核动力工程

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李满昌, 王明利

2006, 27(2): 1-4,44.

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摘要:
超临界水冷堆是被国际上选定为第四代核能系统长远开发的6种堆型之一,是在现有LWR和超临界火电技术基础上发展起来的革新型设计。在技术上,超临界水冷堆可以借鉴现有PWR和超临界火电的设计、建造和运行经验,不存在不可逾越的技术障碍。我国近期和中期目标都是采用压水堆技术,考虑到技术的继承性和可持续发展的要求,开发和研制超临界水冷堆核能系统是必然的选择。

秦山核电厂堆芯燃料管理改进

孔德萍, 廖泽军, 吴锡锋, 魏文斌, 王永明, 李华

2006, 27(2): 5-8.

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摘要:
秦山核电厂在10年的运行中,结合国内外先进的燃料管理方法,并针对电厂的实际情况,对最初设计的换料方案进行了逐步的改进,如改变装载方式,提高燃料富集度等,加深了燃料的燃耗,实现了较好的经济效益。本文介绍了秦山核电厂10年来的堆芯燃料管理改进情况。

秦山第三核电厂反应堆功率变化及模糊控制研究

王公展, 顾军

2006, 27(2): 9-13.

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摘要:
分析了秦山第三核电厂长期满功率运行时平均功率偏低的产生原因,通过概率统计和计算得到反应堆功率变化的规律,提出了相应的模糊控制方案,并预测了新方案实施后的运行效果。

反应性阶跃变化从深次临界到瞬发超临界中子增殖统一公式

蔡章生, 桂学文, 于雷

2006, 27(2): 14-16,25.

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摘要:
根据点堆公式导出了反应性阶跃变化时反应堆内中子增殖的统一公式,可用于反应堆深次临界、次临界、缓发超临界和瞬发超临界状态中子增殖计算。实例计算表明新推导的公式具有较高的计算精度,可用于定量分析与计算。

不同法规关于核电厂设计地震动合成的技术要求比较

李忠诚, 赵凤新

2006, 27(2): 17-21.

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摘要:
详细介绍了我国核电厂地震安全评价及抗震分析与设计中用到的多部国内外的法规、标准和导则的技术规定,对其技术背景和要求进行了深入比较和分析,结合工程实践给出了相关的评述和应用建议。

用于压力容器评定的等K及等δ换算方法

邹广平, 吴国辉

2006, 27(2): 22-25.

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摘要:
在压力容器缺陷评定标准中对埋藏和表面三维裂纹问题的处理,通常采用半经验的等应力强度因子(K)换算方法。本文提出采用能够反映弹塑性断裂实际特性的参数裂纹张开位移(δ)代替应力强度因子(K),并以圆盘裂纹为例,对等K及等δ换算进行了论证。结果表明:弹塑性状态下等K换算偏于保守,等δ换算比等K换算更加合理适用。

压力容器用钢辐照脆化评估方法比较

张晓中

2006, 27(2): 26-29.

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摘要:
虽然经过了30多年的努力,在脆性转变温度区域预测压力容器用钢的断裂韧性仍然存在较大的不确定性。通过比较现有的评价材料断裂韧性的方法,对近些年发展起来的特征曲线法的理论基础提出质疑,指出传统的参照脆性转变温度的断裂韧性曲线法是建立在较坚实的物理基础之上,虽然常被认为过于保守,却是可靠的。通过对单相组织和多相组织断裂韧性试验结果的分析,强调在理论和实践上解决解理断裂韧性不确定性的出路在于对解理断裂物理过程的认识和评价方法的改进。

考虑地基岩土参数不确定性的核电厂结构随机地震反应分析

李忠献, 李忠诚, 梁万顺

2006, 27(2): 30-35.

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摘要:
在考虑土-结构相互作用(SSI)效应的情况下,引入随机地震反应分析方法,探讨地基岩土参数的不确定性对核电厂地震响应的影响。基于ANSYS程序,采用常数阻抗法,通过设置边界弹簧和阻尼来考虑地基土的作用,并通过设置弹簧和阻尼参数的不确定性,来模拟岩土动态参数的不确定性。针对某1000MW级压水堆核电站反应堆厂房结构,进行随机地震反应的数值仿真分析,并将随机反应结果与确定论分析结果进行了对比。结果表明,随机分析方法是确定论分析方法的有益补充,二者结合能更合理地反映参数的不确定性对结构地震响应的影响。

用涡格子CFD方法研究反应堆堆芯元件流致振动的流体力学机理

赵钧, 尚智, 陈硕

2006, 27(2): 36-39.

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摘要:
将反应堆堆芯元件简化为圆柱排列,用涡格子CFD(计算流体力学)方法对其中基本并列双圆柱元素进行数值研究。利用这种方法直接计算出涡的对流和扩散,通过对流场中涡运动的物理机理的计算与描述,得到流体运动绕流双圆柱作用力的变化,揭示出堆芯元件的流致振动流体力学机理。

垂直上升两相流漂移流模型研究

孙奇, 赵华, 杨瑞昌, 张红岩

2006, 27(2): 40-44.

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摘要:
漂移流模型在两相流空泡率计算中处于非常重要的地位,长期以来,研究者对模型中分布参数及漂移速度的确定持不同的观点。本文采用理论分析与实验研究相结合的方法,总结了分布参数和漂移速度的一般规律,提出了垂直上升两相流漂移流模型分布参数和漂移速度必须满足的限制条件,根据理论分析以及实验数据的验证,得出了漂移流模型推荐关系式。

分离式热管蒸发段工质流动不稳定性的试验研究

朱玉琴, 毕勤成, 曹子栋, 陈听宽, 王为术, 邓之安

2006, 27(2): 45-49.

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摘要:
在试验台架上进行了可视化试验和模型试验,对分离式热管蒸发段工质流动的规律和工质流动的不稳定性进行了试验研究。可视化试验结果表明,对于小倾角布置的蒸发段,随着热流密度的增加,流型依次是泡状流、弹状流、波动泡沫状流;分离式热管蒸发段工质流动出现了流型转化型和密度波型两种不稳定性流动。通过模型试验确定了压力、质量流速、入口过冷度、热流密度、出口节流阻力等因素对不稳定性的影响,得出了流型转化型和密度波型不稳定性的界限。利用一维均相模型给出了计算不稳定性起始条件的无因次方程。

U-Mo合金成分均匀性工艺研究

刘超红, 蒋明忠, 尹昌耕

2006, 27(2): 50-53,63.

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摘要:
对真空感应熔炼采用的石墨坩埚涂层材料及其制备工艺、合金成分均匀性控制进行了研究。结果表明:涂层选用加入5wt%~10wt%二氧化钛稳定的氧化钙材料,经真空烧结而成,将能提高其稳定性;金属钼片靠坩埚底部装料有利于成分均匀;熔炼温度在1480℃、时间8min左右,控制钼含量的成分均匀性和合金中杂质元素碳的综合效果较合适;晶粒基本上为等轴晶,晶粒等级为6.4级（35μm左右）,晶粒中心钼含量要比晶粒边界要高;合金未浇注影响了合金相的组成;并形成以α-U相为主的金相结构。要保持尽可能多的亚稳γ相,必须对合金进行浇注,以加快冷却速度。

非对称焊接接头断裂场及其复合因子参数

张敏, 丁方, 程祖海

2006, 27(2): 54-58,63.

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摘要:
结合裂纹尖端位移场的分布规律,讨论了熔合线含裂纹焊接接头的模型复合因子M^p的计算途径以及焊接接头裂纹尖端位移(COD)断裂参量的分解情况。应用有限元方法分析了不同载荷作用下,熔合线含裂纹焊接接头Ⅰ+Ⅱ模型复合裂纹的复合角φ值,并对数值解的结果进行了曲线拟合与线性回归,得到了模型复合型非对称应力应变场焊接接头复合角的工程计算途径。

SS304不锈钢室温非比例多轴时相关棘轮行为实验研究

阚前华, 康国政, 张娟, 孙亚芳

2006, 27(2): 59-63.

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摘要:
在室温下,对SS304不锈钢非比例多轴循环加载下的时相关棘轮行为进行了实验研究。揭示了材料在不同加载速率、不同保持时间以及不同加载路径下的棘轮变形特性。结果显示:即使在室温下,棘轮变形也有明显的时相关效应,其棘轮行为不仅强烈依赖于加载速率而且还明显依赖于保持时间;此外,材料的棘轮行为还对加载路径有强烈的依赖性。

严重事故氢气燃爆缓解措施的初步研究

肖建军, 周志伟, 经荥清

2006, 27(2): 64-67,77.

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摘要:
轻水堆核电站发生严重事故时,氢气的大体积氢燃爆可能会严重威胁安全壳的完整性。氢气点火器与氢气复合器是2种严重事故下的氢气燃爆缓解设备。本文分别研究了3种氢气燃爆缓解措施,包括仅采用氢气点火器、仅采用氢气复合器和采用氢气复合器结合点火器。结果表明,采用氢气复合器结合点火器的方式可以安全、持续、有效地降低大体积氢燃爆带来的风险。

快堆严重事故工况下燃料组件盒破损机理的研究

石晓波, 罗锐, 赵树峰, 王洲

2006, 27(2): 68-71,96.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
在钠冷快增殖堆安全性分析中,六角形不锈钢燃料组件盒的破损时间和位置是一个重要的问题。对于严重的局部事故而言,钢盒破损的可能性基本上等同于事故向邻近燃料组件蔓延的可能性。本文以SCARABEE-N系列实验和SIMBATH系列实验为基础,对快堆严重事故工况下六角形钢组件盒的破损机理进行了研究。对于冷却状况良好的组件盒,提出了一种新的熔穿机理:局部热侵蚀进而诱发钠侧局部烧干,随后发生熔穿。在此基础上,对中国实验快堆(CEFR)在单个燃料组件瞬间完全堵流事故工况下组件盒破损的时间进行了预测。预测结果为,相邻燃料组件的六角形钢盒应该在堵流后7.2～8s发生熔穿,随后事故开始向相邻的燃料组件蔓延。

百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器干燥器冷态试验研究

陈军亮, 程慧平, 薛运奎, 王先元, 刘鸿运, 巴长喜, 左超平

2006, 27(2): 72-77.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
介绍了百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器(SG)干燥器水-空气冷态选型试验概况。冷态试验选定的最佳结构干燥器的分离元件采用双钩波形板,从干燥器的入口到出口波形板疏水沟宽度逐渐减小;干燥器入口安装非均匀开孔均气多孔板,孔径自下而上减小。试验表明,该干燥器具有很高的临界速度。

M310型核电站给水泵配置优化探讨

欧阳中华, 胡劲松

2006, 27(2): 78-82.

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摘要:
通过对岭澳一期给水泵配置方案的最终确定过程及其实际运行情况回顾,在对目前国内外核电站给水泵配置进行研究的基础上,对几种典型的配置进行了技术经济比较和分析。在综合考虑经济性和可靠性后认为:2×50%汽泵+2×25%电泵方案优于2×75%汽泵+1×50%电泵方案。如果电动给水泵电机的容量可以从原来的10MW提高到14～15MW,电压等级从原来的6.6kV提高到11kV,单台电动给水泵的容量就可达75%,则3台电泵的方案也可以考虑采纳。

核电汽轮机相对内效率测量方法研究

李勇, 刘玉铎, 张毅

2006, 27(2): 83-86.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
汽轮机的相对内效率是反映汽轮机运行经济性状态及通流部分运行状态的一项重要指标。核电汽轮机采用湿蒸汽作为工作介质,无法通过测量汽轮机各回热抽汽点和排汽点的湿度准确来确定汽轮机的相对内效率。通过对功率型相对内效率及焓降型相对内效率的分析比较发现,汽轮机通流部分运行状态发生变化时,两种相对内效率均可以反映出汽轮机通流部分的运行状态;汽轮机回热系统运行状态发生变化时,功率型与焓降型相对内效率在反映汽轮机通流部分运行经济状态方面是等效的,可以任选一种相对内效率作为汽轮机经济性能的评价指标。

基于可编程序控制器的零功率装置控制保护系统

鲁艺, 苏敏, 杨成德, 李勐, 项伟灵

2006, 27(2): 87-90.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用可编程序控制器(PLC)构建了零功率装置控制保护系统。利用可编程序控制器的逻辑运算功能和I/O模块,模块化结构和冗余技术,实现了零功率装置控制保护系统的功能。通过系统半实物仿真调试,验证了系统的功能,证明了可编程序控制器可应用于控制保护系统中。

核岛设计采购进度研究

范凯, 徐顺

2006, 27(2): 91-96.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
用网络图的形式归纳了核岛设计采购基本逻辑框图,阐述了设计采购计划编排的基本依据和思路,按系统设计、施工设计及设备采购分类,给出了典型进度逻辑图,并分别对进度编排方案作了详细分析。

留言板

2006年第27卷第2期

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2006年 第27卷 第2期

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