核动力工程

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曹克美, 许以全, 史国宝, 蔡剑平

2009, 30(1): 1-4.

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摘要:
核反应堆的严重事故现象具有较大不确定性,它们影响到反应堆压力容器外水冷措施的有效性。本文应用风险导向事故分析方法,分析了堆芯熔融物在压力容器内滞留的不确定性,得到了反应堆压力容器外水冷有效性的概率分布。用VTA抽样程序的计算结果表明,在发生假想的严重事故并成功实施反应堆压力容器外水冷措施后,对于分析的8类严重事故序列,若下封头熔融池达到最终包络状态,恰希玛-2核电厂实现堆芯熔融物在压力容器内滞留的成功概率超过99%。

核动力系统冗余泵组的可靠性研究

黄涛, 蔡琦, 赵新文, 商学利

2009, 30(1): 5-7.

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摘要:
根据核动力系统中设备冷却泵的工作状态,将冗余泵组的中止回阀看成两个冗余阀,得出简化的可靠性分析框图,并建立泵组的可靠性分析模型。以核动力装置设备冷却泵组为例,分别计算泵组在3种情况下的可靠度。计算结果表明,冗余泵组比单个泵工作的可靠性高,但冗余泵组中泵和阀之间的相关失效削弱了泵组的可靠性。

秦山二期核电站氢气风险的CFD研究

熊进标, 杨燕华

2009, 30(1): 8-13.

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摘要:
利用计算流体力学(CFD)程序GASFLOW模拟了波动管大破口事故发生后7000s内装有22台氢气复合器的秦山二期核电站安全壳内的水蒸汽及氢气行为,得到了不同阶段的特征性流场及氢气浓度的分层情况,给出了所采用的复合器布置方案的稳定消氢速率为20g/s,并指出了破口所在蒸汽发生器隔间内发生氢气燃烧火焰加速的可能性。同时,计算结果表明,安全壳内构筑物吸热带走了大部分从一回路释放的热量;压力变化同时受气体总质量(主要是水蒸汽质量)与温度的控制。

CFBR-II堆最大假想事故的环境影响分析

李茂辉, 杨成德, 邓门才

2009, 30(1): 14-16,35.

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摘要:
根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-II堆)的最大假想事故的规模及源项。根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公众和工作人员的个人有效剂量。与国家标准进行比较,发生最大假想事故时,对公众和工作人员不需要采取服碘、隐蔽和撤离等应急措施,事故应急处于应急待命水平。

反应性加入速度和中子源强度对临界事故规模的影响

郑春

2009, 30(1): 17-19.

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摘要:
在没有中子源或中子源强度很弱的核系统中,由于意外发生的临界事故(核闪变)释放的能量远大于反应堆动力学的预估值,为了给反应堆运行启动程序的制定和减小临界事故规模提供参考,本文建立了核闪变能量释放模型。在引发第一个持续裂变链的时间分布的基础上,从理论上推导出核闪变峰内能量释放与中子源强度、反应性加入速度的关系。结果表明:中子源强度越小,反应性加入速度越大,事故规模越大。

核电站实物保护系统的量化评估

孙亚华, 李式巨, 李彬

2009, 30(1): 20-25.

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在及时探测分析方法的基础上,运用形态学分析方法建立了核电站入侵路径分析模型,开发了用于实物保护系统路径型模型分析评估软件。以麦克阿瑟核能中心假想的入侵事件为例,对实物保护系统的探测、延迟、响应进行定量分析。结果表明,路径性及时探测分析方法可有效找到核电站实物保护系统的薄弱环节,辅助得出系统费-效比相对较高的改进措施,有效评估系统的整体性能。

核电站风险监测器软件开发研究

王海涛, 吴宜灿, 李亚洲, 胡丽琴, 刘萍, 袁润, 曹兴焕, 李媛媛

2009, 30(1): 26-30.

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摘要:
在大型概率安全分析软件系统Risk A的基础上,开发了具有自主知识产权的核电站风险监测器Risk Angel。使用Risk Watcher及大亚湾核电站的部分参考模型对Risk Angel系统进行了测试。测试结果表明,Risk Angel完全可以用于核电站实时风险的计算。

熔融液滴与水作用细粒化实验研究

林千, 佟立丽, 曹学武, KRIVENTSEV Vladimir

2009, 30(1): 31-35.

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摘要:
针对核反应堆发生严重堆芯熔化事故时可能发生的燃料与冷却剂的相互作用以及蒸汽爆炸的复杂过程,对高温熔融金属液滴与水作用的细粒化过程进行了实验研究。对不同工况下实验产物的形状进行了比较分析,并对熔融液滴初始温度、水温、下落高度及材料物性对细粒化过程的影响进行了研究。本文还采用高速摄像仪对熔融液滴的细粒化过程进行了观测。结果表明:熔融液滴初始温度、水温和材料物性对细粒化程度的影响较大;本实验参数范围内下落高度对细粒化程度的影响不大。

海洋条件下核动力装置自然循环流动特性的无量纲分析

鄢炳火, 于雷, 张杨伟, 桂学文, 谢海燕

2009, 30(1): 36-39,77.

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摘要:
利用无量纲分析法推导出海洋条件下核动力装置的自然循环流量表达式,导出了稳态自然循环流量方程,结果与实验值吻合。以自然循环流量的波动不引起功率调节系统动作为限制条件,采用无量纲分析法推导出此条件下摇摆振幅与摇摆周期的关系式;两者呈二次函数关系,理论计算结果与大型分析程序的计算结果吻合。功率调节系统动作与否取决于最大摇摆角加速度的大小,而与最大摇摆角速度无关。

CARR热工水力与安全分析程序TSACC的开发与验证

田文喜, 秋穗正, 苏光辉, 贾斗南, 刘兴民, 张建伟

2009, 30(1): 40-44.

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摘要:
针对中国先进研究堆(CARR)的具体结构和运行特点,利用Fortran程序设计语言开发了CARR热工水力安全分析程序TSACC(Thermal-hydraulic and Safety Analysis Code for CARR)。TSACC完全采用模块化结构设计,便于二次开发,可应用于多种事故工况及其他堆型的分析计算。基于程序验证的基本思想,分别利用TSACC和商用程序RELAP5/Mod3对CARR丧失厂外电源事故工况进行了计算。得到了堆芯平均通道以及最热通道内冷却剂流量、温度和最小偏离泡核沸腾比(MDNBR)等参数的瞬态响应。将TSACC计算结果与RELAP5/Mod3计算结果进行比较、分析后发现:除冷却剂发生倒流前后二者计算结果相差较大外,总体吻合较好。局部值差别较大的主要原因是两个程序在低流速区域选用的换热公式不同。程序验证结果表明了TSACC的准确性和适用性。

多孔球层内沸腾现象与传热特性研究

张晓杰, 朱彦雷, 白博峰, 阎晓, 肖泽军

2009, 30(1): 45-49,73.

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摘要:
采用池式沸腾实验系统,在常压底部加热条件下分别对由直径4、6、8mm玻璃球构建的多孔结构内沸腾过程进行了可视化研究。结果表明,过冷沸腾时,加热壁面上产生孤立汽泡,小汽泡可聚合为主汽泡,主汽泡脱离频率较低,汽相以分散的小汽泡为主;饱和沸腾初期,汽泡生长变快,主汽泡体积变大,连续汽相范围广阔;主汽泡形成频率随热流密度增加而增加;膜态沸腾时,底面被汽膜包围,液相占据球层空间。球体直径越大,产生同类现象需要的热流密度越大,传热系数的极值越大。饱和沸腾存在传热强化区和抑制区。直径4、8mm玻璃球构建的多孔介质传热系数随热流密度的增加而增加,6mm多孔介质则相反。

倾斜矩形通道中湍流混合对流换热的数值分析

谢正瑞, 杨燕华, 顾汉洋, 程旭

2009, 30(1): 50-55.

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摘要:
在文献中对重力影响的湍流流动与换热的分析,多数集中在对竖直通道的研究,少有述及倾斜角度的影响。本文针对倾斜矩形通道中的湍流混合对流进行了数值分析,以考察倾斜角度对流动和传热的影响。分别分析了空气向上流动和向下流动的工况,倾斜角度的调整范围在15°～90°之间,矩形通道的下侧板单侧进行加热。采用了数种两方程湍流模型(k-ε模型),通过与文献中的竖直通道混合对流实验数据进行比较分析,以确定最为合适的湍流模型。然后,基于这个湍流模型对倾斜的工况进行研究。文中主要考察了倾斜角度分别在向上流动和向下流动中对沿程努塞尔数(Nu)的影响。

研究堆乏燃料组件中²³⁵U含量和燃耗的测定

李润东, A. V. Bushyev, A. F. Korin

2009, 30(1): 56-59.

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摘要:
介绍了利用乏燃料组件再次辐照和γ谱对比法确定研究堆中²³⁵U含量及其燃耗成分的方法,描述了在俄罗斯IRT-MIFI堆上对IRT-3M燃料组件进行分析测定的条件装置和实验过程,给出了相应的实验结果和不确定度评价。结果表明,用该方法分析高浓铀核燃料组件中²³⁵U的含量可以得到小于2%的不确定度。

溶胶凝胶法制造UO₂燃料微球的流体力学计算

金鑫, 梁彤祥, 郭文利, 赵兴宇, 郝少昌

2009, 30(1): 60-63.

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摘要:
利用伯努利方程建立了在外胶凝工艺中喷嘴射流速度与压力罐液面高度、喷嘴射流速度与液面压强的关系式,并使用该关系式进行计算,结果表明:管道中整个流动过程是层流;液面高度对射流速度的影响非常小;由液面高度所造成的UO₂微球直径的最大偏差远小于微球的控制偏差。

Zr-4合金的表面晶粒细化研究

张强, 张喜燕, 李聪, 邱绍宇

2009, 30(1): 64-67.

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摘要:
通过超声喷丸在Zr-4合金表面获得细晶组织,采用金相显微镜、X射线衍射(XRD)以及场发射扫描电镜(FEG-SEM)观察处理前后锆合金的晶粒组织变化。结果表明,喷丸后样品从表面到芯部依次为:纳米晶(厚度约为60μm)、超细晶(厚度约为160μm)和原始组织。喷丸处理的晶粒细化机制为剧烈塑性变形。主要过程包括:孪晶、位错萌生—位错纠缠—晶粒分割—取向随机化。

反应熔渗法制备C/C-SiC材料的组织结构及性能

唐睿, 王继平, 龙冲生, 金志浩

2009, 30(1): 68-73.

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摘要:
采用液相气化热梯度CVI法制备C/C材料,并通过反应熔渗法制备出密度为2.13～2.28g/cm³的C/C-SiC复合材料。用X射线衍射仪和光学显微镜分析C/C-SiC的显微组织结构,并对其力学性能(弯曲强度、压缩强度、硬度、断裂韧性)和摩擦磨损性能进行了研究。结果表明:反应熔渗法制备的C/C-SiC材料由C、SiC和Si组成;C/C多孔体的密度越低,得到的C/C-SiC材料密度越高。石墨化处理使C/C-SiC材料的弯曲强度由203～275 MPa降低到150～210 MPa,压缩强度由463～607 MPa降低到403～536 MPa,但材料的断裂韧性由6.6～8.5 MPa·m^1/2提高到7.3～9.2 MPa·m^1/2。在C/C-SiC盘与SiC销配对的滑动摩擦试验中,摩擦系数为0.19;石墨化处理可使摩擦系数降低到0.14～0.15,但平均体积磨损速率由3.4×10^-3～5.0×10^-3mm³/h增大到7.9×10^-3～9.8×10^-3mm³/h。

铀材料的中子多重性测量分析方法

刘晓波, 胡倩, 肖建国

2009, 30(1): 74-77.

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摘要:
多重性测量是一种可以显著提高测量精度、降低测量偏倚的新方法。本文分析了主动法符合测量偏倚较大的原因,介绍了主动法多重性测量的理论关系式,阐述了由测量数据先确定样品增殖,再由经验关系式得到反应系数,进而得到样品质量的数据处理方法。

表面自纳米化对钛合金与不锈钢的扩散焊接的影响

周小玲, 盛光敏, 韩靖, 颜婧, 胡国雄

2009, 30(1): 78-81.

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摘要:
用恒温恒压扩散焊接法实现了表面纳米化后的TA17近α型钛合金与0Cr18Ni9Ti不锈钢的连接。焊接材料用气动喷丸方式进行表面自纳米化。利用液压万能试验机测试了接头拉伸强度,并对焊接接头及断口形貌和组织进行了扫描电镜观察及能谱分析。结果表明:接头界面附近出现了不同的层,在不同温度下的焊接接头组织及分布大致相同;与未对材料进行表面自纳米化处理相比,材料经表面自纳米化处理后,加快了被焊偶件的接触进程,提高了原子的扩散速率和焊接接头的强度,并缩短了焊接时间。

岭澳二期反应堆控制系统数字化技术应用及其工程适应性研究

刘炯

2009, 30(1): 82-85.

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摘要:
反应堆控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分。在岭澳二期工程中,由于采用先进的数字化技术,需要在多方面考虑有关的适应性变化。本文通过对数字化技术的应用研究,论述了反应堆控制系统在采用数字化技术之后的新要求、相应的新设计特点和适应性研究的成果。

时幅变换方式的²⁵²Cf随机脉冲源系统数据处理

周浩军, 宋凌莉, 李建胜, 金宇

2009, 30(1): 86-89,94.

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摘要:
数据处理过程是应用²⁵²Cf随机脉冲源系统测量获得瞬发中子衰减常数的重要环节。通过对模拟数据和实验结果的分析比较,认为应该使用单指数最小二乘法拟合数据。拟合起始道应避开高次项衰减影响,且必需有足够的统计计数。

基于LabVIEW的燃料元件远场涡流式在线检测系统研究

程婷婷, 宋文爱, 陈以方, 张世雄

2009, 30(1): 90-94.

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摘要:
球床式高温气冷堆在运行中需要精确控制燃料元件的数量和质量。采用虚拟仪器技术,研制了一套基于LabVIEW的燃料元件远场涡流式在线检测系统,能够准确测量燃料元件的数量,并把存在缺陷的燃料元件分选出来。系统由涡流检测硬件电路、上位计算机、数据采集卡以及相关软件组成。重点介绍了硬件电路中的激励源、前置放大电路和相敏检波模块的设计。系统完成后,对石墨球进行了过球计数和缺陷检测的实验,结果表明系统具备良好的检测性能。

大亚湾核电站核仪表系统中子测量探头老化和故障鉴别

胡平, 赵福宇

2009, 30(1): 95-99.

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摘要:
大亚湾核电站核仪表系统(RPN)源量程探头是硼衬基正比计数器,中间量程和功率量程探头为硼衬基补偿电离室。本文分析了探头的不同特性曲线和老化之间的关系,给出了具体的中子测量探头老化和故障鉴别方法。对于源量程探头,当甄别域曲线平坦区老化程度ΔC>60%时,如果高压坪曲线与历史曲线相比也发生恶化,应更换探头;对于中间量程探头,绘制高电压和电流之间的饱和曲线,并确定系数P和V₀值。当曲线发生较大的变形或V₀>70 V,意味着探头开始老化,有必要每3个月绘制一次饱和曲线,以监测老化。如果曲线继续变形,或V₀>140 V、P>6%,则需更换探头;对于功率量程探头,当曲线变形较为严重或V₀>30 V时,意味着探头开始老化,建议每3个月绘制一次曲线。如果曲线继续变形,或V₀>60 V、P>1.5%,则需更换探头。

基于二次携带现象的带钩波形板干燥器的计算分析

李嘉, 黄素逸, 王晓墨

2009, 30(1): 100-103.

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摘要:
带钩波形板干燥器内的二次携带现象对其分离性能有重要影响。对波形板内二次液滴的来源进行了分析,采用Fluent计算软件,计算了带钩波形板干燥器的分离效率,并将理论计算结果与实验数据进行比较。结果表明,存在二次携带情况时,双钩波形板分离效率最优。

堆内构件异种材料螺钉联接件柔度计算方法

厉青, 任欣, 张康达

2009, 30(1): 104-108.

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摘要:
对4种不同直径的螺钉联接结构用有限元分析方法进行了计算和试验研究;对现有螺钉柔度计算方法进行了分析。结果表明,有限元分析计算与试验结果吻合较好;对于被联接件的柔度计算,总结出被联接件长宽比与对柔度的影响β值呈线性关系。

基于ANSYS的压力容器可靠性分析

彭翠玲, 艾华宁, 刘青松, 向文元

2009, 30(1): 109-111.

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摘要:
运用通用有限元分析软件(ANSYS)的概率设计功能,以压力容器壁厚、压力载荷及弹性模量为随机输入变量,模拟实际结构设计参数的随机性。选用蒙特卡罗法进行压力容器应力的可靠性分析,获得了该有限元分析模型的应力概率分布特征,得到了压力载荷、壁厚等设计参数对应力分布的敏感程度。

同时满足反应谱匹配和功率谱密度包络要求的人工时程生成算法

王海涛, 何树延, 张征明, 于溯源

2009, 30(1): 112-115.

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摘要:
人工时程是核电站反应堆厂房楼层反应谱计算的关键输入数据。采用单组人工时程分析法不仅需要匹配目标反应谱,而且要满足功率谱密度的包络要求。本文提出同时满足目标反应谱匹配和功率谱密度包络要求的人工时程生成算法。该方法在分别与目标反应谱和功率谱密度对应的有效频率带宽内调整傅立叶幅值谱,并通过迭代达到要求。数值算例表明,该算法得到的人工时程在对目标反应谱拟合精度较高的同时,满足对功率谱密度的包络要求。

异径布管夹持支撑结构换热器壳侧场协同分析

李静, 刘敏珊, 董其伍

2009, 30(1): 116-120.

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摘要:
针对折流杆结构换热器只有在较高壳侧流速时才能达到较高传热效率、布管不紧凑、不能很好抵抗变化工况等缺点,提出以大小两种规格换热管和夹持支撑结构代替传统的折流杆支承元件,达到提高壳侧传热系数,增加换热面积。利用CFD软件建立单元流道,对壳侧流场和传热场进行了三维数值模拟,提出了复杂结构的纵流换热器壳侧速度-温度梯度场矢量夹角的计算方法,得到了壳侧速度场和温度梯度场的场协同角的定量关联式,证实了新结构具有更好的场协同关系。

临界装置运行岗位设置和要求

郑春

2009, 30(1): 121-123,128.

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摘要:
根据临界装置运行特点及运行程序的要求,结合国外由于人误发生的临界事故的分析,认为临界装置运行至少需设4个岗位:值班长、物理员、操纵员和剂量员。从保证临界装置运行安全出发,要求值班长不仅具备临界装置的运行经验,还应具备兼听、不武断、不过分自信等品格;值班长和物理员应相互独立判断运行中出现的问题。

液态锂铅合金的氚释放行为

谢波, 胡睿

2009, 30(1): 124-128.

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摘要:
为了完成聚变堆液态锂铅包层鼓泡提氚系统的工程设计和建造,以金属与氢的作用理论为基础,建立了氚从液态锂铅中的动力学释放行为的数学模型。计算和分析了温度、饱和器氚分压、氦流量对解吸器顶部气相中的氚分压的影响以及氚在液态锂铅中的传质系数、解吸率和吸附率。结果表明:在633～723 K的解吸温度范围内,氚从液态锂铅到气相的整个释放过程虽然包含了氚在熔融合金气泡中的扩散与对流、氚通过与气-液界面相连合金层的扩散、在界面发生的氚原子重组多相反应、氚通过气相边界层的扩散和气相中氚的扩散与对流5个子过程,但起决定作用的是氚在合金内的扩散和气-液界面的多相反应重组,其他子过程意义不大。

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2009年第30卷第1期

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