核动力工程

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李苏甲, 聂勇, 许远欢

2004, 25(1): 1-3.

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摘要:
对法国RSEM规范中的记录阈值、规范化阈值和验收标准之间的相互关系以及超声波检测中使用的波幅法和尖端衍射法显示定量技术之间的相互关系进行了详细的分析。明确界定了核电站反应堆压力容器役前和在役超声波检查中不同的规范特性值使用合适的数据分析和缺陷验收处理办法。该方法中采用的原则亦可应用于一回路其它部件役前和在役检查的数据分析和缺陷验收处理。

核电汽轮机通流部分性能监测与故障诊断

江宁, 李政

2004, 25(1): 4-7.

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摘要:
介绍了一个基于热力参数在线监测的核电汽轮机经济性分析与通流部分故障诊断系统。该系统避开了干度测量的困难,利用双重校验方法及基于故障机理的效率修正方法,初步解决了核电机组湿蒸汽汽轮机的热力计算问题。在此基础上,利用神经网络方法建立了基于部件特性参数变化征兆的故障诊断系统,经过检验,取得了满意的诊断效果。

基于全工况数学模型诊断核电汽轮机热力系统故障的新思路

崔大龙, 李政

2004, 25(1): 8-12,26.

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摘要:
利用核电汽轮机热力系统大范围变工况(全工况)数学模型建立核电热力系统故障诊断系统。通过数学模型对对象系统机理的描述,避免了以往神经网络等推理方法中对大量运行数据的需要,更具实用性。由于引入了反映设备运行性能的特性参数概念,通过特性参数随其主导因素的变化关系诊断系统设备故障,避免了依据表面现象判断故障的困难,并使故障诊断结果具有量化标准,能对现场运行和维修提出有益的指导。

承压热冲击下反应堆压力容器中流体的瞬态混合特性

王海军, 陈听宽, 罗毓珊, 卢冬华, 孙英学

2004, 25(1): 13-17.

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摘要:
热冲击下,反应堆压力容器中的热工水力特性是一个与反应堆安全密切相关的课题。本文在1/10的模型体上进行了高温高压下安全注水时流体的瞬态混合特性实验,得到了在有回路流动和无回路流动时以及不同的环腔流体温度下的混合特征。结果表明,环腔无流动时,随着安全注水流速的提高,混合函数下降得更快,幅度更大;环路有流动时,混合函数变化缓慢;当环腔内的流体温度达到一定的数值后,压力容器部分区域的混合函数发生明显变化。

200MW核供热堆两相流密度波不稳定性实验的Shannon信息熵特性研究

石磊, 张作义, 高祖瑛

2004, 25(1): 18-21.

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摘要:
在200MW核供热堆热工实验台架上,利用信息论原理,研究两相流密度波不稳定性的Shannon信息熵特性。通过调节加热功率、运行压力和冷却剂入口过冷度,获得534种工况下加热流道入口压降的实验数据。计算不同工况下的Shannon信息熵,发现具有高的负Shannon信息熵(负熵)的实验工况是不稳定的,而具有低的负熵的实验工况是稳定的。负Shannon信息熵类似很多场合中使用的能量,可以成为衡量系统稳定性的尺度。

水基磁性流体池沸腾传热强化的实验研究

刘俊红, 顾建明, 连之伟, 颜志猛, 刘辉

2004, 25(1): 22-26.

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摘要:
通过水和水基磁性流体池沸腾传热的对比实验,确定了水基磁性流体强化沸腾传热的效果,并进行了机理分析。实验结果显示,热流密度相同时,水基磁性流体的沸腾换热系数比水至少增强2倍,施加磁场可进一步强化沸腾传热,增强倍数可超过5倍。通过分析磁场对磁性流体中沸腾汽泡的影响,认为施加磁场有使汽泡脱离直径减小、生长速度加快和脱离频率增加的作用。

先进压水堆非能动安全系统研究进展

肖泽军, 卓文彬, 陈炳德, 白雪松, 贾斗南

2004, 25(1): 27-31.

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摘要:
介绍了我国先进压水堆非能动安全系统研究进展及国内外先进压水堆非能动安全系统研究发展状况,指出我国非能动安全系统研究的发展方向是进行新一代1000MW级压水堆非能动安全系统的研究。

核电站蒸汽发生器数字化仪表与控制对象实时仿真系统技术研究

史觊, 蒋明瑜, 马云青

2004, 25(1): 32-36.

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摘要:
采用U型管蒸汽发生器动态特性分析数学模型,研制开发了核电站蒸汽发生器实时仿真系统。该系统与控制系统形成能够相互作用的闭环系统,用于为核电站数字化仪表与控制(I&C)开发提供仿真对象及进一步控制方案研究。运用该系统对蒸汽发生器变工况进行了计算,所得结果与核电站仿真机的计算结果符合较好,为核电站仪表与控制(I&C)系统数字化开发提供了理论依据。

铠装铂电阻液位测量传感器研究

张红中, 王文然, 刘志勇, 段泉圣

2004, 25(1): 37-40,44.

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摘要:
压力容器内的水位是反应堆运行中的重要参数,基于发热体在液相和汽相介质中放热系数的显著差异,本文提出了一种由铠装铂电阻组成的液位测量传感器,并给出了理论分析结果和0.1～3.0MPa压力范围内的试验结果。结果表明,该传感器原理正确,结构可行,性能可靠。

气流研磨法制备碳化物陶瓷微球

龙冲生, 邱邦臣, 应诗浩

2004, 25(1): 41-44.

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摘要:
用气流研磨法制备出了球形度达到0.95以上的致密B₄C微球,从理论上得出了颗粒形状与气流速度的关系。

0Cr18Ni10Ti管道钢的随机循环本构模型

赵永翔, 杨冰, 李朋州

2004, 25(1): 45-49,63.

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摘要:
通过完成增量步应变控制疲劳试验,研究了新管道钢0Cr18Ni10Ti的随机循环本构关系。试验验证了以前在焊缝金属试验中的发现与推断,即工程材料的循环本构存在随机性,与循环应变-寿命关系的随机性一样,是固有的疲劳现象。拓展以前赵等人的工作(Nucl. Eng. Des., 2000, 199(3): 315-326),基于Ramberg-Osgood方程及其修正形式,提出了任意存活概率和置信度的随机循环本构模型及参数的求解方法。模型包括存活概率-应变-寿命曲线、置信度-应变-寿命曲线和存活概率-置信度-应变-寿命曲线。试验数据分析验证了模型的有效性和实用性。

2MeV质子辐照对Zr-4合金显微组织的影响

祖小涛, 朱莎, 王鲁闵, 尤利平, 万发荣

2004, 25(1): 50-53.

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摘要:
通过密西根大学离子束表面改性和分析实验室的大束流加速器研究了Zr-4合金的质子辐照效应。结果表明:当原子离位损伤率约1×10^-5 dpa/s,在350癈质子辐照损伤分别达到2dpa、5dpa和7dpa时,辐照后位错环的密度分别为7×10²¹/m³、8×1021/m³、15×10²¹/m³,尺寸分别为7nm、11nm和11nm,表明位错环的密度和尺寸随质子辐照注量有增加的趋势。辐照前后的明场像、高分辨相和电子衍射花样均表明,在350℃ 2MeV的质子辐照没有使锆4合金中的hcp-Zr(Cr,Fe)₂和fcc-ZrFe₂沉淀相发生非晶化转变。

HTR-10主氦循环风机的设计、试验和运行

周惠忠, 王捷, 汤全法

2004, 25(1): 54-58.

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摘要:
主氦循环风机是10MW高温气冷实验堆(HTR-10)的关键设备,在250℃、3.0MPa的氦气气氛下将反应堆的热能输送到蒸汽发生器。针对反应堆的特殊要求,主氦循环风机的设计包括总体结构、叶轮型式、冷却系统、轴承、测量仪表、电气贯穿件和隔断阀。对设计制造的主氦循环风机进行了出厂试验和安装后的冷、热态性能试验。按照反应堆的调试要求,主氦循环风机随反应堆的调试进行了初步运行。试验和运行结果表明,主氦循环风机达到了设计要求,能满足HTR-10的运行要求。

对旋式轴流泵叶轮水力性能的研究

王德军, 周惠忠, 黄志勇

2004, 25(1): 59-63.

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摘要:
为探讨前置叶轮与后置叶轮的设计方法及外特性,定义了对旋式轴流泵的比转数,提出了在原始设计参数中适当提高后置叶轮的设计扬程。通过对设计工况与非设计工况下前置叶轮与后置叶轮的进出口速度三角形的分析,提出了求解速度三角形的“耦合”条件,给出了求解公式。本文还基于速度三角形,运用升力法设计了前置叶轮与后置叶轮的几何参数,定性的分析了设计结果,预测了水力性能。设计实例表明:当前置叶轮与后置叶轮采用等扬程设计时,后置叶轮与前置叶轮相比,进出口相对速度的平均值较大,而叶栅安放角较小,并且扬程曲线要陡得多。

可编程控制器(PLC)在MJTR堆厅吊车控制系统中的应用

李自强, 姬向东

2004, 25(1): 64-66,90.

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摘要:
介绍可编程控制器(PLC)在堆厅吊车(吊钩桥式起重机)控制系统中的应用。系统以PLC为核心,采用变频器和光电开关等器件,实现遥控、手动和自动对中功能。重点介绍孔道自动对中功能的程序设计。

谐波螺旋传动式核动力装置用截止阀的设计

王湘江

2004, 25(1): 67-69.

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摘要:
谐波螺旋式阀门采用双波谐波螺旋传动,实现由圆周运动向直线运动的转化,实现阀门的启闭。阀体与连接法兰的密封为体盖密封。在该截止阀的设计中,采用了阀杆导向装置,达到导向的目的。截止阀的柔性元件的径向变形值可以调节,保证柔性螺纹套的环槽与螺杆上的螺纹的接合深度。柔性螺纹套和带有螺杆的阀杆均置于柔性密闭壳体中。柔性轴承由薄壁的外座圈和内座圈组成,内外座圈的端面有环状轨道,其中置有用保持架隔开的滚动体,另外在螺杆与阀杆相互位置的固定设计时,采用了销联接。

分析设计应力分类方法的“一次最小结构”法研究

刘小龙, 蒋家羚

2004, 25(1): 70-73.

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摘要:
提出了一种有效的应力分类方法——“一次最小结构”法。该方法基于应力线性化技术及弹性有限元应力计算方法。在评定过程中,一次总体薄膜应力和一次弯曲应力在“一次最小结构”中加以校核,其它应力都在原结构中加以评定。通过解除原结构中“不利约束”的影响,该方法得到了更为接近极限载荷的一次应力评定结果。本文给出了应用“一次最小结构”法进行应力分类与评定的实例,并将计算结果与不采用应力线性化方法以及目前标准中给出的分析方法的计算结果进行了比较。结果表明,应用该方法能得到更大的许用载荷计算值,从而获得更为接近于极限载荷的应力评定结果。

快中子脉冲反应堆爆发脉冲时堆体应力分布的数值模拟

邱东

2004, 25(1): 74-78,82.

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摘要:
为分析爆发脉冲时堆体构件的应力响应,建立了基于中国第二号快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ堆)的一个二维模型。采用M.C(蒙特卡洛)方法计算了模型的相对中子注量分布,推导了代替动力学方程的热加载关系式,并将计算得到的中子注量分布与实测结果引入热加载关系式中,用有限元程序计算了已知热加载情况下的几种构件的应力分布。分析认为,由于该方法能准确描述模型的几何结构,并且计算中引入了实测结果,因此,对于结构复杂的模型其计算结果应比通常采用的耦合计算方法更为合理。

核动力装置设备老化管理方法研究

王录帅, 周刚

2004, 25(1): 79-82.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
指出了设备老化是核动力装置服役过程中不可避免的问题,它影响到核动力装置的可靠性、安全性、经济性及其寿命;给出了设备老化的概念与管理的目的;分析了设备老化的机理并详细阐述了设备老化管理的方法,指出了把老化机理研究与设备状态监测和故障诊断结合起来,采用主动性维修为主、其它运行维修策略相结合的方法对设备进行老化控制,在实际中是切实可行的。

项目管理方法在核安全相关厂房设计管理中的运用研究

陈矛

2004, 25(1): 83-85.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
针对核设施中的核安全相关结构的土建设计管理特点,探讨如何在设计管理中运用项目管理方法。根据在一些设计项目中初步运用项目管理方法的经验,提出在管理中运用项目三角形正确处理设计接口在项目管理中的位置,同时给出了一些其他管理手段。

核动力工程研究开发、设计系统的信息化研究

张炯

2004, 25(1): 86-90.

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摘要:
在分析核动力工程研究开发、设计系统组成和信息化内涵的基础上,研究了核动力工程研究开发系统信息化建设的目标、体系结构和内容,以及开展相应信息化建设的工程管理问题。

研究试验堆的辐照能力

彭凤

2004, 25(1): 91-92,96.

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摘要:
提出将辐照能力作为研究试验堆的一个技术指标和性能参数。辐照能力不仅可作为堆芯装置布置设计的评价指标,而且可用于堆内辐照费用的测算。与研究试验堆辐照能力有关的量包括:辐照空间体积、平均总中子注量率、堆功率和运行时间等。对于辐照能力的几种定义分别给出了表达式,并比较了它们的特点和作用。还以高通量工程试验堆为主要实例,给出了辐照能力的具体数据和应用。

活化法测量CFBR-II堆中子注量和中子能谱

郑春, 吴建华, 李建胜, 王强, 何兆忠, 黄义超, 代少丰

2004, 25(1): 93-96.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
采用活化法研究了CFBR-II堆中子能谱、中子注量分布和辐照样品对中子场的扰动。建立了用于求解中子能谱的SAND-II解谱程序。对实验结果的分析表明,活化法得到的中子注量率与裂变室得到的结果是一致的,辐照样品对中子能谱有一定的软化。

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2004年第25卷第1期

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2004年 第25卷 第1期

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