核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

杨平, 王连杰, 明哲东, 赵文博, 孙伟, 徐阳, 李海博

2017, 38(6): 1-4. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0004

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对剧烈传热情况下超临界水堆堆芯稳态性能分析程序SNTA与SRAC堆芯轴向功率分布计算结果偏差较大的问题,分析偏差产生的主要原因。逐一排查影响因素,确认轴向功率分布偏差主要源于截面反馈作用不同。SRAC程序与SNTA程序采用的截面数据库和能群结构不同,SRAC程序计算的反应性密度系数相对较大,密度分布与功率分布的反馈作用更为显著,轴向功率分布曲线更为陡峭。相较于SRAC程序,采用精细能群结构的SNTA程序更适用于具备强核热耦合特性且中子能谱偏硬的超临界水堆堆芯的耦合计算与性能分析。

二次侧非能动余热排出系统特性参数影响因素实验研究

郗昭, 谢峰, 宫厚军, 余诗墨, 孙都成, 熊万玉, 昝元锋

2017, 38(6): 5-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0005

摘要(17) PDF(0)

摘要:
利用三代核电非能动余热排出实验装置（ESPRIT）,针对中核集团自主研发的三代核电华龙1号（ACP1000）,开展了华龙1号非能动余热排出系统（PRS）特性参数影响因素实验研究。本文对实验装置、实验工况和实验结果进行了介绍。实验结果表明:系统阻力实验参数范围内,PRS均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;40%¹60%额定换热面积范围内冷却器和单个系列PRS均具有稳定带出0.8% FP（满功率）堆芯热量的能力;实验范围内蒸汽发生器（SG）水位对同一功率稳定后压力和蒸汽温度的影响并不显著。

AP1000非能动余热排出系统可靠性与概率安全评价模型的融合

郭海宽, 赵新文, 蔡琦, 张永发, 黄丽琴

2017, 38(6): 9-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0009

摘要(9) PDF(0)

摘要:
研究AP1000非能动余热排出系统可靠性,应用重要度和敏感性指标全面详细地分析系统设备可靠性,得到导致系统失效的设备各种失效模式的重要度和敏感性排序结果;整合了系统设备可靠性与物理过程可靠性,将整体可靠性融合进概率安全评价模型。分析结果表明:研究非能动余热排出系统可靠性时不仅需要分析其设备可靠性,还应该重点考虑系统物理过程可靠性,应整合两种可靠性并将系统整体可靠性融合进概率安全评价模型,综合分析非能动余热排出系统可靠性。

基于Relap5的非能动安全壳热量导出系统优化

白晋华, 赵博

2017, 38(6): 14-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0014

摘要(25) PDF(0)

摘要:
利用Relap5计算程序对2种非能动安全壳热量导出系统(PCS)的3个设计方案进行对比研究,从启动时间、运行工况的稳定性、平衡工况的换热能力等方面对设计方案的优劣进行评价。结果表明:在使用相同换热器情况下,开式PCS的启动时间最短,平衡后也具有最高的换热能力,而闭式单相PCS则具有运行工况稳定的优点;若闭式PCS使用面积为开式PCS换热器双倍的方案,则闭式单相PCS系统不仅运行工况稳定,且设计工况下的平衡换热能力也高于开式PCS。

带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验研究

朱海雁, 闫晓, 李永亮, 黄彦平, 肖泽军

2017, 38(6): 18-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0018

摘要(13) PDF(0)

摘要:
开展带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热特性实验,获得不同热工参数条件下的实验数据。实验工况范围为:压力23～25 MPa;质量流速600～1000 kg/(m2·s);热流密度300～800 k W/m2;螺距160 mm。基于实验数据研究压力、质量流速、热流密度对传热特性的影响。与光滑方环形通道内的实验数据对比发现:在相同热工参数条件下,带肋片方环形通道内换热系数比光滑方环形通道高,螺旋肋片对超临界水条件下的传热有较大的改善作用。对实验数据进行多元线性回归得到带螺旋肋片方环形通道内超临界水传热经验关系式。

过冷沸腾水中单汽泡成长的数值模拟

许川, 程宁, 彭常宏

2017, 38(6): 23-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0023

摘要(17) PDF(0)

摘要:
采用流体动力学程序ANSYS FLUENT中的流体体积法(VOF)计算二维条件下静止的过冷沸腾水中单汽泡的成长过程。相变过程可以通过在靠近汽-液交界面的网格的纳维斯托克斯方程中添加额外的质量源项和能量源项模拟,表面张力、汽泡与壁面之间的接触角以及汽泡底部液体层的蒸发也被考虑进来。将计算结果与实验结果对照进行验证,计算结果与实验结果符合较好;数值分析可得到一些实验中难以直接测量的物理参数,如温度场与速度场。

ADS稳态中子注量率高阶谐波重构的理论研究

谢金森, 陈珍平, 于涛, 谢芹, 曾文杰, 刘紫静, 何丽华

2017, 38(6): 27-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0027

摘要(21) PDF(0)

摘要:
加速器驱动次临界反应堆(ADS)的中子注量率由基波与高阶谐波中子注量率叠加形成。基于谐波与共轭谐波中子的双正交特性,建立了ADS稳态中子注量率谐波展开理论,并针对三维4群ADS扩散问题开展数值研究。结果表明:λ谐波和瞬发α谐波可有效地重构ADS稳态中子注量率,重构精度随谐波展开阶数增加而提高;相比瞬发α谐波,λ谐波具有更高的稳态中子注量率重构精度。由于分析对象外中子源和堆芯布置的对称性,仅有特定对称性的谐波对稳态中子注量率有贡献。

HFETR辐照孔道中子特性研究

刘水清, 刘红倩, 向玉新, 康长虎, 梁光远, 冉忠康

2017, 38(6): 31-35. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0031

摘要(12) PDF(0)

摘要:
采用蒙特卡洛(MCNP)程序对辐照孔道中子特性进行研究,包括各辐照孔道E>1.0 Me V时的中子注量率(φE1.0 Me Vf (29))与E>0.625 e V时的中子注量率(φE0.625 e Vf (29))的比值k,辐照孔道阳面、阴面样品中子注量率比值,辐照孔道样品最佳布置高度。研究结果表明:高通量工程试验堆(HFETR)辐照孔道k值随轴向和径向变化不同,但平均变化程度一致;9#孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值达1.43,而G7、K11孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值相对较小,分别为1.21和1.18。综合考虑,对于P15孔道,辐照试验段样品布置区的高度可达500 mm;对于9#孔道,样品布置高度可适当增至600 mm。

含掉块缺陷燃料棒的热力性能模拟研究

唐昌兵, 陈平, 周毅, 陈亮, 李伟, 王璐

2017, 38(6): 36-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0036

摘要(14) PDF(0)

摘要:
燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模型等引入数值模拟计算,完成了对具有MPS缺陷燃料棒热力性能的分析。对比具有不同MPS缺陷尺寸燃料棒的热力学性能模拟结果,完成MPS缺陷尺寸对燃料棒热力性能的敏感性分析。模拟结果表明,MPS缺陷会造成燃料棒中心温度升高,并且在包壳内外表面上出现拉压应力交替的现象;MPS缺陷尺寸越大,该影响越显著。较大的掉块尺寸会对反应堆运行过程中燃料棒的结构完整性造成威胁,应引起注意。

国产RPV钢质子辐照的巴克豪森噪声研究

钱王洁, 刘向兵, 徐超亮, 王海涛, 张国栋, 徐忠, 郑凯

2017, 38(6): 42-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0042

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用240 ke V质子对国产反应堆压力容器(RPV)钢试样进行辐照。辐照注量为0.25×1017～5×1017cm-2(对应位移损伤量0.05～1 dpa)范围。对辐照试验分别进行巴克豪森噪声(MBN)检测和辐照样品的显微硬度测试,研究MBN信号与辐照注量和力学性能之间的关系。结果表明:MBN信号对辐照缺陷非常敏感,随着辐照损伤量增加MBN信号先快速降低,随后又开始升高,并在0.3～1 dpa区间变化趋于缓和。上述变化主要归因于材料内部磁畴壁与质子辐照缺陷的相互作用。显微硬度测试表明:质子辐照后材料呈显著的辐照硬化趋势;同时通过显微硬度与MBN信号对比发现,MBN信号与显微硬度存在显著的线性关系。

压水堆活化腐蚀产物源项⁵⁸Co和⁶⁰Co敏感性研究

胡文超, 韩静茹, 李铁萍, 赵传奇, 靖剑平, 张春明

2017, 38(6): 47-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0047

摘要(13) PDF(0)

摘要:
以某压水堆核电厂为例,采用CORA程序分析压水堆核电厂一回路材料组成、蒸汽发生器传热管材料钴含量、冷却剂氢氧化锂浓度、净化效率和反应堆运行功率等因素变化对一回路腐蚀产物58Co和60Co活度浓度的影响。计算结果表明:通过限制蒸汽发生器传热管材料中钴元素的含量、提高冷却剂中氢氧化锂浓度、提高冷却剂净化效率和降低功率等措施可以有效降低活化腐蚀产物的活度浓度,为压水堆核电厂辐射剂量控制提供参考。

IVR中堆芯及下支撑板瞬态熔融模拟

陈徐屹, 张小英, 王彪, 徐俊英, 张雷, 张会勇, 展德奎

2017, 38(6): 51-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0051

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用带移动边界的三维瞬态模型对1/4堆芯模型进行热传导分析。考虑了堆芯熔融物滞留工况下反应堆衰变功率和压力容器内部水位的下降过程,以及不同材料组件在堆内的真实径向分布。棒束表面与冷却剂的自然对流换热采用饱和蒸汽/水经验关系式计算,辐射换热采用相邻16棒间辐射模型计算。建立了动态烧蚀模型以模拟不断累积的堆芯熔融物对下支撑板的烧蚀作用。着重考虑了由熔融物滴落造成的冲击换热以及下支撑板上形成的熔坑底部换热。文献验证对比证明了模型的正确性。模拟结果表明:事故进程2600 s时,冷却剂蒸干造成堆芯融化速度急剧加快。8000 s时80%的堆芯质量熔化。下支撑板上的烧蚀区域主要集中于板心半径700 mm处,并在6000 s时完全贯穿。

核电厂一回路温度探头测试数据采集方法研究

刘建光, 刘入幻, 黄昀

2017, 38(6): 57-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0057

摘要(18) PDF(0)

摘要:
反应堆冷却剂系统温度测量通道标定试验(RCP63)中传统的数据采集方法为人工采集法,存在处理效率低、易发生人因失误、可归档性差等问题。针对这些问题,通过研究核电厂中数字化仪控系统(DCS)数据采集特点,在DCS数据库中插入数据脚本的方式进行数据采集。该方法成功应用于红沿河核电厂3号机组,提高了工作效率,减少了可能的人因失误环节。

小型压水堆稳压器控制特性研究

张益林, 石波, 赵福宇

2017, 38(6): 61-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0061

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核电厂反应堆瞬态变化过程中,稳压器(PZR)体积越小,相同波动流量引起稳压器压力和水位变化越剧烈。这种现象会使得稳压器内压力和水位之间耦合增强,导致执行机构频繁动作,系统稳定性变差,甚至出现不稳定运行。应用Matlab软件建立稳压器两区非平衡模型,推导适用于控制系统设计的主冷却剂与稳压器耦合计算方程,进行小型压水堆稳压器压力-水位耦合特性研究。利用对角矩阵法设计解耦补偿网络,最后采用频域方法进行稳压器控制特性的初步研究。

核电厂非能动余热排出系统的失效概率评价

汤华鹏, 张知竹, 李海博, 张凯, 邓纯锐, 冉旭

2017, 38(6): 66-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0066

摘要(18) PDF(0)

摘要:
先进核电厂设计中大量采用非能动安全系统提高反应堆安全性。但目前尚无系统性评价非能动系统的成熟方法,而且概率安全评价(PSA)也未考虑非能动系统自然循环现象不确定性导致的功能失效。在欧盟非能动系统可靠性评价研究项目(RMPS)研究成果的基础上,以压水堆二次侧非能动余热排出系统(PRS)为研究对象,基于统计学和热工水力计算确定了影响性能的参数重要度,进而利用蒙特卡罗抽样和响应面分析对全厂断电事故下的PRS自然循环失效概率进行了量化分析评价。初步评价结果表明:非能动系统功能失效概率为2.14×10-3,在PSA中应当充分考虑各种非能动系统的功能失效。本文的评价方法还可以为非能动安全系统设计优化提供支持。

ACP100+失水事故应对策略研究

曾未, 宋丹戎, 陈智, 朱力, 刘松涛

2017, 38(6): 72-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0072

摘要(16) PDF(0)

摘要:
对先进模块化小型堆(ACP100+)失水事故后的应急堆芯冷却、安全壳压力控制、余热长期导出提出了相应的应对手段和策略。初步计算分析表明:通过限制ACP100+反应堆冷却剂破口尺寸可取消安注箱,使安注系统得到简化;对于小型钢安全壳带来的事故后压力控制问题,可采用抑压水池和顶部非能动水池设计,使事故后安全壳压力可长期控制在设计限值以下;由于小型堆余热量较小,可利用钢安全壳体作为导热媒介,通过浸没安全壳顶盖,以自然对流的方式长期导出余热,其长期冷却的固有安全性得到进一步提高。

西安脉冲堆核事故场外后果概率安全评价

唐秀欢, 沈志远, 王宝生, 朱磊, 杨宁

2017, 38(6): 76-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0076

摘要(19) PDF(0)

摘要:
为定量评价西安脉冲堆(XAPR)场外风险,建立XAPR核事故场外后果概率评价模型,以XAPR场区特征气象数据为输入数据,分析计算了XAPR核事故场外后果。结果表明:完整释放谱发生后,在XAPR场区100 m边界处有效剂量超过1、10 m Sv的条件概率分别约为0.652%、0.0750%;个人有效剂量超过10 m Sv的总频率小于2.20×10-9 a-1;致死癌症风险超过1×10-6的总频率小于1.89×10-6 a-1;XAPR场外个人平均癌症死亡风险满足草拟的核安全目标。XAPR场外风险极小。

基于GMFAC的核电厂蒸汽发生器水位优化控制

黄伟, 杨爽爽

2017, 38(6): 81-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0081

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对蒸汽发生器水位"虚假水位"等问题,在无模型自适应控制(MFAC)理论的基础上提出高"泛模型"无模型自适应控制(GMFAC)方法,并设计用于蒸汽发生器水位优化控制的控制器。为解决无模型自适应控制参数优化问题,采用了一种基于动物行为的群体智能优化算法——人工鱼群算法(AFSA)。为了避免陷入局部最优,提高收敛速度,同时采用一种改进的AFSA算法(PSO-AFSA),参考粒子群(PSO)算法的自身认知与群体认知行为,定义鱼群的生活行为,以提高算法的精度,达到快速获得全局最优的目标。仿真结果表明:人工鱼群算法优化后的GMFAC具有更加优良的性能指标和抗扰能力。

主辅式恒力弹簧支吊架凸轮曲线的设计与优化

刘卡壬, 何孟夫, 韩浪, 汤凤, 严亮

2017, 38(6): 87-91. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0087

摘要(11) PDF(0)

摘要:
核电站中常需要采用恒力弹簧支吊架。研究了核电厂中主辅式恒力弹簧支吊架内部构件之间的装配关系。通过对其恒力特性的分析,导出其关键部件凸轮的曲线微分方程,以此来设计支吊架结构。设计出的凸轮结构理论上满足恒力弹簧支吊架的工作要求,并依据设计过程对曲线给出了优化的方向。

基于CSR1000的燃料堆内辐照验证试验回路试验段初步概念设计与分析

张亮, 汪海, 童明炎, 孙胜, 杨文华, 斯俊平

2017, 38(6): 92-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0092

摘要(20) PDF(0)

摘要:
提出了2种基于中国超临界水冷堆(CSR1000)燃料元件的燃料验证试验回路试验段的概念设计方案——2×2组件方案、3×3组件方案;利用MCNP程序和CFX程序进行了中子学、热工水力学分析,并对不同方案进行初步评价。分析结果表明:2种方案均具备工程可行性,满足燃料验证试验需求,但两者存在显著的性能差异;2×2组件方案的燃料棒功率为23.6～25.3 k W,平均功率为24.3 k W,组件的径向功率峰因子为1.04;3×3组件方案的燃料棒功率为15.9～26.7 k W,平均功率为21.4 k W,组件的径向功率峰因子为1.25;3×3组件方案的组件功率峰因子较大,不利于功率展平,限制了组件平均功率的提高。对采用无绕丝组件的热工分析表明:2种方案的冷却水出口温度均超过25 MPa压力下的拟临界温度,燃料芯块温度、燃料包壳外表面温度均低于热工限值且留有裕量。

裂变室宽量程电子学测量的仿真研究

罗庭芳, 朱宏亮, 刘立新

2017, 38(6): 99-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0099

摘要(10) PDF(0)

摘要:
利用计算机仿真技术对裂变室宽量程电子学测量中测量频带和噪声的影响建模,并进行仿真分析。分析结果表明:裂变室的脉冲计数测量主要受测量频带的影响,在10 MHz频带内上限计数率大约为测量频带的1/10;裂变室的坎贝尔测量同时受测量频带和噪声的影响,测量频带在300 k Hz左右具有最佳的信噪比,通过降低噪声水平能有效降低下限计数率。

基于AP913流程的核电厂设备可靠性分级方法研究

秦凤, 朱桂霞, 乔真, 郭龙章

2017, 38(6): 103-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0103

摘要(11) PDF(0)

摘要:
为了合理分配核电厂的设备管理、维修资源,提高在运系统设备的可靠性,确保核电厂安全稳定经济运行,必须对核电厂的设备进行分级管理。本文基于AP913设备可靠性管理体系,对设备可靠性分级方法进行研究,形成了1种不同于RCM及SRCM规程的全新分级方法。依据该分级方法,国内某核电厂成功完成了全厂205个系统的设备可靠性分级工作。

基于灰色关联度的AP1000非能动余热排出系统参数敏感度分析

齐实, 周涛, 李兵, 李宇, 江光明, 余红星

2017, 38(6): 107-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0107

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用RELAP5分析非能动先进压水堆(AP1000)丧失主给水事故下,非能动余热排出系统(PRHRS)行为。基于RELAP5结果,利用灰色关联度进行各影响因素重要度分析。结果表明对反应堆冷却剂出口最高温度和包壳最高温度影响最大的是反应堆初始功率,其次分别为IRWST水温、热交换器上升段高度、反应堆初始压力。相比较而言,PRHRS管径和PRHRS-HX阻力系数影响较小。

EPR机组乏燃料水池热交换器逆向加热调试方案研究与验证

刘振勇, 刘春雷, 阮红桥, 林志杭

2017, 38(6): 113-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0113

摘要(19) PDF(0)

摘要:
欧洲先进压水堆(EPR)热交换器的逆向加热调试方案为:使用设备冷却水系统(RRI)逆向加热堆和乏燃料水池冷却和净化处理系统(PTR)热交换器。调试过程中:反应堆冷却剂系统(RCP)主泵热量通过余热排出系统(RHR)—设备冷却水系统(RRI)—PTR链路逆向加热乏燃料水池(SFP)。通过仿真软件对EPR的SFP热交换器进行建模,分析热交换器的热力性能,转换试验准则,达到在试验工况即可验证系统设计中严重事故工况下的热交换器性能,并最终通过调试试验对技术方案的可行性进行了验证。

秦山第二核电厂主给水调节阀常见故障分析与处理方案设计

张玉龙, 李洋龙

2017, 38(6): 117-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0117

摘要(13) PDF(0)

摘要:
分析CP600型核电机组主给水调节阀常见的几种故障,主要对主给水调节阀(主调阀)卡阀故障做进一步分析,并在CP600模拟机上对满功率主调阀卡阀的进行试验。比较了降功率过程的3种控制方案,提出最优方案。

核设备抗震鉴定试验目标PSD生成方法研究

金挺, 章贵和, 徐晓

2017, 38(6): 122-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0122

摘要(12) PDF(0)

摘要:
为避免抗震鉴定试验用人工时程能谱特性失真,需满足功率谱密度80%包络的要求。从楼层反应谱、傅里叶幅值谱和功率谱密度之间的互相关系入手,开展楼层目标功率谱密度生成方法的研究。分别采用Kaul公式法和SRP3.7.1附录A快速傅里叶变换法,将楼层反应谱和人工加速度时程转换为功率谱密度。通过对比分析不同方法的基本假设和不确定性以及获得功率谱密度的形状、峰值的差异,推荐用生成楼层反应谱的原始响应时程进行快速傅里叶变换的方法作为目标功率谱密度的生成方法。

UO₂-Er₂O₃燃料芯块的烧结工艺研究

刘羽, 杨静

2017, 38(6): 125-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0125

摘要(12) PDF(0)

摘要:
对UO₂-Er₂O₃可燃毒物燃料芯块的烧结工艺进行研究。试验表明:烧结过程中选择生坯密度在55%⁶0%理论密度的生坯芯块,在1700～1750℃,H2气氛中烧结2～3 h,可得到完整度、密度、晶粒尺寸等性能满足要求的燃料芯块。

热处理工艺与合金成分对国产新锆合金拉伸性能及显微组织的影响

陈乐, 杨忠波, 邱军, 梁波, 李卫军, 洪晓峰, 王练

2017, 38(6): 129-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0129

摘要(12) PDF(0)

摘要:
采用MTS材料试验机研究了去应力态和再结晶态的SZA4(Zr-0.8Sn-0.25Nb-0.35Fe-0.1Cr-0.05Ge)、SZA6(Zr-0.5Sn-0.5Nb-0.3Fe-0.015Si)2种不同成分的锆合金在室温和385℃的拉伸性能,采用扫描电镜(SEM)分析了断口形貌,采用透射电镜(TEM)分析合金与第二相的微观结构。结果表明:各材料均有较好的力学性能,SZA4-450℃的强度最高,SZA4-560℃和SZA6-560℃的塑性最好;各材料的微观断口形貌均为韧窝,表明断裂方式为韧性断裂,同时可见大量的第二相粒子均匀、弥散地分布在基体中;SZA-4中存在2种密排六方结构(HCP)的第二相,尺寸较小的为Zr (Nb F20e Cr)2,尺寸较大的为Zr (Nb Fe Cr Ge)2,SZA-6中存在面心立方结构(FCC)的(Zr Nb)2 Fe和HCP结构的Zr (Nb Fe)2 2种第二相。最后分析了热处理工艺和合金成分对拉伸性能及显微组织的影响,认为热处理工艺的影响起主要作用。

铀混合物中铀的定量分析技术

宋强, 郑玲玲, 乔洪波, 廖志海

2017, 38(6): 134-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0134

摘要(12) PDF(0)

摘要:
研究了铀混合物中铀的溶样方法、测定方法以及基体的干扰等测定条件,包括:加入氟化铵络合溶液中的基体元素来消除对铀测定的影响。模拟试样的平行测定结果表明:方法的相对标准不确定度优于0.2%;测定的铀含量约为标称值的98.8%。

1Cr15Co14Mo5VN不锈钢的性能敏感性研究

王理, 刘肖, 李卫军

2017, 38(6): 137-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0137

摘要(14) PDF(0)

摘要:
通过不同批次的试制件和对比件材料的组织检查、验证性试验、性能测试和影响因素分析,研究了1Cr15Co14Mo5VN材料的塑韧性性能及其热处理工艺敏感性。研究表明:1Cr15Co14Mo5VN材料抗裂纹扩展的能力不强,导致用该材料制造的产品对表面缺陷和应力比较敏感;通过加入Ni和Nb、采用双真空冶炼和提高固溶温度等途径有望提高1Cr15Co14Mo5VN的断裂韧度和塑韧性。

316NG和321不锈钢在模拟海洋大气氛围中的电化学点蚀性能研究

舒茗, 王丛林, 陈勇, 徐祺, 魏光强, 赵宇翔, 王浩

2017, 38(6): 142-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0142

摘要(14) PDF(0)

摘要:
利用电化学极化曲线和临界点蚀温度测量方法,对比研究316NG和321不锈钢在3.5%的Na Cl溶液中的抗点腐蚀性能。实验结果表明:所有测试温度下(室温、40℃、60℃、80℃)316NG的点蚀击穿电位(Eb)均显著高于321不锈钢;随着温度升高,316NG和321不锈钢的Eb显著下降,抗点蚀性能变差;3.5% Na Cl溶液中316NG和321不锈钢的临界点蚀温度(CPT)分别为20.1℃和3.9℃。从电化学角度看,在模拟海洋环境下,316NG的抗点蚀性能显著优于321不锈钢。扫描电镜下在321不锈钢的点蚀坑中观察到Ti N或Ti C颗粒存在,致使抗点蚀性能降低。

模块式小型压水堆堆腔注水系统下封头设计两相数值模拟研究

李昊翔, 朱大欢, 李松蔚, 李权, 曾未, 郭赟

2017, 38(6): 147-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0147

摘要(12) PDF(0)

摘要:
堆腔注水系统（CIS）可用于导出严重事故下位于压力容器底部的堆芯熔融物余热,防止压力容器熔穿,有效缓解严重事故后果。将数值计算预测下封头临界热流密度（CHF）的方法用于模块式小型堆下封头不同形状下CHF预测,筛选出安全裕量更高的下封头结构设计。结果表明:椭球型下封头和半球型下封头CHF随角度分布曲线大不相同,虽然二者最高CHF值相当,但椭球型CHF值在中部角度区（30°⁶0°）要远高于半球型CHF值。因此,在新设计中可以考虑采用椭球型下封头以提高堆腔注水系统的安全裕量。

Mode-C从基负荷到负荷跟踪的过渡策略研究

宫兆虎, 刘同先, 李庆, 蒋朱敏, 李天涯, 周金满, 蔡云

2017, 38(6): 152-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0152

摘要(15) PDF(0)

摘要:
Mode-C在基负荷运行时与Mode-G类似,而在负荷跟踪运行时与MSHIM类似,综合了Mode-G和MSHIM的优点。但为满足反应性控制需求,Mode-C在循环末期由基负荷向负荷跟踪过渡时容易出现轴向偏移等难以控制的问题。在负荷变化过程中,控制棒抽插、中子注量再分布和氙反馈等影响反应性和轴向偏移控制的各因素之间是紧密耦合的,难以采用将各影响因素分离后单独计算分析的方法。为此,以某双环路压水堆的典型日负荷跟踪为例,通过对临时调硼、提前调硼和基负荷深插K棒组3种策略进行直接模拟计算研究。结果表明:只有基负荷深插K棒组策略可快速平稳过渡到负荷跟踪工况,且该策略还有循环寿期长、过渡时调硼量少及无需修改参考轴向功率差等优点。

子通道分析软件CORTH的研发

刘余, 谭长禄, 潘俊杰, 王啸宇, 徐良剑, 邓坚

2017, 38(6): 157-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0157

摘要(13) PDF(0)

摘要:
子通道分析软件CORTH基于具有滑速比的四方程模型,适用于反应堆堆芯或加热棒束实验热工水力分析。CORTH软件的研发采用模块化设计和面向对象的编程语言,针对输入和输出特别设计了图形化的用户界面。软件通过了独立的第三方测试,检验了编码的可靠性和规范性。利用核电厂实测数据、国际基准题和AP1000额定工况对软件进行验证。结果表明,CORTH软件的计算精度较高,与国际同类软件相当,能够满足工程设计与分析需求。

新型燃料组件上部连接结构数值仿真与分析

王浩煜, 蒲曾坪, 朱发文, 陈平, 谷明非, 刘洋华

2017, 38(6): 163-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0163

摘要(17) PDF(0)

摘要:
燃料组件上部连接的功能在于提供燃料组件结构的连续性和保证燃料组件结构的稳定性,对燃料组件的安全和性能起着至关重要的作用。为分析和评价一种新型燃料组件上部连接结构,考虑接触非线性、材料非线性以及大变形等因素,利用有限元分析软件ABAQUS建立了该新型上部连接结构的数值仿真模型。通过数值仿真结果与试验结果的对比,认为本文建立的有限元仿真模型合理,可用于该新型燃料组件上部连接结构的分析与评价。最后对上部连接的抗拉过程进行了详细分析,认为摩擦力是其承载能力的关键因素。

CF系列燃料组件落棒性能综合评价

郭晓明, 马超, 陈平, 肖忠, 蒲曾坪, 秦勉

2017, 38(6): 167-169. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0167

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核电压水堆燃料组件中导向管主要功能是为控制棒组件的快速下插提供通道,并且依靠导向管下部缓冲段结构减缓控制棒下落速度,减小冲击力,保证燃料组件结构完整。首先运用落棒时程分析程序(CIGAL)计算得到CF系列燃料组件落棒时间,再利用落棒缓冲分析程序(SAM)计算CF系列燃料组件中缓冲过程冲击力。结果表明:CF3相对于CF2,随着导向管内径减小以及轴肩螺钉孔长度增加,落棒时间变长;落棒过程中缓冲段内压强最大值增大;控制棒组件对燃料组件上管座冲击力最大值减小;控制棒组件撞击之前控制棒在缓冲段内运动时间变长。

“华龙一号”控制棒机械性能分析方法研究

秦勉, 蒲曾坪, 陈平, 茹俊, 李云, 李华, 刘洋华

2017, 38(6): 170-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0170

摘要(11) PDF(0)

摘要:
在分析现有束棒型控制棒设计结构的基础上,建立了用于束棒型控制棒机械完整性分析的通用模型,并以"华龙一号"采用的束棒型控制棒为对象,开展吸收体温度、热态间隙内压及包壳应力计算分析,验证了该分析方法的适用性、可靠性。

压水堆燃料组件安全运行保障措施分析

茹俊, 肖忠, 朱发文, 张林, 秦勉, 刘洋华

2017, 38(6): 175-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0175

摘要(11) PDF(0)

摘要:
通过对燃料组件进行设计、制造、运行、辐照后检查多方面的分析,提出当前保障燃料安全运行体系改进的方向,特别提出加强燃料组件拆卸检查、池边检查、热室分析的建议。对于自主化燃料组件,从燃料棒下端部防止磨蚀、改进防异物设计、增强组件结构强度等方面提出了相关建议。

燃料棒辐照-热-力耦合行为的精细化数值模拟研究

唐昌兵, 焦拥军, 陈平, 李垣明, 周毅

2017, 38(6): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0180

摘要(17) PDF(0)

摘要:
在反应堆运行过程中燃料棒具有复杂的堆内行为,准确可靠的堆内燃料行为预测对于反应堆安全计算、燃料设计需求及燃料性能评估都是所必须的。本研究考虑了UO2芯块与锆合金包壳的相关热效应与辐照效应,并考虑间隙气体热传导、辐射换热、接触热传导的影响;分别编制用户自定义子程序,将燃料棒材料的辐照效应、热效应以及间隙换热等引入商用有限元分析软件ABAQUS,建立了燃料棒辐照-热-力耦合行为的精细化数值模拟方法。

UN燃料性能数值分析

涂腾, 李文杰, 李伟, 高士鑫, 陈平

2017, 38(6): 185-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2017.06.0185

摘要(15) PDF(0)

摘要:
UN燃料具有高热导率和高铀密度等优点,有利于改善芯块传热能力和提高铀装量。基于目前国内外试验所获得的UN燃料物性数据和辐照行为模型,对FUPAC程序进行了二次开发,并对UN燃料应用于压水堆正常运行工况下的燃料性能进行分析。结果表明:压水堆正常运行工况下,UN燃料在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压、包壳应变等方面具备良好性能。

留言板

2017年第38卷第6期

留言板

2017年 第38卷 第6期

2017年第38卷第6期