核动力工程

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蔡钢思, 高增梁, 梁利华, 雷月葆

2007, 28(3): 1-5,37.

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采用简化的滑移线场理论,推导出了含整圈环向裂纹厚壁圆筒在内压和轴力共同作用下的理想弹塑性材料极限载荷表达式,并采用有限元方法进行了验证。结果表明,对于含内表面裂纹的圆筒,其极限载荷解可由基于简化滑移线场的极限载荷解与无裂纹圆筒极限载荷解共同确定。有限元验证结果显示,理论解与有限元结果非常一致,且偏于保守。对含外表面裂纹的圆筒,其基于简化滑移线场的极限载荷解只适用于非常深的裂纹。其它情况建议使用基于Mises准则的解。

快堆中熔融物在相邻组件中传播的数学模型

赵树峰, 罗锐, 石晓波, 王洲, 杨献勇

2007, 28(3): 6-9,42.

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摘要:
快堆发生堆芯熔融事故,会形成熔融池和沸腾池,熔融物在向相邻组件中传播时,是否造成相邻组件径向方向的全堵是事故进一步发展的关键。为了弄清熔融物在相邻组件中传播的机理,本文基于英国SMPR系列实验中的管排型实验装置,分别建立了导热冻结和整体冻结的数学模型,并用英国SMPR系列实验中的A2、A3实验数据进行了验证。结果表明,导热冻结和整体冻结都会使熔融物停止传播;在固化壳生长机理和熔融物温降等相关因素的共同作用下,压差越小,越偏向于导热冻结;导热冻结数学模型预测的固体结构温度及固化壳生长更符合实验结果。

快堆严重事故中熔融物传播的双组分冻结模型

赵树峰, 罗锐, 王洲, 石晓波, 杨献勇

2007, 28(3): 10-13,55.

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摘要:
快堆在严重事故下,将导致燃料及结构材料形成熔融池和沸腾池,熔融物最终熔穿组件盒壁,向盒外曼延。为弄清混合熔融物传播的机理问题,本文采用了机理建模的方法,建立了导热冻结和整体冻结两种机理的数学模型,并与英国的SES堆外实验进行了验证,和实验结果吻合较好。通过与法国GEYSER实验中验证过的单组分模型比较,分析出钢成分在混合熔融物的冻结中所起的作用,得出了双组分熔融物传播的相关结论。

加速器驱动钠冷金属燃料快堆次锕系核素嬗变特性研究

韩嵩, 杨永伟

2007, 28(3): 14-18,55.

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分析加速器驱动系统(ADS)钠冷金属燃料快堆重金属燃料不同核素对堆芯有效增殖系数(k_eff)的影响,给出了燃料成分的确定方法,详细分析次锕系核素(MA)嬗变特性。运用耦合了MCNP4c3与ORIGEN2的三维燃耗程序COUPLE对堆芯进行稳态与燃耗计算。结果分析表明,调节燃料中²³⁹Pu的质量比例并使其在燃耗过程中保持稳定是使k_eff达到设计值并在燃耗过程中保持稳定的有效手段。散裂中子引起堆芯内区较外区更硬的中子能谱,有利于提高MA的裂变截面与裂变吸收比。全堆MA嬗变支持比为8.3,具有较好的嬗变效果。由于堆芯内区的高通量,堆芯内外区的嬗变率有明显差异,将MA集中布置于内区有利于减少装料量,改善总体嬗变效果。

流动不稳定性对CHF的影响

武俊梅, 苏光辉

2007, 28(3): 19-21,60.

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本文成功地训练了一个用于预测流动不稳定性条件下CHF的人工神经网络,利用所训练的人工神经网络,分析了流动不稳定性对无量纲因子F的影响规律。分析结果表明,系统压力对F的影响是非单值的;平均质量流速增大,总体上F也增大。还分析了流动不稳定性条件下系统主要参数对临界热流密度的影响。结果表明:当质量流速的振幅与平均质量流速的比增加时,CHF减小;质量流速的振幅与平均质量流速的比不变时,随着周期增大,CHF减小。

反应堆冷却剂系统主管道安注斜接管等温横向射流流动特性的研究

贺慧宁, 罗毓珊, 王海军, 毛庆, 张毅雄

2007, 28(3): 22-26.

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针对核反应堆冷却剂系统中的主管道安注斜接管等温横向射流问题,应用计算流体力学商用软件CFX进行等温横向射流流动的数值模拟,得出了典型运行工况下的三维流场分布。深入研究了射流与主流在不同流速比情况下等温横向射流的流动特性、影响区域及主要影响因素,在所研究的参数范围内,得出了流速比是决定等温横向射流流动特性的最重要因素,同时将数值模拟结果与流动可视化试验结果进行了比较,二者吻合良好。

带周期性分布纵向涡发生器的矩形狭窄通道内传热流动的数值模拟

王令, 黄军, 王秋旺, 黄彦平

2007, 28(3): 27-31.

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摘要:
在换热表面上周期性地安装粗糙元,可以使流动区域产生漩涡从而增强换热。本文采用数值分析的方法,以水作为工作介质,以带有纵向涡发生器狭窄矩形通道为研究对象,研究不同排列方式纵向涡发生器的传热性能,分析不同的纵向涡发生器入射角度β、不同流向、不同纵向涡间距对换热和流动特性的影响。结果表明,纵向涡发生器能够强化换热,当入射角度β=50°时,换热效果最佳。

有内热源的液池与管内流体的耦合传热

李隆键, 刘洪涛, 崔文智

2007, 28(3): 32-37.

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摘要:
对均匀内热源溶液池内的自然对流及冷却盘管内强制对流的耦合传热过程进行了分析,建立了相应的三维物理数学模型,并采用有限容积法进行了数值求解。针对不同容积热源强度以及不同管内流速下溶池内自然对流与冷却管内流体的耦合传热过程进行了数值计算。计算得到的管内外流体对流换热系数以及溶液池与管内流体的总传热系数与理论值以及实验测试结果吻合较好,表明了本文所建立数学模型的正确性。研究结果揭示了溶液池内容积热源强度及管内流速对总传热系数有显著的影响。

水平矩形窄缝通道内水沸腾换热的实验研究

杨晓强, 秋穗正, 贾晓鸿, 尹海峰, 贾斗南, 卢冬华

2007, 28(3): 38-42.

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摘要:
以去离子水为工质,在1.0-6.0MPa压力范围内,对大宽高比(1.0×60mm、1.8×60mm、2.5×60mm)矩形狭窄通道内两相沸腾的换热特性进行了实验研究。分析了压力、窄缝间隙、热流密度、质量流量、含汽率等参数对矩形窄缝通道内水的沸腾换热的影响,得到了矩形窄缝通道内沸腾换热经验关系式,与实验数据符合良好。

垂直上升内螺纹管中超超临界压力水的传热特性研究

王为术, 罗毓珊, 陈听宽, 顾红芳, 朱晓静, 王海涛, 吉庆

2007, 28(3): 43-46,60.

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摘要:
在P=25～35MPa、G=450～1800kg/(m².s)、q=200～600kW/m²的试验参数范围内,研究了φ28.6×5.8mm垂直上升内螺纹管内水的传热特性及管壁温分布。试验结果表明:在超临界及超超临界压力区,垂直上升内螺纹管对水的传热在拟临界点前后不同,在低焓区管壁温度随焓增平缓增加,管壁温度在临界焓值区存在跃升;质量流速的提高可强化传热、推迟壁温跃升,但热负荷的增加有相反的作用。文中还给出了超超临界压力区适用于不同焓值范围的换热系数试验关联式。

摇摆状态下竖直管内弹状流单元物理模型解析

曹夏昕, 阎昌琪, 孙中宁

2007, 28(3): 47-50.

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摘要:
通过建立质量守恒方程和弹状流稳定存在条件等方程,对摇摆状态下竖直管内充分发展的弹状流单元物理模型进行解析。在此基础上,给出摇摆状态下弹状流平均空泡份额计算关系式,并与实验值进行比较,结果符合较好。因此,该弹状流单元物理模型是进一步分析摇摆状态下弹状流流动特性的基础。

摇摆状态下竖直管内单相水阻力特性实验研究

曹夏昕, 阎昌琪, 孙立成, 孙中宁

2007, 28(3): 51-55.

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摘要:
在3种不同摇摆周期(5s、10s、15s)、2种不同摇摆角度(10°、20°)的情况下,分别对3种不同管径(15mm、25mm、34.5mm)的竖直光滑有机玻璃管管内单相水的阻力特性进行了实验研究。经实验研究发现,试验段内的摩擦阻力系数随时间变化有明显的周期性,雷诺数增加导致摩擦阻力系数的波动幅值降低、平均值减小,管径越粗使得摩擦阻力系数λ的波动幅度越大。在任意时刻,摩擦阻力系数的瞬态值随周期的变长而增加,但是摇摆角度的变化对摩擦阻力系数的影响不是很显著。

HTR-10燃耗自动测量系统

马涛, 胡守印, 梁锡华, 黄鹏

2007, 28(3): 56-60.

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摘要:
对燃料球进行高效准确的燃耗测量是球床式高温气冷堆实现高利用因子运行的关键环节。10 MW高温气冷堆燃耗测量目前未能实现自动运行。结合燃料装卸系统设计原理及燃料循环过程运行特点,对HTR-10原手动燃耗测量提出改进,实现了自动燃耗测量。现场运行结果表明,该方法逻辑准确、可靠性高,能够有效避免人为因素造成的误操作。

快堆换料监控系统数据库功能的分析及实现

王金城, 李桔

2007, 28(3): 61-64.

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使用计算机对核反应堆换料过程进行监测,有利于增强换料运行的安全性和可靠性。核反应堆换料监控系统采用组态软件进行开发。由于系统较为复杂,需要记录大量数据,所以需要强大的数据库支持。本文对该系统需记录的数据进行了分析并给出了数据时时记录的解决方案。

全自动液态金属控制在核反应堆中的应用

单建强, 冉旭, 杨帅, 张斌, 朱继洲

2007, 28(3): 65-67,102.

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摘要:
根据空间快堆的具体特点,采用液态金属锂为控制材料。本文分析了反应堆的启动特性、燃耗补偿特性、应对失流事故和超功率事故的特性,验证了全自动液态金属控制用于反应堆控制的可行性。

铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

王连杰, 姚栋, 陈炳德

2007, 28(3): 68-71,112.

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摘要:
介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包。采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析。结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好。

基于孔洞长大理论的多轴蠕变设计模型及其工程应用

姚华堂, 轩福贞, 王正东, 涂善东

2007, 28(3): 72-77.

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摘要:
多轴蠕变是高温构件失效的重要原因,工程设计中必须予以考虑。本文介绍了以孔洞长大理论为基础的多轴蠕变设计方法;探讨了孔洞长大的基本原理;讨论了基于该理论的5个常用模型;分析了这些模型在R5、ASME III、RCC-MR及VGB-R 509L中的应用,指出了高温构件多轴蠕变设计的困难,并对进一步的工作提出了建议。

0Cr18Ni10Ti管道腐蚀失效模式诊断不确定推理研究

苗中辉, 焦增庚, 蔡琦

2007, 28(3): 78-81.

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摘要:
通过归纳0Cr18Ni10Ti管道腐蚀失效案例与失效分析的经验,总结出失效诊断需要着重考虑的信息特征;提出产生式与框架式相结合的失效知识表示方法以及失效规则权重的确定方法;提出规则带置信度因子的加权不确定推理方法,并对诊断推理中的计算问题进行了实例说明。

17-4PH不锈钢长期时效对拉伸性能的影响

彭艳华, 王均, 邹红, 李聪, 黎桂江, 沈保罗

2007, 28(3): 82-86,89.

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摘要:
通过拉伸实验研究了17-4PH马氏体不锈钢分别在温度350℃、400℃长期时效后的力学性能变化,并用扫描电镜(SEM)和透射显微镜(TEM)观察了不同时效时间的拉伸断口形貌和显微组织演化。结果表明:随着时效时间的延长,屈服强度和抗拉强度升高而断面收缩率和伸长率则相反;断口由细小韧窝向粗大韧窝转变,经过长期时效的试样断口上有二次裂纹。TEM分析表明,该钢在时效过程中发生spinodal分解,分解生成为富Cr的α’相和富Fe的α相是该钢强度逐渐升高,塑性逐渐下降的主要原因。

大亚湾核电站小支管振动测量结果分析评定

刘文进, 毛庆, 曾忠秀, 秦余新, 张毅雄, 王伟, 吴万军, 杨凯

2007, 28(3): 87-89.

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大亚湾核电站在运行中,有部分辅助系统的小支管(管径不大于5.08cm)的振动较大,并有少数小支管出现振裂的情况,给核电站的安全运行带来不利影响。在大亚湾核电站十年安全审评时对辅助给水系统、安全壳喷淋系统、反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统、化学和容积控制系统、反应堆硼和水补给系统、余热排出系统、安全注入系统和设备冷却水系统的潜在敏感管进行了现场振动测量。本文按相关要求对测量结果进行了分析评定,给出敏感管清单及改造建议。

基于对角回归神经网络的饱和式蒸汽发生器水位控制

王颖民, 瞿小龙, 崔震华

2007, 28(3): 90-93,124.

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摘要:
神经网络具有较强的自学习和自适应能力,本文设计了基于对角回归神经网络(DRNN)的控制系统,选择合适的学习率,实现饱和式蒸汽发生器水位变化率的快速稳定辨识和自适应控制。仿真结果表明,蒸汽发生器水位的控制效果良好。

波形板汽-水分离器分离效率的实验研究

李嘉, 黄素逸, 王晓墨

2007, 28(3): 94-97,124.

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摘要:
为了提高波形板汽-水分离器的分离性能,进一步优化设计,本文针对波形板汽-水分离器进行了分离效率的冷态实验研究。对不同类型波形板的分离效果和压降的实验数据进行比较,得出双钩波形板分离效率最大的结论。将实验所得总分离效率通过stokes进行逆变换,计算出液滴的平均直径约为65μm,与其他研究者的实验结论相符。本文还对进口速度对无量纲参数的影响进行了分析,并根据实验数据进行多元线性回归分析,获得了可以指导实验的波形板分离效率的无量纲经验公式。

压水堆核电站全厂断电事故及辅助给水系统的缓解能力研究

张龙飞, 张大发, 王少明

2007, 28(3): 98-102.

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摘要:
以美国Surry核电站为参考对象,采用最佳估算程序SCDAP/RELAP5/MOD3.4,建立了一个典型的三环路压水堆核电站严重事故计算模型,对全厂断电(SBO)事故的物理现象及堆芯熔化进程进行了详细分析,并研究了全厂断电事故发生后辅助给水(AFW)分别持续1800s和3600s对事故的缓解效果。计算结果显示,辅助给水能有效地延缓堆芯熔化进程,大大推迟反应堆压力容器的失效时间,为操纵员恢复交流电源以及实施其它缓解措施赢得更多的时间。

核电站不同严重事故序列下的MCCI及其缓解措施计算分析

高泉源

2007, 28(3): 103-106.

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摘要:
概述了MEDICS程序的主要机理和模型,介绍了利用MEDICS程序进行严重事故下堆芯熔融物与混凝土相互作用(MCCI)的计算方法,并给出了大亚湾核电站全厂断电、小破口失水事故、大破口失水事故等典型初因事故导致的严重事故下的MCCI及其缓解措施的计算分析结果。计算结果表明,在无缓解措施情况下,安全壳底板熔穿时间在10.08～13.4d范围内,H₂的产生量在12760～13159kg范围内;顶部冷却是较好的MCCI缓解措施,能明显延长安全壳底板熔穿时间、降低H₂和总不可凝气体释放量。

考虑人因的面向对象贝叶斯网络概率安全评估模型

周忠宝, 周经伦, 孙权

2007, 28(3): 107-112.

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摘要:
人因对系统安全的影响日益突出,但现有的概率安全评估方法对其重视不足。本文建立了一种考虑人因的面向对象贝叶斯网络概率安全评估模型。该模型将人因整合到已有的事件序列图框架中,然后构建面向对象贝叶斯网络模型中的类,并转化为潜在贝叶斯网络进行推理,最后将推理结果整合到事件序列图中进行概率安全评估。利用该模型对核电站失水事故进行了分析,结果表明,该模型不仅适用于实时情境评估的情形,还适用于积累了一定量信息之后的情境评估。由于采用了面向对象的建模思想,有效地降低了建模的复杂程度,非常适用于大型复杂系统安全性建模分析。

核电厂计算机化规程系统开发

刘飞, 张志俭, 彭敏俊

2007, 28(3): 113-116.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
利用C语言在实时嵌入式操作系统VxWorks上开发了一种用于正常操作的计算机化规程系统(CPS)。本文介绍了系统的组成,并对人-机界面的设计进行了分析。以冷启动为例,验证了CPS的技术可行性。结果表明,CPS能够提高操作的准确性,减轻运行人员的工作负担。

核电站设备的维修优化

张宝锋, 夏虹

2007, 28(3): 117-120.

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摘要:
以核电站设备的维修特征分析为基础,建立了修理性预防维修模型;同时针对核电站设备,对与维修相关的费用和与故障后相关的费用进行了详细的量化研究。最后从故障概率和维修费用出发,讨论了预防维修周期的确定与相应变化,并给出随费用和故障率变化的曲线。

一种新型网格资源调度算法的研究

罗光春, 李炯

2007, 28(3): 121-124.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
网格的一个重要功能就是多个虚拟机构间共享资源。网格资源调度是其中关键问题之一。本文提出一种新型的网格资源调度算法——最小跳数算法,首先通过广度搜索遍历找到资源,并同时生成跳数场,再根据跳数调度资源。通过算法仿真证明,最小跳数算法大大提高了资源调度的效率。

基于Matlab平台上γ能谱光滑处理

段再煜, 陈建华, 张桂新, 龚军军

2007, 28(3): 125-127.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
利用NaI(Tl)闪烁探测器得到的γ能谱数据,可能因统计涨落而产生误差。为了降低这一误差提出了γ能谱的平滑方法;根据平滑原理,在Matlab上编程实现谱数据的处理,并对结果进行数学评价;结果表明平滑后的能谱比未平滑的能谱误差要小。

留言板

2007年第28卷第3期

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2007年 第28卷 第3期

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