核动力工程

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王雄, 杜代全, 曾小康, 杨晓强, 昝元峰

2018, 39(3): 6-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0006

摘要(1216) PDF(424)

摘要:

采用计算流体力学（CFD）方法对俄罗斯水-水高能反应堆（VVER）先进燃料组件（AFA）的流动传热特性进行模拟,获得了额定工况下燃料组件冷却剂流场、流动压降和温度分布等。结果表明：与内部含交混翼的格架相比,AFA燃料组件定位格架的压力损失较小;定位格架围板导向翼附近存在滞流现象,导致燃料组件外围区域冷却剂温度偏高;不同的测量管周向棒功率比K_c对燃料组件出口冷却剂温度的测量值有较大影响。该分析结果可为核电厂堆芯温升预警值ΔT_t的设定提供参考。

两种静态装置瞬发中子时间常数诊断研究

白云, 李忠宝, 范晓强, 龚建, 彭先觉

2018, 39(3): 10-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0010

摘要(256) PDF(145)

摘要:
金属反射层次临界装置和含氢反射层次临界装置的瞬发中子衰减特性不相同,对测量信号处理得到的时间常数的物理意义需深入认识。研究分析认为,对快谱装置而言,自引入稠密等离子体聚焦（DPF）源中子时刻起,装置能谱基本不变,时间常数本征值概念和数值计算的本征值均适用于快谱装置的研究,数值计算的时间常数本征值可与实验测量的时间常数进行比较。但是,对含氢反射层装置而言,自引入DPF源中子时刻起,装置的能谱一直随时间发生变化没有达到稳态,不满足时间常数本征值的定义,不能用于诊断装置瞬发中子特性,对于关心瞬发中子特性的研究命题,时间常数本征值不适用。

棒束通道内混合对流传热实验研究

刘达, 顾汉洋

2018, 39(3): 13-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0013

摘要(220) PDF(170)

摘要:
以自然循环下堆芯内可能会发生的低流量传热为研究背景,对5×5棒束通道内的混合对流传热现象进行了实验研究。实验压力为6 MPa, 质量流量为25~150 kg/(m²·s),热流密度为25~300 kW/m²,实验雷诺数Re为1000~30000,浮升力参数Bo*为2×10^-7~3×10^-3。实验发现,随着Bo*的增大,棒束通道内传热产生先弱化后强化的趋势。浮升力对棒束通道内传热造成影响的起始点为Bo*=3.5×10^-6,当Re >15000时,浮升力依然可对传热造成弱化现象。基于实验数据,提出了适用于棒束通道的混合对流经验关系式。

TRU燃料热谱MSR定期换料及嬗变特性数值研究

于涛, 谢金森, 赵文博, 陈珍平, 谢芹, 刘紫静

2018, 39(3): 18-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0018

摘要(253) PDF(133)

摘要:
熔盐反应堆（MSR）燃料制备方便、中子经济性好、燃料管理灵活,具有直接利用轻水堆乏燃料中超铀核素（TRU）的潜力。本文通过优化燃料选取、栅格参数及燃料/石墨体积分数和去除裂变气体和惰性金属等方法,对TRU燃料热谱MSR堆芯寿期、TRU核素积存量、次锕系核素MA嬗变支持比和TRU焚毁率等进行计算分析,证明TRU燃料热谱MSR可实现长周期定期换料,减少在线换料的难度,同时对MA和TRU核素具有一定的嬗变能力,可降低乏燃料放射性毒性。

核电软件NESTOR堆芯功率分布计算不确定性研究

廖鸿宽, 李庆, 于颖锐, 胡钰莹, 甯忠豪, 卢迪, 黄世恩, 赵文博

2018, 39(3): 23-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0023

摘要(434) PDF(162)

摘要:
堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模型引入的不确定性和堆芯状态参数不确定性引入的不确定性,将两者联合起来得到最终功率分布计算的不确定性。结果表明：随机取样统计方法在核设计软件计算不确定性研究中是可行的,将堆芯功率分布拆分为组件内功率分布计算不确定性和组件功率计算不确定性分别分析,再由误差传递理论联合得到在95%置信度和95%概率下由程序物理模型引入的径向功率峰因子计算不确定性为±3.653%,由参数不确定性引入的径向功率峰因子计算不确定性为±0.964%。从而得出最终径向功率峰因子的计算不确定性为：±3.778%。与国外成熟工程核设计软件包的计算精度相当,为NESTOR核设计软件包的应用和验证奠定了基础。

RELAP5大空间自然对流管束传热模型改进及验证

鲜麟, 江光明, 李捷, 王小吉, 杨帆, 李峰, 冉旭

2018, 39(3): 29-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0029

摘要(445) PDF(229)

摘要:
基于经验证的单相和两相大空间自然对流管束传热模型,对RELAP5进行了改进,使得程序具备了模拟单相和两相大空间自然对流管束传热的能力。采用改进后的系统程序RELAP5和改进前的系统程序RELAP5对试验模拟体进行了对比计算,并采用试验数据对改进后的程序进行了验证,结果表明,改进后的系统程序计算结果与试验数据吻合较好。

超临界水冷堆类三角形子通道传热不均匀性研究

王为术, 侯彦亮, 徐维晖, 朱晓静, 毕勤成

2018, 39(3): 33-39. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0033

摘要(224) PDF(150)

摘要:
基于类三角形堆芯子通道超临界水传热不均匀性试验,建立棒径为8 mm、栅距比为1.2~1.4的超临界水冷堆（SCWR）类三角形堆芯子通道物理模型,研究通道内超临界水传热不均匀性,分析超临界压力区子通道传热轴向与周向不均匀性。试验研究表明类三角形子通道轴向传热强度不均,沿轴向传热强度存在峰值区,大比热区传热强度大,而远离大比热区传热强度低;试验与数值模拟对比表明 (Spezlale, Sarkar and Gatski Model) 湍流模型可准确预测SCWR类三角形子通道超临界水传热特性;子通道周向传热严重不均,在垂直于主流方向横截面,流体和管壁之间的局部传热系数随着周向角的增大先升高后降低,其值在中心主流区处最大,在窄缝区位置最小,并且在不同的主流焓值区内周向传热不均程度不同;栅距比对子通道传热有影响,随着栅距比的增大,在整个主流焓值区内,平均壁温升高,换热系数降低,周向传热不均匀性显著减小。

基于ANSYS的燃料组件事故动力分析程序

齐欢欢, 吴万军, 沈平川, 姜乃斌, 叶献辉, 黄旋, 黄茜

2018, 39(3): 40-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0040

摘要(973) PDF(219)

摘要:
对燃料组件事故动力分析的流程、燃料组件轴向模型以及横向排模型建立方法、轴向和横向事故动力响应计算方法、格架作用力和导向管应力计算方法进行了研究。基于有限元软件ANSYS的APDL和UIDL语言,引入参数化和模块化的思想,编制燃料组件事故动力分析程序,并采用编制的程序与专用软件分别对某型燃料组件进行对比验证。对比结果表明差异较小,均在工程允许误差范围之内;采用编制的程序代替专用软件进行燃料组件事故动力分析,编制的程序分析能力增强,效率更高。选取某电厂作为分析对象,采用编制的程序进行了实例计算,分析结果满足规范要求。

研究堆破损乏燃料元件快速排查技术研究

樊一军, 贾昊鹏, 唐杨, 王小兵, 李成业

2018, 39(3): 45-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0045

摘要(699) PDF(173)

摘要:
研究堆燃料元件在安全转移至乏燃料贮存水池前,需对其进行破损检测。目前的检测方法耗时长,难以对具体的破损对象快速判定。本文提出一种破损乏燃料元件快速排查法,该方法能在短期内实现对破损乏燃料筛查,提高后续待运乏燃料破损检测通过率。

模拟燃料组件导向管上应变计的粘贴工艺研究

唐俐, 王军, 马文慧

2018, 39(3): 48-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0048

摘要(158) PDF(150)

摘要:
燃料组件力学试验需要测试燃料组件不同部位受力点的物理参量。受力点应变的测试需要粘贴应变计来实现测试。然而,燃料组件的结构复杂且紧凑,难以实施应变片的粘贴。针对以上问题开发了一种应变计粘贴工艺,对燃料组件导向管上狭窄空间进行应变计的粘贴。试验结果表明,应变计测试数据有效、可靠。

基于二次辐照的CMRR乏燃料组件燃耗测量技术研究

窦海峰, 李润东, 朱世雷, 王俊伟, 司开拓, 袁姝, 杨鑫, 冷军

2018, 39(3): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0051

摘要(813) PDF(147)

摘要:
由于研究堆堆芯装载灵活多变、运行模式复杂,传统的燃耗无损检测技术精度不高。基于乏燃料二次辐照的燃耗测量技术具有不依赖于乏燃料组件的运行历史数据、测量精度较高的优点。本文研究了该方法中裂变产物来源甄别技术,建立了燃耗测量原理装置,分析了装置相对测量效率,完成了中国绵阳研究堆（CMRR）典型乏燃料组件的燃耗测量实验。测量结果表明,对于燃耗为15%左右的乏燃料组件,²³⁵U质量的测量不确定度好于5%。

核岛地基沉降去噪方法及预测技术

王明毓, 孙浩, 刘锐

2018, 39(3): 56-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0056

摘要(169) PDF(140)

摘要:
在核电厂的核岛厂房建设过程中会对其地基变形进行观测直至建设完成。由于地址条件不同,电站核岛厂房筏基完成后的地基变形值不相同,对跨厂房的物项的影响也不相同。本文选取某核电厂地基沉降15期观测数据进行分析。首先通过小波阈值去噪法对沉降数据进行处理,预处理结果表明,沉降值和观测时间呈高相关性,结合地基沉降速率的判断,地基沉降已经趋于平稳。在此基础上,本文使用双曲线法和灰色理论法对地基沉降进行了3期的短期预测和30 a的长期预测。分析结果表明,短期预测中2种预测方法与实际测量结果相比均较为保守,其中灰色理论法最为保守;长期预测中,灰色理论法结果发散,不适合进行长期预测;双曲线法的预测结果与欧洲在运30 a左右的两个核电站的实际沉降数据较为符合,预测结果较好。

疲劳强度减弱系数与应力集中系数在螺纹疲劳分析中的应用研究

陈涛, 刘攀, 徐晓

2018, 39(3): 62-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0062

摘要(1091) PDF(206)

摘要:
以反应堆压力容器（RPV）为例,给出主螺栓螺纹的疲劳强度减弱系数（K_f）与应力集中系数（K_t）之间的理论关系、K_f与K_t的合理取值范围、工程上的等效判定方法以及在疲劳分析中的使用方法,并采用特定K_f值给出疲劳分析算例。明确了两者的概念及区别,在高强度钢材料螺纹结构的应用方面给出意见及范例,可为工程上螺栓选取及结构设计提供借鉴。

基于实验数据的吊篮表面脉动压力分析

王大胜, 段远刚, 刘攀, 孔小飞

2018, 39(3): 67-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0067

摘要(176) PDF(123)

摘要:
基于堆内构件缩比模型流致振动实验实测得到的吊篮表面脉动压力数据,分析了吊篮表面不同位置脉动压力功率谱密度的分布特征,并对脉动压力功率谱密度的相关性进行分析得到相关长度的特性。结果表明,吊篮表面的脉动压力功率谱密度随频率的增大快速减小然后趋于平缓,是一种频率成份十分丰富的宽带衰减谱,在吊篮同一高度区域的脉动压力功率谱密度基本相同,不同高度区域的脉动压力功率谱密度的能量差别较大;脉动压力功率谱密度的相关长度随频率递增而急剧减小然后趋于常值;吊篮流致振动响应对脉动压力功率谱密度的影响较小,将吊篮流致振动简化为弱耦合问题是合理的。

核二级波纹管截止阀在瞬态热冲击作用下的数值模拟

李树勋, 雒相垚, 吕兴, 张丽芳, 徐晓刚

2018, 39(3): 71-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0071

摘要(831) PDF(153)

摘要:
为研究瞬态承压热冲击对核二级波纹管截止阀的结构强度和疲劳寿命的影响,基于流固耦合及热边界条件相关理论,通过Fluent和ANSYS有限元软件对核二级截止阀阀体进行热流固耦合分析,研究阀体监测点在不同时间点下温度场、热应力和疲劳寿命的变化,以及热冲击作用时间对疲劳寿命的灵敏度的影响。结果表明：瞬态承压热冲击对阀体的温度场、结构强度、疲劳寿命和敏感度影响巨大,必须消除这种影响,以此来保证核二级波纹管截止阀的高安全性和高可靠性。

多源数据融合方法研究

李洪伟, 刘兆东, 闵远胜, 何亮, 刘鎏, 赵文涛

2018, 39(3): 77-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0001

摘要(718) PDF(330)

摘要:
选取工程应用中易于实现的数据融合方法进行分析研究,并以融合数据与数据真实值的偏差作为数据融合方法的稳定性判定依据,进行了三余度多源数据的数据融合仿真试验。试验结果表明,加权最小二乘法在数据融合时表现稳定,可替代常用的矩估计融合和中值融合,更有效地提高融合数据的精度。

大亚湾核电站模拟控制系统数字化升级验证平台方案研究

方郁, 熊国华, 马蜀, 蔡叶发, 况德军, 彭超

2018, 39(3): 81-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0081

摘要(236) PDF(159)

摘要:
根据大亚湾核电站现有模拟控制系统的范围与实际情况,分析了信号配置、接口类型以及典型控制回路。结合第3个10年大修控制系统数字化升级的需求,提出了验证平台的技术要求,并搭建了基于数字化控制系统（DCS）小系统、工艺仿真系统与集中控制模拟量机柜（KRG）系统的验证平台;针对具体的验证内容,给出了详细的验证方案。利用验证平台开展相应的验证工作,可有效地识别改进前后的平台差异性,保证数字化升级的顺利实施。

核电厂安全级DCS T2试验方案研究

张亮亮, 张瑜, 周粲, 陈杰, 刘东波

2018, 39(3): 86-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0086

摘要(1128) PDF(211)

摘要:
核电厂安全级分布式控制系统（DCS）的T2试验对于保证其逻辑功能的可靠性有重要作用。基于安全级DCS定期试验、定期试验相关法规、标准,对各安全级DCS平台T2试验的方案及特性进行了论述,分析了其优缺点。提出T2试验设计中需要综合考虑的因素,给出T2试验的建议方案及改进建议。

基于内分泌分数阶PI^λD^μ的核电站稳压器压力控制

钱虹, 郑子彬, 郑秒

2018, 39(3): 90-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0090

摘要(257) PDF(135)

摘要:
针对系统较为复杂的核电站稳压器,为了获得令人满意的控制效果,在生物神经内分泌腺体激素调节的原理和分数阶微积分的理论基础上,提出了一种包含长环和短环的内分泌分数阶PI^λD^μ控制器（EFOPID）。一级控制器为比例控制,能够依据系统偏差来调整二级控制器的输入,实现快速、稳定地消除偏差;二级控制器采用间接算法（Oustaloup算法）实现的分数阶PI^λD^μ控制器（FOPID）,能够使系统具有更加优良的快速性、高精度性和强抗干扰能力。仿真结果表明：EFOPID比传统的比例-积分-微分控制器（PID）控制具有更加优良的性能指标和抗扰动能力。

数字化安全级DCS紧急停堆系统共因失效分析

马权, 罗琦, 宋小明, 刘艳阳

2018, 39(3): 95-99. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0095

摘要(285) PDF(165)

摘要:
以2oo3架构数字化安全级分布式控制系统（DCS）紧急停堆系统为研究对象,采用Markov方法对其建立可靠性模型,分别计算并对比了考虑共因失效和不考虑共因失效2种情况下紧急停堆系统的拒动概率,同时对系统拒动概率相对于共因失效因子变化的敏感性进行了重点分析。结果表明,拒动概率随着共因失效因子的增加而变大,因此,在系统设计中需采取有效措施对冗余系统的共因失效进行控制,降低共因失效因子,从而提高紧急停堆系统的可靠性。

西安脉冲堆概率安全分析技术要点及分析框架研究

王宝生, 唐秀欢, 沈志远, 朱磊

2018, 39(3): 100-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0100

摘要(667) PDF(138)

摘要:
针对西安脉冲堆（XAPR）自身设计特点及安全特性,研究了XAPR概率安全分析（PSA）的技术特殊要点,提出了XAPR PSA分析框架及技术要素具体实施方法。最后以XAPR堆水池中破口失水事故为始发事件,验证了XAPR PSA研究思路。分析表明：以始发事件为起点、事件序列为主干、放射性释放类为终点的一体化事件树结构分析框架适合于XAPR PSA。

核电厂乏燃料组件厂内转运关键设备研制

瓮松峰, 任荷, 董岱林, 罗英, 杨其辉, 安彦波, 张超

2018, 39(3): 106-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0106

摘要(864) PDF(209)

摘要:
乏燃料组件厂内转运是解决核电厂燃料水池贮存空间不足问题的方法之一。本文分析了乏燃料组件厂内转运的设计准则、安全风险,介绍了用于运输容器内破损组件检测和运输容器内组件冷却用设备的工作原理及其应用情况。应用结果表明：破损检测设备可以快速有效地检测乏燃料运输容器内是否存在破损组件;乏燃料组件冷却设备可以较为安全地冷却装有乏燃料组件的运输容器。

核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证

周正平

2018, 39(3): 110-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0110

摘要(914) PDF(401)

摘要:
介绍VVER-1000型核电厂声学泄漏监测系统的设计基准和功能,给出判断泄漏过程、确定泄漏量和泄漏位置的系统算法。建立主回路声模型结构图,计算得到环路背景噪声分布,并和实际机组上的试验结果进行对比。建立管道模型的试验台架,并对管道模型进行了试验验证。根据试验数据得到用于计算泄漏量大小和泄漏位置的相关系数。通过核电厂声学泄漏监测系统的设计和验证,为开发田湾核电厂1、2号机组在线的核电厂声学泄漏监测系统奠定了基础。

安全壳冷却机组风机盘管进风均匀性的定量研究

崔国强, 张莉, 肖伯乐, 刘江, 张强

2018, 39(3): 114-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0114

摘要(651) PDF(198)

摘要:
分别采用数值模拟和实验测量2种方法对安全壳循环冷却机组风机盘管迎风面的进风均匀性进行了研究。数值计算分析了风机盘管的流场分布,实验测量获得了风机盘管迎风面上50个测点的进风速度数据。分别采用“断面风速均匀度”和“相对标准偏差”对测量结果和计算结果进行了数据处理,定量评定了盘管迎风面的进风均匀性,“断面风速均匀度”的评定结果不满足GB/T14294—2008规定的不低于80%的均匀性要求;“相对标准偏差”的评定结果超出了相对标准偏差值通常低于15%的均匀性要求。

核电厂MSIV电磁阀性能检测系统开发

舒芝锋, 黄萍, 朱翠云, 杨津瑞

2018, 39(3): 119-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0119

摘要(727) PDF(226)

摘要:
针对压水堆核电厂MSIV上电磁阀性能检测的需要,研制了电磁阀开启/关闭特性及密封性等综合性能检测系统,介绍了检测原理方法和系统组成。该系统能有效检测出MSIV上电磁阀的综合性能,继而指导电磁阀后续的维修工作方向,有效避免人因失误,可作为一项重要的检修专用工具。

福清核电厂汽轮发电机组非核蒸汽冲转可行性研究分析及优化

肖波, 何流

2018, 39(3): 122-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0122

摘要(159) PDF(215)

摘要:
汽轮发电机组非核蒸汽冲转相较于核蒸汽冲转能够提前验证汽轮发电机组设计、制造、安装质量,缩短后续机组整组启动调试的工期,创造经济效益。依据热力学第一定律建立了汽轮发电机组非核蒸汽冲转热平衡计算公式,并得出汽轮发电机组在1500 r∙min^-1平台稳定时间、汽轮发电机组冲转耗能、一、二回路补水等冲转关键参数。福清核电厂1号汽轮发电机组非核蒸汽冲转顺利结束后,结合实际过程对理论计算公式进行了进一步校核,证明了理论计算方法适用于实际冲转工况,并对3号汽轮发电机组非核冲转步骤进行了优化,从而减少了汽轮发电机组非核冲转过程中一、二回路关键参数的波动,降低机组控制的风险,延长冲转时间,进一步验证汽轮发电机组的质量。通过对比福清核电厂1、3号汽轮发电机组非核冲转参数变化,进一步证明了优化措施是有效的。

熔化极气体保护自动焊工艺在核电站钢制安全壳中的应用

刘非, 唐识

2018, 39(3): 128-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0128

摘要(238) PDF(148)

摘要:
简要介绍了熔化极气体保护自动焊（GMAW）的工艺应用现状、国家核安全法规对工艺应用要求;从钢制安全壳设计单位支持、焊接坡口形式及尺寸确定、焊接工艺参数匹配、坡口组对和背面清根等方面分析了GMAW自动焊工艺应用的难点;并从焊接方法、设备、材料选择和焊接工艺匹配性试验以及焊接工艺评定等方面介绍了工艺应用前的准备工作;最后介绍了GMAW自动焊工艺应用的要求和实施结果。应用结果表明：GMAW自动焊工艺在核电站钢制安全壳焊接是可行的。

核电厂主泵倒流工况转子动态特性分析与研究

陈兴江, 丛国辉

2018, 39(3): 134-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0134

摘要(149) PDF(134)

摘要:
为防止核电厂主泵在反应堆冷却剂倒流产生的冲击载荷作用下发生反转,在电机上设置了由恢复弹簧和液压缓冲器组成的棘爪式防倒转装置。根据防倒转装置的结构特点及其工作原理,建立了防倒转装置的理论模型和主泵转子的运动学方程,分析了主泵倒流工况转子运动的动态特性,得到了转子的速度-位移运动轨迹。结果表明,由于反应堆冷却剂倒流产生的冲击载荷小于防倒转装置的设计载荷,主泵转子在倒流工况下经历包含6个运动状态的往复运动后,转速逐渐降低直至停止,实现了防止主泵反转的功能。

核电厂主蒸汽隔离阀研制难点分析

熊冬庆, 贺振宇, 李世欣, 石红

2018, 39(3): 138-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0138

摘要(215) PDF(173)

摘要:
以我国百万千万级压水堆核电机组主蒸汽隔离阀为例,对主蒸汽隔离阀的设计要求与结构特点进行了详细的介绍,结合主蒸汽隔离阀的国产化研制现状,对该设备技术难点和研制过程中应重点关注的问题,如阀门设计计算、阀门执行机构的选用、原材料的质量保证、阀门密封性能、样机的鉴定等方面进行分析,相关内容在主蒸汽隔离阀的国产化过程中均得到了验证。

基于层次分析法的核设施退役方案量化评价方法研究

张永领, 赵菀, 章航洲, 张开运

2018, 39(3): 143-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0143

摘要(151) PDF(136)

摘要:
针对核设施退役方案评价问题,采用层次分析法,构建核设施退役量化评价模型。该模型包含6项准则及20项评价指标,实现了对退役方案的整体以及安全因素、废物量、退役经费、退役周期、技术因素、公众认可度等方面的系统性量化评价。通过对某核设施退役工程的量化评价实践,验证了该评价方法的有效性,并为后续退役工程提供了一些建议。

核电站辐照样品抓具抓头部件承载力研究

刘慧芳, 袁占航

2018, 39(3): 147-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0147

摘要(677) PDF(141)

摘要:
受辐照监督管在下部堆内构件上固定方式的影响,辐照监督管在取出时,其抽取力数值变化较大。抓具关键承载路径末端上的抓头部件因辐照监督管顶塞尺寸限制,而成为抓具上承载能力最薄弱的部件。为保证安全操作,本文结合设备结构特征,对抓头部件进行了承载分析,获得了抓头部件的极限承载力。根据计算结果和实验验证结果,提出了提高抓爪承载力的优化措施,为同类设备的设计和改进提供经验参考。

反应堆结构的泵致振动噪声研究

冯志鹏, 吴万军, 熊夫睿, 张文正, 吕稀, 宋海洋, 王碧浩

2018, 39(3): 151-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0151

摘要(642) PDF(170)

摘要:
先进的振动噪声预报与减振降噪分析技术对于降低结构的振动噪声水平具有重要意义。为了进行准确的噪声预报,需要采用合适的方法并建立噪声预报模型进行计算分析。针对反应堆及一回路系统,首先研究了振动噪声预报分析方法的变量参数及其影响规律,研究比较了声学分析方法包括直接边界元法、声学有限元自适应层方法、自适应阶次有限元声学法、声学有限元自适应层方法联合自适应阶次有限元声学法;其次,联合有限元法和声学边界元法,研究了耐压壳模型对振动噪声的影响,得到了加强筋、双层壳对系统振动特性及辐射噪声的影响规律。基于研究结果,建立了声振计算模型,开展了减振效果评价、声辐射分析及减振措施研究,得到了典型传递路径的振级落差、通过耐压壳辐射的声压级和外声场以及不同减振措施的减振降噪效果。

多方法融合的反应堆紧急停堆子系统安全性分析

刘华, 韩文兴, 阳小华, 陈智, 刘朝晖

2018, 39(3): 156-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0156

摘要(422) PDF(137)

摘要:
针对反应堆紧急停堆子系统,将故障模式影响分析（FMEA）、故障树分析（FTA）、系统理论的过程分析（STPA）3种独立的基本分析方法进行组合,形成仪表控制系统设计阶段的失效和故障基本项覆盖统计表格。STPA方法能够很好地弥补了FMEA和FTA方法的不足。同时,在仪控系统的设计阶段,STPA方法非常适合发现反应堆紧急停堆子系统涉及的软件类、系统交互以及通信类的故障和安全问题。

氧化铝纳米流体临界热流密度机理模型研究——物理模型

何晓强, 余红星, 江光明

2018, 39(3): 162-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0162

摘要(183) PDF(122)

摘要:
针对现有纳米流体临界热流密度（CHF）模型存在的不足,基于气泡力平衡分析方法,考虑接触角和毛细现象带来的影响,构建了针对氧化铝纳米流体CHF的机理模型。结果表明：模型可模拟CHF随纳米流体浓度（c_NF）变化的规律,随着c_NF增加,CHF开始增加;但增加至某一浓度之后,CHF不再增加而维持恒定值;模型表明CHF与纳米微粒直径（d₀）无关,这与已有实验结果吻合;随着接触角或倾斜角增加,模型计算得到的CHF减小。

ARCS-4程序系统临界物理模拟实验验证

李满仓, 陈长, 姚栋, 魏彦琴, 吴文斌, 赵文博, 黄世恩, 倪东洋, 巨海涛, 郑洪涛, 秦冬, 张知竹, 汪量子, 吴磊

2018, 39(3): 166-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0166

摘要(260) PDF(152)

摘要:
SARCS-4程序系统是中国核动力研究设计院自主研发的新一代中子学程序包,需对程序展开工程验证,完善理论模型,提高计算精度。利用成熟燃料元件,设计并制造出与新型燃料组件结构相似的模拟组件。利用模拟组件构造了3种堆芯布置并进行模拟实验,验证SARCS-4程序系统的正确性和可靠性。按照单变量准则和多样化准则,考察控制棒、可燃毒物棒、围板和堆芯布置等因素。模拟实验临界棒位校核分析表明：堆芯泄漏、围板效应、控制棒和可燃毒物棒效应是影响校核精度的主要因素,SARCS-4计算程序系统对模拟实验的整体计算精度相对较高,特殊布置堆芯仍需进一步提高计算精度,后续将通过进一步的实验和研究开展持续验证和改进。

基于国产化PXI模块的松脱部件监测系统软件开发

李翔, 简捷, 李海, 王磊

2018, 39(3): 171-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0171

摘要(732) PDF(170)

摘要:
基于国产化PXI（面向仪器系统的PCI扩展）模块,利用中国核动力研究设计院（NPIC）研制的国产化松脱部件监测系统（LPMS）进行了16通道LPMS软件的开发,本文主要介绍了软件设计要求、设计原则、设计流程,以及主界面的设计,并重点对国产化PXI控制模块接口程序的软件实现进行了详细阐述。开发的基于国产化PXI模块的LPMS软件经测试满足设计要求,并已成功应用在出口国外某核电厂的LPMS中,为保障核电厂安全经济的运行起到了积极的作用。

核反应堆控制棒驱动机构故障检测仪研制

何攀, 彭翠云, 曾杰

2018, 39(3): 176-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0176

摘要(730) PDF(158)

摘要:
以控制棒驱动机构为研究对象,基于机构结构噪声检测原理,自主研发了一套故障检测仪,并在试验台架模拟控制棒驱动机构上进行了测试分析,测试结果表明该检测仪可实现控制棒驱动机构的故障鉴别,为核反应堆控制棒驱动机构的安装调试和检修提供了一种科学有效的故障检测手段。

基于功率密度谱的压水堆核电厂中子噪声特性研究

杨泰波, 刘才学, 罗婷, 胡建荣, 简捷

2018, 39(3): 181-183. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0181

摘要(194) PDF(144)

摘要:
分析了压水堆核电厂中子噪声功率密度谱的计算方法,利用该方法以核电厂堆内构件振动监测系统长期的监测数据为基础,计算了中子噪声的功率密度谱,分别分析了百万千万级核电厂、不同功率核电厂和不同燃料周期核电厂中子噪声功率密度谱特性。结果表明,通过分析压水堆核电厂的中子噪声功率密度谱特性,能有效的认识压水堆核电厂堆内构件的振动行为,为压水堆核电厂堆内构件状态分析提供了基础。

某核电厂吊篮梁型振幅偏大问题分析与诊断

罗婷, 刘才学, 胡建荣, 杨泰波, 简捷, 冯晋涛, 艾琼

2018, 39(3): 184-187. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0184

摘要(172) PDF(136)

摘要:
通过对方家山、宁德核电机组多个燃料循环周期的堆外中子噪声信号进行分析,得出了吊篮梁型振动频率和幅度的特性。将此特性应用到其他核电机组,发现某核电机组吊篮梁型振幅偏大。对该机组吊篮梁型振动频率和幅度的变化趋势、频率的漂移量、幅度的增长率进行分析与诊断,判断吊篮并没有发生明显的支撑劣化情况,并给出了该机组可继续运行的条件。

留言板

2018年第39卷第3期

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