核动力工程

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陈炳德

2004, 25(3): 193-197,202.

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摘要:
日本原子能研究所研制了包括一体化船用堆(MRX)在内的几种小型核反应堆MRX采用容器内置式控制棒驱动机构、水淹式安全壳、非能动余热排出系统;MR-100G和MR-1G是专门为区域供热和冷却系统提供能源、一回路系统自加压的全自然循环一体化压水堆。其排放物活性较低,小型化、模块式结构,可直接建于城市、甚至办公大楼的地下。水下探测器用小型潜水反应堆(SCR)的设计思路与MRX基本相同,但一回路为全自然循环。日本小型核反应堆发展的技术思路清晰,注重用途的拓展,具有战略发展远见。在将我国大型核动力反应堆研制经验及其相应技术的推广方面,日本小型反应堆的发展思路值得借鉴。

反应堆吊篮流致振动响应分析中的理论研究

毛庆, 张景绘

2004, 25(3): 198-202.

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摘要:
在秦山核电二期工程设计中,采用了实验和理论分析结合的方法对堆内构件流致振动问题进行研究。其中,吊篮流致振动理论分析使用了一种特殊的方法。本文介绍了该方法的分析过程,推导了其理论基础,提出了使用限制条件,并对其在秦山二期工程中的适用性进行了研究。本文认为.该方法有一定的理论依据,如能满足文中提出的前提条件,可应用于工程设计,秦山二期的工程实际在同时满足这些前提条件上可能存在一些局限性,在激励谱的特性、阻尼和非线性因素影响等方面应开展进一步的理论和工程应用研究。

10MW高温堆热启动时蒸汽发生器管板焊缝处疲劳分析

何树延, 李笑天

2004, 25(3): 203-206.

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摘要:
10MW高温气冷堆事故停堆后短时间内热启动能使反应堆快速提升功率,从而节省大量的启动时间。但是热启动时,蒸汽发生器联箱仍保持较高温度,大约在430℃左右,而二回路给水温度只有100℃。如此大的温差必将在蒸汽发生器的传热管与管板的焊接处产生很大的热应力,容易引起疲劳损伤。通过合理保守的简化,分析10MW蒸汽发生器管板和传热管的温差,从而进行应力计算和疲劳评价。

板型元件表面结垢对堆芯最热通道流量分配影响的数值计算

胡军, 赵华, 蒋序伦, 陈军

2004, 25(3): 207-209,221.

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摘要:
运用计算流体力学程序(CFX)对板型燃料元件表面结垢对堆芯最热通道流量分配的影响进行了数值计算分析。计算结果表明,最热通道由于两边燃料板结垢,在通道间隙宽度降低10%的情况下,最热通道的流量分配系数与未结垢时相比降低18.2%。

结构地震反应分析的并行计算及软件开发

李丽君, 金先龙, 李渊印

2004, 25(3): 210-213.

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摘要:
研究了结构地震动响应的并行求解及人造地震动时程的计算。以已有的大型商业有限元软件和大规模并行计算机为基础,提出了采用串行有限元结构分析与并行计算相结合的地震反应分析系统,开发出具有客户化界面的并行化集成应用软件,使有限元软件强大的结构分析能力与高性能计算机的优势得以结合,有效地提高了结构地震反应求解的准确性和效率。

冲击载荷下核动力船只控制棒的动态响应研究

雒晓卫, 吴鸿麟, 于溯源

2004, 25(3): 214-217.

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摘要:
对于核动力船只,当受到冲击载荷作用时,尤其是沿竖直方向的冲击载荷作用时,反应堆的控制棒会产生一定的位移,改变反应堆的反应性,影响反应堆的正常运行,进而会影响到船只的正常航行。在此,通过建立合理的计算模型,研究了核动力船只仅受竖直方向冲击载荷作用时控制棒的位移与加速度的响应情况,并给出了反应堆基频与载荷作用时间对控制棒位移响应的影响情况。

定位格架对流场影响的可视化实验研究

熊万玉, 陈炳德, 肖泽军, 王小军

2004, 25(3): 218-221.

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摘要:
进行可视化实验,研究AFA-2G5×5定位格架对流场的影响。采用染色法研究定位格架顶端叶片的交混作用,用白色玻璃球作为示踪剂研究棒束内的三维流场分布,二维激光多普勒测速仪(LDV)测量定位格架上下游的横向和轴向速度分布。实验还得到了定位格架的压降特性和光棒的摩擦阻力特性。

倾斜窄长套管内自然对流沸腾临界热流密度的实验研究

刘振华, 张彤

2004, 25(3): 222-225.

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摘要:
用实验方法对浸没在饱和液体中的倾斜窄长加热套管内的自然对流沸腾临界热流密度进行了实验研究,考察了套管间隙、管长、倾斜角和工质对临界热流密度的影响,并考虑了倾斜角对重力的影响,对用于预测垂直套管内自然对流沸腾临界热流密度的半理论半经验公式进行了修正。修正后的公式能较好地预测本实验和他人实验的结果。

高温小球在冷却剂中运动阻力特性的研究

陈东海, 曹学武

2004, 25(3): 226-229,240.

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摘要:
通过实验,研究了高温小球在冷却剂中的运动阻力特性,揭示出高温难挥发的熔融物与低温易挥发的冷却剂相互作用的粗混合阶段具有特殊结构高温熔融金属液滴在冷却剂中的运动规律。研究结果对于开发多成分多相分析程序和研究核电站严重事故中燃料与冷却剂的相互作用具有重要意义。

对蒸发曳力模型的修正

李小燕, 杨燕华, 徐济鋆

2004, 25(3): 230-232,245.

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摘要:
建立了一套研究高温小球落水的工程热物理基础实验装置。在此装置上进行了一系列实验,证实了蒸发曳力模型的可信性,同时也发现其局限性。对蒸发曳力模型进行了修正,增加考虑了辐射热在液体内部和汽液交界面的分布及对流换热对小球落水阻力的影响,扩大了蒸发曳力模型的适用性。

注入N离子改性的Ti-2Al-2.5Zr合金表面性能研究

祖小涛, 封向东, 邓炯, 邱绍宇, 周继萌, 王治国

2004, 25(3): 233-235,251.

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摘要:
往Ti-2Al-2.5Zr合金中注入能量为75 keV的N离子,注入剂量为3×10¹⁷/cm²和8×10¹⁷/cm²。75 keV N离子在Ti-2Al-2.5Zr合金的射程,借助TRIM 96程序计算的结果为1.2×10^-7m。测试结果表明,Ti-2Al-2.5Zr合金的显微硬度随N离子注量的增加而升高,当注量为3×10¹⁷/cm²和8×10¹⁷/cm²时,Ti-2Al-2.5Zr合金的硬度分别升高260%和340%。注入后的样品用X射线衍射法及光电子能谱法进行分析。XRD衍射谱分析表明,Ti-2Al-2.5Zr合金有TiN新相生成。TiN相的生成被认为是Ti-2Al-2.5Zr合金显微硬度增加的主要原因。

锆、锆-4合金及新锆合金的热膨胀

薛淑娟, 王云惠, 赵文金, 应诗浩

2004, 25(3): 236-240.

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摘要:
用示差式石英膨胀仪在室温至800℃范围内测量了Zr、Zr-4合金、N18新锆合金、N36新锆合金的热膨胀行为,给出了测量结果的经验公式,并对这些材料的热膨胀行为进行了比较。测量结果表明,Zr-4合金、N18新锆合金、N36新锆合金棒材试样的热膨胀基本相同,金属Zr、Zr-4合金和新锆合金板材试样的热膨胀都存在各向异性。

16MnR钢焊接头概率循环应变-寿命模型的综合分析

杨冰, 赵永翔, 邬平波, 曾京

2004, 25(3): 241-245.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
对16MnR钢焊接头概率循环应变-寿命模型作了综合分析。综合利用不同试验条件下的试验数据,提出了合理的材料与结构概率设计分析曲线。模型用概率三参数幂指数模型表征,同时考虑了试验数据分散性和样本量对概率评价的影响,包含了存活概率曲线、置信度曲线和两者融合曲线,可为工程实践提供广泛的选择性。作为比较,相应给出了16MnR钢母材的各曲线参量。

两层FeSi₂非均匀掺杂梯度材料热电性能研究

刘晓珍, Z.A.Munir, 邹从沛

2004, 25(3): 246-248,259.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
采用场激活方法合成掺杂浓度不同的两层非均匀梯度13相FeSi₂,用波谱分析了掺杂在两层界面处的分布,并测量了Mn掺杂丰口Co掺杂的两层非均匀掺杂梯度材料的Seebeck系数和电导率,计算了功率因子。与相应的均匀材料相比,这种结构具有调节热电性能与温度分布的能力。

岭澳核电站反应堆压力容器和蒸汽发生器的制造及安装工艺的改进

陈振伟

2004, 25(3): 249-251.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
介绍岭澳核电站反应堆压力容器和蒸汽发生器制造及安装工艺的改进,并分析工艺改进的优点以及对工程建设所造成的影响。

大亚湾核电站2号机组反应堆压力容器老化现状的初步分析

万里航, 刘鹏, 陶余春

2004, 25(3): 252-254.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
为确保核电站设备在整个寿期内设计安全裕度要求能够得到满足,必须对设备老化进行有效的管理。对影响反应堆压力容器(RPV)的老化机理进行了初步分析,并结合大亚湾核电站的实际情况对2号机组 RPV的目前状态进行了分析评估。

卧式蒸汽发生器模型及稳态分析

董永胜, 张建民

2004, 25(3): 255-259.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
研究了卧式蒸汽发生器稳态工况下的数学模型,在此基础上编制了稳态仿真程序HSG-S,并进行了稳态计算,计算结果正确并与RELAP5程序计算结果吻合良好。

钍基先进核能系统压力管与排管之间的非能动热开关设计

游松波, 俞冀阳, 杨高升

2004, 25(3): 260-263.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
提出了一种用于钍基先进核能系统压力管与排管之间的非能动热开关设计方案。该热开关基于形状记忆合金原理,当压力管的温度达到340℃的时候,热开关中的形状记忆合金部分开始变形,推动导热部件移动,使得压力管和排管之间通过导热部件接触。从而将堆芯内的热量从压力管传到排管和慢化剂,再通过慢化剂冷却系统把热量带出并最终释放到周围环境之中。理论计算表明,24片的热开关组件可以满足设计要求。

堆芯指套管磨损、堵塞机理与预防性维修策略

柳正钧

2004, 25(3): 264-266,269.

摘要(7) PDF(1)

摘要:
叙述堆芯指套管的磨损、堵塞原因以及秦山核电厂堆芯指套管的在役检查与预防性维修的策略。对堆芯中子通量测量系统的运行与维护具有参考和实用价值。

浅谈蒸汽发生器的更换

凌星, 黄素逸

2004, 25(3): 267-269.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
蒸汽发生器的更换过程一般需要35-60天左右。电站在进行更换设计方案的论证和审查的同时,还应根据国家核安全相关管理法规,进行旧蒸汽发生器存放厂房的设计论证和安全评审工作。开始更换蒸汽发生器前应将所有工作准备就绪,使现场具备更换蒸汽发生器的条件。对于所采取的工艺手段应该进行方案的可行性论证。

对轴流泵前置导轮设计的探讨

李同卓, 陈坚, 陆宏圻, 向清江

2004, 25(3): 270-274,283.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
对轴流泵前置导轮的设计与配套作了初步研究,主要内容包括:前置导轮设计参数的分析与确定;导轮尺寸的拟定;导轮叶片的计算与导轮的叶片绘形等。所设计的导轮能够有效地减轻轴流泵的水力振动和噪音,可为泵站技术改造提供参考。

喷淋模式对氢气爆炸影响的初步研究

林继铭, 贾宝山, 刘宝亭

2004, 25(3): 275-278,283.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
采用MELCOR程序比较了大亚湾核电站在全厂断电事故下,恢复供电后不同喷淋模式对事故进程的影响。结果显示,采用较短的喷淋持续时间和适宜的喷淋投入时间,能较明显地避免氢燃或降低氢燃的强度,从而延迟安全壳内压力到达限值的时间。

秦山一期核电站SGTR导致堆芯熔化进程及事故缓解措施的研究

许以全, 苏云, 曹学武

2004, 25(3): 279-283.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
采用自行研制的核反应堆严重事故分析平台,对秦山-期核电站蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,并根据美国SANONOFRE核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果,选择适当的缓解措施,如一回路补给水、二回路补给水、一回路卸压等,对该事故做了相应的严重事故管理。通过计算分析,对阻止SGTR导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。

核电站工程建设阶段管理者的自我评估

邵碧秀

2004, 25(3): 284-288.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
管理者自我评估是组织实现持续改进的一种质量管理手段。本文希望通过对核电站工程建设阶段管理者自我评估方法的探讨,为核电站工程建设单位的各级管理者实施自我评估提供指导,使管理者自我评估工作更加规范化、系统化而且富有实效。

留言板

2004年第25卷第3期

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2004年 第25卷 第3期

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