核动力工程

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张颖, 陈伟, 陈立新

2005, 26(2): 97-101.

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摘要:
以子区内中子源为常源近似条件下的中子积分输运方程为前向方程,推导了中子积分输运方程界面流算法在六角形几何情况下的数学共扼方程;介绍了该数学共扼方程求解的内、外迭代策略,并对前向方程计算程序TPHEX进行了改造,得到了常源近似情况下数学共扼方程计算程序TPHEX_J0。通过算例校验表明TPHEX_J0与TPHEX程序所计算的系统本征值符合良好,TPHEX_J0程序的计算结果是可靠的。

基于核电站网络安全的信息流模型

刘益和

2005, 26(2): 102-104,120.

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摘要:
为了准确描述从1E子网流入非1E级子网的核电站网络的信息流动,本文给出了一个基于核电站网络安全的新的信息流模型。该模型引入了将子网密级和客体密级相结合的二维密级函数的概念,利用该函数值来划分安全类,用两个客体的函数值定义信息流策略。经过严格的数学证明,新的信息流模型合理且安全,能较好反映核电站网络的安全要求。

钠冷快堆钠雾火事故三维数值模拟

张斌, 朱继洲, 韩浪

2005, 26(2): 105-109.

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摘要:
针对钠冷快堆可能发生的钠雾火事故,开发和研制了一套用于钠火事故分析,能求解发生钠雾火事故后,事故空间3维的气体温度分布和化学成份分布的程序。本文详细介绍了分析求解钠雾火的燃烧模型和热传输模型,以及计算空间流场采用的计算方法和步骤,并将计算结果与试验值进行了比较。结果表明,二者符合较好。

微型中子源反应堆改进方案研究

赵海歌, 郭诚湛, 孙慧斌, 高永春, 郑伍钦, 高集金, 王德亮

2005, 26(2): 110-113.

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摘要:
分析研究了使微型中子源反应堆延长单次运行时间的几种改进方案。研究与实验结果表明,在中心控制棒与堆芯原有结构保持不变,不超过安全运行限值的情况下,在侧铍反射层外附加弧形补偿板,再添加适当当量的顶铍片后,中心控制棒与补偿板联动,可使微型中子源反应堆一次连续运行时间大大提高,提高了微型中子源反应堆的运行性能。

严重事故下喷淋模式的研究

林继铭, 贾宝山, 刘宝亭

2005, 26(2): 114-120.

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摘要:
核电厂发生严重事故后,安全壳内有可能堆积大量的氢气,如果此时不适宜地投入喷淋,会破坏安全壳内的惰性环境而引起氢气燃烧或者爆炸,甚至导致安全壳失效。为避免氢燃,本文通过合理的假设,根据相关的实验公式推导出不同氢气产量下安全壳内压力所需满足的条件,获得了根据安全壳内压力值来指导喷淋开闭的保守的控制模式。本文以大亚湾核电站为分析对象,利用MELCOR来进行分析,验证了此控制模式的可行性,并讨论了堆腔注水、氢气自燃以及安全壳底板成分对制订喷淋模式的影响。

自然循环ONB点灰色理论建模研究

周涛, 杨瑞昌, 覃世伟

2005, 26(2): 121-124,157.

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摘要:
运用灰色系统理论对以氟利昂为工质的自然循环过冷沸腾起始点实验结果进行分析。结果表明,在自然循环中对ONB点起作用因素的大小顺序依次为:加热功率、进口干度、流体温度、流量和压力等。基于实验结果,运用灰色系统理论,建立了GM (1,1)模型和GM (1,4)模型。利用GM (1,1)模型可以得出热功率对ONB点位置的影响。利用GM (1,4)模型得出热功率、进口干度、流体进口温度、流量等因素对ONB点位置的影响。两类模型都可以对实验数据的发展趋势进行预测。

RELAP5作为核电站模拟器热工水力系统程序的改造

林萌, 杨燕华, 胡锐, 苏云, 张荣华

2005, 26(2): 125-129,139.

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摘要:
RELAP5程序由于其非实时计算、无动态输入输出功能以及计算流程难以控制等原因,不适合作为核电站模拟器的热工水力系统程序。RELAPSIM程序在RELAP5基础上经过实时计算功能改造、数据动态交互功能改造、计算流程控制功能改造后,能够完成实时热工水力计算,数据动态交互以及启动、停止、冻结、运行、快照、复位计算流程等功能,满足了作为核电站模拟器的热工水力系统程序的要求。本文主要介绍了RELAP5程序的改造方法和原理以及改造后的RELAPSIM程序测试和结果。

大L/d倾斜并联光管汽-液两相流不稳定性实验研究

高峰, 陈听宽, 罗毓珊, 尹飞

2005, 26(2): 130-134.

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摘要:
在高压高温试验台上对倾斜并联管汽-液两相流不稳定性进行了实验研究,观察到了压力降型和密度波型等两类不稳定性脉动。在试验管长与管内径比L/d>1200条件下,没有上游可压缩容积时也发生压力降型脉动。系统压力、质量流速、热负荷和进口过冷度等参数对不稳定性有显著的影响。实验表明,在倾斜并联管中,压力降型脉动出现在含气率较低的水动力曲线负斜率段,为两管整体脉动;而密度波型脉动出现在含气率较高的正斜率区域,呈管间脉动。经过对比发现,倾斜并联光管的脉动特性与垂直并联管类似。

喷射泵内部流动数值分析

何培杰, 吕俊贤, 龙新平, 陆宏圻

2005, 26(2): 135-139.

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摘要:
利用贴体坐标变换技术、混合有限分析法和k-ε紊流模型,对沸水反应堆喷射泵内部流动进行了数值计算和流动分析。预测了壁面压强和轴心速度分布,并与实验数据进行比较,计算值与试验值吻合很好。流动分析结果显示:对于给定喉管面积与喷嘴面积比的喷射泵,射流核长度以及是否出现回流只与流量比有关。

摇摆运动引起的波动与自然循环密度波型脉动的叠加

谭思超, 庞凤阁

2005, 26(2): 140-143.

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摘要:
针对海洋条件(即摇摆工况)下,核动力装置自然循环流动不稳定的特点进行了实验研究。结果表明,摇摆引起的流量波动的附加量与自然循环密度波型脉动的流量脉动相叠加,加剧了系统的不稳定,通过频谱分析,分析了叠加效应的强弱。

低熔点Ag-Al-Sn合金钎料的钎焊工艺性能研究

杨静, 邱绍宇, 朱金霞, 王飞, 刘晓荣

2005, 26(2): 144-147.

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摘要:
设计、制备了2种不同成分的低熔点Ag-Al-Sn合金钎料,参照相关的国家标准,评价了钎料的熔化特性、钎料在钛合金和不锈钢上的润湿铺展能力、钎料在钛合金和不锈钢异种金属间的填缝能力,以及钛合金/不锈钢异种金属钎缝的强度。结果表明,Ag-8Al-6Sn-1Ni钎料的钎焊工艺性能优于Ag-8Al-6Sn钎料。采用金相显微镜、扫描电镜对钛合金/不锈钢钎缝进行了微观分析。结果表明,Ag-8Al-6Sn钎料与母材形成的钎焊接头结合牢固,组织性能良好。

平均应变对0Cr18Ni10Ti钢随机循环应力-应变关系的影响规律

赵永翔, 杨冰, 李朋州

2005, 26(2): 148-152,178.

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摘要:
试验研究了平均应变对0Cr18Ni10Ti管道钢随机循环应力-应变关系的影响规律。从节约试样和试验费用角度,提出了改进的极大似然疲劳试验法,以应变比分别为–1、–0.52、–0.22、0.029、0.18和0.48完成了104个试样的应变控制疲劳试验。揭示出材料具有Masing行为和完全平均应力松弛特征,现有平均应变理论无法表征其影响。因此,首先基于Ramberg-Osgood方程,应用广义极大似然法有效地测定出各应变比的材料随机循环应力-应变关系。通过比较各应变比的循环应力幅均值、循环应力幅均方差和概率循环应力幅,揭示出高可靠性管理时,平均应变具有降低循环应力幅作用,应变比接近0时最显著,偏离逐渐减弱。说明了研究平均应变效应,仅考虑均值,可能给出错误评价;必须综合考虑均值、均方差和样本量3因素才能给出合理评价。

平均应变对0Cr18Ni10Ti管道钢随机应变-疲劳寿命关系的影响规律

赵永翔, 杨冰, 李朋州

2005, 26(2): 153-157.

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摘要:
试验研究了平均应变对0Cr18Ni10Ti管道钢随机应变-寿命关系的影响规律。从节约试样和试验费用角度,采用改进的极大似然疲劳试验法,应变比分别为-1、-0.52、-0.22、0.029、0.18和0.48的条件下,完成了104个试样的应变控制疲劳试验。在材料具有完全平均应力松弛特征、现有平均应变理论无法表征其影响情况下,首先基于Coffin-Manson方程,应用广义极大似然法有效地测定出各应变比下材料的随机应变-寿命关系。通过比较各应变比下疲劳寿命均值、对数疲劳寿命均方差和概率疲劳寿命,揭示出0Cr18Ni10Ti管道钢高可靠性时,应变比大于0有大约1.3～1.6的正面效应,小于0为负面效应。现有平均应变效应研究仅考虑疲劳寿命均值可能给出错误评价;必须综合考虑均值、均方差和样本量3因素才能给出合理评价。

热加工对Zr-Sn-Nb合金显微组织的影响研究

刘彦章, 赵文金, 彭倩, 孙长龙

2005, 26(2): 158-162.

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摘要:
对Zr-Sn-Nb合金在4种温度(750℃、780℃、800℃和820℃)下进行了热/冷加工和最终再结晶退火,并对在上述4种温度下加热的试样进行了淬火处理。用透射电子显微镜(TEM)和光学金相显微镜(OM)研究了试样的显微组织、β-Zr以及第二相粒子的特征。结果表明,当加热温度达到780℃或高于此温度时,Zr-Sn-Nb合金已进入α+β双相区;随着加热温度的增加,β-Zr相含量增多;加工后试样中的第二相粒子大部分为C14型六方结构的Zr (Fe、Cr)₂Laves相,与Zr-4合金中第二相结构相同,点阵常数a=0.502nm、c=0.818nm。同时,还发现有少量C15型面心立方结构Zr (Fe、Cr)2Laves相,点阵常数a=0.716nm。

采用典型模糊控制器实现压水堆稳压器的综合控制

瞿小龙, 张乃尧, 贾宝山, 崔震华

2005, 26(2): 163-166,178.

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摘要:
对压水堆稳压器的压力和水位控制,提出了一种模糊综合控制方案。采用3个典型模糊控制器分别对电加热器、喷淋卸压阀和上充阀进行控制;在稳压器压力典型模糊控制器中采用了积分分离方法。本文对汽轮机负荷阶跃变化、线性变化、甩负荷3种工况进行了控制系统的仿真实验。结果表明,稳压器的压力以及水位的瞬态和稳态控制性能都得到了较大改善,明显优于GA-FC和PID控制方案。

核电站蒸汽发生器冲洗装置控制系统的开发

李必成, 戴兵, 盛赛斌, 刘于珑, 王先元

2005, 26(2): 167-170,178.

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摘要:
随着核电站运行和管理水平的提高,蒸汽发生器(SG)二次侧维护越来越受到重视。笔者开发的SG冲洗装置的主要部份是以PLC控制器和交流伺服电机核心组成的高精度运动控制系统。人-机操作界面采用现场操作站和遥控触摸屏相结合的方式,减少操作人员整体辐射水平。同时,该系统还具有事故工况下急停、泥渣收集和运行状态视频监视等功能。最后,提出了利用人工神经网络模型补偿冲洗手臂挠曲和系统运动控制中静摩擦力等造成的非线性影响,进一步提高系统控制精度。系统运行稳定、操作简单。

用遗传算法构造压水堆核电站稳压器模糊控制规则库

刘胜智, 崔震华, 张乃尧

2005, 26(2): 171-174.

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摘要:
介绍了一种自动构造模糊控制规则库的方法。根据传统基于比例积分控制(PID)控制系统的运行数据,自动生成模糊控制规则库采用遗传算法;并用该方法构造了压水堆核电站稳压器的压力模糊控制系统的规则库。仿真结果表明,与传统PID控制器相比,采用遗传算法自动生成规则库的模糊控制器具有超调量小、响应速度快、瞬态过程更平稳的特点。

核反应堆故障早期检测和在线状态监测方法

盛焕行, 李红霞

2005, 26(2): 175-178.

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摘要:
即将頒布的核行业标准《核电厂反应堆堆内构件的振动监测》(简称标准)对早期监测反应堆压力容器堆内构件蜕化的方法、故障检测仪表和监测程序提出了要求,适用于以中子波动信号和反应堆压力容器振动信号为基础的堆内构件和一回路部件的动态特性的监测。本文强调了标准所包含的核电站新型仪表控制系统的监测方法。新系统不同于传统的监测系统,它的主要目的是早期故障检测,以便向电厂操纵员和检查维修人员提供有用的状态信息。

岷江试验堆核探测器布置的改进

李正义, 黄勇

2005, 26(2): 179-181,186.

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摘要:
岷江堆(MJTR)仪表控制系统用的核探测器,因距离堆芯较近,受较强的中子照射和γ辐射而使其使用寿命缩短;另外,随着堆内辐照孔道的孔径扩张、中心位置的变更及辐照样品体积的增大,使探测器处的中子信号受样品进出堆的干扰变大,对反应堆的安全运行造成不利影响。为了解决上述问题,对MJTR核探测器的布置进行了改进。本文介绍了在改进设计中,采取的措施以及设计的原则、方法和结果。改造完成后的各项调试结果表明,重新设计的探测器孔道布置和功能分配合理,完全满足设计要求。

控制棒检测中对显示信号判定技术的改进

李苏甲, 袁骊, 乔维

2005, 26(2): 182-186.

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摘要:
针对控制棒涡流检测中出现的一个显示信号不能充分判定,制作了含有人造裂纹的试验样件,采用在涡流检测线圈中加入磁芯的磁饱和线圈,消除控制棒上可能存在的磁性影响。并将3点对中的涡流探头组件改进成6点对中,改善了检测条件,提高了检测的可靠性。试验研究和检测结果表明,在现有技术的前提下,穿过式线圈及点式涡流线圈均可检测出周向和轴向裂纹;穿过式线圈不能区分单个或多个裂纹,多个点式线圈存在实现这种区分的可能性;轴向裂纹的涡流信号明显,但结构信号可能会影响对周向裂纹的判伤。

接触爆炸荷载作用下核电站安全壳的动力响应分析

王天运, 任辉启, 王玉岚

2005, 26(2): 187-191,195.

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摘要:
在现代战争中或遭到恐怖袭击时,核电站极有可能遭受精确制导装药的直接打击。核电站安全壳是防止放射性物质向环境释放的大体积预应力混凝土筒壳结构,是特殊环境条件下的重点防护目标。根据核电站安全壳的结构形式,采用流固耦合算法,对装药接触核电站安全壳表面爆炸时,爆炸冲击作用下安全壳的动力响应进行了数值模拟,得出了装药接触爆炸时结构的破坏情况以及应力分布规律。数值模拟结果可为核电站在战时的安全防护对策制定提供参考依据。

核电站建设中的不符合项管理

李世昌

2005, 26(2): 192-195.

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摘要:
通过对核安全法规HAF003(1991)、国际标准ISO9001(2000)以及核安全法规IAEA50-C-Q (1996)文件中不符合项定义的对比,阐述了其真实内涵,提出了在实行IAEA50-C-Q (1996)新法规的情况下对不符合项进行分层、分类、分级管理的思路,指出了核电建设单位在不符合项管理中应注意的问题。

核电站维修的三维数字化动态管理

王百众, 罗亚林, 方昊, 马莉, 张洁, 王若冰, 谢敏

2005, 26(2): 196-198,208.

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摘要:
详细介绍了数字电厂技术在大亚湾核电站反应堆厂房内设备的转运和空间布置动态管理中应用的全过程,论述了大亚湾三维数字化动态管理的建立及其在核电站维修项目中应用的方法和主要步骤。本项目利用外部数据库对电厂维修的模型状态进行保存,避免了对原有三维竣工模型的破坏和变动;紧密结合核电厂维修工作的主要进度步骤,对核电厂维修工作的空间布置和进度计划进行了全过程的仿真和优化,在核电厂维修工作中,较好地解决了在有限空间内进行维修空间计划安排和布置的仿真和优化问题。并在大亚湾核电厂2号机组更换反应堆顶盖中成功地进行了应用,缩短关键路径工期16小时,总工期缩短92.5小时。

遗传神经网络在蒸汽发生器故障诊断中的应用

林孝工, 姜兴伟, 刘涛, 施小成

2005, 26(2): 199-202,208.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
针对传统的BP神经网络学习算法易陷入局部极小以及收敛速度慢等问题,本文在神经网络中融合遗传算法,并将其应用到蒸汽发生器(SG)故障诊断中。结果证明,该算法能有效地解决网络训练中的收敛问题。

HTR-10产生石墨粉尘量的估算及其尺寸分布

雒晓卫, 于溯源, 张振声, 何树延

2005, 26(2): 203-208.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
在10MW高温气冷堆(HTR-10)中,由于石墨构件的磨损会产生石墨粉尘,将影响反应堆的正常运行。石墨粉尘的产生主要来自堆芯、卸料管和装料管3个部位。本文在石墨磨损试验的基础上,保守地估算了HTR-10在正常运行工况下石墨粉尘的产生量(大约为2.74kg/年)。通过质量加权平均,给出了石墨粉尘的体积、面积和直径分布函数。

留言板

2005年第26卷第2期

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2005年 第26卷 第2期

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