核动力工程

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张敬才, 周跃民

2004, 25(4): 289-292,296.

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摘要:
法国核电标准体系包括法令法规、基本安全导则(RFS)、RCC系列技术标准及技术文件。RCC标准覆盖了整个核电厂的设计和建造。基本上是一个封闭式标准体系。秦山核电二期工程采用的设计和建造标准是RCC系列标准,其核岛机械设备的设计和建造规则是RCC-M。我国核电主管部门应该深入研究核电国产化过程中核电标准的相关问题,清楚地了解我国核电标准体系现状;根据ASMEB&PVC和RCC系列标准及我国核电建设的实践,开展编制严谨好操作的国际先进的我国核电技术系列标准工作;根据经验反馈、技术进步、法规修改、安全部门要求等适时进行修改。

HTR-10技术规格书在线监督系统

王永辉, 胡守印

2004, 25(4): 293-296.

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摘要:
10MW高温气冷堆(HTR-10)技术规格书在线监督系统以HTR-10仪表与控制系统提供的数据为基础,采用智能模拟运行人员行为的方法,实时分析判断反应堆系统和设备的工作状态是否满足技术规格书的要求,同时自动按照规定的频度完成部分定期试验和检查工作,对于不能自动完成的检查项目及时提醒运行人员,弥补了人工执行技术规格书时因工作量大、容易出现漏项的不足。本文介绍了HTR-10技术规格书在线监督系统的模型、组成模块、技术开发特点以及具体应用中的注意事项和方法。

大亚湾核电站延伸运行及降功率期间反应堆轴向功率偏差的控制及其计算机模拟分析

廖业宏, 肖岷, 李现锋, 朱闽宏

2004, 25(4): 297-300.

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摘要:
针对压水堆核电站反应堆轴向功率偏差控制比较困难的情况,分析了引起轴向功率偏差的影响因素,特别是降功率对轴向功率偏差的影响。根据分析结果提出相应的控制反应堆轴向功率偏差的策略,以保证核电站功率瞬变运行满足核安全的需要。用计算机模拟了不同控制策略下降功率过程轴向功率偏差的变化,并与大亚湾核电站现场测量系统的测量值比较,证明不同控制策略下的计算机模拟分析结果是可信的。

10MW高温气冷堆温度系数的测量和评价

胡守印, 王瑞偏, 经荥清, 梁锡华

2004, 25(4): 301-304.

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摘要:
在没有辅助热源的情况下,采用主氦风机循环和不大于500kW的核功率的联合加热方式加热堆芯并测量10MW高温气冷堆的温度系数,用周期法测得石墨反射层平均温度从45.48℃到236.93℃过程中引起的反应性变化。同时,通过物理计算对测量结果进行评估,如果扣除氙毒和温度分布的影响,测量值和计算值是符合的。

小流速工况下窄间隙矩形通道临界热流密度研究

卢冬华, 黄彦平, 白雪松, 徐显启

2004, 25(4): 305-308.

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摘要:
板型燃料堆芯常压池式反应堆在事故下的自然循环工况是由零流速逐步建立起来的,这一过程必须工作在临界热流密度(CHF)限值之下。对此进行了上升流小流速窄间隙矩形通道内的CHF试验研究,并与Sudo公式的预测值进行了对比。结果表明,低流速下的CHF随着质量流速的增加而增加,虽然大部分试验数据低于Sudo预测值,但仍然在Sudo公式-33%偏差范围内。

直流沸腾系统不稳定性分析

何建平, 赵福宇, 肖泽军, 黄彦平

2004, 25(4): 309-313.

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摘要:
根据直流沸腾系统的特点,采用了以集中参数和可移动边界为特征的简化动态模型,推导出了两相流反馈系统。利用自动控制中的频域理论以及MATLAB软件的不稳定性分析语句和Tool Box 中的Simulink工具,对其进行了分析和仿真,并得出了几种主要因素影响下的稳定性边界曲线。

多管平行通道管间脉动影响因素试验研究

黄彦平, 马介亮, 肖泽军, 张兴武, 刘少波

2004, 25(4): 314-318,336.

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摘要:
试验研究了主要运行参数和通道进口节流压降对由7根传热单管组成的平行通道试验体管间脉动的影响。结果表明:在本试验参数范围内,给水温度增加,管间脉动幅值增加,但给水温度对管间脉动的影响并非线性关系;蒸汽压力增加可减小管间脉动的幅值,但不影响脉动的周期;给水流量增加会减小脉动幅值,提高脉动频率;输入功率增加可提高二次侧的流动稳定性,反之会加大对管间脉动的影响;节流压降增加,试验系统的稳定性明显增加。

环形窄通道内过冷沸腾起始点的实验研究

王甲强, 贾斗南, 郭赟, 严明宇, 秋穗正, 苏光辉, 卢冬华

2004, 25(4): 319-323.

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摘要:
在1.0～4.5MPa的压力范围内研究了1.2mm间隙环形窄缝通道内过冷沸腾起始点。分析了部分热工参量对沸腾起始点的影响。引入双面加热影响因子,对环形窄缝内过冷沸腾起始点的数据进行回归分析,得出了适用于环形窄缝过冷沸腾起始点的实验关系式。

大亚湾核电站全厂断电事故及第5台应急柴油机的概率安全评价

王朝贵, 郭建兵

2004, 25(4): 324-327.

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摘要:
对大亚湾核电站全厂断电事故(SBO)及第5台应急柴油机改进项目进行了概率安全评价(PSA),给出了电源不可恢复因子的计算方法,并对第5台应急柴油机的接入时间进行了敏感性分析。研究结果表明,全厂断电引起的堆芯损坏频率(CDF)较大,增加第5台柴油机对降低堆芯损伤风险有明显的好处,而该台柴油机接入时间的长短对降低堆芯损坏频率有较大影响。

基于模糊神经网络的核动力装置设备故障诊断系统研究

刘永阔, 夏虹, 谢春丽, 阎昌琪

2004, 25(4): 328-331.

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摘要:
将模糊逻辑与神经网络相结合,对模糊逻辑和神经网络的区别和联系进行了阐述,并探讨了它们之间的结合-模糊神经网络结构及其实现算法,并将这一理论应用于核动力装置故障诊断,建立了基于模糊神经网络的船用核动力装置故障诊断系统。为了验证该系统的有效性,以蒸汽发生器U形管破裂事故为例,进行了仿真实验研究。诊断结果表明该理论方法对此事故完全可以正确识别。

10MW高温气冷实验堆氦气安全阀的设计与性能试验

吴莘馨, 董建令

2004, 25(4): 332-336.

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摘要:
10MW高温气冷实验堆(HTR-10)一回路安全泄放系统安装了两台核一级氦气安全阀,对反应堆一回路进行超压保护,是保证HTR-10安全的重要设备之一。本文介绍了氦气安全阀的设计要求、结构特点及性能要求,并按相关规范要求对其性能进行了实验验证。结果表明,安全阀的性能满足设计要求。

ADS次临界实验装置设计方案验证

于涛, 史永谦, 夏普, 廖义香

2004, 25(4): 337-339.

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摘要:
根据设计要求,使用MCNP/4C程序计算了多种次临界反应堆均匀化堆芯布置方案的临界问题,确保k_eff在0.92～1.00之间。为加速器驱动的洁净核能系统(ADS:Accelerator Driven System)的次临界实验装置设计提供了初步数据。

HT-7U超导托卡马克装置真空室热烘烤结构数值模拟与分析

宋云涛

2004, 25(4): 340-345.

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摘要:
在等离子体运行前,为了提高真空室的本体真空度,获得一个高真空等离子体运行环境,必须对真空室进行250℃壁处理烘烤,除去吸附在器壁表面上的杂质。基于此,本文提出了电阻丝和气流加热两种烘烤方案,并对其结构进行了数值模拟和分析,得出了真空室烘烤时的加热功率、温度分布和热应力情况,为HT-7U和同类超导托卡马克装置真空室烘烤结构的工程设计和优化提供了理论参数依据。

新型燃料组件CANFLEX在秦山三期重水堆中的应用研究

李友谊, 谢仲生, 霍小东, 余慧, 石秀安

2004, 25(4): 346-351.

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摘要:
介绍了CANDU堆新型燃料组件CANFLEX的特点,分析了其物理性能及热工水力特性,并对在秦山三期CANDU-6堆中应用CANFLEX组件的可行性进行了研究。结果表明,CANFLEX组件通过改进热工水力特性,提高了反应堆安全裕度。在CANDU-6堆中应用CANFLEX组件替代目前的NU-37组件不会影响堆芯功率分布和峰值,功率波动幅度变化也很小。由此证明,在秦山三期CANDU-6堆中应用CANFLEX组件是安全可行的,并具有重大经济效益。

应力循环下T225NG合金塑性累积行为研究

蔡力勋, 牛清勇, 刘宇杰, 邱绍宇, 李聪

2004, 25(4): 352-356,365.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
对应力循环下T225NG合金的塑性累积行为进行了试验研究,提出了预测棘轮饱和应变的本构关系及描述棘轮应变演化规律的指数型演化方程。讨论了蠕变效应对T225NG合金棘轮行为的影响,结果表明,应力幅越低,循环蠕变分量在塑性累积中的贡献越大。

场激活合成法制备热电材料β-FeSi₂

刘晓珍, 邹从沛, Z.A.Munir

2004, 25(4): 357-360.

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摘要:
以Fe、Si粉为原料,添加微量Cu,采用场激活的方法一步完成β相FeSi₂的合成、致密和退火。本文分析研究了微量Cu对材料合成速度和显微组织的影响,结果表明:微量Cu能够显著提高材料的合成速度;Cu以白色富集区的形式存在;退火时间对ε相的残留量没有显著影响,但能使长条状的Si富集区的长径比发生变化。

锆离子轰击Zr-4的腐蚀行为及其慢正电子谱研究

彭德全, 白新德, 陈小文, 周庆刚, 刘晓阳, 邓平晔

2004, 25(4): 361-365.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
为了研究锆离子轰击对Zr-4合金锆耐蚀性的影响,用金属蒸汽真空弧(MEVVA)源对纯锆样品进行了1×10¹⁵ 至2×10¹⁷ cm^-2 的锆离子轰击,加速电压为50 kV。用X-射线光电子谱(XPS)对轰击表面各元素进行价态分析;用俄歇电子能谱(AES)分析氧化膜厚度。对轰击样品进行3次极化测量,以评价轰击样品在1N 硫酸溶液中的耐蚀性。利用慢正电子谱研究了轰击样品表面的缺陷情况。研究结果表明:除1×10¹⁵cm^-2剂量外,轰击样品的耐蚀性都好于空白Zr-4,且5×10¹⁶ cm^-2离子轰击样品的耐蚀性最好,轰击样品的自腐蚀电位大体上随着剂量的增加而下降。轰击Zr-4样品的腐蚀行为与其慢正电子谱之间存在着一定的对应关系。

室温下304不锈钢的单轴循环棘轮行为实验研究

杨显杰, 高庆, 蔡力勋, 刘宇杰

2004, 25(4): 366-372.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
在室温下对固溶处理的304不锈钢进行了系统单轴应变与应力循环实验。研究了具有平均应力的工程应力幅值历史以及相同工程应力幅值下平均应力历史、每一循环平均应力有一固定应力增量的应力幅值历史对单轴棘轮变形行为的影响。得到了一些有意义的结果。

岭澳核电站2号机组一回路流量测量偏差分析及处理

赵德元, 周获堂

2004, 25(4): 373-376.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
针对岭澳核电站2号机组调试期间发生的二环路3台流量计指示全部超量程故障现象,从反应堆冷却剂流量测量原理入手,对一回路流量测量回路及现场实测数据进行了分析研究,并进行了多次现场试验及功率平台验证,指出二环路流量测量故障的根本原因是其对应弯管流量计的机械制造偏差,提出了对现有流量变送器的量程进行迁移并重新计算和整定相应测量回路参数作为临时解决措施,同时提出了在第一个换料大修期间更换适当量程的流量变送器作为永久解决方案。

核电厂操纵员心理选拔系统研究

何旭洪, 高佳, 黄祥瑞

2004, 25(4): 377-380.

摘要(2) PDF(0)

摘要:
核电厂操纵员心理选拔系统研究是职业适宜性研究的一个重要方面。通过研究找出核电厂操纵员应具有的心理胜任特质,并据此选拔适合的人员,对提高核电厂的安全性和可靠性具有重要意义。本文在分析核电厂操纵员工作和任务特点基础上,找出操纵员的工作行为特点。参考其他危险职业领域人员心理选拔的研究成果,将这些工作行为特点、重要的行为影响因素与特定的心理评价维度相对应,从认知能力、人格特质、心理健康等3个方面给出了操纵员心理选拔系统所需要的21个维度,并提出各个维度的测量方法。

稀土材料中放射性分布研究

帅震清, 朱世富, 赵北君

2004, 25(4): 381-384.

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摘要:
采用中子活化分析技术和γ能谱分析方法,分析了四川攀西地区各种类型的稀土产品的放射性含量。研究了酸法处理工艺中的放射性分布及物理与化学特征。研究结果表明,四川攀西地区稀土矿中伴生的天然放射性物质主要是天然钍系,而铀系的含量是钍系含量的8.3%;稀土精矿(60%)的总α放射性水平为8.2×10⁴～9.2×10⁴Bq kg^-1,富镧氯化稀土的总α放射性水平为8.8×10²～4.18×10³Bq kg^-1;混合稀土化合物中的总α放射性水平均大于1×10³ Bq kg^-1;而稀土硅合金的放射性含量为5.1×10²～2.6×10⁴ Bq kg^-1;单一稀土化合物的总α放射性水平均小于1×10³ Bq kg^-1。

留言板

2004年第25卷第4期

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2004年 第25卷 第4期

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