核动力工程

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周旭华, 李富, 王登营, 颜见秋, 吕炜枫, 韩仁余

2008, 29(6): 1-5,9.

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摘要:
应用不连续因子理论修正的扩散方程,对高温气冷堆侧反射层中控制棒区域的强吸收体和空洞区的局部均匀化进行处理。解决了均匀化区域不存在裂变中子源、边界存在强中子流所带来的的难题,并以输运计算的解为基准进行验算。结果表明:对控制棒区域可进行局部均匀化以及采用简化的边界条件计算不连续因子;用不连续因子修正的扩散方程可准确地处理控制棒。采用不连续因子修正的扩散方程计算高温气冷堆控制棒在计算精度、计算时间上均有优势。

CFBR-Ⅱ堆裂变率计算

杜金峰

2008, 29(6): 6-9.

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摘要:
为研究CFBR-Ⅱ堆裂变率的具体分布,建立了基于MCNP程序的裂变率计算方法,并利用国外高富集度铀裸球装置进行了验算。针对CFBR-Ⅱ堆实际结构的限制,设定了上下半球45o方向的虚拟孔道,沿此方向计算了裂变率的细致分布。结果表明,裂变率最大处位于高富集度铀区域中间某点,而非位于系统中心或上下半球球心。采用分布积分法进一步得到系统中心归一后的总裂变率为3 150.3,其中,贫化铀反射层贡献占5%。

非平衡态的中子增殖统一公式

黎浩峰, 陈文振, 朱倩, 罗磊

2008, 29(6): 10-13,29.

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摘要:
导出了反应堆处于非平衡状态条件下的反应性阶跃变化时,反应堆从深度次临界到瞬发超临界整个区间通用的中子增殖统一的计算公式。通过对单组模型的修正,该公式还可以用于计算六组缓发中子的点堆中子动力学方程组。计算结果表明:利用修正后的单组解析方法计算阶跃反应性输入的中子密度响应问题,其计算结果与六组缓发中子的点堆中子动力学方程接近,精度满足工程计算要求。

金属铀钚核系统的瞬发中子衰减常数测量

刘晓波, 范晓强, 杨成德, 邓门才

2008, 29(6): 14-16.

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摘要:
采用Rossi-a方法开展了金属铀钚核系统在缓发临界和次临界状态下的瞬发中子衰减常数测量,获得了系统在缓发临界时的瞬发中子衰减常数_α_c。分析了衰减常数_α与反应性的关系,并将其与次临界计数率倒数外推和次临界反应性外推的结果作了分析比较。结果表明,在缓发临界下直接测量的数据为0.835±0.005/μs,数据误差是Rossi-a和外推方法的1/6左右。

反应堆输入线性正反应性时考虑温度反馈的仿真计算

商学利, 张帆, 陈文振, 赵雷

2008, 29(6): 17-20.

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摘要:
运用点堆中子动力学方程建立模型,计算了某小型反应堆在6种典型工况下,反应堆引入线性正反应性时各主要参数的变化,并将计算结果与该堆的三维实时仿真软件的计算结果进行了比较。结果表明,点堆模型可以模拟出反应堆受到线性正反应性扰动后各主要参数的峰值和扰动后的稳定值,但在响应时间和波动持续时间方面仍需改进。

窄流道内过冷流动沸腾汽化核心密度研究

潘良明, 张俊琦, 袁德文, 陈德奇, 王小军

2008, 29(6): 21-24.

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摘要:
用高速摄像仪对过冷沸腾中的汽泡行为进行了可视化研究,发现在窄空间内,汽化核心密度与热流密度的关系和常规流道的一样,随着热流密度的增加而增加,且汽化核心密度仍与热流密度的平方成正比例关系;窄通道内质量流速对汽化核心密度的大小几乎没有影响,只对沸腾起始点有影响;在同样的热流密度条件下,流道间隙越小,汽化核心密度越大。且随着热流密度的增加,流道间隙对汽化核心密度的影响越大。

水锤引起的管道振动特性分析

李松, 马建中, 高李霞, 胡永陶

2008, 29(6): 25-29.

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摘要:
水锤的冲击力常常造成管道的振动破坏,影响管道的安全使用。以一种类弹簧管道结构为研究对象,从不同载荷端输入相同的水锤冲击,来模拟阀门的开启和关闭产生的水锤影响。采用ANSYS/LS-DYNA程序,对该管道系统在水锤冲击力作用下,在空气和水中的响应情况进行了数值模拟。结果表明,系统受到水锤冲击后速度和位移响应很快衰减;从柔性端输入时,系统响应更剧烈,振动持续时间也更长,这点和以前实验观察到的结果相同。

进口参数对汽-液两相流升压装置最大出口压力的影响

李刚, 袁益超, 刘聿拯

2008, 29(6): 30-34.

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摘要:
利用经验模型在计算汽-液两相流升压装置最大出口压力的过程中,计算值与实验值误差较大。针对这一弱点,提出了用直接接触凝结(DCC)理论求解汽-液两相流的一维理论模型,并对如何计算相间质量传递值及各相体积分数等关键问题进行了论述。利用该模型对相关实验中的汽-液两相流升压装置的状态参数进行数值计算,比较准确地获得了给定工况下汽-液两相流升压装置的最大出口压力。利用该模型还模拟计算了不同进口参数下升压装置的最大出口压力。结果表明:在一定范围内,升压装置的最大出口压力随进水温度的升高而降低;随进水流量的增大、工作蒸汽压力的升高而升高。

侧风对湿式冷却塔空气动力场影响的数值分析

赵元宾, 孙奉仲, 王凯, 高明, 鄢圣平, 高涛

2008, 29(6): 35-40.

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摘要:
基于CFD软件Fluent,对侧风影响下的自然通风逆流湿式冷却塔进行了三维数值模拟,对风速廓线指数和雨滴当量直径进行了敏感性分析,研究了侧风风速对冷却塔内外空气动力场和塔内传热传质区冷却性能的影响。结果表明,侧风造成进风口进风相对偏离度增大,并形成横向通风量;横向通风量虽强化了雨区冷却性能,但使塔纵向通风量降低;纵向通风量的降低对填料区传热传质强度形成不利影响,降低了填料区冷却水温降,使出塔水温升高。进风相对偏离度的分析表明,通过改善进风口空气动力场,可以降低环境侧风对进风口径向风速周向分布的影响,提高侧风影响下的冷却塔总体冷却性能。

高雷诺数条件下超临界压力CO₂在垂直圆管内换热特性的实验研究

李志辉, 姜培学

2008, 29(6): 41-45.

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摘要:
对超临界压力CO₂在高雷诺数条件下的垂直圆管(d=2 mm)内向上流动时的换热特性进行了实验研究,分析了热流密度、质量流量、进口温度、压力、浮升力和热加速等因素对壁温和换热的影响。实验结果表明:热流密度比较高的情况下,向上流动时会出现局部换热恶化现象;质量流量的提高会消除或推迟换热恶化的发生;不同的进口温度对换热能力有很大的影响;压力的提高会降低换热恶化的程度。

最佳自增强下厚壁圆筒表面轴向裂纹研究

郑小涛, 喻九阳, 刘玉华, 卢霞, 汪威

2008, 29(6): 46-49,57.

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摘要:
基于有限元软件ANSYS分析了厚壁圆筒的最佳自增强压力。计算了在相应工作压力下自增强圆筒内表面轴向裂纹Ι型应力强度因子。考虑了裂纹的几何形状、深度等影响因素,对圆筒内外两侧同时存在裂纹的情况进行了研究。结果表明:最佳自增强压力随工作压力而变化;自增强后应力强度因子的减少量随裂纹加深而降低;外部裂纹可使内裂纹应力强度因子降低1%左右。

应力腐蚀裂纹涡流检测信号的处理及形状重构

张思全, 陈铁群, 刘桂雄

2008, 29(6): 50-53,65.

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摘要:
在核电站热交换管道、压力容器等关键设备结构的无损评价中,裂纹型缺陷形状的确定非常重要。采用一种小波分析方法对采集的应力腐蚀裂纹涡流检测信号进行了预处理,减少了噪声及非缺陷信号,并提取了缺陷信号特征,然后采用神经网络方法对裂纹形状进行了重构。结果表明,该方法具有快速、精确的优点。但在数据生成及训练网络时需要花费一定的时间。另外,由于神经网络方法不能重构裂纹电导率的分布情况,因此不能保证所重构裂纹的可靠性。但从涡流检测实用性的角度出发,在不考虑多裂纹等复杂情况下,神经网络方法可以用来重构自然裂纹。

热壁加氢反应器堆焊层表面裂纹疲劳扩展的数值模拟

刘斌, 沈士明

2008, 29(6): 54-57.

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摘要:
介绍了应用三维断裂分析软件FRANC3D (Fracture Analysis Code in 3Dimensions)进行疲劳裂纹扩展分析的相关原理,利用该程序对热壁加氢反应器堆焊层表面裂纹在疲劳载荷作用下的扩展进行了数值分析;将数值模拟结果和相关试验结果进行了对比。结果表明:数值模拟和实际表面裂纹扩展路径基本相似;在加氢反应器使用寿命范围内,用FRANC3D程序预测的裂纹扩展速率比实验值保守。

基于有限元分析管壳式换热器拉脱力的研究

汪建平, 金伟娅, 汪秀敏, 高增梁

2008, 29(6): 58-61.

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摘要:
采用有限元方法对管壳式多管程固定管板换热器在3种工况下,不同温度分布的换热管和管板的拉脱力进行了分析计算。结果表明,在多管程换热器的管束中,不同位置的换热管拉脱力存在较大的差别。对照ASME规范规定的许用值,工况3中所有换热管与管板接头的拉脱力均能满足要求,而工况1和工况2中分别有56根和22根换热管与管板接头的拉脱力超过了许用值。这些接头在介质的流动中出现振动、腐蚀等情况时,易发生破裂和泄漏。

基于平均位移kerma因子方法的位移损伤计算

邹德慧, 邱东

2008, 29(6): 62-65.

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摘要:
根据硅位移kerma函数表,针对传统的基于平均能量的kerma因子取值方法在位移损伤计算中的不足,提出了不同能量中子分群方式下硅位移kerma因子取值的新方法——平均位移kerma因子法。使用该方法计算了几种典型辐射源的位移损伤。结果表明:不同分群方式下,采用平均能量法获得的损伤结果相差17%左右,采用平均位移法得到的损伤结果相差4%左右;采用平均位移法时,群内中子分布模式对损伤结果没有显著影响。

反应堆用定标保护仪的设计

鲁艺, 李勐, 荣茹

2008, 29(6): 66-69.

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摘要:
为了满足反应堆物理实验的特殊要求,本文提出了一种新的定标保护仪的设计方法。该方法采用以现场可编程门阵列(FPGA:Field Programmable Gate Array)为核心进行结构设计,结合信号处理、驱动输出以及动态显示等技术,实现了计数和保护2种功能,同时扩展了与PC机的通讯接口,使定标保护仪更加智能化。

快中子脉冲反应堆应力测量的温度修正

邱东, 尹延朋

2008, 29(6): 70-73,90.

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摘要:
简要介绍了快中子脉冲反应堆在脉冲工况下构件应力的产生机制,导出了基于球壳模型的应力-应变转换公式,提出了实测应变的温度修正模式。在CFBR-II快中子脉冲反应堆上进行了验证实验。结果表明:引进理论计算的温度修正系数可以有效地回避瞬时温升的测量和时间同步性要求,应力测量结果与理论计算结果的误差<25%。

基于虚拟仪器技术的快中子临界装置周期测量单元设计

李勐, 胡倩, 胡锦权

2008, 29(6): 74-78.

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摘要:
基于数据采集拟合法的原理,采用虚拟仪器技术设计了快中子临界装置的周期测量单元。介绍了单元的结构与设计。初步实验结果证明,与传统的窗式周期测量仪相比较,该周期测量单元改善了不确定性、抗干扰性、准确度和一致性,满足预期要求。

基于LonWorks技术的多道脉冲幅度分析器的设计

张莹, 赵立宏, 陈艾华

2008, 29(6): 79-82,105.

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摘要:
设计了一种基于LonWorks技术的多道脉冲幅度分析器。该分析器以单片机为主控制器,采用硬件电路进行脉冲峰值检测,以单片机和神经元芯片控制数据采集和网络通信。采用Keil C51编写单片机程序;单片机与神经元通信程序采用Neuron C语言完成;计算机程序采用VB程序语言编写。测试结果说明:该仪器转化速度快,功耗低。

反应堆压力容器辐照监督

肖冰山, 张乐福

2008, 29(6): 83-86.

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摘要:
介绍了秦山第二核电厂600 MW压水堆机组的辐照监督计划,对监督、试验、评价方法以及超前因子偏大的原因进行了分析讨论。根据辐照监督数据评价了秦山第二核电厂反应堆压力容器辐照脆化效应。

一种估算氚的内照射剂量的方法

毛永, 王晓冬

2008, 29(6): 87-90.

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摘要:
为了估算内照射剂量,国际放射防护委员会(ICRP)推荐了多种放射性核素的参考人的生物动力学模型及其参数。ICRP还建议,若受照个体的剂量接近或大于个人年剂量限值时,应尽可能多的获得受照个体内照射监测资料,以便更准确地估算剂量;当受照个体接受了促排等医学处理,应采取个体的代谢资料估算剂量。本文以事故性过量摄入氚化水,且接受了促排医学处理的内污染为例,通过尿氚浓度的大量监测结果分析,得出了该受照个体的代谢资料。按此代谢资料估算的待积有效剂量为25.5 mSv,与国际原子能机构IAEA最终给出的参考值25.8 mSv仅相差1%。为了比较,也按照ICRP推荐的参考人的代谢资料估算了待积有效剂量,其结果为38.6 mSv,与参考值相差了48%。

小型辐照样品快速传输系统研制

白忠雄, 张海斌, 荣茹, 张涛

2008, 29(6): 91-94.

摘要(4) PDF(0)

摘要:
为减少操作人员在样品辐照实验中受到的辐照剂量,进行了以气动控制实现小型辐照样品快速传输的研究。快速传输系统气动回路的通断以及换向控制等由电气控制部分实现。主程序实施系统的初始化,并检测手动/自动转换开关位置,调用相应的子程序实现手动或自动操作。自动子程序实现辐照样品到前端样品存储盒的自动传输;手动子程序完成系统的放气、辐照样品的前进和后退等功能。本文从硬件和软件设计两方面详细介绍了该系统的实现方法。

直线电机驱动的大反应性阶跃添加机构设计

叶岑明, 张翼, 荣茹, 胡倩

2008, 29(6): 95-97,101.

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摘要:
使用直线电机作为CFBR-II堆大反应性阶跃添加的执行机构,用于在爆发脉冲的过程中阶跃地加入大反应性。整个系统包括直线电机、驱动放大器、PLC、油压缓冲吸收器等。直线电机驱动的大反应性阶跃添加机构,能较好地克服气动传动的缺点,具有体积小、重量轻、可高速运动、传动精度高等特点,同时直线电机可以按照预设速度曲线运行。

加装辅助停堆系统的加速器驱动系统次临界实验装置初步设计

于涛, 李小华, 周成龙, 谢芹, 马志远, 刘平

2008, 29(6): 98-101.

摘要(3) PDF(0)

摘要:
针对现有加速器驱动核能系统概念设计中存在的安全隐患,采用MCNP程序设计了加装辅助停堆系统的次临界实验装置;通过改变热区栅距、热区厚度和控制棒的下插深度来改变堆芯参数,对反应堆有效增殖系数进行计算和比较分析,实现了不同堆芯参数下k_eff值可调;对几种不同热区栅距和热区燃料棒根数所对应的停堆深度和控制棒价值进行了计算,结果表明,辅助停堆系统提高了加速器驱动系统(ADS)的安全性。

混合辐射场n、γ比调节器设计

李俊杰, 邱东, 杜金峰, 王强

2008, 29(6): 102-105.

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摘要:
为了满足用户对辐射场的特殊要求,需要进一步提高CFBR-II堆的n、γ比值。利用铅对γ射线良好的屏蔽作用,设计了基于铅为主体材料的调节器。通过理论计算,给出了添加不同厚度铅后的n、γ比值。综合考虑调节器对中子能谱的影响以及装置平台承重能力的影响后,实际加工了由每层厚度为1 cm,共4层组成的调节器,并进行了实验测量。结果表明:实验结果与计算结果在许可误差范围内符合。CFBR-II堆辐射场的n、γ比值在1.07×10¹²～4.87×10¹² cm^-2.Gy^-1(Si)范围内可调。

大亚湾核电站第一个10年改进工程分析研究

陆秀生

2008, 29(6): 106-109,124.

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摘要:
对核电站不同运行时间段的特点进行了分析,提出了中长期改进的周期、各周期的改进目标和10年改进的必要性。通过对大亚湾核电站第一个10年改进项目的分类、主要项目内容和实施后的效果的阐述,说明了周期性批量工程改进项目的实施对提高大亚湾核电站安全、经济、可靠运行的重要性。

秦山核电厂反应堆压力容器寿命管理

孔德萍, 李华, 郑宏练

2008, 29(6): 110-114.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
介绍了秦山核电厂反应堆压力容器(RPV)老化与寿命管理工作,通过对核电厂RPV老化与寿命管理相关法规、规范、标准和导则要求的分析,阐述了秦山核电厂RPV老化与寿命管理采用的策略以及实施工作是合适可行的。

秦山核电厂蒸汽发生器的老化管理

陶钧, 魏文斌, 李世伟

2008, 29(6): 115-118.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
依据蒸汽发生器(SG)老化管理的PDCA (PLAN、DO、CHECK、ACT的首个字母的缩写,可以简称为戴明循环)循环,阐述了秦山核电厂SG老化管理体系的建立、SG的运行控制(主要是水化学控制)、检查、检测和评估以及SG的维护措施。通过这些措施的实施,对SG的老化降质进行了有效的管理,确保秦山核电厂运行16 a后,SG仍处于一个良好的运行状态。

螺栓材料1Cr10NiMoW2VNbN的应力松弛行为及预测模型

郭进全, 轩福贞, 何磊

2008, 29(6): 119-124.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
为了研究和预测国产螺栓材料1Cr10NiMoW2VNbN的长时应力松弛性能,对该材料进行了应力松弛试验。研究了环境温度、初应力对松弛行为的影响;分析了利用Hook-Norton模型、广义Maxwell模型、Logistic模型以及多项式模型进行长时数据外推的可行性。结果表明:温度对螺栓松弛行为影响最大,实验数据难以推断应力松弛极限存在;所建立的双对数多项式模型可以较好地外推松弛剩余应力。

基于虚拟仪器的核电站松脱部件监测系统

盘世标, 刘才学, 何绍群, 胡建荣, 李翔, 郑武元, 汪成元

2008, 29(6): 125-127.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
采用LabVIEW为开发平台,集虚拟仪器技术、设备组态图形化技术和数据库管理技术于一体,实现了反应堆压力容器和蒸汽发生器松脱部件的在线实时监测。该监测系统在核反应堆松脱部件模拟试验装置上进行了试验验证,实现了松脱部件监测的基本功能。

虚拟TXP控制系统软件设计与开发

王云伟, 冷杉, 刘志声, 王强, 商艳霞

2008, 29(6): 128-131.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
以西门子TELEPERM_XP（TXP）电站分散控制系统（DCS）为仿真对象,在Windows平台上设计和开发了基于虚拟DCS技术的具有高逼真度和可信度的虚拟TXP（Virtual TXP,VTXP）控制系统软件。在开发过程中采用了面向对象建模、模块化程序设计的方法,使用VC++作为开发工具,利用多线程、ActiveX控件、Web网页、Socket网络通信等技术,实现了对TXP全范围动态仿真,用软件的形式再现了TXP系统硬件和软件的功能。本系统软件的开发,对于大型燃煤电站、核电站、联合循环电站的仿真系统建设和控制系统设计、调试、验证、维护等具有技术借鉴意义。

《核动力工程》2008总目次

2008, 29(6): 132-144.

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摘要:

留言板

2008年第29卷第6期

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2008年 第29卷 第6期

2008年第29卷第6期