核动力工程

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常鸿, 杨永伟, 经荥清

2005, 26(5): 419-424.

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摘要:
对HTR-10初次临界的几何模型进行了对比和分析,运用基于蒙特卡罗方法的MCNP4B和TRIPOLI-4.3程序描述了高温气冷堆的包覆燃料颗粒在燃料球内的随机分布以及燃料球和石墨球在堆芯的随机混合分布。应用TRIPOLI-4.3对HTR-10进行了初次临界物理计算,并且与已有的MCNP4B的计算结果进行了比较。结果表明:基于蒙特卡罗方法的MCNP4B和TRIPOLI-4.3程序,采用适当的几何描述方式可以用于球床式高温气冷堆的初次临界堆芯物理计算。

注量展开节块法求解三维六角形几何中子扩散方程

夏榜样, 谢仲生

2005, 26(5): 425-430.

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摘要:
提出了一种在三维六角形几何节块内数值求解中子扩散方程的节块法。该方法把节块内各群中子注量分布用解析基函数近似展开。为了改善节块耦合关系,提出了一种新的节块边界条件:面平均偏流零次矩和一次矩同时保持连续。此外,将响应矩阵技术应用于迭代求解过程,使得该方法具有较高的计算效率。基于本文提出的模型,发展了三维六角形组件中子扩散计算程序FEMHEX。通过对二维、三维VVER基准问题校验计算表明,该方法能高效、准确的给出有效增殖系数以及节块功率分布。

水力步进缸静态保持流量的数值计算

王金华, 薄涵亮, 姜胜耀, 郑文祥

2005, 26(5): 431-435.

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摘要:
以控制棒水力驱动系统为研究对象,采用商用流体力学计算程序CFX5对水力步进缸槽对孔部位、排气孔和迷宫漏流分别进行了数值计算,以获得步进缸的静态保持流量。数值计算结果表明:槽对孔部位的流量是水力步进缸静态保持流量的主要部分,决定了水力步进缸静态保持流量随外套位置的变化规律;排气孔流量和迷宫流量所占的份额很小,其对步进缸静态保持流量的影响也很小;随着温度升高,水力步进缸的最小静态保持流量和最大静态保持流量都逐渐增大,这与实验结果吻合。

中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性研究

肖泽军, 卓文彬, 陈炳德, 贾斗南, 周连帮

2005, 26(5): 436-442.

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摘要:
系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统稳态特性,共取得237组试验数据。根据实验数据分析研究了系统压力、系统冷热芯位差、系统等效阻力系数、风速对两相自然循环流量和系统余热排出能力的影响。在理论分析的基础上,得到了两相自然循环稳态流量关系式。将试验数据与计算结果进行比较,有95%的试验结果在±16%的相对误差范围内。分析结果表明,影响冷热芯位差阈值的主要参数是系统状态参数(系统压力、阀门形状阻力系数)和系统边界条件(空气入口温度、烟囱高度),由此得到了两相自然循环系统冷热芯位差阈值关系式。稳态特性研究表明,中国先进压水堆核电站非能动余热排出系统具有堆芯2%额定功率的自然循环能力。

B30波槽管水平管外蒸汽凝结换热的实验研究

刘军彦, 黄渭堂, 照日格图

2005, 26(5): 443-447.

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摘要:
在常压条件下对水平波槽管管外凝结换热及流阻特性进行了实验研究。实验结果表明,波槽管具有良好的强化传热效果。在实验参数范围内,波槽管的总传热系数比光管提高48%以上。通过对实验数据的回归分析,得到了管内对流换热、管外凝结换热及阻力系数的实验关联式。

钛波槽管垂直管外凝结换热的实验研究

照日格图, 黄渭堂, 吕襄波, 刘锋

2005, 26(5): 448-451,460.

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摘要:
对钛波槽管进行了垂直管外凝结换热的实验研究。通过实验得出结论:钛波槽管具有良好的强化传热效果;在实验范围内,最佳钛波槽管的总传热系数是钛光管的1.12～1.36倍。通过对实验数据的回归分析,得到了管内对流换热、管外凝结换热及流动阻力系数的实验关联式。

整体针翅管强化传热实验研究

丁铭, 阎昌琪, 缪红建, 孙立成

2005, 26(5): 452-455,470.

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摘要:
在润滑油竖直纵向冲刷的条件下,对整体针翅管进行了换热特性的实验研究,分析了针翅管的节距(T)、翅高(b)、加工方向、润滑油进口温度(t)和冷却水流速(v)对针翅管传热性能的影响。在本实验范围内,整体针翅管的总换热系数k可达200～1470W/m²ˇK,比相同条件下的光管可增加1～4倍。实验结果表明,整体针翅管是一种比较适合于以高粘度流体作为工质的换热器的新型强化换热管。

Ti-Al-Zr合金的氢致脆性研究

刘彦章, 黄新泉, 邱绍宇, 祖小涛, 康鹏

2005, 26(5): 456-460.

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摘要:
为了研究氢进入钛合金试样后对其力学性能的影响,探索氢在钛合金中的行为,本文用电解渗氢方法对Ti-Al-Zr合金进行了渗氢处理,得到了不同含氢量的试样。在室温下进行了试样的拉伸、冲击实验。结果表明,试样渗氢后的强度得到不同程度的提高,这是固溶强化的结果;试样的塑性随氢含量的提高而下降,当氢含量达到~1200μg/g时,塑性损失达到25%;试样的冲击韧性随氢含量的提高而下降,试样中氢含量达到~300μg/g时,冲击韧性下降~80%,试样已基本上呈脆性。使用SEM研究了渗氢样品的断口形貌后发现,拉伸试样中只有少量二次裂纹,而冲击试样有大量二次裂纹产生,并伴有准解理特征。

304不锈钢的非饱和循环硬化行为及其本构描述

康国政

2005, 26(5): 461-465,474.

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摘要:
针对循环硬化行为的应变幅值依赖性和相对大应变幅值下的非饱和特性,建立了新的粘塑性循环本构模型。在本构模型中,引入新的变量来表征材料的循环硬化特性,该变量的演变方程中引入一个临界状态来反映循环硬化对应变幅值的依赖性;同时,将该变量分解为2个具有不同演变规律的分量,以此来描述相对大应变幅值下的非饱和循环硬化特性。结果表明,新建模型能够很好地描述304不锈钢循环硬化行为的应变幅值依赖性和非饱和特性。

秦山核电厂气态流出物监测系统的研究及其改进

张勇

2005, 26(5): 466-470.

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摘要:
秦山核电厂气态流出物取样监测系统采用了较长的水平取样管和垂直取样管,使核电站气态流出物排放监测存在设计上的缺陷。由于取样管道过长(特别是水平取样管道),会造成气溶胶和碘取样过程的管道沉积损失。改进后,将气溶胶和碘的取样监测系统移至烟囱底部的校正室,取消了长度为85.4m水平取样管线,取样管改为只有70.6m的垂直管。试验测试及评价结果表明:放射碘的取样校正因子可取作1.65。对于放射性气溶胶,按最保守的估计,事故工况下,其校正因子最大也不可能大于1.65;在正常运行期间,气溶胶粒子均以小粒径为主,可将校正因子取作1.1。

反应堆主泵抗震强度的三维实体模型计算

盛选禹, 雒晓卫, 傅激扬

2005, 26(5): 471-474.

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摘要:
用有限元方法做泵的强度验算,一般是使用壳单元,泵的厚度为一个固定值。本文通过CATIA软件建立了与真实主泵完全一致的三维模型,使用四面体单元对建立的模型划分有限元网格,克服了采用壳体单元的近似,使模型的计算结果更加可靠。计算了反应堆主泵的抗震性能。在地震载荷、温度场的作用下,反应堆主泵的最大Mises等效应力为29.9MPa,根据ASME-IIIND3400所确定的该材料许用应力极限值132.825MPa,其完全满足相关规范抗震强度的要求。

RODOS系统中RIMPUFF模型的验证与比对

邹敬, 曲静原, 曹建主

2005, 26(5): 475-479,501.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用MVK工具的统计分析方法并结合实际的示踪气体试验数据集对RODOS系统中的大气扩散模型RIMPUFF进行了验证,并与其他4个模型的结果进行了比对。结果表明,RIMPUFF模型在20km范围内的预测结果比较符合实际;与其他模型相比,其性能良好。

国际放射性废物管理法存在的问题与对策研究

李奇伟, 彭本利

2005, 26(5): 480-483.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
国际放射性废物管理法是国际环境法的重要组成部分,是核安全领域实现可持续发展的重要保证。在对不断出现的核危机进行反思的基础上,联系可持续发展理论,对国际放射性废物管理法律制度进行了介绍和分析,肯定了所取得的成绩,分析了其不足,并对完善国际放射性废物管理法律制度提出了建议。

反应堆堆外核测量系统的实时仿真

赵强, 张志俭, 曹欣荣

2005, 26(5): 484-487.

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摘要:
堆外核测量系统实时仿真是核电厂全范围培训模拟器的重要组成部分。本文给出一种基于测量原理的功能仿真处理方法,利用堆芯物理仿真计算出堆芯中子通量密度,建立了堆外核测量值与反应堆内三维中子通量密度分布之间的拟合公式。根据反应堆物理计算或功率刻度实验确定拟合系数,可以实时准确仿真堆外核测量系统,满足核电厂全范围培训模拟器的要求。

六边形燃料组件船用堆堆芯的三维两群仿真程序

张帆, 蔡章生, 桂学文

2005, 26(5): 488-491.

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摘要:
介绍了六边形燃料组件船用堆三维两群堆芯仿真软件的开发。用此软件对船用堆10、150和200个燃耗天、考虑热工、水力反馈情况进行了实时仿真计算。结果表明:本软件计算结果与物理过程符合得较好,各项参数的误差均满足运行要求。

反应堆主冷却剂系统实时仿真计算

黎华, 阎昌琪

2005, 26(5): 492-495.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对反应堆主冷却剂系统实时仿真进行了研究。在实时仿真支撑平台ASCA下对反应堆主冷却剂系统进行了建模、编程和计算。程序采用了漂移流模型,仿真计算气液混合物内相间非均匀流动的影响,用完整的四象限相似曲线来对主泵进行仿真计算。利用仿真程序对主冷却剂系统进行了降负荷计算,得到了系统压力以及蒸汽发生器压力、水位等参数的变化趋势,与RETRAN02的计算结果进行了比较。结果表明,本仿真程序可以应用于培训模拟器以及反应堆主冷却剂系统安全分析。

杆式支撑换热器换热的数值模拟

王定标, 魏新利, 向飒, 吴金星, 郭茶秀

2005, 26(5): 496-501.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用数值模拟方法研究杆式支撑换热器,可以克服实验研究方式的不足。利用相似理论确定数值模拟模型,分析了各结构参数变化对换热器传热和流动性能的影响。利用最小二乘法,进一步回归出杆式支撑换热器层流下的传热和流动阻力的准数关联式。设计、建造了一套可变结构参数的杆式支撑换热器热模实验装置,在壳程单排管间布杆或双排管间布杆、不同流速和不同折流栅结构参数情况下测得了100个实验值,将实验测量值和计算值进行了比较。结果表明:数值模拟计算的Nu值和ΔP值与实验测量值吻合很好,由实验数据回归得到的传热和流动阻力无因次准数关系式与数值模拟程序计算得到的准数关系式也吻合较好,显示出数值模拟方式进行换热器研究的显著优点。

压水堆核电厂三回路停泵水锤数值模拟

刘志勇, 刘光临, 苏锋杰

2005, 26(5): 502-505,518.

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摘要:
应用停泵水锤的基本理论,建立了压水堆核电厂三回路水泵、泵出口阀、冷凝器和出水虹吸井等边界条件的数学模型,并采用特征线法进行求解。结合工程实例计算说明,泵出口阀的关闭程序对水锤压力的影响较大,水泵出口采用两阶段关闭液控蝶阀可以有效减小停泵水锤压力,但其关闭程序应在水锤数值模拟分析的基础上优化确定。

核设施退役工程的综合一体化管理模式研究

刘本玉, 鲁若愚, 张红琪

2005, 26(5): 506-509.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
随着进入退役期的核设施的增多,核设施退役工程管理的优化也越来越重要。本文提出了综合一体化管理模式的概念,并从核设施退役工程综合一体化管理模式构建的目标、范围、原则和核设施退役工程综合一体化管理模式的内容几个方面进行设计,最后从组织角度对该模式进行了设计和说明。

基于CIMS的核电厂集成管理系统设计研究

周刚, 王录帅, 唐耀阳

2005, 26(5): 510-513.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
以计算机与现代集成制造系统(CIMS)的“集成”思想为指导,提出了核电厂集成管理的新方法。对核电厂集成管理系统的设计进行了分析。采用数据库和工程数据管理技术(PDM)实现核电厂异构环境下的信息集成。针对核电厂的特点和管理需要,先将核电厂的所有工作按性质分为不同的类型,然后在总系统下设计若干个分系统,每个分系统完成一种类型的管理工作。在基于CIMS的集成环境下,每个分系统既相对独立又相互联系,通过全局信息共享系统实现信息共享。该方法为充分利用核电厂的人力、物力与信息资源,构建核电厂科学的管理体系提供了一个新思路。

核电工程建设进度控制的关键路径分析

石亮民, 马立民, 范凯

2005, 26(5): 514-518.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以M310堆型为基础,结合大亚湾、岭澳工程的建设经验,研究核电工程建设进度控制的关键路径。分析表明,核电工程建设的关键路径是核岛土建、核岛安装、与一回路冷态调试相关的单系统调试及联合调试。对于核岛土建,关键路径在反应堆厂房主体土建施工、预应力张拉、重点区域的土建房间移交和关键土建/安装接口移交;对于核岛安装,有4条关键路径;对于调试,分为冷态调试相关的16个单系统调试和联合调试两个阶段。

田湾核电站物项的安全分级

孙永滨

2005, 26(5): 519-522,527.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
核电站物项的安全分级工作中应特别注意全局性、适度性、均衡性这3项原则。物项安全分级的基本方法,一般是根据物项(部件)的承压外壳损坏对安全的影响,对物项的安全功能进行分级。田湾核电站采用的是俄罗斯VVER-1000/428型反应堆装置,其物项安全分级主要采用俄罗斯法规标准;电气和仪控设备采用IEEE-308(80)标准,分为1E级与非1E级;仪控系统及设备的安全分级采用国内标准GB/T15474-1995,分为安全1E级,安全相关SR级和NC非安全级。田湾核电站物项的安全分级必须经中国核安全当局审批并满足中国核安全法规要求。

核电系统故障诊断专家系统研究

陈志辉, 夏虹, 刘邈

2005, 26(5): 523-527.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对核电系统的故障特征建立了专家系统。专家系统中的知识采用启发式表示,知识可以表示成确定性和不确定性知识。对于确定性知识采用简单的命题逻辑的推理机制,对于不确定性知识引入了确定性因子k_CF来表示知识的不确定性,并据此建立了推理机制。为了解决专家系统中知识获取的“瓶颈”问题,将Rough集理论引入到了核电系统故障诊断系统,并将基于可辨识矩阵的约简算法做了改进。在对属性重要性进行测度时,考虑了同决策类内具有同属性值属性及属性在可辨识矩阵中出现的次数等因素。用该诊断系统在仿真机上对不同的故障进行了诊断,并得到了正确的结果。

大亚湾核电站石棉垫片的替代和非石棉垫片选型

郭满华

2005, 26(5): 528-530.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
笔者根据近几年从事石棉垫片替代论证和非石棉垫片选型的经验,介绍了目前国内外几种主要非石棉垫片的类型,给出了非石棉垫片选择原则,以及垫片在实际安装需要注意的一些问题。

留言板

2005年第26卷第5期

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2005年 第26卷 第5期

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