核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

席志德, 陈炳德, 李朋洲

2008, 29(5): 1-4.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
将流体和结构作用力分成与结构运动有关的流体作用力和与结构运动无关的作用力。与结构运动有关的流体力可以看成与结构惯性力、阻尼力和刚度力呈线性关系,并分别用附加质量、附加阻尼和附加刚度与结构的加速度、速度和位移的乘积表示;通常,附加阻尼、附加刚度比较小,可以忽略不计,主要考虑附加质量。与结构运动无关的流体作用力用CFD技术计算流场压力获得。最后用时程积分计算结构的响应。用该方法对秦山核电站二期1∶5模型的吊篮进行计算,结果表明,对于流体产生的宽带激励,结构以其固有频率进行响应,主要以吊篮的一阶梁式频率作为响应的频率;实验和计算的响应统计值保持在3.1倍范围内。因此,该方法可用于实验前的预估。

HTR-10立式磁悬浮转子初步设计阶段的跌落冲击仿真分析

谭忠文, 万力, 何树延

2008, 29(5): 5-8.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
保护轴承作为磁轴承-转子系统中的辅助支撑结构,是整个系统安全运行的保证,是磁轴承系统中的关键技术和难点。本文采用MSC.Dytran软件对10MW高温气冷堆初步设计阶段高转速立式磁悬浮转子进行了跌落仿真分析。结果表明,采用碳纤维层作为缓冲结构可能会导致推力电磁轴承的损坏,必须考虑其他材料;磁悬浮转子的空中姿态对保护轴承的性能起着至关重要的作用。

破前漏(LBB)分析方法在钠冷快堆管道分析中的应用探讨

熊冬庆, 陆道纲

2008, 29(5): 9-14.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
采用破前漏(LBB)分析方法,对中国实验快堆余热排放系统中间回路进行断裂力学分析。假设在其受力最严重的管段,反应堆运行前已存在一个贯穿裂纹,根据系统寿期内的运行工况,运用J积分撕裂模量汇交方法,求出在综合最恶劣工况(即合成出包络工况)下裂纹的临界长度;通过Paris公式求出该裂纹在交变载荷作用下的稳定扩展量;利用CASTEM2000程序建立力学模型,分别求出包络工况下寿期末裂纹和临界裂纹的张开面积。结果证明,该管道在其寿期内可能出现的最大裂纹张开面积小于(DT)/4(D为管道直径,T为管壁厚)。

非对称Ⅲ型界面裂纹的动态扩展

吕念春, 程云虹, 王云涛, 程靳

2008, 29(5): 15-21.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
通过复变函数论的方法,对非对称Ⅲ型界面裂纹的动态扩展问题进行了研究。采用自相似函数的方法对坐标原点分别受到变载荷Px/t、Pt³/x²作用下的非对称动态扩展问题进行求解,获得了应力、位移和动态应力强度因子解析解的一般表达式。以数值计算为例说明动态应力强度因子的变化规律,所得到的结果与相应文献报道相吻合。

水平孔道“O”形环密封结构有限元接触分析

周丹, 盛选禹

2008, 29(5): 22-24,32.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
利用ABAQUS软件对研究堆水平实验孔道中异种材料法兰联接的密封结构进行了弹塑性接触计算。利用有限元分步加载技术,模拟了主螺栓预紧和加压过程,研究了主法兰的应力分布和结构的密封性能。计算结果表明,在预紧状态和设计压力状态下,水平孔道中的异种材料法兰联接-双道"O"形环密封结构完全可以满足强度和密封要求。

铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数分析

王连杰, 姚栋, 陈炳德

2008, 29(5): 25-28.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析。研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢锆堆芯的瞬发负温度系数的绝对值。

CFBR-II堆反应性温度效应分析

赵小林, 范晓强

2008, 29(5): 29-32.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
根据单群微扰理论分析了CFBR-II堆反应性温度效应,给出了CFBR-II堆在稳态和脉冲两种运行工况下的反应性温度系数的理论计算公式,分析和讨论了影响CFBR-II堆反应性温度系数的各种因素。结果表明:CFBR-II堆稳态和脉冲反应性温度系数均为负值,其值各不相等;CFBR-II堆稳态反应性温度系数取决于堆体的结构尺寸及材料组成、堆体各部件之间以及堆体与堆外环境之间的换热条件,与稳态运行功率无关;堆脉冲反应性温度系数在整个脉冲过程中近似为常数,其值取决于堆体的结构尺寸及材料组成。

非结构网格中子输运方程角度相关再平衡加速算法

巨海涛, 吴宏春

2008, 29(5): 33-37,42.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
利用最小二乘有限元离散纵标方法,对一阶中子输运方程进行离散求解,给出了基于非结构网格的角度相关再平衡加速算法及其外推算法。基准问题的计算结果表明,求解问题的计算时间可减少到原来的34%～50%,对强散射问题也同样有效。

新型U₃Si₂-Al燃料板的正电子湮没寿命谱研究

张之华, 刘汉刚, 邓玥, 钱达志, 周韦, 刘耀光, 徐显启

2008, 29(5): 38-42.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
用正电子湮没寿命谱仪对U₃Si₂-Al燃料板样品的正电子湮没寿命进行了测量及分析,得到不同工艺状况下燃料包壳材料微观缺陷的形态及变化趋势。回火态燃料板包壳基体中的微观缺陷以单空位的点缺陷为主;冷作态中的缺陷以双空位、位错等缺陷为主;冲刷态中的缺陷以层错、小的空位团等缺陷为主。3种样品中,均未发现影响燃料板安全的大空位团缺陷。回火和冲刷等工艺或运行工况,会使燃料板包壳基体中的微观缺陷发生转变,并改变了燃料板的宏观力学性能。

直流蒸汽发生器的流动不稳定性分析

侯素霞, 赵福宇, 刘成, 邰云

2008, 29(5): 43-47.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
以蒸汽发生器为研究对象,采用频域控制理论分析并联多通道流动不稳定性的发生机理。建立直流蒸汽发生器的传热和流动数学模型,利用线性微扰原理和Laplace变换推导出闭环系统的特征方程,结合Nyquist稳定性定理判断系统的稳定性。在此基础上,编制了计算机程序对蒸汽发生器的稳定性进行分析。结果表明:系统的稳定性和通道数目有一定关系;随着入口阻力因数的增大,系统的稳定性提高;随着运行负荷的降低,系统的稳定性逐渐降低。

5×5定位格架棒束通道内三维流场研究

田瑞峰, 毛晓辉, 王小军

2008, 29(5): 48-51.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
采用混合网格技术、SSTk-ω湍流模型、改进的速度-压力耦合算法SIMPLEC求解雷诺时均的连续性方程、动量方程,得到格架内各截面的速度场和压力场。计算结果表明:在定位格架的影响下,通道内产生了强烈的横向流动;横向速度呈抛物线分布,轴向速度分布在通道内趋于均匀;阻力系数随进口雷诺数的增大而减小。将速度分布和阻力系数分布的预测值与试验值进行了对比,两者吻合较好。

竖直矩形窄流道内汽泡生长的实验研究

陈德奇, 潘良明, 袁德文, 邓杰文, 王小军

2008, 29(5): 52-55,59.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
在1个大气压下对间隙为2mm的竖直矩形窄流道内向上过冷流动沸腾的壁面汽泡生长进行了可视化实验研究。用高速摄像仪以5000 fps的速度拍摄512×512 pixel的图片,得到了不同工况(变热流密度和变质量流量)下各汽泡的生长数据。计算了汽泡生长的平均当量直径(D_e)与汽泡生长时间的关系;拟合出汽泡生长的指数曲线。研究发现,拟合指数曲线可较好地预测窄流道内汽泡生长,拟合指数曲线的系数K和n值与传统大流道的情况有较大区别;K与Ja数的关系不像传统大流道那样明显;n值在0.339～0.914之间变化。

加热面朝下的池式过渡沸腾实验研究

赵大卫, 苏光辉, 田文喜, 秋穗正, K. Sugiyama

2008, 29(5): 56-59.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
在常压下,对宽度为2.2、2.6、3.0、3.2、13.0mm水平小间隙内加热面朝下池式沸腾进行了实验研究,得到了各间隙下加热面朝下池式沸腾的沸腾曲线。与常规池式沸腾曲线比较发现,小间隙内加热面朝下池式沸腾换热能力远低于加热面朝上池式沸腾换热。运用原始实验数据分析了壁面过热度ΔT_w和水平间隙δ对过渡沸腾换热性能的影响。结果表明:Nu数随ΔT_w的增大而减小;整体上Nu数随δ的增大而增大,但在非常小的间隙范围内,Nu数随δ的增大会有局部下降趋势。

裂变靶辐照装置水力特性试验技术

钱达志, 方颖, 王盛, 杨来生, 孟洋, 张波

2008, 29(5): 60-63.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
针对裂变靶辐照装置内外流道尺寸狭小的结构特点及实堆测量需求,提出了进行裂变靶辐照装置水力特性试验的技术方案,采用微小压力传感器实测狭窄套管内外流道的流动压差,通过单项标定试验获得内外流道压差-流量关系拟合公式。由该拟合公式得到的计算值与内外管实测流量的相对误差最大不超过±2%,可以用于裂变靶辐照装置在实堆中进行水力模拟的试验数据处理。

核电厂维修中的人因失误分析及预防对策

张力, 胡朝

2008, 29(5): 64-68.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
基于人因失误分析理论和核电厂维修活动特征,将核电厂维修活动中人因失误的原因分为人、技术和组织3方面因素。其中,人是指个体因素,主要包括心理素质、生理特征、健康状况、知识技能水平和人际关系等;技术因素包括维修技术、维修策略、维修工具、维修界面、维修规程、维修工作环境等;组织因素包括任务安排、信息交流、培训、维修人员外部环境、团队建设和领导管理等。通过分析发现,组织因素能够直接或间接地影响维修人员的行为表现和技术因素,是人因失误的最基本影响因素。据此提出了减少核电厂维修中人因失误的对策和措施。

仪表控制系统故障和人因失效引发核电站非计划停机停堆事件分析

周平

2008, 29(5): 69-71.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
对我国已经投入运行的5个核电站发生的72起非计划停机停堆事件进行了分类。重点分析了核电站仪表控制(以下简称仪控)系统故障和人因失效导致的非计划停机停堆事件的原因,分析结果表明:虚假信号、控制部件故障、参数设定不当和调节阀故障等因素是导致仪控设备故障的主要原因。在此基础上,提出了相应的预防措施。

堆芯熔融物在下腔室内冷却模型研究及缓解集热效应的对策

关仲华, 余红星, 江光明

2008, 29(5): 72-76.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
从能量守恒方程出发,选取较为现实的实验公式和经验公式,建立了一个完整的堆芯熔融物在下腔室内冷却的计算模型。为了验证本模型的合理性,以AP600和AP1000反应堆为例进行了计算分析,并将计算结果与文献例题进行了比较。重点分析了堆芯熔融物单位体积释热量以及集热效应对堆芯熔融物冷却的影响。针对集热效应,提出了将压力容器下封头的半球形状改为旋转抛物线形状的对策。结果表明,下封头形状的改变能显著改变堆芯熔融物的热流密度分布,缓解集热效应。

核动力装置稳压器安全阀可靠性建模

黄燕, 周密, 罗志远, 李晓钟, 王广金

2008, 29(5): 77-79,90.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
基于对核动力装置稳压器安全阀系统功能及任务剖面的分析,建立了基本可靠性框图和任务可靠性框图,并采用普通概率法得到了相应的可靠性数学模型。该可靠性模型为下一步进行故障模式、影响及危害性分析(FMECA)和可靠性分配提供依据。

新型模糊控制器在小型反应堆功率控制系统中的应用

武红幸, 赵福宇, 张仲民

2008, 29(5): 80-82.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
对新型通用模糊控制器在研究用小型反应堆功率控制系统上的实现方法进行了介绍。该算法用于小型反应堆功率控制系统,涵盖了过去模糊控制器的所有调节手段。与普通比例积分微分(PID)控制器进行仿真对比分析,结果表明,采用该算法设计的控制器明显提高了反应堆功率控制系统的性能,同时在抗扰动能力方面也优于普通PID控制器。

快中子临界实验宏观检验的发展趋势

李建胜

2008, 29(5): 83-85,93.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
提高快中子临界装置理论计算的精确性是未来发展的需要。本文综述了快中子临界实验宏观检验的起源、作用、检验方法、实验测量水平,概述了国内外研究情况,并结合我国的实际情况,给出了建议。

基于SOPC的反应堆报警单元设计

李勐, 鲁艺, 荣茹

2008, 29(5): 86-90.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
以Altera公司的NiosⅡ软核处理器为核心,完成了反应堆嵌入式报警单元的设计。设计中运用了可编程片上系统(SOPC)技术,以Cyclone系列现场可编程逻辑阵列(FPGA)为数字平台,将微处理器、定时器、串口、同步动态存储器(SDRAM)等I/O接口控制器软核集中在一片FPGA上。串口通过智能协议转换器CAN232MB接入控制器局域网现场总线(CAN-bus)。报警单元具备声光报警、语音报警以及通讯、虚拟光字牌显示等功能,满足使用需求。

²⁵²Cf快响应电离室裂变中子、γ飞行时间谱测量

张翼, 李建胜, 金宇, 周浩军

2008, 29(5): 91-93.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
介绍了²⁵²Cf快响应电离室裂变中子、γ飞行时间谱的测量系统的组成及工作原理,并给出了测量结果。这个系统测得的中子、γ飞行时间谱,其γ峰的半高宽达到0.9ns,可应用于探测系统的定时精度测量、n-γ分辨效果的检验等。

⁶LiF夹心谱仪探头用金硅面垒探测器性能测定

蒋勇, 李俊杰, 郑春, 肖建国

2008, 29(5): 94-97.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
金硅面垒探测器是⁶LiF夹心谱仪探头的关键组成部分,其参数直接影响整个夹心谱仪的性能。通过实验测定了各金硅面垒探测器在不同偏压下的漏电电流、空气对α粒子的影响、金硅面垒的死层厚度、偏压对峰位和分辨率的影响,以及在180V偏压下各金硅面垒探测器的最大能量峰位。根据测量结果,选出了两组性能基本相同的金硅面垒探测器,将其组装成性能优良的⁶LiF夹心谱仪效应探头和本底探头。

核级先导式安全阀的模块化设计

罗志远, 王胜, 赖旭平, 王涛涛, 李晓钟

2008, 29(5): 98-102.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
模块化设计是世界各国都在积极探索的新的设计方法。本文阐述了模块化设计的基本概念,并对稳压器先导式安全阀进行了模块分析和模块划分。根据模块化设计方法,提出了核辅助系统的先导式安全阀国产化设计方案。

增压引射器的设计与试验研究

赵良举, 李德胜, 王飞, 李斌

2008, 29(5): 103-106.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
增压引射器利用蒸汽作为动力使水增压,让出口水的压力超过入口蒸汽的压力。增压的特点使增压引射器可用于核电的非能动安全系统,但有关的设计研究较少。本文对基于两相流激波的增压引射器进行研究,给出其设计方法,并进行了试验研究,得到了增压效果。试验所得的特性曲线与设计的特性曲线相比较,结果吻合较好,充分说明了设计方法的正确性和可靠性。

快中子临界装置电气贯穿件

李茂辉, 杨成德

2008, 29(5): 107-108,113.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
介绍了用于快中子临界装置堆厅且不截断电缆的电气贯穿件,该贯穿件结构简单,便于电缆更换。贯穿件气密性试验和堆厅整体密封包容性试验结果表明,电气贯穿件的气密性优于设计指标,且使得堆厅整体密封包容性满足快中子临界装置正常运行和事故情况下的使用需求。

核电站蒸汽发生器在役检修多功能机械手研制

王立权, 吴健荣, 刘于珑

2008, 29(5): 109-113.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
以核电站蒸汽发生器在役检修应用为背景,研制了国内首个多功能机械手系统。该机械手能用于传热管涡流检查、超声检查、堵管、衬管、水室表面电视检查等检修工作。机械手主要由脚部(基础模块)和6个旋转关节模块组成。模块化设计不仅提高了机械手的可靠性和可维护性,还使其能够适应不同型号蒸汽发生器的检修需要。机械手特殊的两端作业方式提高了检修效率,极大地降低了操作人员整体辐射水平。

10⁶量级²⁵²Cf自发裂变中子源用屏蔽操作柜设计

金宇, 李建胜, 张震, 周浩军, 蒋聪明, 宋凌莉

2008, 29(5): 114-116.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
描述了10⁶量级²⁵²Cf自发裂变中子源用屏蔽操作柜的研制情况。介绍了该屏蔽操作柜的设计原则、设计考虑、屏蔽计算和屏蔽材料的选择。并用小强度源实际测量屏蔽操作柜性能。研制的屏蔽操作柜材料从外到内为不锈钢外壳(2mm)、聚乙烯(150mm)、不锈钢内壁(20mm)。在操作者操作位置处中子屏蔽达到9倍,γ屏蔽达到近3倍。结果表明该屏蔽操作柜能满足操作人员实际操作需要和所受剂量限值要求。

定时氘氚中子管设计

曾立恒, 李建胜

2008, 29(5): 117-118,137.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
设计了一种新型的具有定时功能的氘氚中子管,取代²⁵²Cf源作为核材料识别系统与反应堆噪声分析系统的驱动中子源。定时氘氚中子管在氘氚中子管上装一个α粒子探测器,通过测量T (d,n)⁴He反应放出的α粒子,获取中子发射的时间信息。该设计方案立足于国内现有的中子管制造工艺,可以满足噪声分析系统的技术要求。

核动力装置冷凝器实时仿真

薛若军, 田兆斐, 赵强

2008, 29(5): 119-123.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
根据核动力装置的冷凝器结构及工作特性,给出了适用于冷凝器动态特性实时仿真数学模型。该模型可用于冷凝器稳态和动态的仿真,并能够预测冷凝器内蒸汽和凝结水的流量以及蒸汽、凝结水、管壁和冷却水等的温度。用本文的仿真模型对正常运行工况及事故工况进行了仿真计算,将仿真结果与系统设计值进行了比较。结果表明,该模型能够满足核动力装置冷凝器实时仿真的要求。

斜向三通管内射流混合特性的三维数值模拟

卜琳, 李会雄, 王海军, 陈听宽

2008, 29(5): 124-128.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
针对反应堆安全注射过程中的热冲击问题,应用基于有限差分的有限容积法和k-ε紊流模型,分别对支管倾角为30°、60°、90°、120°和150°的倾斜三通管内的流动和换热进行三维数值模拟研究,得到了三通管内的流动结构、压力分布与温度分布。分析了三通管几何结构、流动条件和流体温度变化对三通管内的流动结构、温度分布及热应力的影响。结果表明,主流与支管射流的温度差、支管倾角对三通管内的热应力的影响较大,在三通管的迎流侧热应力表现更为明显。

反应堆安全分析仿真机的支持软件的开发

李同林, 姚青生, 韩伟实

2008, 29(5): 129-132.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
研究了反应堆安全分析仿真机的物理模型、热工水力模型、辅助系统建模方法及数值计算技术,用全隐式差分法求解核蒸汽供应系统各个节块、节点的联立方程,在Windows平台下开发了仿真支撑软件与计算软件。用本文开发的安全分析仿真机与Relap5程序对小破口事故进行了计算比较。结果表明,本模型模拟破口事故主要参数的变化规律与Relap5程序的计算结果相符,且本仿真机能够进行实时仿真计算,计算稳定性较好。

反应堆控制棒驱动机构管座焊接坡口及密封焊焊缝三维设计

麻百涌, 王小彬, 朱小勇

2008, 29(5): 133-137.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
通过分析反应堆控制棒驱动机构管座焊接坡口及密封焊焊缝的平面和空间形状,定义了4条空间的相贯线,提出了管座焊接坡口及密封焊焊缝的三维设计思路与要点;利用UG软件实现了管座焊接坡口及密封焊焊缝的参数化设计,分析了影响管座密封焊焊缝截面积的主要因素。测量结果表明,使用样条法建立的管座焊接截面积误差均控制在0.8%以内。

秦山第二核电厂混合堆芯水化学控制技术探讨

刘新福, 张乐福, 高明华

2008, 29(5): 138-141.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
根据秦山第二核电厂混合堆芯的特点,对其一回路水化学优化控制方法进行了研究,提出采用4段的硼-锂(B-Li)协调方案控制最高锂浓度,以降低反应堆结构材料的腐蚀风险。对不同燃料循环腐蚀活化产物进行跟踪分析,结果表明:在混合堆芯运行期间,采用优化的B-Li协调水化学控制对抑制一回路结构材料腐蚀和降低一回路辐射场是有效的。

聚锑酸合成及吸附锶性能研究

邓启民, 李茂良, 程作用

2008, 29(5): 142-144,14.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
采用SbCl₃氧化法合成的聚锑酸具有较好的机械性能,适合于色谱柱操作。聚锑酸在低酸度溶液中对锶吸附选择性好,在0.1mol/L硝酸溶液中对锶的吸附容量达到42mg/g。但是,聚锑酸对UO²⁺的吸附容量达到27.7mg/g。研究结果表明,聚锑酸只能用于不含铀废液中⁹⁰Sr的去除。

留言板

2008年第29卷第5期

留言板

2008年 第29卷 第5期

2008年第29卷第5期