核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

霍小东, 谢仲生

2004, 25(6): 481-484,504.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
研制了非线性迭代半解析节块法的扩散程序和稳态单通道热工水力程序,并将二者联接形成了CANDU重水堆燃料管理软件包FMPHWR,实现了物理与热工水力的耦合。参考压水堆(PWR)的经验,提出了类似PWR的考虑局部参数变化的参数化截面方法。对原有的时均计算模型进行了修正,提出了考虑热工水力反馈的时均计算模型。通过数值计算表明:FMPHWR具有更高的计算精度。

西安脉冲反应堆燃料元件燃耗的无损测定

阿景烨, 陈达, 张文首, 陈伟, 江新标, 王凯, 常永福

2004, 25(6): 485-488,521.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
介绍了利用γ能谱法无损测定西安脉冲反应堆单棒燃料元件燃耗的方法。该法利用测定裂变产物¹³⁷Cs的活度,并进行相应的历史跟踪、校正计算、理论分析等得出燃耗值,同时也讨论了其它需要解决的关键技术。

螺旋管蒸汽发生器热工流体力学一维二维模型对比分析

玉宇, 居怀明, 马昌文

2004, 25(6): 489-493,516.

摘要(15) PDF(1)

摘要:
充分研究了国内、外对螺旋管蒸汽发生器内流动工质的热工水力特性所做的实验与理论研究,针对清华大学核能技术设计研究院建造的10MW高温气冷堆中所采用的小螺旋管式蒸汽发生器,提出了计算二维模型,并与一维模型计算结果及实验结果进行了对比验证。一维模型方程简单,计算方便,但目前针对螺旋管,尤其是小螺旋管的结构关系式还不充分,需要根据实验进行修正;二维模型可以更好地模拟流场实际情况,直接采用直管结构关系式,计算误差在10%以内,动态计算结果较好地描述了功率等因素对系统稳定性的影响。

亚临界及近临界压力区倾斜上升管传热特性研究

尹飞, 陈听宽, 李会雄, 罗毓珊, 胡志宏, 唐人虎

2004, 25(6): 494-498,513.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
在亚临界及近临界压力下,对倾角α=20°的Φ323mm不锈钢倾斜上升光管内汽水两相流体的传热特性进行了试验研究。试验参数范围:p=13～21.5MPa;质量流速G=600～1200kg/(m²·s);内壁热负荷q=200～600kW/m²。试验结果表明:倾斜管壁温及内壁热负荷沿管壁周向不均匀分布;提高质量流速可以减弱甚至消除这种不均匀性;在不同工况下,压力对传热的影响规律是不同的。还提出了倾斜管最小传热系数的计算关联式。

一种降低CARR堆冷中子源氢系统中子慢化室内含气率的方法

万连利, 陈听宽, 毕勤成, 王海军, 冯全科

2004, 25(6): 499-504.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
CARR核功率达60MW;其慢化室中液氢产气量大,含气率高,对于系统的慢化能力、反应堆的安全等都有重大影响。为了降低慢化室与内筒间环形通道中的截面含气率,本文采取在慢化室内筒顶端开孔的措施,以导出慢化室内筒下部金属及液氢核发热产生的氢气。通过对一系列小直径短管的流量与压力关系的测量,获得了小直径短管的流量与压力关联式,并以此关联式为依据,得到了最佳开孔数与最佳直径。论证了此方法在核功率变化时的自我调节性与稳定性。

10CrMo910和316不锈钢的时间相关失效评定曲线

轩福贞, 涂善东, 王正东, 马春伟

2004, 25(6): 505-508.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
对10CrMo910和316不锈钢进行了总计约1万小时的蠕变拉伸试验,得到了材料的等时应力应变曲线和时间相关失效评定曲线,并给出了长时蠕变情况下的时间相关失效评定曲线方程。

评价寿命统计分布的信息量模拟

李超, 赵永翔, 王金诺

2004, 25(6): 509-513.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
提出了有限数据下寿命分布统计方法的综合评价模型。在确定寿命分布时,主要考虑总体拟合效果、与疲劳物理的一致性和尾部预测安全性3个因素。用失效概率试验值与理论值的相关系数评价总体拟合效果;与疲劳物理的一致性按照给定应力下失效率是否随循环数的增加而增加来确定;通过识别统计分布尾部的变化趋势来完成安全性的预测。通过引入信息理论,在寿命统计分布满足以上3个因素的前提下,建立了综合评价统计分布优劣的定量模型。通过实例分析,阐述了方法的具体应用。

不锈钢包壳管蠕变坍塌临界时间计算

田盛, 肖忠, 雷涛

2004, 25(6): 514-516.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
压水堆燃料相关组件棒在堆内使用寿期中,不得发生蠕变坍塌以保证包壳结构完整性。这些棒通常使用不锈钢包壳。运用假想夹层分析理论,导出了一个较为简便的不锈钢包壳在通常工作环境下蠕变坍塌临界时间的计算公式。

水化学对Zr-4合金氧化膜形貌的影响

刘文庆, 陈文觉, 李强, 周邦新, 姚美意

2004, 25(6): 517-521.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
为了研究LiOH水溶液影响Zr-4合金耐腐蚀性能的机理,用扫描电子显微镜和扫描探针显微镜观察Zr-4合金样品在不同介质中腐蚀后氧化膜内外表面的形貌。实验结果表明:由于氧化过程体积膨胀,氧化膜中存在平行于界面的压应力。在压应力的作用下,氧化膜向外鼓起,并在垂直于平面的方向上产生张应力,导致氧化膜破裂,从而使腐蚀加速。LiOH水溶液浓度越高,这个过程越快。

反应堆控制棒材料Ag-In-Cd的热物理性能测量

薛淑娟, 陈勇, 邱绍宇

2004, 25(6): 522-524,533.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
采用示差法、示差扫描量热法、超声共振法和激光脉冲法,分别测量了Ag-15wt%In-5wt%Cd合金在300℃以下的热膨胀系数、比热容、杨氏模量、热扩散率和热导率。测量结果表明:在20～300℃温度范围内,随着温度的升高,合金的线热膨胀系数增加,20～300℃合金的平均线热膨胀系数为23.2610^-6℃^-1;300℃以下,合金的比热容随温度变化不大,其平均比热容为0.2583J/g℃;合金的杨氏模量随温度的升高而下降,热扩散率和热导率随温度升高而升高,300℃时合金的杨氏模量、热扩散率和热导率分别为66.2GPa、0.30810^-4m²/s和0.836 W/m℃。

辅助锅炉给水控制优化方案

栗岭茂

2004, 25(6): 525-528.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
介绍了秦山三期核电站辅助锅炉汽包给水控制系统,分析了其存在的不足之处,提出了优化方案。优化后的控制系统确保了辅助锅炉的平稳安全运行,同时也为其用户的正常运行提供了保障。

DVN系统负压控制存在的问题分析及改进方案

陈永红

2004, 25(6): 529-533.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
在岭澳核电站的调试中,发现核辅助厂房通风空调系统(DVN)运行不稳定。不稳定主要是由DVN系统的负压控制部分造成的。本文分析了DVN系统负压控制设计中存在的问题,介绍了在调试过程中采取的改进措施及改进方案。

多参数多状态在计算机辅助建树软件中的实现

郭晓立, 童节娟, 薛大知

2004, 25(6): 534-537.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
建立故障树经常涉及多个参数和参数的多个失效状态,要求计算机辅助建树软件具有处理多参数多状态的功能。故障树辅助建树专家系统(FTES)是针对流体系统设计的辅助建树软件,本文从知识库和推理机等方面详细阐述了多参数多状态在FTES中的实现方法。

船用核反应堆概率安全评价的初始事件分析

赵新文, 蔡琦, 蔡章生

2004, 25(6): 538-541.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
根据船用核反应堆的特点,对概率安全评价的初始事件分析方法进行了全面研究,提出了初始事件的分组原则及分组方法,给出了初始事件频率评估的量化模型。

人的认知可靠性模型分类及实验研究

王遥, 高平校, 沈祖培, 黄祥瑞

2004, 25(6): 542-545.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
通过秦山核电站操纵员的模拟机实验,讨论了人的认知可靠性模型的参数和分类的确定方法,给出了模拟机实验操纵员响应时数据的处理分析方法,确认了响应时影响分类的主要因素是规范化拟合标准偏差,它是威布尔分布拟合的隐含参数。应用本文的数据处理和分类方法对秦山模拟机实验数据进行分析,取得了秦山操纵员认知可靠性的参数,将结果与美国IAEA实验结果进行比较,得到了基本一致的结论。

秦山一期核电站小破口冷却剂丧失初因严重事故以及缓解措施的研究

许以全, 车济尧, 苏云, 曹学武

2004, 25(6): 546-549.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
采用基于SCDAP/RELAP5的核反应堆严重事故分析平台,分析研究了秦山一期核电站一回路冷段小破口冷却剂流失(SBLOCA)初因导致严重事故进程,并根据美国SAN ONOFRE 核电站的IPE结果以及SURRY的PSA评估结果^[1、2],选择适当的缓解措施,即进行一回路补给水,对该事故做了相应的干预。通过计算分析,对阻止SBLOCA引发的严重事故进程的缓解措施的有效性进行了验证。

核蒸汽发生器用含Ti缓蚀添加剂高压釜暴露实验及表面分析

徐祺, 黄新泉, 苏兴万, 马韦刚

2004, 25(6): 550-554,570.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
近来的研究表明,TiO₂缓蚀添加剂能有效减缓蒸汽发生器传热管的应力腐蚀开裂(SCC)和晶间腐蚀(IGA)等局部腐蚀。本工作以不锈钢为试验材料,对含Ti缓蚀添加剂在高温浓碱环境中缓解应力腐蚀开裂的能力进行了初步的研究。高压釜暴露实验表明,在288℃、50%NaOH溶液中浸泡一周,含Ti缓蚀添加剂表现出较好的缓蚀效果。其中,锐钛矿、金红石型TiO₂的作用要好于钛酸丁酯;但在相同环境下长时间(两周以上)浸泡,其抑制应力腐蚀开裂的能力并不显著。用扫描电镜(SEM)、X射线衍射(XRD)、X射线光电子能谱(XPS)等手段进行进一步的表面分析,研究了腐蚀产物形貌及结构,并探讨了合金在碱性环境中的去合金化趋势。XPS纵深图谱表明锐钛矿型TiO₂能明显抑制合金的去合金化趋势,防止裂纹沿贫Cr的晶界发展,从而起到缓解腐蚀的作用。

普贤堆退役放射性评价方法及主蒸汽管道室的中子能谱计算

沈瑾, 杨洪润

2004, 25(6): 555-558.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
介绍了日本普贤堆(Fugen)的概况和主要设计参数,以及该堆今后的技术发展趋势。根据该堆的退役现状,介绍日本的退役战略方针以及普贤堆采用的退役方法和今后的退役步骤,并采用MCNP程序对普贤核电厂主蒸汽管道内蒸汽17N(β,n)反应产生的相对中子通量和中子能谱进行计算,据此分析了主蒸汽密度、主蒸汽管道半径对中子能谱计算结果的影响。结果表明,改变电厂运行瞬态不会影响主蒸汽管道室的中子注量分布,而增大主蒸汽管道尺寸则能够有效地降低管道保温材料所受的中子照射,这一结果对今后电厂核设施的辐照影响分析以及放射性评价具有一定的意义。

聚乙烯材料自动图像处理检测软件系统研制

刘奇, 葛一楠, 许贵平, 周欣, 简丽娟

2004, 25(6): 559-561,570.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
聚乙烯材料自动图像处理检测软件系统由电机控制、图像采集、图像拼接和图像处理与分析部分组成。本文介绍了该系统的设计制作,并将其应用于试件内部缺陷的检验分析中,结果表明,该系统原理正确,结构可行,性能可靠。

核电厂控制与保护系统动态仿真

林萌, 胡锐, 杨燕华

2004, 25(6): 562-566.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
分析了CHASHIMA核电站的测量系统、控制与保护模型、系统设备及设备失效模型、辅助系统管网模型。然后,基于C语言编制了控制与保护系统动态仿真程序模块PROSYS,并将其用于在工程模拟器,在模拟器上实现了CHASHIMA核电站控制与保护系统的动态仿真。该工程模拟器已应用于核电站安全分析,以及为核电站先进主控室设计提供软件支持和验证服务。实际应用结果显示,该仿真软件能较好地模拟反应堆一、二回路的控制与保护功能。

核动力工程总目次

2004, 25(6): 567-576.

摘要(12) PDF(0)

摘要:

留言板

2004年第25卷第6期

留言板

2004年 第25卷 第6期

2004年第25卷第6期