核动力工程

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赵柱民, 陈伟, 缪正强, 王应林

2005, 26(6): 531-534.

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摘要:
研究了MC方法在插棒法空间效应修正因子计算中的应用。用MCNP/4B计算了脉冲堆稳态堆芯第一循环插棒前后探测器位置的中子注量率,得到了探测器位置的空间因子。设计了修正空间效应的方法,并用该方法测量了脉冲堆所有控制棒的积分价值,结果令人满意。

MOX燃料在CANDU重水堆中应用可行性的研究

王晓霞, 谢仲生

2005, 26(6): 535-538,543.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
针对CANFLEX组件装载MOX燃料在CANDU重水堆中的应用进行了时均和瞬态验证计算。计算结果表明,最大通道功率和最大棒束功率均未超过限值。勿需对堆芯结构和运行模式做重大改变即可完成从天然铀堆芯向MOX堆芯的过渡。提出了应用MOX燃料的PWR/CANDU联合燃料循环策略。估算表明,秦山三期CANDU堆采用先进PWR/CANDU联合燃料循环,将使燃耗提高到13900MW·d/t(U)；相对于PWR和CANDU堆各自独立的燃料循环,每年节省天然铀资源180t,减少乏燃料处置量约128t。

遗传算法在CANDU堆燃料管理中应用的研究

霍小东, 谢仲生

2005, 26(6): 539-543.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
提出了在CANDU堆中应用遗传算法优选换料通道策略,并集成了BP人工神经网络用于CANDU堆堆芯参数预测,预测结果的评价值作为遗传算法的适应值。应用遗传算法和BP神经网络优化模型,研制了CANDU堆燃料管理通道优选程序GAREFUEL。使用换料通道优选程序GAREFUEL和CANDU堆燃料管理程序FMPHWR进行了360天换料模拟。计算结果表明：优选得到的换料通道能够满足堆芯参数限制,GAREFUEL具有快速高效的通道优选能力。

退役核设施放射性存留量估算方法研究

邢宏传, 周荣生, 徐济鋆

2005, 26(6): 544-547,571.

摘要(17) PDF(0)

摘要:
源项调查是核设施退役的一个重要环节。本文运用辐射探测技术获得的反应堆控制棒辐射场实测数据,结合照射量率计算的基本公式,建立了一种简捷、实用、可靠的放射性存留量估算方法；并以一组控制棒照射量率的实测数据为例,对其放射性存留量进行了估算,对该方法的主要误差来源及应注意的问题进行了探讨。

中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性研究

肖泽军, 卓文彬, 陈炳德, 贾斗南

2005, 26(6): 548-553.

摘要(13) PDF(1)

摘要:
系统研究了中国先进压水堆非能动余热排出系统瞬态特性,共取得78组试验数据。根据试验数据分析研究了系统冷启动与热启动方式下的过渡特性、系统无注水启动方式下的过渡特性、水锤现象以及压力峰值。结果表明,应急给水箱的注水和空气冷却器里大量的过冷水都能有效缓解事故初期压力上升,系统冷启动、系统热启动方式对系统瞬态特性基本没有影响。研究了注水速度、应急给水箱水温、空气冷却器放置方式以及注水位置对水锤现象的影响。结果表明,提高应急给水箱注水温度或增加注水回路阻力可以消除水锤隐患。瞬态特性研究表明,系统冷启动与热启动都具有良好的启动特性,能够安全带走堆芯衰变余热。

摇摆运动下单相自然循环流动特点

谭思超, 张红岩, 庞凤阁, 高璞珍

2005, 26(6): 554-558.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对摇摆工况下单相自然循环流动的特点进行实验研究。实验结果表明,流体在摇摆作用下产生波动；波动频率与摇摆频率一致。理论分析表明,摇摆对自然循环的影响主要有两个方面,一方面摇摆引起回路空间位置的改变导致自然循环驱动压头发生变化；另一方面,摇摆引起的附加加速度使回路产生附加压降。通过建立简化模型,得出了摇摆周期、摇摆振幅和其他参数对单相自然循环流动影响的规律。

U型管高压汽-液两相流动密度波型不稳定性的实验研究

毕勤成, 刘伟民, 高峰, 王为术, 陈听宽

2005, 26(6): 559-562.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
在系统压力P=4～10MPa,质量流速G=450～1200kg/m²·s,人口过冷度ΔT_sub=10～70℃,热负荷q=O～650kW/m²的工况范围内,采用φ20×2mm的23Crl8Ni不锈钢U型管,在高压试验台上进行了密度波型脉动的研究；分析了系统压力、质量流速、入口过冷度、热负荷对它的影响。结果表明,随着压力的增加,系统稳定性增加；随着质量流速增加,界限热负荷增加,界限干度下降；进口过冷度对密度波型脉动呈现单值性影响,随着进口过冷度下降,界限热负荷降低。根据实验结果及量纲分析,得出了预测界限热负荷的无因次关联式,与试验值相比,误差在15％以内。

环形窄缝通道中沸腾压降的实验研究

彭常宏, 郭贇, 贾斗南, 秋穗正, 苏光辉, 聂常华

2005, 26(6): 563-566.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
在1.5～6.0MPa压力下,通过内外管通电双而加热流体,对间隙为1.0mm和1.5mm垂直环形窄缝通道内饱和沸腾状态下的压降进行实验研究。通过实验得出了新的分液相摩擦倍增因子公式,用该公式得到的计算结果与实验数据符合较好,平均误差为11．6％。

矩形窄腔内截面含汽率研究

王海军, 毕勤成, 万连利, 陈听宽, 李会雄, 冯全科

2005, 26(6): 567-571.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
以氟利昂113为工质,对矩形窄腔内的截面含汽率进行了研究,得出了不同压力、加热功率情况下的截面含汽率变化规律以及含汽率沿高度方向的计算式。结果表明,当容积产气量一定时,整个空间内的平均截面含汽率随压力增大而升高,而当加热功率一定时,截面含汽率随压力增大而降低。因此当热负荷不变时适当升高工作压力,可以降低截面含汽率。

倾斜管内气液两相流流型的实验研究

曹夏昕, 阎昌琪

2005, 26(6): 572-575.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
对空气-水形成的两相流同向通过管径15mm、管长6m,倾斜角为15°和30°两种不同的倾斜角有机玻璃管的流型进行了实验研究。通过可视化观察和压差波动特性对流型进行分类,结合实验数据绘制出不同倾角下的流型图。另外,通过与相同管径下的水平管流型图进行对比以及不同倾角下流型产生范围的比较,发现试验段倾角对流型区间有显著的影响。

氢化锆表面电镀Cr-C氢渗透阻挡层分析

赵平, 孔祥巩, 邹从沛

2005, 26(6): 576-578,613.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
用电镀法在氢化锆表面生成致密的Cr-C合金层,经过700℃、144h保温后,基体中氢化锆晶体结构仍然为电镀和加热前的ZrH_1.801,说明该镀层能够有效地阻挡氢的析出。XPS和SEM分析结果证明,镀层由cr和c组成；其中存在O-H键和可能存在C-H键。这两种键的存在说明,氢被阻挡的原因可能是氢在渗透过程中被镀层中的O和C所捕获。

1Cr18Ni9Ti焊缝的物理疲劳短裂纹扩展实验

赵永翔, 杨冰, 高庆

2005, 26(6): 579-584.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
应用复型技术研究了1Cr18Ni9Ti管道焊缝金属的物理疲劳短裂纹行为。结果表明,依照“有效短裂纹准则”,在物理短裂纹(PSC)阶段,主导有效短裂纹(DESFC)扩展和有效短裂纹(ESFCs)的扩展及合并对疲劳损伤做出直接贡献,在DESFC裂尖前沿区域的ESFCs密度通过影响DESFC扩展,对疲劳损伤做出间接贡献。DESFC受到减弱的微观结构条件影响,逐渐演化为单条长裂纹扩展行为。ESFCs密度在微观结构短裂纹(MSC)阶段反映DESFC萌生区域、在PSC阶段反映其裂尖前沿的微观结构扩展条件,其统计演化特征与DESFC扩展率的统计演化特征一致。这说明了这一微观结构扩展条件的差异和演化,是随机疲劳性能与演化特性的本质原因。疲劳损伤是一个由初始混沌状态演化到MSC与PSC两阶段交界处独立无关的随机状态,然后到史相关随机状态的过程。

1Cr18Ni9Ti焊缝的疲劳短裂纹扩展方程

赵永翔, 杨冰, 高庆

2005, 26(6): 585-592.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
基于“有效短裂纹准则”,研究了1Cr18Ni9Ti焊缝的疲劳短裂纹行为描述方法。与疲劳群体短裂纹演化行为机制一致,考虑了3个重要因素。首先,主导有效短裂纹(DESFC)行为是群体短裂纹交互作用与影响的结果,因而适于表征短裂纹扩展行为。其次,显著的微观结构短裂纹(MSC)和物理短裂纹(PSC)两阶段行为特征,说明扩展律方程应当揭示这一现象。第三,强烈的不规则扩展行为,说明单一循环应变或应力参量不宜表征疲劳短裂纹扩展行为。因此,以DESFC局部萌生区域(MSC阶段)及其裂尖前沿区域(PSC阶段)的局部应变能密度为驱动力,发展了以包容上述区域的应变能密度为驱动力计算参数的新短裂纹扩展律,试验结果分析验证了方法的有效性。

304不锈钢在单轴应变棘轮变形下的随动硬化实验研究

杨显杰, 林松, 高庆, 蔡力勋, 刘宇杰

2005, 26(6): 593-599.

摘要(12) PDF(0)

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,对材料在循环过程中材料的硬化行为进行了系统的揭示。在对称应变循环下,研究了不同应变幅值下弹性区尺寸和背应力演化规律；在给定工程应变幅值和循环棘轮应变增量组合的应变棘轮变形下进行了弹性区尺寸和背应力演化研究。观察到了各向同性硬化和随动硬化演化对加载历史的依赖性。

HTR-10GT电磁轴承监测系统

彭泓, 石磊, 查美生, 于溯源

2005, 26(6): 600-604.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
基于虚拟仪器技术,实现了对电磁轴承系统运行状态的实时监测,并在此基础上对系统状态信号进行多种在线、离线数据分析,提取出系统运行状态的特征并判断系统工作是否正常。实验证明,初步建立的监测系统功能完善,有很好的可扩充性,是一个功能强大的信号监测和分析平台。

密度锁在反应堆非能动安全中的作用分析

吕襄波, 阎昌琪, 孙立成

2005, 26(6): 605-608.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
从理论上分析了密度锁在核反应堆非能动安全中的作用及特点,介绍了密度锁的工作原理和结构形式。对安装有密度锁的反应堆冷却剂系统进行了流动分析,根据流体运动方程和系统的循环流动特性,说明了密度锁的作用和具有的特性。

HTR-10MW电磁轴承转子系统辨识

谷会东, 赵雷, 赵鸿宾

2005, 26(6): 609-613.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
以高温气冷堆中氦气透平转子的试验模型为研究对象,利用电磁轴承不接触的电磁力实现对转子支承和激励的性质,采用正弦扫频的方式获得高温气冷堆氦气透平转子试验模型转子的频域的分析数据,然后利用模态分析理论获得转子的传递函数和模态振型。从试验结果可以看出,获得的传递函数和模态振型不但验证了理论分析的结果,而且为控制器设计和系统故障检测提供了必要的分析依据。

大亚湾核电厂反应堆厂房地震响应分析评估

李忠诚, 李忠献

2005, 26(6): 614-617,644.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
大亚湾核电厂核反应堆厂房的抗震分析基本沿用法国M310型机组的标准分析方法(RCC-G),对于土-结构相互作用(SSI)效应的考虑,采用简化的阻抗函数法。本文拟采用新的相对精确的基于Green函数的三维连续半空间边界子结构法考虑地基岩土的作用,进行SSI耦合系统的地震响应分析计算,并将计算的楼层反应谱(FRS)同设计值进行比较,对设计方法及其结果的趋向性(偏于安全/或不安全)进行评估。结果表明,与基于三维连续半空间边界子结构法的计算结果相比较,电厂设计偏于安全。

300MW和1000MW核电站安全壳氢燃烧负载估算

宋春景, 翁明辉, 王勇

2005, 26(6): 618-621.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
美国联邦法规10CFR§50.34(f)规定：当100％燃料包壳金属-水反应产生的氢气释放进入安全壳,并且伴随着氢气燃烧时,安全壳必须能维持其完整性。本文在保守地假设氢气在安全壳内等体积、绝热、完全燃烧的基础上,根据热平衡方程和理想气体方程推导出事故后安全壳内氢气燃烧引起的压力负载估算方法,并用此方法分别对国内新设计的300MW和1000MW核电站估算了100％燃料包壳金属-水反应产生的氢气在安全壳内燃烧引起的压力负载。计算结果表明两者的安全壳设计均能满足相关法规要求。

中国核承压设备活动的安全监督管理

李干杰, 李天舒, 严天文

2005, 26(6): 622-626.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
核承压设备执行核安全功能,是安全防护实体屏障的核心。要实现我国核电的更大发展及自主化战略,核承压设备国产化仍然存在着技术能力不足和准备不充分的问题；与技术基础相比,管理方面的问题也不容忽视。针对存在的问题,国家核安全局采取了加强核安全文化的宣传和普及,调整核承压设备活动资格许可证审批政策,提高管理要求、强化核承压设备活动的监督、加强内部管理,提高核承压设备监管效率等措施。同时以国务院《核安全重要设备监督管理条例》的编写和实施为契机,全面完善我国核承压设备及其他核设备管理。

人的可靠性分析方法比较

何旭洪, 高佳, 黄祥瑞

2005, 26(6): 627-630.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
选择了THERP、ASEPHRA、HCR、HEART、SLIM、CREAM、ATHEANA等7种常用的人的可靠性分析(HRA)方法进行比较,提出了HRA方法比较的12个标准,并用这些标准得到了HRA方法的比较结果。方法比较的标准和依据来自HRA方法的理论基础、模型、分析过程、具体实践,以及文献调研和专家判断。

ATHEANA方法在人误事件分析中的应用

何旭洪, 王遥, 黄祥瑞

2005, 26(6): 631-634.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
描述了第二代人的可靠性分析方法A technique for human error analysis(ATHEANA)在三里岛事故人误事件分析中的应用。分析结果显示了ATHEANA方法在认知失误分析方面的可用性和有效性。讨论了该方法的未来应用以及不足。

西安脉冲堆仿真系统

袁建新, 缪正强, 王应林, 赵相峰

2005, 26(6): 635-639.

摘要(21) PDF(0)

摘要:
介绍了西安脉冲堆仿真系统的组成、原理、功能及特点,并就系统软件及仿真模型设计作了初步说明。该仿真系统不仅模拟脉冲堆两种堆芯布置如4种运行方式的操作,而且模拟了氙毒、碘坑过程及脉冲堆可能的7种事件,也可由教员随机设置多种设备故障或异常工况。该仿真系统已成功地用于操纵员培训及核工程专业学生的实习。

核电厂三维模型标准化体制的建立

谢敏, 王百众

2005, 26(6): 640-644.

摘要(16) PDF(1)

摘要:
分析了三维设计标准编制需要考虑的各种因素,提出了三维设计标准的编制原则,探讨了设计标准体系的构成及三维设计标准编制流程。旨在通过对核电厂设计的标准化工作,提高设计成果复用度,加快设计交流和更新速度,扩大设计成果的应用范围,增进知识学习和积累。

模拟器操作评分系统

董秀臣, 俎金花

2005, 26(6): 645-647.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
制定合理的评分标准和正确的评分方法,客观地评价操作人员的操作水平至关重要。本文应用模糊数学和系统分析的理论建立了模拟器操作的评分标准、建模方法及评分方法。

总目次

2005, 26(6): 648-658.

摘要(12) PDF(0)

摘要:

留言板

2005年第26卷第6期

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2005年 第26卷 第6期

2005年第26卷第6期