核动力工程

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廉海波, 张鑫, 贾宝山

2007, 28(6): 1-3,8.

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摘要:
以钍基先进重水堆(简称TACR)慢化剂系统作为研究对象,提出了一种满足非能动安全要求的概念设计。在此设计中,首次将慢化剂冷却系统和余热排出系统合二为一,并用热工水力分析程序CATHENA Mod3.5c/Rev1分析了反应堆在正常工作时的稳态运行情况,为验证设计的可行性奠定了基础。

西安脉冲堆1#径向孔道等效平面源的模拟计算

全林, 江新标

2007, 28(6): 4-8.

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摘要:
采用反应堆孔道深穿透屏蔽计算的点探测器、DXTRAN球抽样方法,计算了西安脉冲堆径向孔道出口处中子、光子的注量率空间分布、能谱分布和角分布等重要参数,并利用相应的实验测量值,验证了理论计算的准确性,为该实验孔道应用及建立该孔道出口处平面等效源提供了理论依据。

HFETR堆芯热中子阱研究

傅蓉, 彭凤, 邓才玉, 邱立青

2007, 28(6): 9-12.

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摘要:
采用扩散和输运两种方法对高通量工程试验堆(HFETR)热中子阱进行研究。计算结果表明:水热中子阱的最佳热阱半径为6.0cm,其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3.1～3.7倍;铍-水热中子阱的最佳热阱半径分别为7.5cm(扩散方法)和2.5cm(输运方法),其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3.2～4倍.

DF-VI快中子临界装置2号堆芯临界实验

杨历军, 刘振华, 阎凤文, 骆志文, 初春, 梁淑红

2007, 28(6): 13-15.

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摘要:
DF-VI快中子临界装置在改造完成、堆芯发生了变化以后,进行了重新启动和一系列的实验测量。测量内容有:根据29次临界实验的数据对2号堆芯平均临界元件数和临界质量进行了计算;应用周期法和棒补偿法对控制棒价值进行了刻度;用逆动态反应性计对安全棒和安全块的价值进行了测量;对单根边缘元件价值和径向元件价值分布进行了测量。通过以上实验测量,确定了DF-VI快中子临界装置2号堆芯的主要安全运行参数。

RELAP5堆芯功率计算模型的扩展

林萌, 陈玉清, 张虹, 刘定明, 杨燕华

2007, 28(6): 16-19.

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摘要:
为了更好地将反应堆热工水力最佳估算程序RELAP5应用于分析控制棒控制的反应堆堆芯的功率瞬变过程,堆芯功率计算模块除保留原程序中使用的点堆中子动力学模型外,还必须向轴向一维中子动力学模型进行扩展。本文通过在现有轴向一维物理程序基础上进行改造和开发,实现了RELAP5程序与一维物理程序的耦合,并且通过例题验证了耦合的正确性。

DRAGON挂载WIMS-D核数据库的基准题计算验证

杨雪, 施工, 王侃

2007, 28(6): 20-24.

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摘要:
通过一系列基于实验的基准题对DRAGON3.05B程序挂载WIMS-D核数据库的计算结果进行验证,综合检验了其对不同燃料、不同元件结构的临界计算以及燃耗中的核密度和k_∞的计算正确性。并通过DRAGON3.05B与WIMSD-5B分别挂载WIMS-D和ENDF/B-VI.8核数据库的计算结果进行比较。结果表明:DRAGON3.05B挂载WIMS-D库的计算结果是可靠的,其正确性可以满足对钍基先进CANDU堆的设计要求。

环形窄缝通道内流动不稳定性试验研究

吴鸽平, 秋穗正, 苏光辉, 贾斗南

2007, 28(6): 25-28.

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摘要:
设计了加热长度为1800mm,间隙尺寸为1.5mm的环形窄缝通道试验段;以去离子水为工质,进行了强迫循环下两相流动不稳定性试验研究。实验压力为1.5～3.0MPa,质量流量为3.0～25kg/h,加热功率为3.0～6.5kW,进口温度为20℃、40℃、60℃。实验发现,在一定加热功率和进口条件下,回路流量低于特定值,会发生不稳定现象。试验研究了进口过冷度、系统压力和质量流量等参数对不稳定性的影响,得到了环形窄缝通道内强迫循环下两相流动不稳定区间。

同心环形管内沸腾两相流动与传热实验研究

白博峰, 王彦超, 黄蓉, 肖泽军

2007, 28(6): 29-33,38.

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摘要:
对窄缝为2.1mm的同心环形管,试验研究了外管加热条件下水的沸腾两相流动阻力与传热特性,得到了以下结果:窄缝环形管内两相流动的阻力较普通圆管内大,沸腾换热得到了较明显的强化,换热系数与压力、热平衡干度、工质流量、加热负荷均有关系,且与缝隙宽度和加热方式有关;提出了环形管强化传热的微液膜蒸发机理与汽泡扰动机理的物理解释;得到了环形管内流动摩擦阻力系数与传热系数的实验关联式。

气-液喷射器内两相流流型分析

吴伟烽, 冯全科, 向清江, 吕俊贤

2007, 28(6): 34-38.

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摘要:
对水平安装气-液喷射器内两相流流型进行了分析研究。根据圆管内气-液两相流流型转变的经验准则式,结合气-液喷射器性能方程,得出了气-液喷射器内环状流和雾状流的流型区间。以空气-水喷射器为例,给出了喷嘴出口当地最大马赫数与引射流体入口/出口压比的关系式,证明了当工作气体(空气)在喷嘴中作超临界膨胀时,喷射器内流型至少为环状流。

外加扰动下垂直管内气-液两相流空隙波特性

顾汉洋, 郭烈锦, 匡波, 杨燕华

2007, 28(6): 39-42,47.

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摘要:
采用双环电导探针技术实验研究了外加扰动对垂直上升管内气-液两相流空隙波特征的影响。研究结果表明,气-液两相流空隙波对外加周期性扰动具有频率选择性。在泡状流区,低频扰动能诱发与扰动等频的空隙波;在泡状流/弹状流转变区,低频扰动能加速气泡合并,促进泡状流向弹状流转变;而在弹状流区空隙波特征对外界扰动并不敏感。空隙波的传播速度受外界扰动频率的影响,随着扰动频率的增大,空隙波波速先减少又增大。本文的实验研究发现,存在对气-液两相流空隙波特征影响最为显著的临界扰动频率,在本实验条件和参数范围内,该临界扰动频率为20Hz。

新型混沌流翅片流动特性的研究

孔松涛, 董其伍, 刘敏珊, 朱青

2007, 28(6): 43-47.

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摘要:
通过分析和数值模拟,证实了流体在新型翅片下形成的流道内呈混沌状态流动,混沌流在低Re下即可产生较强混合效果,提高了传热和抗结垢能力。新型翅片为将混沌流概念应用于板翅换热器提供有益的探索。

窄间隙矩形通道间隙厚度对传热强化影响研究

黄军, 王秋旺, 黄彦平, 白博峰

2007, 28(6): 48-53.

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摘要:
根据窄间隙矩形通道的流道结构特点,参考圆管环状流临界热流密度(CHF)预测解析模型,得到了可以预测间隙厚度不小于0.5mm的窄间隙矩形通道内发生沸腾两相流环状流时的CHF解析模型。计算表明,当窄间隙矩形通道的进口截面宽度与间隙厚度比为25～85时,通道内的CHF值强化比较明显。根据汽-液两相介质的特点,推导出了在沸腾两相流系统中发生CHF时的传热强化判定准则。分析计算表明,这个判定准则是合理的,传热强化较好的进口截面宽度与间隙厚度比为45～75。综合两者的计算结果,窄间隙矩形通道内传热强化的参考进口截面宽度与间隙厚度比为45～75。

矩形窄缝流道内窄边近壁区域流场和温场的数值模拟

徐建军, 陈炳德, 王小军, 熊万玉

2007, 28(6): 54-57.

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摘要:
矩形窄缝流道窄边附近流场和温场的分布对于优化设计宽边和窄边边角近壁区域的加热方式具有重要的意义,是设计者非常关心的问题之一。为了深入了解矩形窄缝流道内近壁区域的流场和温场的分布情况,采用商用计算流体动力学程序CFX对矩形窄缝内流场和温场进行了求解和分析,获得了矩形窄缝流道内宽窄边交界边角区域的流场和温场的分布情况,并对该区域的流场和温场及其影响因素进行了分析。

摇摆状态下入口段和上升段对两相流动不稳定性的影响

郭赟, 秋穗正, 苏光辉, 张友佳, 贾斗南

2007, 28(6): 58-61,79.

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摘要:
本文对摇摆状态下并联多通道系统的两相流动不稳定性进行了初步研究。重点讨论了在摇摆状态下的并联通道入口段和上升段对管间脉动不稳定性的影响。以均匀流模型为基础,采用控制容积积分法建立了并联多通道的分析模型并建立系统方程组,同时考虑了摇摆状态的影响。用吉尔方法对系统方程组进行求解,得到了并联多通道系统在摇摆状态下的不稳定边界。发现在一定的摇摆状态下两相流动不稳定区域会同时出现在低含汽和高含汽两个区域,在高含汽率区域某些工况下会出现倍周期现象。

基于奇异值分解和最小二乘支持向量机的气-液两相流流型识别方法

孙斌, 周云龙, 赵鹏, 关跃波

2007, 28(6): 62-66.

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摘要:
针对气-液两相流压差波动信号的非平稳特征和BP神经网络学习算法收敛速度慢、易陷入局部极小值等问题,提出了一种基于奇异值分解和最小二乘支持向量机(LS-SVM)的流型识别方法。该方法首先采用经验模态分解将气-液两相流压差波动信号分解为多个平稳的固有模态函数之和,并形成初始特征向量矩阵;对初始特征向量矩阵进行奇异值分解,得到矩阵的奇异值,将其作为流型的特征向量,根据LS-SVM分类器的输出结果来识别流型。对水平管内空气-水两相流4种典型流型进行识别,结果表明,与神经网络相比,该方法具有更高的识别率和识别速度。

HTR-10中石墨材料氧化的估算

雒晓卫, 于溯源

2007, 28(6): 67-70.

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摘要:
通过合理的分析模型,研究了10MW高温气冷堆(HTR-10)中石墨材料IG-11的氧化情况。以HTR-10反射层为例,计算了反射层最高温度处氧气对石墨的氧化情况。计算发现,石墨的氧化程度随反应产物中CO份额的增加而加剧;当反应全部为CO时,石墨材料的最大理论耗蚀厚度为35.8mm;当反应全部为CO₂时,石墨材料的最小理论耗蚀厚度约为23.7mm;石墨材料在整个服役期间,在反射层温度最高处,石墨的氧化比较严重。

纳米结构锆合金组织氧化膜结构演变的XRD分析

张喜燕, 李聪, 刘年富, 张强, 石明华, 邱绍宇

2007, 28(6): 71-75.

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摘要:
利用X射线衍射(XRD)方法研究了纳米结构锆-4合金在400℃水腐蚀过程中氧化膜结构的演变特征,进而考察组织纳米化对锆-4合金抗腐蚀性能的影响。研究结果表明,纳米组织锆-4合金的氧化膜结构演变趋势类似于普通锆-4合金。然而,纳米化处理使合金表层组织向(101)、(102)等低指数面产生了显著的择优取向;纳米面形成的氧化膜中,其ZrO₂的晶粒尺寸小于普通粗晶面形成的氧化膜中的ZrO₂晶粒尺寸;实验结果还显示,纳米化后锆-4合金组织氧化膜中四方ZrO₂向单斜ZrO₂转变的速率小于普通组织形成的氧化膜中的转变速率。本文对纳米化处理导致锆-4合金腐蚀动力学过程和结构演变细节的变化进行了初步的分析和讨论。

Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti不锈钢的相容性研究

兰军, 查五生, 邹从沛, 刘改华, 王正云

2007, 28(6): 76-79.

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摘要:
用粉末冶金法制备了Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti不锈钢反应堆扩散偶。采用电子显微镜(SEM)、能谱分析仪(EDS)、X射线衍射仪(XRD)研究了扩散偶在560℃和650℃时的相容性及扩散层形成机理。结果表明,扩散温度对两种材料之间的相容性有显著影响;650℃时,Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti之间通过浸润和扩散反应形成了比较明显的扩散层。XRD谱也表明,扩散层中存在Fe2Al5化合物;560℃时Al-Si共晶合金与1Cr18Ni9Ti之间仅发生固相反应,形成的扩散层很薄,二者相容性较好。

一体化先进堆全厂断电事故下非能动余热排出系统能力分析

沈瑾, 江光明, 唐钢, 余红星

2007, 28(6): 80-83.

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摘要:
中国核动力研究设计院(NPIC)设计的中国一体化先进堆(CIP)余热排出系统是非能动系统。采用RELAP5/MOD程序分析计算该堆全厂断电事故后堆芯核功率、堆芯平均温度、一回路和二回路压力,以及非能动余热排出系统功率随时间的变化,论证了非能动余热排出系统对事故的缓解能力。分析结果表明,CIP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。

高温气冷堆氦气轮机系统电磁轴承冷却方案设计

王岩, 解衡, 赵雷

2007, 28(6): 84-86,109.

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摘要:
电磁轴承是高温气冷堆立式氦气轮机系统的重要组件之一。本文针对高温气冷堆氦气循环发电中的高温电磁轴承,设计了4种综合冷却方案;采用前处理软件GAMBIT对电磁轴承腔体进行三维建模,使用流体力学计算软件FLUENT对模型进行了分析。模拟结果表明,通过合理的设计及优化,腔体可以得到有效冷却,并能将腔体温度控制在设备运行要求范围之内。

内压与弯矩联合作用下局部减薄弯管的塑性极限载荷

段志祥, 沈士明

2007, 28(6): 87-91.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
采用有限元分析法和试验测定法,对内压与弯矩联合作用下外拱局部减薄弯管的极限载荷进行了研究。有限元计算结果及试验结果表明,不同的局部减薄,弯管的极限弯矩随内压变化规律不同;当缺陷尺寸参数a/b>0.313时,极限弯矩随着内压的增加先增加后减小;当a/b≤0.313时,极限弯矩随内压的增加而减小。通过拟合有限元计算结果,得到了内压与平面闭合弯矩联合作用下外拱局部减薄弯管的安全评定方法。

核电站混合式故障诊断系统的开发和评价

张健德, 杨明

2007, 28(6): 92-96.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
提出了一种基于规则和人工神经网络的混合式故障诊断方法,用于在线诊断核事故。基于规则的诊断方法用于事故类型的识别,人工神经网络用于准确判断事故的具体位置以及严重程度等基于规则难以诊断的信息。正常工况下的仿真试验验证了该方法的有效性。

HFETR堆芯及φ63辐照孔道γ释热研究

邓才玉, 邱立青, 王振东, 贾斗南

2007, 28(6): 97-100.

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摘要:
采用蒙特卡罗方法对高通量工程试验堆堆芯内的γ释热分布进行了详细的计算分析和研究,并对堆芯内φ63辐照孔道在不同状态下的γ释热分布进行了详细准确的研究。计算结果表明:堆芯内γ释热功率为3.29MW,燃料元件功率62.8MW,分别占堆芯总功率(70MW)的4.7%和89.7%;3个φ63辐照孔道内单位质量介质γ释热率分别为:G7孔道为3.016W/g,P12孔道为3.733W/g,P15孔道为3.627W/g。本研究为HFETR堆芯及各组件的热工安全分析提供了必要的数据,保证了反应堆的安全运行,节约了反应堆的运行成本,提高了反应堆的经济性。

压水堆核电厂严重事故对策

张松, 庄文翠, 臧希年

2007, 28(6): 101-104,116.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
描述了严重事故的过程和现象,分析了严重事故管理。系统地介绍了西屋用户集团(WOG)严重事故管理技术基础和构成:严重事故管理导则(SAMG)的主控室导则、技术支持中心(TSC)使用导则、计算辅助导则和退出导则。归纳了西屋事故对策的整体逻辑,并对我国开展严重事故对策研究提出建议。

不同产氢速率对安全壳内氢气分布影响的数值模拟

程章华, 曹学武

2007, 28(6): 105-109.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
利用计算流体力学软件(CFX),初步研究了严重事故下氢气在安全壳空间内的流动特性,分析了不同产氢速率对安全壳内氢气分布的影响。结果表明:各种氢气释放速率情况下,氢气分布的基本趋势一致;不同的产氢速率对氢气分布的影响主要体现在氢气运动到安全壳穹顶时所形成的涡旋不同,氢气释放速率低的序列,氢气容易滞留在穹顶,然后向下慢慢扩散,分布较均匀;氢气释放速率高的序列的氢气运动方向性强,容易向下空间运动,分布的区域集中些,分层现象明显。

NPTC-11数字显示智能控制仪表研制

王成铭, 浦黎, 薛渝萍, 张波, 于江, 陈勇

2007, 28(6): 110-111,116.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
过程控制仪表准确与否,直接影响核电厂安全运行,因此,对此类仪表的国产化更新改造,经验的积累十分必要。本文遵循核级仪表设计标准,充分考虑电站实际使用需求、技术冗余等因素,研制了NPTC-11数字显示智能控制仪表。经过近一年的核电站实用检验表明,该仪表符合研制目标,满足预期的研制要求。

用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统仿真功能

侯东, 林萌, 许志红, 杨燕华, 陈智

2007, 28(6): 112-116.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
RELAP5程序本身具有模拟核电站控制与保护系统的功能,但是,由于该程序采用文本输入方式进行建模,编写复杂,可读性不强,不适合于对大型复杂控制系统进行仿真。而Simulink程序采用图形化建模方式,能够高效、便捷地对核电厂复杂控制与保护系统进行建模。因此,本文将RELAP5程序与Simulink耦合,并利用Simulink扩展RELAP5的控制与保护系统的模拟功能。为了验证两程序耦合方法的准确性,将用Simulink实现的控制与保护系统的仿真结果,与已通过验证的RELAP5实现的具有相同功能的控制与保护系统的仿真结果进行对比,结果表明二者符合较好。

核动力工程总目次

2007, 28(6): 117-128.

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摘要:

留言板

2007年第28卷第6期

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2007年 第28卷 第6期

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