核动力工程

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蔡德昌, 王侃, 姚增华

2004, 25(5): 385-389.

摘要(6)

摘要:
计算了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆所需的组件数,分析了135Xe,149Sm和241Pu对反应性的影响及乏燃料冷却时间与循环长度的关系,指出抽掉含钆棒能够增加循环长度。设计了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆堆芯布置方案。从核设计的角度进一步阐明了这种堆型的可实现性。

输运-燃耗程序系统及ADS基准题的计算

蒋校丰, 谢仲生

2004, 25(5): 390-394,412.

摘要(6)

摘要:
为了对加速器驱动次临界系统(Accelerator Driven System)的中子经济性和安全性做进一步研究,IAEA启动了ADS合作研究计划,提出了ADS基准题。基准题分为几个阶段,第一阶段主要致力于ADS的中子性能和核数据库及计算程序的验证。本文开发了ANS N-DOT4.2-ORIGEN2输运-燃耗程序系统,并对该基准题进行了给定次临界度下的富集度、零燃耗下的径向与轴向功率分布、空泡效应、外源价值和燃耗的计算,取得了满意的结果。

非结构网格中子输运方程的球谐函数解法研究

曹良志, 吴宏春

2004, 25(5): 395-398,416.

摘要(5)

摘要:
从新的二阶自共扼角通量密度(SAAF:Self-Adjoint Angular Flux)中子输运方程出发,利用球谐函数对角度变量进行展开,导出了一组关于空间变量的偏微分方程组,中子通量密度的各个分量相互耦合,应用一定的迭代策略进行迭代求解。针对每一个方程,应用有限元方法对非结构网格进行离散求解。据此编写了二维球谐函数方法输运计算程序,对一系列基准题进行校算的数值结果表明,该方法具有较高的计算精度,克服了射线效应,并能用于非结构网格。

中国实验快堆反应堆功率调节系统动态分析

郭文琪, 曾海

2004, 25(5): 399-402.

摘要(6)

摘要:
中国实验快堆（CEFR）功率调节系统由电离室、比较器、调节放大器、死区与限幅装置、功放驱动及电机、减速器、调节棒组成。本文介绍了该系统中各环节的数学模型,对系统进行了动态分析。分析结果表明,本系统采用比例调节是可行的。K_N小于5000时,系统不会出现不稳定的现象;在阶跃反应性扰动情况下,系统的超调量随输入扰动幅度的增大而增大,与K_N的大小无关;延迟环节对系统不利,但影响不大; K_N可以在300～600之间取值,当K_N取300,ñ=8×10^-5s^-1时,超调量小于3%P_D,调节时间小于7s;ñ=40×10^-5s^-1阶跃时,超调量小于8%P_D,调节时间小于5s;当K_N小于5000且无限幅环节时,系统动态特性更好。

计算流体动力学在燃料组件热工水力性能分析和格架研制中的应用

陈炳德, 熊万玉, 王小军

2004, 25(5): 403-407.

摘要(3)

摘要:
国外使用商用计算流体动力学(CFD)软件分析燃料组件中流体的三维流场和温度场,并将验证的方法用于燃料组件格架设计,获得了成功。中国核动力研究设计院空泡物理和自然循环重点实验室用CFX程序对带格架棒束内流场进行了计算,解决了小尺寸复杂结构几何体的模拟,边界条件的选取和CFX计算能力的评价,然后完成了单相、空气-水两相流场和流动特性的计算分析及试验对比验证。
已完成的研究表明,尽管CFX程序目前在计算两相流动和传热方面还存在不足,但通过比较单相流场的湍流、旋涡和棒束附近流体温度分布基本可以评价格架对流体的交混性能;格架上的弹簧和刚突对于流动有相当的作用,对其进行模拟是必要的。研究还建议在使用CFD方法进行燃料组件格架热工水力分析前要先进行基准练习以保证分析结果的正确性。

核态沸腾存在时垂直管内环状流换热数值计算

杨冬, 李斌, 陈听宽

2004, 25(5): 408-412.

摘要(5)

摘要:
建立了垂直管内流动沸腾换热与阻力特性的数值计算模型。该模型以环状流为研究对象,认为强制对流与核态沸腾两种换热方式同时存在。通过求解质量守恒、动量守恒、能量守恒方程,获得液膜厚度、速度与温度等参数。由汽泡脱离频率、脱离直径、汽化核心密度及抑制因子等参数计算核态沸腾换热。换热系数根据热流密度叠加原理确定。对一种有机工质在垂直管内向上流动时的沸腾换热进行了数值预测,计算值与实验结果符合良好。随着干度的增加,核态沸腾在总换热系数中的比例由约20%下降至1%。

平板滞止区过冷水喷流沸腾临界热流密度实验研究

童铁峰, 刘振华

2004, 25(5): 413-416.

摘要(4)

摘要:
对高温平板滞止区内过冷水圆形喷流冲击沸腾的临界热流密度进行了系统的稳态实验研究。考察了水过冷度、流速、喷流直径等流动条件对喷流沸腾临界热流密度的影响。建立了一个预示临界热流密度的经验型方程。研究结果证明,过冷水喷流冲击沸腾的临界热流密度取决于过冷度、滞止冲击速度及喷流直径、过冷度的影响尤为强烈。经验式能较好的预示本实验和他人结果。

流动欠热沸腾空泡份额的研究

阎昌琪, 吕襄波, 孙立成

2004, 25(5): 417-420,429.

摘要(3)

摘要:
影响欠热沸腾传热的主要因素是含汽率和系统压力。系统压力直接影响加热面上汽泡的大小,从而影响壁面向液体的传热量。欠热沸腾区任一点的热平衡含汽率可由通道内的热工参数和流动参数求出,然后据此求出通道中某点的空泡份额。文中给出了计算加热通道内流动欠热沸腾区空泡份额的计算关系式,该关系式在给定的参数范围内与实验结果符合较好。

流体物性对冷中子源冷包截面含气率的影响模化研究

李小明, 毕勤成, 冯全科, 陈听宽, 杜社教

2004, 25(5): 421-425.

摘要(6)

摘要:
采用差压法测出了冷中子源模拟冷包中环形通道内不同层面的平均含气率,发现液相的表面张力与密度的比值是决定截面含气率的主要物性因素;此比值越大,含气率越低。氟利昂113的表面张力与密度的比值比液氢的相应值低,故可以选用氟利昂113作为模拟工质对中国先进研究堆冷中子源中气液两相氢循环的含气率进行模拟研究,且试验结果将偏于保守。

飞机撞击核反应堆安全壳的动力学分析

李笑天, 何树延

2004, 25(5): 426-429.

摘要(5)

摘要:
(清华大学核能技术研究院,北京,100084) 运用MSC.DYTRAN软件分析了飞机撞击反应堆安全壳的动力学问题,给出了混凝土的变形图和撞击物的速度变化曲线,比较了选用不同材料模式的计算结果,并与经验公式的结果进行了对比。选用混凝土的帽形材料模型得到结果略低于经验公式的结果。

基于J-Q双参数准则的材料裂纹体失效评定曲线工程化研究

张敏, 马博, 李小瑞

2004, 25(5): 430-433,451.

摘要(4)

摘要:
针对应力三轴性对裂纹尖端应力应变场的影响,讨论了均匀材料裂纹体的断裂准则,建立了基于J-Q双参数准则的失效评定曲线。利用有限元数值解的结果,得到了失效评定曲线中各参量的工程估算方法。通过实例,对本文所建立失效评定曲线的计算方法和现有的计算途径进行了比较。

由初始几何缺陷引起的薄壁压力容器在内压作用下的局部非线性屈曲

万力, 陶伟明, 吴莘馨, 何树延

2004, 25(5): 434-438.

摘要(6)

摘要:
采用非线性有限元法,分析了由初始几何缺陷引起的薄壁压力容器在内压作用下封头过渡区的局部弹塑性屈曲。首先计算了考虑材料弹塑性的薄壁压力容器在内压作用下的静力分析。计算分析发现,容器的筒体与球壳的局部过渡段区域在内压作用下向内瘪进。其表现形式同外压作用类似,因此在该过渡区域内会出现内压失稳。然后分别考虑了2种初始几何缺陷:①在该局部过渡区域内引入初始位移缺陷;②在该局部过渡区域内引入非均匀的容器厚度缺陷。采用由位移控制的修正Riks/Ramm方法计算载荷-变形情况,从而分析屈曲载荷和屈曲形态。发生屈曲后继续加载。在压力容器过渡区内,屈曲区域将逐渐增加,即出现多处皱褶。分析结果同试验相吻合。

CANDU及RBMK压力管锆合金的氢致延迟断裂研究

苟渊, 李言荣, 陈宏彤, 王云惠, 薛淑娟

2004, 25(5): 439-443.

摘要(3)

摘要:
采用紧凑拉伸试样(CT),在恒定载荷、不同氢含量、不同温度条件下,测量了CANDU堆和RBMK堆Zr-2.5Nb压力管材料氢致延迟开裂速率。用金相显微镜和扫描电镜观察断口及氢化物形貌,并测量临界应力场强度因子及开裂速率,对材料的微结构及氢化物分布进行分析。结果表明,氢致延迟断裂(DHC)生长呈阶梯状。与CANDU压力管比较,RBMK压力管的DHC开裂速率将近低一个数量级。其原因是RBMK压力管的屈服强度比CANDU压力管低得多。

304不锈钢的单轴棘轮变形与失效行为研究

杨显杰, 高庆, 蔡力勋, 刘宇杰

2004, 25(5): 444-451.

摘要(5)

摘要:
对304不锈钢在室温下进行了单轴应变控制下的应变棘轮变形与失效以及低周疲劳试验研究, 系统地揭示了材料在循环过程中的材料变形与失效行为。研究表明:材料的应变棘轮变形与失效既不同于单轴拉伸,也不同于相同应变幅值下的对称应变循环加载时的变形与失效,而是强烈地依赖于应变幅值与每一循环周次在最大拉应变处的应变增加量。观察到了一些有意义的结果。

钛合金在高温高压过热蒸汽中的腐蚀机理研究

于振涛, 李东, 吴玮璐, 邱绍宇, 王兴旺

2004, 25(5): 452-456,480.

摘要(6)

摘要:
研究了T225NG和T42NG合金在高温、高压、过热蒸汽中长时间的氧化腐蚀规律。对试样表面氧化膜元素、相组成及表面形貌进行了测试与分析,给出了两种合金的腐蚀动力学模型,并对两种合金的腐蚀机理进行了初步分析。结果表明,两种钛合金中主元素Ti优先产生氧化腐蚀,合金元素Al和Fe及N、H、C等杂质元素对腐蚀起到促进作用,并在合金表面呈现出典型的结晶学特征。两种钛合金的腐蚀动力学规律均服从Wagner理论中的近抛物线规律。

纳米镍粉在钛合金-不锈钢扩散焊接中的应用

秦斌, 盛光敏, 黄家伟, 周波, 邱绍宇, 李聪

2004, 25(5): 457-462.

摘要(5)

摘要:
采用恒温恒压扩散焊、相变超塑性扩散焊、冲击加压扩散焊对直接对焊和加纳米镍粉中间层的钛合金-不锈钢焊接接头进行了研究。测试了接头强度,并进行了断口形貌观察和组织分析,结果表明:3种试验方法中,恒温恒压扩散焊所得接头强度较小,而冲击加压扩散焊所得接头强度较高;直接扩散焊时,接头上两种基体材料之间的互扩散程度很大程度上影响了钛合金-不锈钢接头的强度;采用纳米镍粉作中间层能形成强度较高的接头,达到了213MPa,但纳米镍粉的致密度不够高,接头的强度在很大程度上受到了限制。

55全长棒束非均匀加热管设计

郎雪梅

2004, 25(5): 463-465,480.

摘要(5)

摘要:
介绍了全长棒束非均匀加热临界热流密度实验研究用非均匀加热管的设计原则和设计方法,按照这一设计原则和设计方法,设计了55全长棒束非均匀加热管。非均匀加热管的设计过程实际上是在满足实验设备要求、实验技术要求、加工条件及焊接技术等诸多限制条件下的一个优化设计过程。最终的设计结果既要能满足实验要求,又可以在工艺上实现。依据该设计原则设计的55全长棒束非均匀加热管已成功应用于高性能燃料组件临界热流密度实验研究。

RSW二次滤网的改造

栗岭茂

2004, 25(5): 466-469.

摘要(5)

摘要:
介绍了秦山核电三期工程原水服务水系统(RSW)二次滤网的结构特点;分析了二次滤网频繁出现驱动链条孔漏水故障的原因;描述了对RSW二次滤网进行技术改造的措施。运行结果表明,改造后的二次滤网能有效地消除故障。

与1990年ICRP推荐接轨的内照射剂量估算方法研究及其软件的开发

陈宝维, 安永锋, 马如维, 吴锦海

2004, 25(5): 470-474.

摘要(7)

摘要:
介绍用于估算个人内照射剂量的新一代计算机应用软件系统。该系统参照ICRP第56、66、67、68、69、71、78号等一系列出版物提供的代谢模型和参数,采用了适于在微机上实现的矩阵算法,使用VC++编制而成,可在Win95或更高版本的微软操作系统下运行。它可以将个人内照射监测量换算为摄入量、有效剂量和其它评价量,适用于职业受照人员的常规个人内照射剂量估算。本套软件采用了新的模型和参数,可以直接求解任何不循环的和循环的库模型。这使得它可用于与1990年ICRP推荐和1997年的国际电离辐射防护和辐射源安全的基本安全标准接轨的个人内照射剂量管理和估算。此外,本套软件在视窗操作系统下运行,图形界面使得它给用户的感觉更加舒服,使用更加方便。

²³⁵U在橡胶材料中的迁移深度研究

帅震清, 童纯菡, 张东, 高国林, 朱世富, 赵北君, 谭昭怡

2004, 25(5): 475-477.

摘要(7)

摘要:
应用中子活化分析和γ谱测量方法,对铀场所中的橡胶、橡皮和电缆中²³⁵U的迁移深度进行了研究,结果表明,²³⁵U在橡胶介质中的迁移深度为几十到几百微米;对于不同场所,不同用途的材料中U的迁移深度不同。

核设备制造中的不符合项控制

刘建成

2004, 25(5): 478-480.

摘要(6)

摘要:
不符合项控制对顺利完成核设备制造至关重要。本文以东方锅炉(集团)股份有限公司在广东岭澳核电站2×1000MW电功率压水堆核岛主设备分包制造中的不符合项控制实践为例,阐述了核设备制造中不符合项的控制原则和处理程序等,供从事我国核设备制造行业质量保证工作的有关人员参考。

留言板

2004年第25卷第5期

留言板

2004年 第25卷 第5期

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