核动力工程

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刘志宏, 胡永明, 施工

2007, 28(2): 1-4,18.

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摘要:
针对压水堆堆芯装料优化问题的特殊性,采用了一种更适合于全局优化算法——特征统计算法来求解。本文阐述了该算法的搜索原理以及如何将其应用于堆芯装料优化问题;编制了装料优化程序SCYCLE,应用该程序在2个不同类型的实际堆芯模型上进行了计算,并与其它算法的计算结果进行了比较。结果表明,SCYCLE程序在求解装料优化问题方面具有很高的搜索效率和很好的全局性。

核电站循环停堆日期预测及循环长度的评价

蔡光明

2007, 28(2): 5-7,37.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
核电站反应堆循环停堆日期预测及循环长度的评价都是为燃料管理提供设计输入。本文介绍了两种循环停堆日期预测方法,并指出了其适用范围;同时介绍了循环长度的标定方法,并用该方法评价了几个循环的理论循环长度,最后分析了标定误差。

优化时间步长的数值方法解核反应堆点动态学方程

廖茶清

2007, 28(2): 8-12.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
通过分析步长与数值误差的关系,论证了调整和优化步长的必要性。从步长与误差的关系出发,介绍了数值求解初值微分方程问题的两种优化步长的方法:两步计算法和嵌入式龙格-库塔法。在用隐式欧拉法对反应堆点动态学方程进行数值求解时,采用两步计算法对步长进行优化,计算的结果表明控制误差对步长及数值解的精确性有决定性的影响;通过求解反应堆点动态学方程,对MATLAB自带的嵌入式龙格-库塔法的微分方程求解函数ode23及ode45的精确性及使用情况进行了探讨。

中国先进研究堆稳态自然循环能力分析

田文喜, 秋穗正, 王甲强, 苏光辉, 贾斗南, 张建伟

2007, 28(2): 13-18.

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摘要:
针对中国先进研究堆(CARR)的结构和运行特点,开发了CARR自然循环能力计算程序,计算得到了不同池水温度条件下CARR自然循环能力,并分析了池水温度对CARR自然循环特性的影响:自然循环冷却剂流量随池水温度的升高而增大,但自然循环能力(带走的堆芯功率)随池水温度升高而降低。基于理论推导和程序计算结果,提出了一个适用于预测不同池水温度下CARR自然循环流量和堆芯功率的简单关系式,该关系式预测值与程序计算结果误差小于±10%。

摇摆状态下水平管内气-水两相流的流型研究

栾锋, 阎昌琪

2007, 28(2): 19-23.

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摘要:
摇摆产生的惯性力以及水平管路发生向上和向下倾斜,会使管道内两相流的流动型式发生变化。本文对直径25mm管内气-水两相流在摇摆周期为15s、摇摆角度为10°状态下的流型进行了实验,研究了气-水两相流在摇摆状态下的流动型式,并给出了流型图。实验结果表明,在一些气-水流量区域,两相流体在一个摇摆周期内存在两种流动型式。

摇摆状态下竖直管内环状流摩擦压降计算

曹夏昕, 阎昌琪, 孙中宁

2007, 28(2): 24-27.

摘要(7) PDF(1)

摘要:
对摇摆状态下3种不同管径的竖直管管内环状流摩擦压降计算进行了研究。以分相流模型为基础,对采用传统奇斯霍姆常数C所得到的环状流摩擦压降计算值与实验值进行比较,发现误差很大。通过分析发现,在摇摆状态下,奇斯霍姆常数C与滑速比呈降幂指数关系。结合实验数据给出了相应的计算关系式,并采用该计算式对环状流摩擦压降进行计算,实验值与计算值符合较好。

矩形窄缝通道流动不稳定起始现象实验研究

王艳林, 黄彦平, 卢冬华

2007, 28(2): 28-32,46.

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摘要:
以去离子水为工质,在P=1～15MPa,G=500～2000kg/(m².s),ΔT_sub,in=20～100℃,q=40～1000kW/m²的参数范围内,实验研究了1000×25×2mm矩形窄缝通道内工质向上流动时,重要热工水力参数对通道流动不稳定起始点(OFI)的影响特征。得到了OFI点与系统参数(包括系统压力、入口过冷度和热流密度)之间的关系;讨论了OFI点与出口热平衡含汽率之间的关系。用St数和Pe数建立了适合于本实验参数和相近条件下的流动不稳定起始点计算关系式:当热流密度低于400kW/m²时,其预测偏差在±30%以内;热流密度高于400kW/m²时,其预测偏差在±10%以内。用OFI点的热流密度与出口达到饱和时的热流密度之间的关系拟合得到经验关系式:当热流密度低于400kW/m²时,其预测偏差在±15%以内;在热流密度高于400kW/m²时,其预测偏差在±5%以内。

含环向贯穿裂纹弯管的J积分研究

黄庆, 臧峰刚

2007, 28(2): 33-37.

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摘要:
弯管是核级管道的重要组成部分,同时也是比较容易出现裂纹的部位,所以有必要开展含裂纹弯管的断裂力学分析研究,以确保核级管道的结构完整性。本文采用ABAQUS软件,应用三维弹塑性断裂力学有限元方法对含环向贯穿裂纹的弯管进行了研究,得到了含环向贯穿裂纹弯管的J积分的数值分析结果。计算结果表明,弯曲半径对J积分的影响与裂纹的位置无关,与裂纹的大小关系密切。弯曲半径对含小裂纹弯管的J积分的影响并不明显,对含较大裂纹弯管的J积分而言,J积分随着弯曲半径比R_b/R增大而减小。在末端转角相同的情况下,壁厚比R/t与J积分近似成线性关系,即可以通过线性插值的方法进行计算。

拟合峰值位移与目标反应谱的人造地震动

赵凤新, 张郁山

2007, 28(2): 38-41.

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摘要:
提出了一种以绝对加速度反应谱和峰值位移为目标合成人造地震动时程的方法。该方法首先利用传统的频域内调整傅立叶幅值谱的方法生成以给定峰值加速度A_PG、反应谱S_T(ω,ζ)和强度包线为目标的初始加速度时程a(t);然后利用在时域内叠加窄带时程的方法来进一步调整a(t)以使其峰值位移DPG逼近目标峰值位移D_PT^G,并且提高对目标反应谱的拟合精度。算例分析结果表明,该算法所得结果具有非常高的拟合精度。

CFBR-II堆功率自动调节的DSP实现方法

白忠雄, 周文祥

2007, 28(2): 42-46.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
针对CFBR-II堆功率自动调节控制系统,提出了一套基于DSP的新型数字化控制方案。采用TI公司的TMS320F2812 DSP芯片作为核心控制器,实现对CFBR-II堆功率的自动调节控制。本文从硬件和软件两方面详细介绍了该控制系统的实现方法。

蒸汽发生器双级模糊积分智能水位控制器设计

蔡猛, 张大发, 张宇声, 张广福

2007, 28(2): 47-51.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
为了实现对蒸汽发生器水位的有效控制,设计了双级模糊积分智能水位控制器。在常规模糊控制器之前,增加了“假水位”判别模糊控制器,以实现在“假水位”阶段对水位进行有效控制。为实现对水位的最优控制,将模糊控制器和积分控制器结果协调输出。通过对控制响应曲线的分析,验证本论文所设计的双级模糊积分智能控制器能有效克服“假水位”现象对水位控制带来的不利影响,且控制超调量小,稳定时间短。

锆-4合金低周疲劳裂纹扩展图像特征分析

任文伟, 殷国富, 李聪, 陈玲, 邱绍宇

2007, 28(2): 52-55.

摘要(4) PDF(1)

摘要:
对锆-4合金低周疲劳裂纹扩展过程分形特征和熵特征进行了初步的研究。通过分析锆-4合金低周疲劳裂纹扩展方向上分形维数和熵变化趋势,发现在裂纹扩展期,锆-4合金断口的分形维数和熵的变化有明显的分段性,并且4个方向的分段区间不相同。沿裂纹扩展方向,锆-4合金断口低频近似信号、垂直高频信号的复杂度逐渐降低,而水平高频信号、对角高频信号则在扩展期中期最复杂。

圆管中UO₂凝固过程的机理研究

王喆, 曹学武

2007, 28(2): 56-61.

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摘要:
为了研究UO₂在快堆中凝固的机理,对金属圆管内UO₂的传热受阻凝固模型、整体凝固模型和Fuel Caps凝固模型的机理进行了介绍,并以GEYSER实验为对象,对3种模型进行了分析比对。结果表明,Fuel Caps凝固模型可以从机理上较好地模拟管道内UO₂的凝固过程,但在该模型中,压差和熔融物前端的流型对于凝固过程的影响机理还有待进一步的实验研究和模型完善。

围板连接螺栓的辐照促进应力腐蚀裂纹研究

段远刚, 许斌, 唐传宝

2007, 28(2): 62-65.

摘要(5) PDF(1)

摘要:
在压水堆(PWR)中,堆芯部件围板连接螺栓的材质是奥氏体不锈钢,长期处于强中子辐照区域。当辐照超过一定限值后,即使应力水平很低,但由于辐照过程中的缺陷、相转变、晶界偏析以及应力变化等原因,材料的塑性逐步丧失,辐照促进应力腐蚀裂纹(IASCC)随之发生。使用高纯度材料、控制水质和改进连接结构可以有效地减缓围板螺栓辐照促进应力腐蚀裂纹的产生。

研究堆应急电力系统设计

王明珊, 朱世雷, 刘闯, 夏明, 张旸

2007, 28(2): 66-68.

摘要(5) PDF(1)

摘要:
介绍了由单相40kVA和三相160kVA不间断电源、蓄电池、配电系统所构成的研究堆应急电力系统的设计原则、系统构成及性能、运行方式。对研究堆应急电力系统分析表明,本系统满足研究堆正常运行、预计运行事件和事故工况下对应急电力系统的需求。

大型锥形环件成型制造新工艺及其数值模拟

王泽武, 袁海伦, 曾青, 王乘

2007, 28(2): 69-72.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
针对600MW蒸汽发生器壳体大型锥形环件成型制造上的困难,提出了在大型数控径轴向RAW200/160-5型轧环机上实现锥形环件轧制成型的新工艺,并基于动力显式有限元Ansys/Ls_dyna软件建立了径轴向轧环机三维数值仿真模型,对锥形环件一个生产周期内的环件轧制过程进行了数值模拟,验证了新工艺的可行性。仿真计算结果还表明,采用计算机模拟环件轧制成形过程,能够实现观察环件扩展和缺陷生成的实时动态过程,能够实现从设备改造、毛坯结构设计到轧制工艺的优化,可以避免费时耗资的重复实验。

研究堆低压电气贯穿件导体组件的研制

罗志远, 王广金, 周斌

2007, 28(2): 73-76.

摘要(4) PDF(1)

摘要:
本文介绍了一种用于各种实验研究堆反应堆厂房内、外电缆连接的新型灌封组件式低压电气贯穿件。该贯穿件采取模块结构,便于拆卸和更换。导体组件自身的孔道密封采用阻燃型环氧树脂灌封实现,与端板孔道之间的密封由“O”型橡胶圈来保证,已通过气密性和电气性能型式试验的验证,满足实验研究堆工程要求。

机械密封端面摩擦热与热变形的耦合分析

周剑锋, 顾伯勤

2007, 28(2): 77-81.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
建立了机械密封环的传热模型,确定了动环和静环传递的摩擦热占总热量的比值。借助有限元方法和人工神经网络,研究了密封环端面间液膜摩擦热与端面热变形的耦合过程,确定了动环转速ω、密封面内径处的膜厚hi和变形后的密封环端面的径向夹角β之间的关系。根据闭合力与液膜承载力的平衡条件得到了与给定ω对应的h_i和β。分析了泄漏率与闭合力之间的关系,探讨了用闭合力控制泄漏率的原理。

秦山第二核电厂2号机组汽轮机误快速降负荷瞬态分析

阮良成, 俞忠德, 陈忠武, 洪源平, 陈一峰, 吴军轶, 丁剑阳

2007, 28(2): 82-86.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
描述了秦山第二核电厂2号机组因反应堆冷却剂低选平均温度误信号引起汽轮发电机组快速降负荷的瞬态工况,给出了瞬态过程中主要参数的变化情况,分析了机组控制系统的响应(尤其是棒控系统、蒸汽向冷凝器排放控制系统的动作)情况。分析结果表明,由于棒控系统和蒸汽向冷凝器排放控制系统的输入信号采用高选平均温度,因此,在瞬态过程中,两个控制系统能根据平均温度与参考温度的温差值协调运行,同时,蒸汽发生器水位、稳压器水位与压力等其它主要控制系统响应正确、及时,最终将机组稳定在较低的功率状态下。

先进堆非能动余热排出系统应对全厂断电事故的能力分析

沈瑾, 江光明, 唐钢, 余红星

2007, 28(2): 87-90.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
采用RELAP5/MOD程序对先进堆全厂断电事故进行分析计算,论证非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析表明,先进堆在发生全厂断电事故后,完全能够依靠非能动余热排出系统导出堆芯余热,保证反应堆的安全;先进堆非能动余热排出系统的设计总体上是成功的。

反应堆安全注射系统的GO法可靠性分析

郭强, 赵新文, 蔡琦

2007, 28(2): 91-94.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
应用GO法分析了反应堆安全注射系统的典型过程,推导了系统操作过程中各阶段的动态故障概率公式,给出了实际算例。结果表明,GO法可以直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;对于具有物流、多状态和时序性的复杂系统,GO法是一种比较有效的可靠性分析方法。

基于复合人工神经网络的核电站实时故障诊断方法研究

刘峰, 余刃, 李凤宇, 张蒙

2007, 28(2): 95-100.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
针对核电站运行时故障或事故状态的在线实时判定,提出了一种基于复合人工神经网络的故障诊断和事故判定方法。其基本思想是:首先应用BP网络对事故进行成组快速诊断,而后应用RBF网络对BP网络的诊断结果进行区分和检验。利用核电站正常状态和多种事故状态下各故障特征参数输出的仿真计算结果,对所提出的方法进行了检验。结果表明,通过BP网络和RBF网络的优势互补,不仅能对学习过的故障进行快速、正确的诊断,对不同工况下的故障以及未定义的新故障也能够有效地识别。该方法采用的是随时间序列输出诊断结果及其可信度的方式,操纵员容易接受推理结果。

核工程土建及安装质量的保证及控制

张之华, 邓玥, 刘耀光, 徐显启, 周珊, 钱达志, 张旸

2007, 28(2): 101-104.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
从如何建立核工程建造的质量保证体系的方法入手,分别介绍了质量保证体系的建立及运转、承建单位的QA和QC控制、监理公司的质量监督和控制、建设单位的质量保证监查和监督等工程经验。

基于少合同分岛与多合同散件采购建造方式的核电工程项目管理模式研究

陈长兵, 李惠强, 程平东

2007, 28(2): 105-110.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
本文以批量化建设的核电工程项目为对象,针对少合同分岛以及多合同散件采购建造方式,对核电业主与专业核电工程公司之间的委托与代理关系进行了分析,提出了一种典型的项目管理模式结构。按照核电工程具体特点,对该模式下的项目管理组织系统进行了设计,对业主与核电工程公司等主要合作伙伴的职责分工进行了论述。

我国核电建设管理模式的探讨

高明石, 陈桦

2007, 28(2): 111-114.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
总结分析了我国核电建设管理模式和核电工程公司的发展现状。结合国家核电发展规划,参考我国核电工程建设的成功经验,探讨今后我国以核电工程公司为主体的核电建设管理模式。建议我国核电发展采用交钥匙工程总承包(EPC/Turn Key)的核电建设管理模式,由业主主导,以具有核电设计能力的工程公司为主体,以合同为纽带,分工合作,整合各方专业化的核电建设队伍。

基于系统程序的压水堆核电厂热力系统建模

高蕊, 杨燕华, 林萌

2007, 28(2): 115-118,123.

摘要(7) PDF(1)

摘要:
利用核电站最佳估算热工水力系统程序RELAP5,以大亚湾核电站的核岛和常规岛为模型,对压水堆核电站一、二回路整体的热工水力系统进行建模分析。研究了传统核电站安全分析建立的基本系统模型和常规岛二回路主要的系统模型,主要针对汽轮机回路的建模进行研究分析。稳态数值计算结果与核电站满功率运行数据基本一致。

田湾核电站堆芯装换料管理子系统设计

严静, 迟胡清, 蒋萍, 李果, 李远文

2007, 28(2): 119-123.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
田湾核电站机组堆芯采用堆内倒换换料技术,装换料管理子系统是燃料管理系统的子系统之一,它以直观的图形操作方式协助管理人员完成核燃料堆芯装卸料的步序设计和优化工作。该子系统为纯B/S结构,采用ASP.NET平台、矢量绘图、暗通道提交、图片缓存等技术。本文介绍了该子系统的设计思路,重点阐述了图形交互技术的实现方法。

ADS加速器束流瞬变分析程序开发

于涛, 李吉根, 凌球, 史永谦, 罗璋琳, 戎永华

2007, 28(2): 124-127.

摘要(6) PDF(1)

摘要:
加速器驱动的反应堆系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持,质子束流的不稳定性将对次临界堆的功率水平产生影响,进而对ADS的安全性产生影响。本文研究了ADS系统束流瞬变事故特性,建立了相应的物理数学模型,设计开发出具有较强针对性的用于ADS系统束流瞬变事故仿真软件——SIMULINK-ADS。并选取了典型的束流瞬变工况进行分析,通过与OECD/NEA和FZK Karlsruhe研究成果进行比较,验证了SIMULINK-ADS程序能够有效地计算和分析ADS束流瞬变次临界反应堆堆芯物理及热工响应。

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2007年第28卷第2期

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