核动力工程

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解衡, 王岩

2008, 29(2): 1-4,10.

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摘要:
选取了7种最为广泛应用的超临界水换热关系式,计算分析了超临界水冷堆设计工况下堆芯的传热能力。结果表明,采用不同的公式计算出的平均管出口壁温最大相差27℃。采用Koshizuka-Oka公式,热管流量与平均管相同就可满足壁温安全限值;采用Jackson公式,热管流量需比平均管高18%;采用Krasnoshchekov公式,热管流量则需比平均管高40%才能满足壁温安全限值。这说明,采用不同的换热公式会严重地影响堆芯的设计。在超临界水冷堆的设计条件下浮力对传热的影响可以忽略。

溶液堆台架模型热工水力数值分析

杨立新, 巴黎明, 聂华刚, 宋小明, 牛文华

2008, 29(2): 5-10.

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摘要:
应用欧拉两相流最新CFD (computational fluid dynamics)模型,对某溶液堆台架模型堆芯内气-液两相流动传热进行数值分析。堆芯内气泡被考虑为不同直径的组分,摒弃了传统均一离散相的假设(即假设所有气泡为同一直径和形状),把应用群体平衡理论建立起来的MUSIG (MUltiple-SIze-Group)模型考虑到CFD模拟中,MUSIG模型用于描述堆芯内气泡流动特性和尺度分布。同时,对采用MUSIG模型和传统两相流模型的模拟结果进行了比较分析。结果表明,采用MUSIG模型的模拟结果与台架实验结果吻合较好。

高温气冷堆板翅式回热器的分布参数模型

丁铭, 王捷, 杨小勇, 石磊, 苏庆善

2008, 29(2): 11-15,29.

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摘要:
板翅式回热器是高温气冷堆直接氦气透平循环中的重要部件。针对逆流板翅式回热器,提出了一个一维的分布参数模型来研究其动态性能,并用整场离散、整场求解的方法求解了该模型。通过对回热器高温侧入口温度扰动的模拟和分析,发现与扰动同侧出口温度的响应过程可以用一个带滞后的惯性环节来表达,而与扰动异侧出口温度的响应过程可以用一个过渡过程时间极短的惯性环节来表达。对于流量扰动而言,回热器出口温度的动态特性也可以采用惯性环节来表达。在此基础上,利用该模型模拟了一个温度和流量耦合变化的响应过程。结果表明该模型不仅能用于简单扰动的模拟,还可以用于复杂扰动的模拟和分析。

滑油冷却器强化换热试验研究

阎昌琪, 侯山高, 曹夏昕

2008, 29(2): 16-19.

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摘要:
对3个采用整体针翅管的滑油冷却器实验体进行了对比实验研究。结果表明:当换热管长度和油质量流量相同,且针翅管数量比光管减少一半时,针翅管滑油冷却器的换热系数是光管滑油冷却器的2.2倍。对实验结果的分析说明了针翅管滑油冷却器具有管板数量少、强化传热效果好的特点。

摇摆运动对过冷沸腾流体中汽泡受力的影响

秦胜杰, 高璞珍

2008, 29(2): 20-23.

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摘要:
摇摆运动引起的附加加速度会对过冷沸腾汽泡的受力产生影响。计算分析发现,附加加速度对汽泡本身的影响相对汽泡所受的其他力可以忽略不计;附加加速度会引起流量的波动,而汽泡受力大小和流量有密切的关系。本文计算了摇摆运动下的汽泡受力,并与不摇摆时的进行了比较,发现摇摆运动对汽泡受力的影响很大,这样会使汽泡脱离点位置发生明显的改变,进而影响沸腾换热。

板状燃料元件堆芯流量分配及不对称冷却计算研究

卢庆, 秋穗正, 田文喜, 苏光辉

2008, 29(2): 24-29.

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摘要:
通过选择合适的数学物理模型,应用Compaq Visual Fortran 6.0软件编制程序,对全堆芯流量分配和板状燃料元件的不对称冷却进行了耦合迭代求解。构造了3种流量分配和两种板状燃料元件不对称冷却的迭代方法,以一个组件为计算对象,对这几种方法作了计算对比。计算表明:堆芯结构和功率分布对流量分配都有影响,但是主要起作用的还是堆芯结构;不对称冷却将显著的影响到板状燃料元件的温度场和功率分配。

下倾管内气-液两相流单气泡界面特征研究

顾汉洋, 郭烈锦

2008, 29(2): 30-34,42.

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摘要:
本文对下倾管内气-液两相流单气泡的界面特征进行了实验和理论研究。实验采用双平行探针技术和摄像方法。结果发现,当弗劳德数F_r较小时存在单气泡的首尾倒置现象,气泡移动速度与这种倒置现象密切相关,单气泡的界面特征与气泡的长度无关而与流体的F_r数密切相关。基于双流体模型推导得到描述气泡尾部特征的计算模型,该模型对下倾管内气泡尾部界面特征的预测与实验结果吻合良好。进一步的理论分析表明,下倾管内气泡首尾倒置的临界F_r数随着管道下倾角和管道内径的增大而增大。

超临界水热物性的快速计算方法

李昌莹, 单建强, 谭顺强, D. C. 格恩维尔德

2008, 29(2): 35-38.

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摘要:
本文提出了一种快速而精确的查询表插值和公式计算相结合的超临界水热物性的计算方法,并编制了一个通用程序包,在确保精度的情况下,大大提高了物性计算的效率,能广泛应用于超临界水堆的安全分析程序中。

一体化先进压水堆小型核电站堆芯燃料管理设计

彭钢, 李冬生

2008, 29(2): 39-42.

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摘要:
采用SCIENCE核程序包进行装载方案的设计计算,确定了满足设计准则的各个过渡循环至平衡循环的堆芯。选择合理的平衡循环堆芯燃料的富集度、换料燃料组件数以及各循环的装载和换料方式,使平衡循环达到预定的2 a换料循环长度。堆芯采用低泄漏"内-外"式布置,旧燃料组件布置于堆芯外区。第一循环堆芯,高富集度的组件置于堆芯外区,低富集度的组件排列在堆芯内区。第二循环堆芯装入44个富集度为4.95%的新燃料组件,同时卸出44个旧燃料组件,旧燃料组件布置于堆芯外区。第三循环开始到反应堆寿期内的所有堆芯,都只使用含0、12和20根载钆燃料棒的燃料组件。各循环燃料组件最大卸料燃耗满足设计准则要求。

蒸汽发生器U形传热管动态特性影响因素分析

刘敏珊, 刘彤, 董其伍

2008, 29(2): 43-47.

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摘要:
采用理论和数值模拟方法对多种工况和影响因素下蒸汽发生器U形传热管的固有频率、模态振型进行了数值模拟。给出了U形管在管内外压力作用和质量随空间位置非均匀分布下的固有频率计算公式。数值模拟结果表明:支撑边界约束处理模式、传热管工作压力、支撑板厚度、防振条支撑点数以及U形弯头曲率半径对U形传热管动态特性影响较大,压力和质量分布的非均匀性、自重及热膨胀等因素影响较弱。

模态分析在蒸汽发生器支撑板设计中的应用

刘敏珊, 刘彤, 董其伍

2008, 29(2): 48-51,96.

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摘要:
基于弹性薄板理论分析提出了应用模态分析确定多孔板有效弹性常数的新方法,根据刚度叠加原理,导出了复式圆孔支撑板有效弹性常数计算公式。基于模态分析法和大量数值模拟结果给出了具有普适性的、以质量分数为参量的蒸汽发生器三叶孔、四叶孔支撑板有效弹性常数计算公式。工程计算实例表明,现有基于圆孔的有效弹性常数计算曲线不宜用于非圆孔形的蒸汽发生器支撑板和管板设计。

反应堆压力容器接管边缘应力区局部减薄处应力强度特征

王小彬, 米小琴, 魏亚东, 杨敏, 陈海波

2008, 29(2): 52-54,69.

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摘要:
用ANSYS有限元分析软件对反应堆压力容器接管边缘应力区应力强度进行了模拟分析。给出了接管边缘应力区筒体的薄膜应力强度、薄膜+弯曲应力强度以及减薄区应力集中系数随减薄区尺寸大小及其位置等因素的变化规律。分析得出:最大薄膜应力强度随着减薄区长半轴的增大呈外凸形增大,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;最大薄膜+弯曲应力强度随着减薄区长半轴的增大基本保持不变,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小;应力集中系数随着减薄区长半轴的增大呈内凹形减小,随着减薄区深度的增大呈直线形增大,随着减薄区离不连续区距离的增大呈内凹形减小。

压水堆燃料组件弯曲变形机理及规避措施

李伟才, 肖忠

2008, 29(2): 55-57,73.

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摘要:
燃料组件弯曲过大可带来装卸料困难、控制棒不能完全下插、燃料组件破损、象限功率倾斜等问题,避免燃料组件弯曲过大对压水堆核电站的安全运行有重要的意义。本文介绍了燃料组件弯曲的现象及影响,归纳分析了燃料组件弯曲的影响因素、机理及规避措施。

烧结温度对B₄C-AlSi共晶合金显微组织结构与抗压强度的影响

刘锦云, 邹从沛, 查五生, 刘改华, 兰军, 冯权和

2008, 29(2): 58-60,104.

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摘要:
用粉末冶金法制备了基于Al-Si共晶合金的B₄C中子吸收材料芯块,研究了烧结温度对烧结坯的显微组织结构、抗压强度和塑性的影响规律及机理。结果表明,烧结温度显著影响烧结坯的性能,以550、555、560℃和565℃烧结,烧结坯分别呈现出欠烧结、最佳烧结、过烧结及熔融等不同状态。550℃烧结时,颗粒之间未发生明显的冶金结合;高于560℃烧结,芯块材料发生过烧结或熔融;555℃为最佳烧结温度,在此温度下,芯块材料发生局部熔化,颗粒彼此结合,成为较为致密的连续体,烧结坯具有良好的塑性。

200 MW低温核供热堆非能动余热排出系统动态分析

徐钊, 吴莘馨

2008, 29(2): 61-65.

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摘要:
200 MW低温核供热堆的余热排出系统由3个耦合的自然循环回路组成。本文对该系统的热工水力特性进行了理论分析。在一维质量、动量和能量守恒方程的基础上建立了非能动余热排出系统的数学模型,并编制程序对模型进行了数值求解,模拟了非能动余热排出系统的瞬态特性。经验证,该系统的排热能力满足设计要求。

反应堆重水系统管道安装

叶林, 黄洪文, 徐显启, 钱达志, 周韦

2008, 29(2): 66-69.

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摘要:
介绍了反应堆重水系统管道安装的特点及主要安装步骤。结合系统设计、设备供应和现场管理等实际工作情况,分析了影响管道安装质量和进度的主要问题并提出以下解决办法:①以书面形式确定设计工作的接口划分并严格执行,使设计接口协调一致;②充分、彻底地做好设计审查、技术交底等安装准备工作;③系统设计应考虑系统冲洗、各试验检验项目、在役检查和设备维修的综合要求;④建立完善的文件发布和分发系统,按照最新的文件分发清单分发文件;⑤制定详尽的物项采购计划;⑥在物项采购合同中,应对采购物项的技术要求和质量保证要求作出规定;⑦在物项加工过程中,采用要求供方提供有关质量的客观证据、在供方驻厂监造、外部质保监查以及交货检验等措施对所购物项的质量进行控制;⑧制定一系列项目管理程序,明确职责分工、联络渠道等内容。

HTR-10备用主氦风机更换方案设计

马涛, 胡守印, 周惠忠, 苏庆善, 梁锡华, 魏利强

2008, 29(2): 70-73.

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摘要:
采用备用磁轴承主氦风机替代目前使用的滚动轴承主氦风机是10 MW高温气冷堆(HTR-10)的重要技术革新。通过对两风机的比较及一回路舱室剂量场测量验证了操作可行性,提出了舱室内拆装和舱室外拆装两种更换方案,并使用三维数字模拟技术对两种方案进行了仿真。通过对安全性、工作难度、工作量等方面的综合评估,认为舱室外拆装方案可行性较强。

压水堆核电机组二回路热力系统热经济性的矩阵分析方法

冉鹏, 张树芳

2008, 29(2): 74-77,84.

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摘要:
针对现有压水堆核电机组二回路热经济性分析方法,结合等效热降算法、矩阵算法与常规热平衡算法,经过理论分析和数学推导,构建了核电机组二回路汽水分布方程,导出了适合压水堆核电机组二回路热力系统热经济性定量分析的矩阵分析方程。该方程的结构与压水堆核电机组二回路的热力系统一一对应,构造容易,各项含义明确。实例计算证明,本文所提理论模型准确、可靠。

秦山二期核电厂严重事故下安全壳内氢气浓度分布及风险初步分析

邓坚, 曹学武

2008, 29(2): 78-84.

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摘要:
采用模块化严重事故计算工具,对秦山二期核电厂大破口失水事故(LB-LOCA)、小破口失水事故(LB-LOCA)和全厂断电(SBO)诱发的严重事故序列以及安全壳内的氢气浓度分布进行了计算分析。在此基础之上,参考美国联邦法规10CFR关于氢气控制和风险分析的标准,对安全壳的氢气燃烧风险进行了初步研究。分析结果表明:大破口严重事故导致的安全壳内的平均氢气浓度接近10%,具有一定的整体性氢气燃烧风险,小破口失水和全厂断电严重事故可能不会导致此类风险,但仍然存在局部氢气燃烧的可能。

用Monte Carlo方法计算HTR-10余热排出系统物理过程的失效概率

谢国锋, 童节娟, 何旭洪, 郑艳华

2008, 29(2): 85-87.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
介绍了计算物理过程失效概率的蒙特卡罗方法(Monte Carlo)。应用重要抽样蒙特卡罗方法计算了10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)余热排出系统物理过程的失效概率,并进行了误差分析。与响应面方法的计算结果进行比较后发现,两种方法得到的计算结果数量级相同,进一步验证了以下结论:由于采用了非能动设计,HTR-10的余热排出系统的失效概率至少降低了3个数量级。

SB-LOCA始发严重事故下压力容器内氢气源项分析

郭丁情, 邓坚, 曹学武

2008, 29(2): 88-91,101.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
针对大亚湾核电站900 MW压水堆,采用一体化严重事故分析工具,对小破口冷却剂丧失(SB-LOCA)始发严重事故进行模拟,分析了不同破口尺寸和破口位置对事故进程及压力容器内氢气产生量的影响。结果表明,压力容器内氢气的大量产生集中在堆芯开始熔化阶段;压力容器内氢气产生量与破口尺寸有关,但没有明显规律,且分布较为集中,氢气平均产生量约为500 kg;破口位置对氢气的产生影响较小。

秦山三期CANDU 6机组停堆大修时热阱核安全要求分析

韦华

2008, 29(2): 92-96.

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摘要:
对秦山三期CANDU 6机组停堆大修时堆芯燃料过热的敏感性进行了分析,介绍了秦山三期CANDU 6核电站1#机组101大修期间热阱的安全原则、管理细则。对停堆期间不同的堆芯余热情况下,失去冷却热阱后燃料达到过热前允许的恢复热阱时间进行了分析计算;并结合首次大修对大修期间低水位工况下停堆冷却泵连续运行、失去四级电源、临时盖板的使用等问题进行了分析,提出了具体建议。

HTR-10主氦风机腔室内核素沉积的计算

姜萍, 曹建主, 刘涛, 周惠忠, 梁锡华

2008, 29(2): 97-101.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
分析了SPATRA程序的物理模型和适用参数,给出了主氦风机上腔室沉积计算的方法,并利用沉积吸附的4层计算模型对上腔室主要核素的沉积情况进行了保守性预测。以两个重要核素137Cs和131I为例说明了沉积计算的结果。预测结果表明,主氦风机的核素沉积现象并不严重,经过简单防护就可以进行更换作业。

LabVIEW在西安脉冲堆辐射剂量监测与数据管理中的应用

李忠良, 袁建新, 王凯, 缪正强

2008, 29(2): 102-104.

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摘要:
西安脉冲堆辐射剂量监测及数据管理系统用单片机完成信号的采集处理及数据传送,用RS-485总线构成分布式的测试网络,用功能强大的LabVIEW软件开发了上位机监测及数据管理系统软件,实现了脉冲堆各个区域辐射剂量实时监测及剂量数据库管理功能。系统的试运行表明,系统运行稳定可靠,达到了设计指标,能够用于实际应用。

广东岭澳核电二期工程数字化棒控棒位系统设计

黄可东, 张英, 王华金, 钟立平, 李国勇, 张瑞

2008, 29(2): 105-109.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
广东岭澳核电二期工程控制棒控制系统和控制棒棒位监测系统(以下简称棒控棒位系统)采用基于法国AREVA的安全级仪控平台TXS技术和数字化技术,以及冗余设计技术手段,实现了反应堆温度和功率的集中控制。采用大功率晶体管实现了对控制棒的"一带一"控制;采用分组编码探测器对控制棒在堆芯中的位置进行监测。本文对其设计要求和设计特点进行了介绍,并将设计结果与岭澳核电一期和秦山二期棒控棒位系统的设计结果进行了比较。结果表明,岭澳二期的棒控棒位系统能为运行人员和维护人员提供丰富的信息,方便了系统的运行和维护,提高了系统的可靠性。

基于可编程控制器的稳压器压力水位控制研究

张耀, 张大发

2008, 29(2): 110-113.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
对采用可编程控制器构建稳压器压力水位控制系统进行了研究。利用可编程控制器的功能模块、模块化结构、配置的灵活性和软件控制技术,实现了稳压器压力水位控制系统的功能。通过对实验结果的分析,证明可编程控制器应用于稳压器压力、水位控制是有效的、成功的。

基于现场总线的核动力装置控制-管理集成系统

周俊涛, 余刃, 任印翔

2008, 29(2): 114-118.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
分析了现场总线技术的特点、类型及其在核动力装置仪表与控制系统中的应用,提出了基于现场总线的核动力装置控制-管理集成系统的具体体系结构,并从层次结构、总线选型及网络协议、数据信息流程图等几个方面进行分析研究。

我国核电标准体系存在的问题及可能的解决方案

李小燕, 濮继龙

2008, 29(2): 119-123,128.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
核电自主化、国产化、产业化的发展形势要求我国核电行业标准化建设与之相适应,并成为推动我国核电产业自主化、国产化的重要技术支撑。但目前我国还没有权威、统一、协调、与我国工业体系和技术基础相适应的标准体系。尽快建立健全我国的核电标准体系已经成为业界的共识。本文就我国核电标准体系存在的诸多问题及可能的解决方案进行了讨论。提出我国核电标准体系框架建立可以参照电力行业标准体系的结构;根据我国批量建造核电站的需求,按照堆型建立压水堆核电厂设计建造标准体系;我国核安全法规导则与核电技术标准应有效衔接等的设想,并对填补国内核电标准的空白领域提出了建议。

基于人工免疫系统的核动力设备故障诊断

彭媛, 张春良, 赵辉, 岳夏

2008, 29(2): 124-128.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
针对核动力设备的复杂性和特殊性,提出了基于人工免疫系统的核动力设备故障诊断方法,给出了运用反面选择算法进行建模和克隆变异进化算法进行进一步故障识别的原则。将在旋转机械上采集到的某种信号进行特征提取,并将其作为信号的特征向量输入到建立好的AIS模型。仿真结果表明,此模型能较好地对各种故障类型进行识别。

留言板

2008年第29卷第2期

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2008年 第29卷 第2期

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