建立各种复杂问题。

子通道分析中的湍流交混研究综述

刘余, 杜思佳, 李仲春

2017, 38(3): 132-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0132

摘要(14) PDF(0)

摘要:
在子通道分析中,湍流交混是冷却剂通道间横向交混的重要组成部分,是由于流体脉动时自然涡团扩散引起的非定向交混。湍流交混的强弱程度将影响通道的局部热工参数,从而影响临界热流密度的预测,是反应堆热工水力设计与分析重点关注的对象。本文针对湍流交混的相关研究进行了综述,包括机理与模型、湍流交混系数、实验方法、计算流体动力学(CFD)方法和子通道软件中的模型等,可作为自主化燃料组件设计和自主化子通道分析软件开发的参考。

RELAP5一维硼追踪模型改进

杨帆, 周科, 魏宗岚, 张丹, 李松蔚, 邓坚, 李仲春

2017, 38(3): 137-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0137

摘要(10) PDF(0)

摘要:
基于二阶Godunov方法对压水堆系统最佳估算分析程序RELAP5的一维硼追踪模型进行改进,在原有模型的基础上进一步考虑湍流扩散引起的质量扩散效应。采用经典的对流-扩散问题的精确解对改进模型进行验证;同时,对流速适用范围、节块划分对求解精度的影响进行敏感性分析。该方法能够较好地模拟低流速情况下的含硼溶液扩散过程,且能保证不同网格精度下的求解精度。

核电厂安注系统止回阀密封失效原因分析

王浩, 尹开锯, 张维

2017, 38(3): 141-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0141

摘要(10) PDF(0)

摘要:
某反应堆一回路止回阀密封面发生开裂,影响核电厂安全运行。此阀门的密封面是由铁基耐磨材料NOREM堆焊而成。采用化学成分测定、力学性能试验、金相检验和扫描电镜等分析方法研究了该阀门的开裂原因。该阀门堆焊层的化学成分、力学性能、金相组织都符合要求。该阀门裂纹沿着晶界开裂,裂纹与母材接触部位氧化更严重,此裂纹符合焊接热裂纹的特征。结果表明,发生开裂是该阀门堆焊层材料的本征特性,应调整焊接工艺参数减缓堆焊层的热裂倾向。

基于全自动振动装管装置的核燃料棒芯块装管工艺及改进

王伟, 李明华

2017, 38(3): 145-148. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0145

摘要(9) PDF(0)

摘要:
确定了全自动振动装管的振动频率等参数。由于全自动振动装管工艺易造成包壳管定位差、包壳管管口磨痕等缺陷,影响燃料棒的外观质量,通过对全自动振动装管装置及辅助工装的改进,特别是针对包壳管管口磨痕等缺陷进行了一系列的工艺优化及改进,解决了装管过程中的燃料棒表面磨痕问题,提高了全自动振动装管装置的稳定性和可靠性。

TVS-2M下格板加工工艺研究

谢威

2017, 38(3): 149-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0149

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摘要:
TVS-2M下格板是TVS-2M压水堆燃料组件的重要零件,该组件是VVER-1000燃料组件的升级产品。围绕TVS-2M下格板多孔系薄壁结构的特点以及易变形的加工特性,重新设计了加工工艺流程和夹具,确定了其装夹方式以及加工方法。针对加工过程中出现的加工工艺难点,通过优化加工先后顺序,解决了薄壁结构的变形问题;手工编制数控宏程序,解决了加工过程中的过切问题和断刀问题,为板式多孔薄壁结构的数控加工提供了新的工艺方法和编程方法。

百万千瓦级核电厂超设计基准事故对策分析

陈巧艳, 孙婧

2017, 38(3): 154-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0154

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摘要:
以小破口失水事故(SBLOCA)为例,使用RELAP5和MAAP程序,计算超设计基准事故不同情况下操纵员操作时间窗口。计算结果表明:堆芯未熔化情况下,SBLOCA时执行充-排操作的时间窗口为1800 s,安全壳喷淋手动开启时间窗口为5400 s。严重事故情况下,操纵员需要对一回路卸压,针对二代改进型压水堆核电厂,避免堆芯熔化的时间窗口为300 s,避免压力容器损坏的时间窗口为3000 s。通过计算分析,给出设计扩展工况不同情况下安全设施需求及操纵员操作时间窗口。

过冷沸腾工况下不同刚凸结构对定位格架热工水力性能影响的数值模拟分析

韩斌, 杨保文, 张汇, 查于东

2017, 38(3): 158-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0158

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摘要:
刚凸作为格架的重要组成部件之一,对于燃料棒的支撑和格架内部的流动均至关重要。采用CFX软件,对3种不同刚凸结构的5×5格架在过冷沸腾工况下两相流动与换热情况展开分析研究。在简单几何通道中对比计算得到的平均空泡份额与实验数据的结果,对采用的两相CFD模型进行验证。将验证过后的模型运用到之后的棒束两相分析中,在合理的CFD两相模型与充分发展的计算域选取的基础上,从压降、速度和空泡份额分布3个角度,定性评价刚凸结构对格架热工水力性能的影响。

颗粒沉积对纳米流体流动及换热影响实验研究

邓匡汉, 武俊梅, 王云, 苏光辉

2017, 38(3): 164-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0164

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摘要:
分别在有纳米颗粒沉积和没有纳米沉积的情况下,对不同纳米颗粒浓度的Al₂O₃/H₂O纳米流体在竖直圆管内的流动和换热特性进行实验研究,分析了纳米颗粒在竖直圆管换热面上的沉积对管内纳米流体流动及换热特性的影响。结果表明:纳米颗粒的沉积对流动特性有显著影响,对换热特性的影响并不明显;随着纳米颗粒浓度的增大,摩擦阻力系数和换热能力都有显著增加。

可移动式熔盐冷却高温堆(TFHR)热工水力特性不确定性分析

王成龙, 胡玲文, 秋穗正, 苏光辉, 田文喜

2017, 38(3): 168-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0168

摘要(14) PDF(0)

摘要:
基于不确定分析软件DAKOTA、反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5,编写程序耦合接口,对新型20 MWth棱柱式熔盐冷却高温堆稳态热工水力特性进行不确定性分析。选取关键热工参数(如功率、物性、几何尺寸)作为变量输入,基于现有实验堆安全运行经验,指定各参数概率密度分布,经过大量重复性计算,最终得到在95%置信水平下燃料峰值温度的统计分布,进而分析反应堆安全特性。统计结果表明:传热系数和燃料气隙的不确定性对燃料峰值温度影响最为显著且为负相关;燃料峰值温度有0.5%的概率超过燃料稳态运行极限,现有反应堆设计方案需进一步优化。

低中放可燃废物玻璃固化过程关键工艺参数优化研究

曹骐, 陈云明, 张劲松, 吕永红, 冯伟伟, 鲁芸芸

2017, 38(3): 172-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0172

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对低中放可燃废物棉制品、吸水纸、橡胶与塑料的玻璃固化配方,分别对其高温粘度及低温粘度进行研究,获得了优选配方玻璃固化过程中熔化温度、成型操作温度、软化温度、应变点温度及退火点温度等重要工艺温度的结果。

核设施退役放射性结构解体切割气溶胶与烟尘净化装置设计

姚青生, 向池新, 范凯

2017, 38(3): 176-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0176

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对核设施退役放射性结构解体切割产生的大量气溶胶和烟尘问题,以通用气溶胶净化装置为基础,采用机械过滤方法和多级过滤原理,设计开发了烟尘预处理模块,并通过优化净化工艺和整体结构,研制了一种可同时实现放射性气溶胶和烟尘净化的装置。性能检测和工程应用表明:该装置的烟尘预处理模块能充分过滤金属切割过程中产生的细小金属颗粒或气溶胶悬浮物,放射性气溶胶和烟尘经过滤净化后,排出空气所含烟尘粒径不大于0.3μm,净化效率在85%以上。

基于三维模型的核电厂4D大修信息化平台技术研究

陈钢, 姜胜耀, 胡四光

2017, 38(3): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.03.0180

摘要(17) PDF(0)

摘要:
核电厂大修是核电厂运维中的重要工作,由于核电厂属于复杂庞大的资产密集型企业,加上辐照影响和核安全性的要求,使得大修管理的难度较大。探讨研究了核电厂大修的特点、难点和痛点,论述了核电厂大修4D信息化平台技术的必要性和4D大修信息化平台的建立和应用的方法和步骤,并详细介绍了4D大修信息化平台技术在国内应用的案例和实用成效。4D大修信息化平台作为产品生命周期管理(PLM)系统的局部应用,可为核电厂大修提供标准化、可视化、模块化的专业维修管理服务。

留言板

2017年第38卷第3期

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