核动力工程

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车济尧, 曹学武

2005, 26(3): 209-213,218.

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摘要:
选择失去主给水、失去厂外电和正常运行情况下控制棒失控提升3个典型的导致未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)的初因事故,采用自行研制的基于SCDAP/RELAP5/MOD3.1的核反应堆严重事故分析平台,对秦山一期核电站ATWS初因导致堆芯熔化严重事故进程进行了分析研究,对防止ATWS导致堆芯熔化进程的缓解措施的有效性进行了验证。计算分析结果表明,二回路补水和一回路卸压的事故缓解措施能有效地阻止堆芯熔化进程。

压水堆堆芯可燃毒物装载的优化计算

杨波, 吴宏春

2005, 26(3): 214-218.

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摘要:
成功地将遗传算法和禁忌搜索算法应用于核反应堆堆芯可燃毒物装载优化研究。以大亚湾核电厂堆芯第10循环为例,利用遗传算法对硼玻璃、Gd₂O₃和IFBA三种常用的可燃毒物进行了优化计算。结果表明,遗传算法对反应堆堆芯可燃毒物装载优化问题是有效的,IFBA可燃毒物的优化结果最好。最后应用由遗传算法和禁忌搜索算法混合而成的杂交优化策略进行了优化计算,该方法可大大提高优化速度。

中子输运计算界面流方法的微扰计算

张颖, 陈伟, 谢仲生, 陈立新

2005, 26(3): 219-223.

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摘要:
以六角形几何中子积分输运计算界面流算法及其相对应的数学共扼方程计算为基础,利用微扰原理计算了当反应堆六角形组件中栅元核参数发生微量变化时系统反应性的变化。计算结果表明,本文所开发的基于六角形几何中子积分输运算法的微扰计算方法是正确的。

反射层参数的输运等效计算程序

吴宏春, 刘海峰

2005, 26(3): 224-227,232.

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摘要:
应用一维输运等效理论和离散纵标方法(ANISN),编制了反射层参数计算软件HBDC。利用该软件计算了Zion-1基准问题和铁-水反射层问题。计算结果表明,该方法适用于围板/轻水反射层和铁-水反射层,且均有很高的计算精度。

内螺纹管中汽-液两相流体摩擦压降特性研究

李永星, 尹飞, 陈听宽, 李会雄

2005, 26(3): 228-232.

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摘要:
在压力为9～22MPa,质量流速为600～1200kg/(m²·s),含汽率为0～1的工况范围内,对Φ38.1mm×7.5mm的6头内螺纹管中汽-液两相流体的摩擦压降特性进行了试验研究。试验段采用水平绝热布置。试验结果表明:压力对两相流摩擦压降的影响很大,随压力增加,两相流摩擦压降倍率减小,在临界压力附近,两相流摩擦压降倍率趋近于1;随含汽率增加,两相流摩擦压降倍率先增加,然后有减小的趋势;随质量流速增加,两相流摩擦压降倍率减小。用于计算单相水摩擦压降系数以及用于计算汽-液两相流体摩擦压降的试验关联式被提供。

并联管内压力降型水动力不稳定的试验研究

张冀辉, 陈听宽

2005, 26(3): 233-236.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
在高压汽水回路上对3根并联蒸发管内两相流压力降型水动力不稳定进行了试验研究,分析了系统压力、质量流速、入口过冷度、出口节流和上游可压缩容积对压力降型不稳定的影响。得出了压力降型不稳定的脉动起始点,给出了3根并联管中计算不稳定起始条件的无因次经验公式,为大型电站锅炉和蒸汽发生器的设计提供依据。

场协同理论在平行通道内的数值验证

田文喜, 余方伟, 秋穗正, 贾斗南, 苏光辉, 王桂芳

2005, 26(3): 237-241.

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摘要:
利用SIMPLE算法对两平行平板之间有凸台的湍流回流流动换热进行了数值模拟。计算采用k-ε两方程紊流模型,对固体区域利用区域扩充法使流场在几何上规则化,对阶梯型凸台边界用壁面函数法进行了特别处理。在入口处流体Re=10000时,数值计算得出了7组不同凸台高度相对应的流场和温度场。结果表明:平行通道表面总换热量以及换热Nu随流体速度与温度梯度矢量夹角的减小而增大,验证了基于二维边界层流提出的场协同理论同样适用于复杂的湍流回流流动。

LEVEL SET输运方程的求解方法及其对气-液两相流运动界面数值模拟的影响

李会雄, 邓晟, 赵建福, 陈听宽, 王飞

2005, 26(3): 242-248,267.

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摘要:
用数值模拟方法来研究气-液两相流动与传热现象是当今多相流领域的一个热门课题。由于两相流固有的复杂性,气-液两相流界面迁移现象的数值模拟一直是两相流研究中的一大难点。本文介绍了捕捉气-液两相流相界面运动的水平集方法(LevelSet)及其研究进展,介绍了求解LevelSet输运方程的3种方法,即一般差分格式、Superbee-TVD格式和Runge-Kutta法-5阶WENO组合格式。结合主流场的求解,分别用这3种方法对4种典型相界面在5种流场中的迁移特性进行了模拟计算,并对计算结果进行了比较和分析。结果表明,Runge-Kutta法-5阶WENO组合格式求解LevelSet输运方程的效果最好,在以后的计算中将主要采用这种组合格式来进行气-液相界面输运方程的求解。

热处理制度对N18新锆合金耐腐蚀性能的影响

刘文庆, 李强, 周邦新, 严青松, 姚美意

2005, 26(3): 249-253,287.

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摘要:
将N18锆合金样品分别进行多种变形热处理后,用高分辨透射电镜研究它们的显微组织和第二相粒子,然后把样品放入高压釜,在350℃、16.8MPa、0.01mol·L^-1LiOH溶液中进行腐蚀。结果表明:800℃-1h/冷轧/500℃-30h处理的样品,其耐腐蚀性能最好。分析该样品的第二相粒子,发现除了Zr (Fe,Cr)₂第二相粒子外,该样品中还存在Nb含量较高的细小的Zr-Nb-Fe第二相粒子;这会降低Nb元素在基体αZr中的固溶含量,提高N18锆合金的耐腐蚀性能。

17-4PH马氏体不锈钢350℃长期时效脆化研究

王均, 邹红, 伍晓勇, 邱绍宇, 沈保罗

2005, 26(3): 254-258.

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摘要:
采用光学显微镜(OM)、扫描电镜(SEM)、硬度测定以及示波冲击试验(instrumentalimpacttest)研究了17-4PH马氏体不锈钢在350℃长期时效过程中显微组织、硬度、冲击韧性以及断口形貌的变化规律。结果表明:该马氏体不锈钢在350℃长期时效的过程中,随着时效时间的延长,其硬度升高,并在时效9000h时达到最大值;其裂纹萌生功(E_i),裂纹扩展功(E_p)和总冲击功(E_t)都随时效时间的延长而逐渐下降。根据示波冲击曲线获得了17-4PH马氏体不锈钢的动态断裂韧性K_1d,其动态断裂韧性也表现出和E_i,E_p及E_t相类似的变化规律。该不锈钢的夏氏V型缺口(CharpyV-notch)冲击试样断口形貌随着时效时间的延长由韧窝断裂为主向准解理断裂和沿晶断裂为主变化。

低熔点Ag-Al-Mn-Si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(3): 259-263.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
设计并制备了3种成分的低熔点Ag-Al-Mn-Si合金钎料,参照有关的国家标准,评价了用其钎焊钛合金与不锈钢异种金属的钎焊工艺性能。结果表明:该系列钎料的液相线温度低于850℃,在钛合金上的铺展面积可达22.5cm²,在不锈钢上的铺展面积可达13.2cm²,钎料在钛合金和不锈钢异种金属间的慢流距离约80mm,钛合金/不锈钢异种金属钎缝的抗拉强度达到242MPa,剪切强度达到154MPa,接头断裂在钎料-不锈钢扩散层。微观分析表明:钎料中的铝有效地阻止了钛合金的溶解以及钛向不锈钢一侧的扩散,钎料中的硅、锰含量是造成不锈钢一侧钎缝中产生裂纹的主要原因;使用Ag-10Al-1Mn-0.5Si钎料可以实现钛合金与不锈钢的钎焊连接。

γ辐射对阻燃材料性能的影响

魏昭荣, 朱世富, 赵北君, 邹红, 杨文彬, 韦永林

2005, 26(3): 264-267.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
对核电站广泛使用的电缆防火涂料和有机防火堵料进行了耐γ辐射的研究。结果表明:1000kGy以上的γ辐射能严重恶化电缆防火涂料的抗弯性、耐湿热性、耐冷热循环性。500kGy以上的γ辐射对有机防火堵料的耐火性和腐蚀性都有很大影响。

纳米级固体颗粒应用于热管的试验研究

刘俊红, 顾建明, 刘辉, 董东甫

2005, 26(3): 268-271.

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摘要:
对含有纳米级磁性微粒的磁性流体应用于热管进行了试验研究,分析了微粒浓度对热管传热性能的影响。试验结果表明,在试验研究的范围内,纳米级磁性颗粒应用于热管后减弱了热管的传热,而且磁性流体热管存在一个最优磁性微粒浓度,该浓度下磁性流体热管的传热性能最好。

秦山第二核电厂蒸汽发生器液位控制系统PID参数整定

董化平, 张建民

2005, 26(3): 272-276.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
基于核电厂SimPort仿真平台构建了秦山第二核电厂1号机组蒸汽发生器液位控制系统仿真模型,在该仿真模型上进行了各种工况下的瞬态仿真实验和研究,获得了液位控制系统PID参数的整定值,其中液位控制器的K_P=4.25,T_I=425s,T_D=10s;流量控制器的K_P=1.0,T_I=13s。这些参数整定值与实际值基本一致,可供工程技术人员参考。

核电厂安全阀排汽激振分析

谭平, 王斌

2005, 26(3): 277-279,296.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
对安全阀排汽激发的管系振动进行了研究,分析了安全阀激振的原因,利用有限元方法对管系进行了建模,模型中考虑了管道、支承、吊架等因素的影响。用安全阀排汽推力作为激励力,计算出了安全阀排汽激发的管系动力响应幅值。计算结果表明安全阀排汽能产生很大的管系的动应力,与现场观测结果一致。在管道设计时有必要考虑排汽激振影响,最后提出了消除排汽激振影响的措施。

喷水减温器动态仿真模型的建立及其解法

宁德亮, 庞凤阁, 高璞珍

2005, 26(3): 280-283,290.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
根据质量守恒定律和能量守恒定律,经过合理的热动力学假设,采用集总参数的方法建立了喷水减温器的动态仿真模型。利用MATLAB软件中的Simulink工具箱,对仿真模型的微分方程进行直接求解,得到了准确结果,大大简化了方程求解过程。

基于信息流的核电站生产维修过程的集成管理

叶志强, 徐家树

2005, 26(3): 284-287.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
核电站的生产、维修、管理等过程,构成了企业活动的主体。基于活动主体构建的信息系统中,信息流起到重要的作用。在介绍工作流管理联盟工作流元模型的基础上,分析了信息系统活动中信息流的属性特点,结合核电站的实际,介绍信息流在生产、维修等过程中集成管理的应用。

核设备制造中的项目管理

刘建成

2005, 26(3): 288-290.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
核电站项目管理首先应完善管理机构。核设备质保大纲和项目管理的组织机构由核电容器部、制造部、质量保证部等5个部门组成。总经理对核承压设备制造质量负全面责任。分管核电工作的副总经理统一负责公司核承压设备制造有关的质量、技术和进度,组织管理部门进行审查。质量管理部部长由总经理授予足够的权力,包括不受经费和进度的约束,以建立和不断完善质量保证大纲,并验证有关部门和人员的执行情况。制造进度计划的编制应该保证实施的可行性、工作的连续性和执行计划的灵活性。对计划应该进行全过程的跟踪,检查计划的实施情况并及时反馈。

WANO人因事件统计及分析

张力, 赵明

2005, 26(3): 291-296.

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摘要:
对世界核电厂营运者联合会1993～2002年940份运行事件分析报告进行分析,发现有551件与人因相关,人因失误仍然是核电站事故最主要的诱因之一。运用统计技术和数据挖掘技术对这551件人因事件进行分析,获得如下结论:①维修、调试、试验活动中所产生的人误导致系统潜在失效而最终诱发系统事故已成为人因事故最重要的原因;②反应堆启动阶段和停堆阶段人误概率较高,且易诱发严重事故;③人因事件发生概率与反应堆类型没有必然的联系;④对事故征兆或事故判断失误和操作失误是人误的最主要表现形式,也是导致人因事故的最主要原因,造成严重电站瞬态和安全系统的故障或者不恰当投运的事故的可能性较大;⑤理论知识欠缺、基本操作能力较差、组织管理缺陷、规程不足以及粗心大意、缺乏相互检查是导致人因失误最主要的根原因。

AC800M控制器无扰切换技术的研究

冯俊婷, 张良驹, 丁书灵

2005, 26(3): 297-300,304.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
描述了一种采用数字化技术设计的研究堆功率控制系统手动/自动无平衡无扰切换的方法,介绍了采用标准的数字化控制器实现切换的一些关键技术。用软件替代模拟的自动跟踪线路,解决了控制系统的无扰切换问题。

大亚湾核电站反应堆厂房防火分区

秦忠

2005, 26(3): 301-304.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
大亚湾核电站按照国家核安全局的要求进行例行的“10年安全审评”,火灾危害性分析是“10年安全审评”中的重要内容。本文结合大亚湾核电站的实际状态和特点,对大亚湾核电站反应堆厂房进行了防火分区及相应分析,为安全审评后续行动提供了依据。

留言板

2005年第26卷第3期

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2005年 第26卷 第3期

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