核动力工程

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李冬生

2006, 27(4): 1-4.

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摘要:
CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站。反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成；堆芯冷态活性段高度为426.7cm；等效直径为347.0cm。反应堆热功率输出为4250MW,平均线功率密度为179.5W/cm。计算结果表明,平衡循环堆芯的循环长度为470等效满功率天；各循环堆芯所有状态下的慢化剂温度系数均为负值；各循环热态满功率、无控制棒、平衡氙状态下的核焓升因子氏F(_ΔH)都低于限值；最大卸料组件燃耗小于55000MW·d/t(U)；各循环寿期末停堆裕量满足设计准则；低泄漏堆芯装载降低了反应堆压力容器的辐照损伤,有利于延长压力容器的使用寿命。本文介绍了四环路压水堆核电站堆芯燃料管理设计方案及主要计算结果。

ADS原理验证装置燃料布置方案

于涛, 史永谦, 夏普, 廖义香, 鲜文平, 杜海东

2006, 27(4): 5-7.

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摘要:
“启明星”的次临界驱动堆是加速器驱动洁净核能系统（Accelerator Driven System,ADS）的原理验证装置.采用快-热耦合的堆芯组成方式,由天然金属铀组成快中子能谱区,低浓铀元件组成热中子能谱区。使用MCNP程序的U卡和Fill卡对次临界实验装置进行设计计算,根据k_eff在0.90～1.00之间的设计要求,确定了热区的燃料栅格。

燃料组件少群参数计算程序AFGPB及其基准验证

姚栋, 李大图, 于颖锐, 马永强, 尹强

2006, 27(4): 8-12.

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摘要:
介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果。结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机构的结果符合良好。

蒙特卡罗方法用于HFETR堆芯γ释热的可行性研究

邱立青, 贾斗南, 邓才玉, 傅蓉, 胡跃春, 王振东

2006, 27(4): 13-15.

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摘要:
采用蒙特卡罗方法对高通量工程试验堆(HFETR)堆芯内的γ释热进行了计算,并将计算结果与实测值进行了比较。结果表明：用蒙特卡罗方法计算HFETR堆的γ释热率是可行的,具有满意的计算精度。因此,在实际工程中可采用蒙特卡罗方法来计算HFETR及堆芯内任意位置的γ释热。

蒸汽发生器强迫循环流动不稳定性分析

吴鸽平, 秋穗正, 苏光辉, 贾斗南

2006, 27(4): 16-20,25.

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摘要:
介绍了蒸汽发生器强迫循环下稳态和瞬态的计算方法。从基本的守恒方程出发,充分考虑了蒸汽发生器的结构和可能的流动状态以及换热形式,建立了一套完整的数学计算模型。程序采用Gear算法,通过理论计算得到了流动不稳定性脉动曲线和相应的不稳定区域。本文还研究了压力、质量流速、进口过冷度和进、出口节流对不稳定性的影响。

TACR压力管与排管间辐射换热分析

徐良旺, 贾宝山

2006, 27(4): 21-25.

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摘要:
辐射换热是钍基先进CANDU型反应堆(TACR)压力管和排管间换热的主要途径。本文以灰体辐射模型和电网络分析方法为基础建立了TACR压力管和排管间辐射换热的计算模型,利用该模型计算了给定温度边界和热流密度边界的情况下,压力管和排管间的辐射换热能力。计算结果表明,该模型可以用于TACR压力管和排管间辐射换热能力的计算。

临界热流密度实验数据库的整理

单建强, D.C.Groeneveld, S.C.Cheng

2006, 27(4): 26-29,39.

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摘要:
采用切片法、相似度概念和热平衡以及进口温度检验法,对收集到的圆管垂直向上流动临界热流密度实验数据库进行了分析。分辨出坏数据库522点、实验坏点326点、重复点1640点、不满足热平衡点619点,进口温度错误10点,得到一个完善的CHF数据库。

CARR堆反应堆厂房结构分析与密封设计

李忠献, 荣峰, 董占发, 傅激扬

2006, 27(4): 30-34,43.

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摘要:
CARR厂房为典型短周期结构,是由不同结构形式和不同材料结构单元构成的复杂结构体系。部分结构整体内力分析采用Algor程序,厂房结构局部应力分析采用ANSYS程序,预应力混凝土结构计算采用PREC程序。分析计算表明,结构的最大位移发生在侧墙的中部,打压状态下的位移量约为2.28mm。应力较大的部位发生在顶板与侧墙、侧墙与楼板交接部位及两面侧墙的交角处,最大应力为2.7MPa。大梁计算挠度为13.5mm,反拱值为7.5mm,预应力度为0.745。为了控制钢筋混凝土构件的裂缝,屋面部分采用预应力混凝土结构。选用环氧树脂加玻璃布涂装衬里为密封厂房的内衬方案。

含裂纹Reissner板的有限元分析

张吉萍, 陈虬

2006, 27(4): 35-39.

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摘要:
提出了裂纹尖端区域有限元计算分析的一种新方法。首先用Reissner型板的裂纹尖端位移场计算奇异单元的刚度矩阵；其次完成奇异单元的广义位移向量对应的刚度矩阵向节点位移向量对应的刚度矩阵的转换,使奇异单元可以直接参与总刚度矩阵的组集；最后解除了裂纹尖端奇异单元的位移的相关性,得到独立的节点位移向量对应的总刚度矩阵。该方法直接引入Reissner型板裂纹尖端位移场,不仅减少了单元的划分,较好地模拟了裂纹尖端的奇异性,而且避免了在奇异单元和常规单元之间建立过渡单元,使裂纹尖端区域的计算在理论和计算上都得到了较大的简化。

温度对Zr-Sn-Nb合金致应力碘腐蚀开裂的影响

彭倩, 赵文金, 李卫军, 唐正华, 崔旭梅, 衡雪梅

2006, 27(4): 40-43.

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摘要:
研究了N18和N36锆合金在不同温度下的碘致应力腐蚀开裂（SCC）行为,用扫描电镜进行了断口分析。结果表明,对于再结晶状态的锆合金,随着试验温度升高,K_ISCC（临界应力强度因子）降低,裂纹萌生所需的应力降低,裂纹萌生所需的时间也变短；对于去应力状态的N18合金,试验温度从300℃增加到350℃,K_ISCC基本不变,裂纹萌生所需的应力降低,裂纹萌生所需的时间也变短；随着试验温度升高,断口上的腐蚀产物增多。

304不锈钢高温非比例多轴应变循环变形行为研究

张娟, 高庆, 康国政, 刘宇杰

2006, 27(4): 44-49.

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摘要:
为了对材料的高温应变循环变形行为进行精确的本构描述,在350℃和700℃下,对304不锈钢在不同加载路径下的单轴和非比例多轴应变循环变形行为进行了实验研究。讨论了材料在不同加载路径及不同工况下的循环硬化特性。研究表明：304不锈钢的高温非比例多轴应变循环变形行为具有明显的温度依赖性和路径依赖性。研究结果为后续循环本构模型的建立提供了实验基础。

用分子动力学方法研究反应堆堆芯熔化机理

陈硕, 尚智, 赵钧

2006, 27(4): 50-53.

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摘要:
用分子动力学方法数值模拟了反应堆发生堆芯熔化严重事故时,熔化后的熔融金属颗粒从燃料组件上脱落,并落到下管板上,随后继续变形和延展这一过程。通过对此过程物理机理的计算与描述,计算出液滴颗粒的形状及其变化过程,从而揭示、研究堆芯融化严重事故下反应堆堆芯熔化后的力学机理。

认知失误定量分析方法及其在PSA中的应用

王遥, 何旭洪, 沈祖培, 黄祥瑞

2006, 27(4): 54-58.

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摘要:
认知可靠性和失误分析方法(CREAM)是第二代人的可靠性分析方法中的代表方法之一。以CREAM的核心思想为基础,对定量分析方法进行了改进,给出了共同绩效条件(CPC)对人的可靠性影响的量化指数。提出了用环境影响指数来定量计算情景环境迫使人的认知失误的发生概率,给出了概率安全评价(PSA)中人误概率的分析方法,并用于诊断核电站蒸汽发生器传热管破裂和蒸汽发生器隔离时的人误概率分析。

超热中子辐射场的理论设计

张晓敏, 张文仲, 骆亿生

2006, 27(4): 59-63.

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摘要:
为得到满足硼中子俘获治疗(BNCT)系统所要求的超热中子辐射场,利用清华大学试验核反应堆中子源,采用蒙特卡罗(MC)计算方法,设计了两种产生超热中子辐射场的工程理论方案,并对这两种方案进行了分析与对比。结果表明,方案1比方案2更具有优势,故确定方案1为BNCT系统最终设计方案。

大亚湾核电站闸阀锅炉效应状况及其改进

王安, 向文元, 李书周

2006, 27(4): 64-67.

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摘要:
基于国际上相关的闸阀锅炉效应的试验和研究结果,利用甄别方法及概率安全分析(PSA)方法对大亚湾/岭澳核电站每个机组的闸阀锅炉效应进行了分析。结果表明,大亚湾/岭澳核电站每个机组的闸阀RIS063/064VP及PTR022VB需要改进。为了防止阀腔超压,改进的措施分别为：RIS063/064VP增加带有双向逆止阀的的旁路,PTR022VB则在高压侧的闸板上钻孔。

CARR堆二次冷却水系统设计

荣峰, 王建永

2006, 27(4): 68-70,74.

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摘要:
中国先进研究堆二次冷却水系统的功能是将反应堆冷却剂等系统中的热量传输给最终热阱。介绍了二次冷却水系统的功能、运行工况、系统组成和流程,并对系统设计参数、二次冷却水水质处理及系统的控制与监测进行了分析。系统设计合理,符合相应核法规及规范要求。

压水堆运行控制的虚拟仿真技术研究

房保国, 张大发, 林亚军

2006, 27(4): 71-74.

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摘要:
讨论了利用MultiGen Creator软件工具集实现对压水堆进行建模的方法,建立了压水堆运行控制的虚似仿真所需的三维模型。通过对压水堆数学仿真的研究,建立了基于MFC和Vega平台的压水堆数学仿真模型。针对稳压器讨论了虚拟效果仿真的实现方法,并通过VC⁺⁺编程完成对各部分的连接,实现了压水堆的虚拟仿真。

钠与混凝土反应的计算机模拟

张斌, 朱继洲

2006, 27(4): 75-82,89.

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摘要:
针对钠冷快堆可能发生的钠-混凝土反应,开发了一套用于模拟反应全过程,能求解发生钠-混凝土反应之后反应区温度、钠池温度、渗透深度、渗透率、氢气释放速率以及释放的化学反应能等变量的程序。笔者将成分复杂的混凝土模拟为硅土和水的混合物,并在连续性方程中引入氢氧化钠份额,将难以求解的净蒸汽流量与边界层厚度的乘积转化为渗透速率与边界层厚度的乘积；将计算结果与试验值进行了比较。结果证明,程序计算结果可信,采用模型和假设合理。

专业化核电工程公司的组建

郭东利, 陈桦

2006, 27(4): 83-85.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
中国核电快速发展,核电工程项目管理必须实现专业化。应市场要求,组建核电工程公司,为业主提供核电工程项目管理和总承包服务。组建核电工程公司,必须明确公司组建目的和企业核心竞争力,机构设置应着眼于企业经营管理和发展,强化项目管理和控制,提高风险抵御能力。

核工程中设备的采购及质量控制

张之华, 张一云, 徐显启, 钱达志, 邓玥

2006, 27(4): 86-89.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
从如何制订核工程的设备采购计划入手,分别介绍了设备的分类技巧、合格供应商的评价方法、招评标的步骤、技术交底及设计变更的处理、质量控制中的质量见证和质保监查、设备验收等技术活动和工程经验,为从事核工程建设的质保人员、采购人员、工程技术人员提供借鉴和帮助。

HTR-10中石墨粉尘在热气导管中的沉积

雒晓卫, 于溯源, 唐辉

2006, 27(4): 90-92,96.

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摘要:
分析了10MW高温气冷堆(HTR-10)中的石墨粉尘在热气导管中的沉积情况,得到了石墨粉尘在热气导管中的沉积率。在分析计算中,考虑了石墨粉尘在热气导管中的紊流沉积和热泳沉积。计算结果发现,石墨粉尘在热气导管中的沉积量非常小,其主要原因是氦气的流速较高。

核电站数据采集系统的设计

徐慧, 黄文君, 江竹轩, 苏国权

2006, 27(4): 93-96.

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摘要:
核电站对于仪控系统的性能要求很高。目前国内核电站的仪控系统大多以模拟控制为主,数据显示精度和自动化程度都比较低。秦山三期核电站停堆系统中应用的数据采集系统,将国产集散控制系统(DCS)技术引入核电站,实现了快速数据采集、记录、报警、查询、显示等功能。

可变液膜厚度下垂直塞状流参数预测模型

王卫阳, 陈听宽, 罗毓珊, 高峰

2006, 27(4): 97-100.

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摘要:
基于流动机理的分析建立了塞状流参数预测模型；模型中考虑了液膜的厚度变化。分析了液膜厚度变化对预测结果产生的影响,并用公开发表的数据对模型进行了验证。分析表明,若忽略液膜厚度的变化,将Taylor泡简化为圆柱体,会使其长度的预测值偏小,导致压力梯度的预测出现正偏差,且偏差会随气相表观速度的增加而增大。新建模型反映了液膜的流动特性,可对不同来源的数据进行较为准确的预测。

留言板

2006年第27卷第4期

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2006年 第27卷 第4期

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