核动力工程

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段远刚, 许川, 唐传宝

2007, 28(5): 1-4,9.

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摘要:
根据工程经验,在压水堆结构设计中,应对反应堆的结构布置、功能要求、接口控制、热工水力特性、驱动线性能、结构完整性以及堆内构件的功能准则和堆结构对燃料组件的影响等方面进行综合评价,以确保反应堆的顺利装配,实现反应堆的功能并确保反应堆安全运行。

解析基函数展开方法求解二维三角形几何中子扩散方程

卢皓亮, 吴宏春

2007, 28(5): 5-9.

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摘要:
提出了一种在二维三角形几何内数值求解中子扩散方程的节块方法。节块内的各群通量分布用解析基函数近似展开,节块之间采用面偏流零次矩和一次矩进行耦合;给出了三角形几何下的节块扫描方案;采用响应矩阵技术进行迭代求解,开发了二维三角形组件中子扩散计算程序ABFEM-T。通过基准问题的校验计算,表明该方法能准确地给出有效增值系数及节块功率分布,可用于复杂的非结构几何区域的中子扩散问题的求解。

钠沸腾数学模型及其在BE+1上的验证

赵树峰, 罗锐, 王洲, 石晓波, 杨献勇

2007, 28(5): 10-13,35.

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摘要:
快堆在发生单个燃料组件瞬间完全堵流事故时,会引起堆芯内的冷却剂沸腾。钠沸腾所形成的压力和物质分布对后期事故的发展有重要影响。为了对事故进行总体性分析,本文选择两流体六方程模型,用子通道的方法进行网格划分,用D.R.Liles等人开发的半隐数值方法进行求解;在法国的BE+1实验中进行了模型验证;根据计算结果,对事故下钠的两相热工水力行为进行了解释。

用大涡模拟计算流致振动的流体激励力

席志德, 陈炳德, 李朋洲

2007, 28(5): 14-17.

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摘要:
本文对湍流大涡模拟理论的脉动过滤和Smagorinsky亚格子模型进行了介绍,并用大涡模拟对秦山II期反应堆1∶5模型压力容器和吊篮的环腔内流场进行了数值模拟,计算了吊篮表面压力的时间分布和空间分布,其压力脉动的功率谱密度计算值和实验值在同一个量级内。因此,可以用计算所得的压力作为吊篮振动的激励载荷。

超临界水冷堆堆芯子通道稳态热工分析

刘晓晶, 程旭

2007, 28(5): 18-21,58.

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摘要:
超临界水冷堆(SCWR)作为6种第四代未来堆型中唯一的水冷堆,冷却剂出口温度可达500℃,具有良好的经济性。本文采用改进的COBRA-IV程序对超临界水冷堆方形组件子通道进行稳态热工分析。对计算结果进行分析可知:减小慢化剂通道中给水质量流量份额和加大慢化剂通道与相邻子通道之间的热阻,可以降低热管焓升,后者还可以得到较好的慢化效果。通过热通道的传热恶化分析发现,超临界水冷堆的设计不能避免传热恶化,必须精确计算传热恶化条件下的包壳温度才能确定包壳能否保证其完整性。

基于RELAP5平台的LOCA评估程序中喷放模型与CHF模型的修改与验证

陈炳胜, 匡波, 路璐

2007, 28(5): 22-25.

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摘要:
为开发核电厂保守性的冷却剂丧失事故(LOCA)安全评审用程序,本文按照10CFR50附录K的核电厂失水事故评估模式要求,对RELAP5/MOD3.3的两相喷放模型与临界热流密度(CHF)模型进行了修改,并与Marviken Test-22和ORNL THTF相关试验结果分别进行比较,探讨了模型修改的合理性与保守性,为进一步完成认证级LOCA安全评估程序奠定了初步基础。

球床模块堆停堆后自然对流传热特性数值研究

孙巧群, 何玉荣, 刘国栋, 陆慧林

2007, 28(5): 26-30,123.

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摘要:
对冷却流体在球床模块堆内燃料颗粒填充区域中的流动和传热过程进行了研究。数值模拟突然停堆后燃料颗粒区在温差作用下的自然对流过程,分析了瑞利数Ra对燃料填充区域内流场、温度场和局部努塞尔数Nu以及壁面摩擦阻力系数的影响。计算结果表明:当球床模块堆突然停堆时燃料填充区域可形成加热壁面流体上升流动、冷却壁面下降流动的自然循环流动;随着Ra数增大,回流中心向上移动;沿轴向壁面局部Nusselt数和摩擦阻力系数存在极值,并且极值点随Ra数增大而向上移动;与氮气相比,氦气作为冷却介质停堆后具有更均匀的堆芯轴向温度分布。

安全阀水动力特性的CFD模拟和研究

冯进, 张慢来, 黄天成

2007, 28(5): 31-35.

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摘要:
运用计算流体动力学方法(CFD)对安全阀从开启到排放过程进行数值模拟,研究了安全阀的动态特性。通过动网格的生成与消亡,较好地解决了因阀瓣运动所导致计算区域瞬时变化问题。并以弹簧直接载荷式安全阀为对象,研究了不同阀前静压力下的弹簧开度、泄流量及阀芯所受轴向力变化等特性,获得了安全阀内部流场分布。模拟结果表明,应用CFD技术对安全阀动态过程的模拟,将为研究安全阀水动力特性提供一种有力工具。

熔融液滴在冷却剂中的运动特性实验

李良星, 李会雄, 陈听宽

2007, 28(5): 36-41.

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摘要:
设计、建立了研究高温熔融液滴与冷却剂相互作用的可视化实验装置,通过高速摄影记录熔融液滴的下落过程,获得了下落小球运动过程曲线,重点考察了液滴温度和冷却剂温度对液滴-冷却剂界面作用过程的影响。结果表明,熔融液滴穿过气-水界面后,将首先经历一个速度骤降-回升过程,之后液滴作减速运动下落;当冷却水温度一定时,高温熔融液滴温度越高,熔融液滴入水后下落速度越快;当熔融液滴温度一定时,冷却水温度越高,熔融液滴入水后下落速度越快。

摇摆运动对自然循环流动不稳定性的影响

谭思超, 高文杰, 高璞珍, 苏光辉

2007, 28(5): 42-45.

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摘要:
分析研究了摇摆运动下的自然循环流动不稳定性和摇摆对不稳定性的类型以及不稳定性起始点的影响。结果表明,摇摆使流动不稳定性提前发生,改变了不稳定性的类型,摇摆引起的波动和密度波型脉动发生叠加。摇摆运动下自然循环存在两个稳定区域,在这两个区域中间包含着不稳定区域。

氮化铀粉末合成工艺研究

易伟, 代胜平, 沈保罗, 左国平, 谈先球, 彭倩, 王莹

2007, 28(5): 46-49,118.

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摘要:
氮化铀燃料制备的关键技术之一是纯度高、烧结活性好的氮化铀粉末合成工艺技术。本文开展了以三碳酸铀酰胺(AUC)流程制备的高活性氧化铀粉末和高纯度的碳黑为主要原材料,采用碳热还原-氮化反应合成氮化铀粉末的工艺研究,初步考察了碳铀摩尔比、反应气氛以及反应温度和时间等对合成产物成分的影响。实验结果表明,采用适当的碳铀摩尔比(2.3～2.4)以及反应制度可以制备出较高纯度的氮化铀粉末。

高温气冷堆用石墨材料的氧化性能研究

雒晓卫, 喻新利, 于溯源

2007, 28(5): 50-53,98.

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摘要:
高温气冷堆均选用石墨材料作为结构材料和慢化剂。在反应堆的运行过程中,由于冷却剂中含有的氧化性气体杂质以及可能发生的进水事故和进气事故,会发生石墨材料的氧化,进而影响反应堆的正常运行和安全。本文主要对近期反应堆用石墨材料的氧化研究进行综合评述,并在此基础上,指出今后需要进一步研究的内容。

高压直流等离子氮化温度对316L不锈钢显微组织和磨损性能的影响

黎桂江, 彭倩, 李聪, 王莹, 高见, 王均, 沈保罗

2007, 28(5): 54-58.

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摘要:
用高压直流辉光放电等离子方法对316LSS进行渗氮处理,研究了氮化温度对渗层的组织和性能的影响。利用XRD衍射仪、光学显微镜、表面显微硬度计和带能谱仪(EDS)的扫描电镜(SEM)分别分析渗氮层的相组成、厚度和显微结构、表面硬度、N和Cr原子的浓度。结果表明:当氮化温度350℃≤T≤400℃时,氮化层为单一的S相;温度为480℃时,S相衍射峰消失,仅剩CrN相;氮化后获得约为5～9μm的渗层;渗层深度和表面显微硬度随着温度的升高而增加。用环块式的方法评价磨损性能的结果表明:不锈钢表面的耐磨性提高一倍以上;未氮化的不锈钢主要存在粘着磨损、氧化磨损和磨粒磨损;等离子氮化的主要存在氧化磨损。

QPQ盐浴氮化17-4PH不锈钢的显微组织分析

黎桂江, 彭倩, 李聪, 王莹, 陈蜀源, 王均, 沈保罗

2007, 28(5): 59-62.

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摘要:
采用X衍射和带能谱仪的扫描显微镜研究了17-4PH不锈钢QPQ(淬火-抛光-淬火)处理后渗层的显微组织和其中的C、N、O元素分布。结果表明:QPQ盐浴复合处理后可获得厚约60μm的渗层;表层为Fe₃O₄,亚表层为Fe₂(N,C),最内层为CrN+α^N扩展马氏体层。QPQ处理层的15～25μm范围内存在γ′-Fe₄N,氧化物层和氮化物层的接触界面处会发生ξ-Fe₂N_1-x形核;氧浓度只在表面约3μm范围内具有最高值;N和C的浓度随深度增加在亚表面处先后出现峰值;除去表面的疏松氧化物层后,渗层的显微硬度随深度增加先升高后下降。

应用Petri网模型改进最小割集的算法

张永发, 蔡琦, 赵新文

2007, 28(5): 63-68.

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摘要:
利用Petri网对系统故障树模型进行分析和求解,并基于对偶和再吸收处理提出一种改进的最小割集算法。应用该算法对某核电站的高压安注系统的可靠性模型进行了分析,结果表明,该算法可以大大减少计算量,能同时得到最小路集,且易于在计算机上实现。

核电厂大LOCA始发严重事故下氢气源项的敏感性分析

郭连城, 曹学武

2007, 28(5): 69-74,108.

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摘要:
采用MELCOR程序,以600MW级核电厂为研究对象,在以大破口失水事故为始发事件的严重事故中,针对不同的破口尺寸及破口位置对堆芯内锆-水反应及堆腔内熔融堆芯与堆腔混凝土之间的相互作用(MCCI)中氢气源项的影响进行敏感性分析。结果表明,在大破口始发的严重事故中,不同的破口尺寸对氢气源项的影响不大;而在破口尺寸相同的情况下,破口发生在主管道热段时,产氢速率的峰值最大;破口发生在主管道冷段时,累积的总产氢量最大。

基于风险指引安全分级的维修规则实施方案

钱永柏, 童节娟, 张作义

2007, 28(5): 75-78.

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摘要:
近年来,美国核电厂的业绩始终保持世界领先水平,维修规则的实施起了很大的作用。本文研究了美国核电厂实施维修规则的法规要求以及实施方法,结合我国正在研究中的风险指引安全分级及其处理方法,提出了适用于我国的核电厂维修规则实施方案。

基于MAS的船用压水堆核事故应急决策支持系统

陈登科, 张大发, 江玮, 陈永红

2007, 28(5): 79-82,108.

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摘要:
船用压水堆装置环境复杂、工况多变,严重制约对其进行核事故应急决策。为提高其核事故应急决策能力,最大限度降低核事故的影响,提出一种基于多Agent系统(MAS)的核事故应急决策支持系统。采用HLA/RTI作为应急决策支持系统的支撑环境及系统结构。系统由:系统控制Agent、分析Agent、对策Agent、评估Agent、环境Agent等组成。系统中充分利用MAS的自主性、反应性和主动性对舰船核事故做出有效的应急决策。

蒸汽发生器泥渣收集器试验研究

刘鸿运, 王伟, 程慧平, 王先元, 徐良军, 沈勇波, 熊昌怀

2007, 28(5): 83-86,90.

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摘要:
泥渣收集器是对蒸汽发生器二次侧泥渣进行主动管理的重要手段之一。以百万千瓦级压水堆核电厂为应用背景,对其蒸汽发生器进行了冷态实验,研究了泥渣收集器的结构、流量等因素对其性能的影响。试验结果表明,该泥渣收集器的收集效率可以达到50%以上,能够收集较宽粒径范围内的泥渣颗粒,具有良好的泥渣收集能力。

反应堆压力容器老化敏感性分析方法

杨宇

2007, 28(5): 87-90.

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摘要:
结合近期开展的大亚湾反应堆压力容器老化分析及大纲编写工作,归纳总结了反应堆压力容器老化敏感性分析方法,提出了较为明确的表单化的老化分析流程,可以为相关的老化分析与评价活动提供借鉴。

秦山第三核电厂放射性废液处理系统性能改进

魏俊明, 薛峻峰, 俞建明, 姚广云

2007, 28(5): 91-94.

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摘要:
本文介绍了秦山第三核电厂(以下简称秦山三核)放射性废液处理系统的设计原理,并对系统在实际运行中出现的问题进行了分析;对实际变更改造中采取的改进措施进行了详实描述。在此基础上,提出了系统在初始设计中应该注意避免的几个问题,为新建核电站的系统设计和运行电站的变更改造提供了思路。

中国先进研究堆控制棒驱动线截断阀的设计与性能试验

张继革, 阎慧杰, 吴元强, 吴莘馨

2007, 28(5): 95-98.

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摘要:
中国先进研究堆(CARR)控制棒驱动线截断阀用于控制棒驱动机构检修时截断与主回路相通的通道,防止主回路冷却水的大量流失,是保证CARR堆检修安全和降低检修成本的重要设备之一。本文设计了气动式截断阀,实现了CARR堆检修控制棒驱动机构不需要放空冷却水以及辅助换料的功能,并按相关规范要求对其性能进行了实验验证。结果表明,该截断阀的各项性能均满足设计要求。

脉冲液体射流泵时均基本性能方程的数值研究

高传昌, 尚华, 宁锋, 秦海霞

2007, 28(5): 99-103.

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摘要:
根据脉冲液体的动量方程和能量方程,推导出了脉冲液体射流泵时均基本性能方程及其有关系数的数学表达式,对脉冲液体射流泵的时均基本性能、动量修正系数和喉管进口函数进行了数值计算,并进行了相应的试验研究。将计算结果与试验结果对比,两者基本吻合。

中国先进研究堆功率调节系统的仿真研究及优化设计

董化平, 张建民, 曾海, 金华晋

2007, 28(5): 104-108.

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摘要:
基于核电厂SimPort仿真平台构建了中国先进研究堆(CARR)功率调节系统仿真模型,利用该模型对CARR功率调节系统进行了瞬态仿真研究;针对CARR功率调节系统驱动机构的特点,研究了控制棒位移精度以及电磁线圈和衔铁位移延迟对系统稳定性的影响。综合考虑CARR系统的工艺要求和功率控制系统的功能及特点,得到了数字控制器的整定参数和控制棒驱动机构的稳定限值:数字控制器的采样周期T=100ms,比例增益K_P=300;控制棒位移精度的稳定限值为0.4mm,电磁线圈和衔铁的稳定限值为6.0mm。

大亚湾核电站电气和仪控设备国产化道路探索

黄卫刚, 戴忠华, 张睿琼, 王东, 张乐福

2007, 28(5): 109-113.

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摘要:
大亚湾核电站电气、仪控设备及备件一直从国外进口,目前开始受到国外各种因素的影响,出现备件供应无法保障的问题,因此,大亚湾核电站在仪控设备的国产化方面进行了尝试。经过调研,认为我国已经具备了自主生产或研究开发核电仪控系统的能力,可以从模拟仪控系统的板卡及配件替代品入手,逐步发展到整机柜的替代,最终实现先进的数字化主控系统的自主研究开发和生产。解决电气、仪控设备国产化首先需要解决核级电气、仪控系统设备的设计、制造、试验、可靠性评估方面的一系列问题,本文介绍了电气仪控系统备件国产化过程中的研究开发技术路线、所遵循的原则、技术标准、以及项目管理经验。

基于改进MOGA的供应商选择方法以及在核电设备采购中的应用

严兆君, 周磊, 王德忠

2007, 28(5): 114-118.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
由于核电站建设周期长、投入高,且对运营过程的安全性和经济性有很高要求。因此,可用于供应商选择的决策支撑方法较少,供应商评价流程客观性相对不高。针对这一问题,本文提出了一种客观可行的、基于改进多目标遗传算法(MOGA)的供应商选择方法。仿真试验结果表明了该方法在核电设备采购实践中的有效性和实用性。

恰希玛核电站二期工程大体积砼裂缝控制措施

卢洪早

2007, 28(5): 119-123.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
大体积砼施工是核电站土建施工技术的关键,必须对其可能产生的裂缝进行有效的控制。本文阐述了恰希玛核电站二期工程大体积砼裂缝控制的主要措施以及取得的效果,为类似的核电站工程提供借鉴。

屏蔽混凝土配合比设计方法研究

伍崇明, 丁德馨, 张辉赤

2007, 28(5): 124-127.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
在普通混凝土配合比设计原理指导下,用正交设计试验方法和回归分析方法对屏蔽混凝土配合比设计方法及其影响因素进行了系统研究,提出了屏蔽混凝土配合比设计容重法和体积法相结合的计算方法,给出了屏蔽混凝土配合比设计方法步骤。屏蔽混凝土配合比设计方法验证试验和工程应用实践表明,配合比设计方法计算准确,高效可靠。

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2007年第28卷第5期

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2007年 第28卷 第5期

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