核动力工程

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巨海涛, 吴宏春, 曹良志, 周永强, 姚栋, 咸春宇

2006, 27(3): 1-5.

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摘要:
从一阶中子输运方程出发,对方向变量采用离散纵标法展开,得到一系列关于空间变量的偏微分方程,对这些方程采用最小二乘有限元方法进行离散。编制了二维中子输运方程的非结构网格离散纵标计算程序。对一系列基准问题做了验算,计算结果表明,该方法能用于非结构网格,并具有较高的计算精度。

非结构几何下二阶自共轭中子输运方程中的简化球谐函数方法研究

曹良志, 吴宏春, 周永强

2006, 27(3): 6-10.

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摘要:
针对球谐函数方法求解中子输运方程时计算量大的缺点,将简化球谐函数(SPN)方法用于离散二阶自共轭(SAAF)中子输运方程的角度变量,同时应用有限元方法在非结构几何下进行空间离散,研究了简化球谐函数方法在SAAF方程中的应用。数值计算结果表明,SP_N方法在保证计算精度的条件下,具有比P_N方法快的计算速度,而且对于维数越高、网格数越多、展开阶数越高的问题,节省时间的效果越好。

瞬态中子输运计算程序的研制

吴宏春, 刘启伟, 姚栋

2006, 27(3): 11-15,31.

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摘要:
开发编制了基于输运理论的瞬态中子动力学程序DOT4-T。该程序是在二维稳态离散纵标程序DOT4.2基础上开发的,对瞬态中子输运方程中的时间变量直接应用无条件稳定的隐式离散格式。为验证该程序的正确性,对一些一维和二维瞬态基准问题进行了校核计算,其结果与基准题吻合良好。

用于燃耗计算的三维MCCOOR程序系统

李金鸿, 张松柏, E.F.Kryuchkov, G.V.Tikhomirov

2006, 27(3): 16-19.

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摘要:
介绍了由标准程序MCNP、COUPLE、ORIGEN-S组成的耦合程序系统MCCOOR的结构和功能,用VVER等轻水堆栅元和燃料组件的多个Benchmark模型进行了检验。本文列举了在VVER-1000带可燃毒物Gd的燃料组件Benchmark模型上,分别用UO₂和MOX燃料的检验结果。所有检验结果表明:MCCOOR的反应性和核素成分的计算结果与Benchmark的结果在误差范围内一致。

高温小球下落冷池运动机理的实验研究

胡志华, 杨燕华, 詹经祥

2006, 27(3): 20-23.

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摘要:
高温颗粒在粘滞性冷液中沸腾蒸发瞬变运动引发蒸汽爆炸是一个工程安全问题。利用实验室设计建造的高温颗粒下落冷池沸腾可视化实验装置,通过高速摄影记录小球在冷液中的下落全过程,分别进行了单个高温小球在不同粒径、不同温度和不同冷液过冷度条件下的一系列试验,并对实验结果进行了分析和讨论。文章指出,高温小球的温度、直径和冷液过冷度是影响小球运动速度的重要因素。

TACR排管容器研究中多孔介质法的应用

廉海波, 贾宝山, 杨珏

2006, 27(3): 24-27.

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摘要:
以钍基先进重水堆(TACR:ThoriumBasedAdvancedCANDUReactor)慢化剂系统排管容器作为研究对象,提出了一种适用于计算排管容器内流场和温度场的非结构网格多孔介质方法,并将其计算结果与精细数值计算法所获得的结果进行了比较,二者符合较好,由此验证了其方法与计算结果的正确性。

窄缝环形通道内流动阻力特性的实验研究

路广遥, 孙中宁, 王经, 阎昌琪

2006, 27(3): 28-31.

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摘要:
分别在换热和冷态条件下,对水平、竖直向上和竖直向下3个流动方向的窄缝环形通道进行了流动摩擦阻力实验研究。实验发现窄缝通道内流态转变点比普通流道有所提前。将实验结果与传统的阻力计算公式进行对比,分析了换热温差及流动方向对摩擦阻力的影响,对窄缝环形通道内阻力特性进行了探讨。

1Cr18Ni9Ti不锈钢低周疲劳随动硬化实验研究

邵贰, 杨显杰, 毛江徽, 孙亚芳

2006, 27(3): 32-36,52.

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摘要:
为了研究单调加载对1Cr18Ni9Ti不锈钢材料后继循环塑性硬化和流动特性的影响,对该材料进行了带平均应变的低周疲劳实验研究。对不同应变幅值的对称应变及非对称的应变循环进行了屈服面半径和背应力演化分析,揭示了材料的随动硬化和各向同性硬化演化对应变幅值和平均应变的依赖性。实验结果为建立循环加载和单调加载耦合的复杂加载条件下的本构模型提供了实验基础。

Zr-4合金小试样高温疲劳行为研究

叶裕明, 蔡力勋, 李聪

2006, 27(3): 37-42.

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摘要:
基于Zr-4合金漏斗薄片小试样,完成了室温和400℃高温下的等幅横向应变循环与应变疲劳试验。根据弹塑性有限元分析,建立了基于局部应变等效的应变换算方法,并结合实验结果,得到了估算Zr-4合金应变疲劳寿命的Manson-Coffin模型。结果表明:低应变幅下,Zr-4合金表现出循环软化特征;高应变幅下,Zr-4合金表现出循环强化特征。高温严重降低了低应变幅下Zr-4合金的疲劳寿命,随着应变幅增加,温度影响趋弱。分析表明,基于传统应变转换公式的M-C模型用于估算疲劳寿命偏于保守。

镀层厚度的X射线衍射法测量

李志海, 周上祺, 任勤, 石泉, 邱绍宇, 李聪

2006, 27(3): 43-46.

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摘要:
用基体X射线衍射法测量了化学镀Ni-P合金的镀层厚度,并进行了误差分析。结果表明,基体X射线衍射法是一种精确度较高的镀层厚度无损测量法,在其适用的范围之内,能客观准确地测量出镀层厚度,误差小于金相法测量误差;基体X射线衍射法的测量结果,几乎不受基体表面镀层结晶状态的影响,可以用来测量晶态或非晶态镀层厚度。

在役核压力管道模糊失效概率的计算方法

周剑秋, 程凌

2006, 27(3): 47-52.

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摘要:
含缺陷核压力管道的失效概率实质上是一个模糊随机概率。本文应用模糊随机概率理论,同时考虑压力管道评定参数的随机性和失效模式判定的模糊性影响,提出了计算含缺陷核压力管道模糊失效概率的方法。与传统的压力管道可靠性分析方法相比,本方法考虑了模糊失效区域,评定的结果更为精确。

人员可靠性分析中人误概率数据的修正

刘海滨, 何旭洪, 申世飞, 童节娟

2006, 27(3): 53-56,66.

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摘要:
人误数据是人员可靠性分析(HRA)的一个非常重要的方面。应用贝叶斯(Bayesian)参数估计方法,可以利用电站实际数据、专家判断等多种数据对通用人误数据进行修正,获得能够更真实反映电站实际情况的人误数据。本文利用自编的数值计算程序,通过一些实例说明HRA中Bayesian参数估计的过程,讨论了不同修正数据对Bayesian参数估计的影响。

RBF人工神经网络在核电厂故障诊断中的应用

熊晋魁, 谢春玲, 施小成, 张洪国, 孙铁利

2006, 27(3): 57-60,96.

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摘要:
对核电厂二回路凝给水系统常见故障原因进行了分析,结合专家知识建立了二回路凝给水系统故障知识库;在此基础上,将径向基函数(RBF)人工神经网络引入到核电厂故障诊断中。由于采用了动态RBF网络设计方法,使神经网络的规模较小,同时具有较高的泛化能力,提高了神经网络的诊断速度及准确性。并使用VC++语言建立了一个故障诊断系统。

百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置热态验证试验

陈军亮, 薛运奎, 王先元, 程慧平, 刘鸿运, 巴长喜, 左超平

2006, 27(3): 61-66.

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摘要:
对百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器汽水分离装置水-空气冷态试验确定的最佳结构进行了实际核电厂运行参数条件下的水-蒸汽热态验证试验,与国外先进结构汽水分离装置试验体在热态试验条件下的性能进行了对比。结果表明,在正常运行条件下,研制的汽水分离装置试验体出口蒸汽湿度(上携带)为0.0021%,远小于百万千瓦级压水堆核电厂蒸汽发生器设计规定的0.1%的湿度指标,其在恶劣工作条件下的汽水分离性能仍满足设计要求,并优于国外先进结构汽水分离装置试验体。

田湾核电厂TXP/TXS系统的数据通信

周海翔

2006, 27(3): 67-70,82.

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摘要:
介绍了田湾核电厂TXP/TXS系统数据通信软硬件设计的主要特点。对数据通信软硬件结构的详细分析表明,田湾核电厂TXP/TXS系统数据通信具有单一故障容错、高度的可靠性和可利用性等优点,满足了核电厂对数据通信高度可靠的要求。

稳压器动态过程的模糊控制

明哲东, 赵福宇

2006, 27(3): 71-74,86.

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摘要:
针对稳压器动态过程的特点,结合比例-积分-微分(PID)控制以及模糊控制的优点,合理选取控制参数,设计了一套PID控制联合模糊控制系统,对稳压器动态过程进行控制。仿真结果表明,与传统PID控制系统及单纯模糊控制系统相比,两种控制系统相结合可以得到更佳的控制效果。

CARR堆自然循环瓣阀设计及验证

罗志远, 李晓钟, 周缘, 王广金, 张建伟, 周斌

2006, 27(3): 75-77,101.

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摘要:
自然循环瓣阀是中国原子能科学研究院中国先进研究堆(CARR)堆芯非能动余热排出系统的关键设备。按照功能及性能指标要求,瓣阀的设计采用阻尼臂和重锤两个可分离的转动部件的结构形式,以实现瓣阀在不同工况下的非能动开启或关闭。本文对瓣阀各组成部分的结构和作用进行描述,介绍了瓣阀的设计计算、材料选择以及性能试验。性能试验结果表明,该设计满足要求。

钛波槽冷却管的疲劳及静载强度分析

黄渭堂, 阎昌琪, 照日格图

2006, 27(3): 78-82.

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摘要:
在力学参数测试的基础上,对钛波槽管进行了疲劳强度和静载强度分析;对应力集中部位进行了有限元数值计算。通过分析和计算,得出结论:冷凝器在正常运行条件下,钛波槽管能满足疲劳及静载强度要求;各种载荷引起的应力中,由温度差所产生的热应力比较大。为了使冷凝器更安全,有必要在壳体端部装设膨胀节以减小热应力。在合理设计槽形并具有良好的波槽成型工艺下,用钛波槽管作为冷凝器的冷却管是安全的。

核反馈实时模拟程序

吴小航, 赵华, 郑进文, 蒋序伦

2006, 27(3): 83-86.

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摘要:
为了在堆外实验中实现核反馈实时模拟,用C++语言开发了核反馈模拟程序。该程序由3个主要模块组成:反应性反馈模拟、功率控制系统模拟及反应堆模拟。采用的主要物理模型有:点堆模型、一维均匀流体模型、瞬态导热模型等;堆功率控制系统模拟方案为平均温度控制方案;其他辅助计算包括物性参数、几何参数的计算。用Retran-02计算分析数据对模拟程序进行了测试,结果表明,模拟程序的数学模拟正确,运算速度快,计算准确。

基于异构网络的高温气冷堆仿真系统

李思凤, 马远乐, 石磊, 李富

2006, 27(3): 87-91.

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摘要:
鉴于目前反应堆领域的仿真计算程序大都在Unix工作站上开发而图形界面在Windows系统上设计的思想本文介绍了一种基于异构网络的高温气冷堆仿真系统的设计方案此仿真系统采用C/S架构其中计算服务器端由Redhat Linux 7.3系统下Fortran 77与C语言混合编程设计而成客户端(仿真主控端)在WindowsXP系统下采用Delphi 6.0工具搭建仿真结果表明采用Linux和Windows操作系统通过TCP/IP协议组成的异构网络结构搭建高温气冷堆仿真系统是完全可行的。

反应堆功率控制半实物仿真系统

冯俊婷, 黄晓津, 张良驹

2006, 27(3): 92-96.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
对于新型研究堆,其功率自动调节系统的设计缺乏基本的设计参数和依据,需要通过半实物仿真试验对功率自动控制系统的控制参数和性能进行研究。半实物仿真系统是一个半实物的反应堆闭环控制系统。它根据当前功率与给定功率的偏差执行功率调节算法,输出步进电机控制信号,使步进电机正、反向转动,以此达到功率调节作用。通过在半实物仿真系统上进行的各种控制方式的闭环运行试验得到结论:需根据不同的棒位区域取不同的控制器参数,才能够较好地满足预定的控制指标和性能要求,为新型研究堆功率自动调节系统的设计及闭环运行提供理论依据和技术基础。

核电站供应商评价模型及其应用

王永刚, 方春法

2006, 27(3): 97-101.

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摘要:
有效地整合运营流程上下游的优势资源,保证供应链的高效率运转,是维持核电站安全、满功率运行的重要前提之一。供应商是核电企业的重要资源之一,也是生产流程的延续,实施科学合理的供应商评价是打造高效率、高质量的供应链中非常重要的环节。在对大亚湾核电站的实际管理运行状况和发展目标进行调查分析的基础上,通过对国内外资料的搜集和分析,并借鉴业界及同行先进经验,建立与运营核电站相适应的先进、完整、实用的供应商评价体系,最终达到提高核心竞争力的目的。

高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统中蒸汽重整器的数值分析

银华强, 姜胜耀, 张佑杰

2006, 27(3): 102-107,112.

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摘要:
为了对高温气冷堆甲烷蒸汽重整制氢系统中氦气加热的蒸汽重整器的性能进行定量化的分析,基于一维拟均相模型建立了一个动态的数学模型,开发了相应的计算程序。利用日本原子能研究院的实验结果进行了稳态下的模型验证与计算分析。研究表明:稳态的计算与实验结果吻合较好;化学反应速度不是影响性能的主要因素;相对光滑管,中心管采用肋片管使蒸汽重整器性能有明显的提高。

合成沸石对模拟核素Cs⁺的吸附性能研究

王金明, 易发成

2006, 27(3): 108-112.

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摘要:
为了解模拟核素Cs⁺与合成沸石(ZF)的作用规律,采用间歇法研究了ZF在不同环境条件下(浓度、温度、pH、介质)对模拟核素Cs⁺的吸附性能及其吸附平衡时间。结果表明,ZF对相同浓度溶液中的模拟核素Cs⁺的吸附情况为:在不同温度中,平衡吸附量为155～190mg/g;在不同pH值中,平衡吸附量为165～190mg/g;在不同介质中,平衡吸附量为120～210mg/g;其平衡吸附比的变化规律与平衡吸附量的变化规律相同,只是变化范围比平衡吸附量的变化范围大。在不同浓度溶液中,平衡吸附量在180～380mg/g,其平衡吸附比的变化规律与平衡吸附量的变化规律正好相反,且变化范围也比平衡吸附量的变化范围大。ZF对模拟核素Cs⁺的吸附平衡时间大约在10～15天。因此,ZF对模拟核素Cs⁺的吸附性能受环境影响后的变化范围比较小,吸附时间也比较短,能较好地吸附核废物中Cs⁺,从而大大降低了核废物对环境的影响。

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2006年第27卷第3期

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2006年 第27卷 第3期

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