核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

孙英学, 郑斌, 臧峰刚

2009, 30(4): 1-3,8.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
通过ABAQUS程序对反应堆压力容器筒体裂纹进行了弹塑性断裂力学有限元分析,计算了在热冲击(PTS)瞬态作用下裂纹尖端的应力强度因子K_I、J积分。同时,与工程方法计算的结果进行了比较,结果表明:工程方法在PTS计算分析时较三维弹塑性断裂力学有限元方法的计算值偏大,计算结果保守。

压力管道“先漏后破”评定的准则研究

杨林娟, 沈士明

2009, 30(4): 4-8.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
以弹塑性断裂力学为基础,分别建立了轴向表面裂纹和周向表面裂纹韧带的极限失稳压力P_u和穿透裂纹的起裂压力P_c的表达式,提出了一种压力管道的“先漏后破”缺陷评定准则:即若管道表面裂纹韧带的极限失稳压力P_u低于相应穿透裂纹的起裂压力P_c,则管道会泄漏失效;若管道表面裂纹韧带的极限失稳压力P_u等于或大于相应穿透裂纹的起裂压力P_c,则管道会爆破失效。该准则得到了一些文献提供的试验数据的验证。

基于蠕变的高温构件应力松弛损伤模型

郭进全, 轩福贞, 王正东, 涂善东

2009, 30(4): 9-12.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
基于Schlottner-Seeley平均蠕变断裂速率原理和松弛方程,构建了应力松弛损伤模型;采用该模型对高温紧固材料1Cr10NiMoW2VNbN进行了损伤预测和实验验证。结果表明,该模型预测的数据与实际试验结果吻合较好。

液压下压力管线活动缺陷声发射信号研究

艾琼, 刘才学, 王瑶, 何攀, 宋健

2009, 30(4): 13-16,58.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
在液压试验装置上,对含预制裂纹的压力管开展了缺陷扩展声发射信号试验研究。全程不间断监测压力管道疲劳裂纹扩展的声发射信号,并对采集到的信号进行分析处理。结果表明:管道缺陷声发射信号的幅度和能量随加载时间逐步增大,可以用于鉴别管道是否存在活动缺陷;在缺陷贯穿前,声发射信号的幅度、能量和计数急剧增加,可以预报管道缺陷的贯穿泄漏。

核电站管道缺陷涡流定量检测的可靠性分析

姚运萍, 韩捷, 廖述圣

2009, 30(4): 17-20.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
将有限元分析方法用于涡流定量检测的可靠性研究,通过对核电站大量管道信号的计算和分析,获得了管道缺陷在不同深度和宽度条件下的定量偏差范围和定性关系,证明了可靠性定量分析在缺陷宽度很小时具有更大的实用性,从而提高涡流检测的效果与精度。

反应堆压力容器出口接管管嘴缺陷断裂力学分析

孙英学, 郑斌, 臧峰刚

2009, 30(4): 21-23.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
采用断裂力学分析方法,对大亚湾核电站反应堆压力容器出口接管管嘴上的一些缺陷进行了疲劳裂纹扩展分析和快速断裂力学分析,且依据规范对计算结果进行了评定,结果表明:此缺陷不会影响安全。

用于换料方案快速评价的低阶谐波结合线性扰动展开法——理论模型

张少泓, 王涛, 吕栋, 付学峰, 赵荣安

2009, 30(4): 24-27,36.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
为解决核电厂装料方案优化搜索过程计算量大和耗时的难题,提出了用于装料方案快速评价的谐波结合线性扰动法。在该方法中,由核燃料倒换所引起的堆芯中子注量率空间分布变化,被区分为局部扰动和全局宏观倾斜两种效应,并分别采用扰动基函数和参考堆芯装载方案的低阶谐波基函数来近似表达。再通过剩余权重方法,将原本大规模矩阵特征值问题的求解转换成有关展开系数的小规模矩阵特征值问题求解,从而实现对堆芯装载方案的快速评价。

点堆中子动力学方程的指数基函数法求解

黎浩峰, 陈文振, 朱倩, 罗磊

2009, 30(4): 28-31,67.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
给出了一个求解点堆中子动力学方程组的指数基函数法。该方法通过将点堆中子动力学方程组变成矩阵形式,利用指数函数为基函数的特点将其显式化,并根据初始条件求得各项系数,进而获得方程组的解。对阶跃、线性和正弦等不同反应性输入进行了计算。结果表明,指数基函数法过程简捷明了、易于编程,是一种计算速度较快、精度较高、适用性较强的求解点堆中子动力学方程的方法。

以栅元为模块进行特征线跟踪的中子输运方程解法

汤春桃, 张少泓

2009, 30(4): 32-36.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
为解决复杂几何条件下中子输运方程的求解问题,分析了特征线法理论模型,探讨了以栅元为模块的高效特征线产生方法,以及与之相关的空间角度离散和边界条件处理问题。采用自行研制的特征线法数值计算软件——PEACH,对经济合作组织核能机构(OECD/NEA) UO₂和MOX燃料混合装载的7群(C5G7MOX)基准问题的数值进行了检验。结果表明,无论是计算k_eff还是棒功率分布该方法都具有很高的精度。

高温气冷堆气轮机循环的不同工质特性分析

张剑城, 张会生

2009, 30(4): 37-40.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
高温气冷堆气轮机循环发电是今后核能发电的主要方向,在安全性和经济性有很强的竞争优势。本文主要对He、N₂和CO₂及其混合物的热物性、换热过程的传热系数、压力损失和汽轮机机械所需的级数作了比较分析。结果表明,采用以一定比例混合的He-CO₂混合物作为高温气冷堆气轮机循环的工质,既能提高传热系数和减少气轮机机械的级数,又能使得压力损失不会过大。

竖直和水平圆管换热器在内热源液池内的两相换热特性

李隆键, 崔文智, 王小军

2009, 30(4): 41-46.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
针对溶液堆整体模拟试验模型的结构尺寸和运行工况,建立了内热源液池内自然对流和鼓泡驱动同时作用下竖直和水平圆管换热器的两相流动和换热模型,进行了相应的数值模拟计算。数值计算得到不同加热强度和鼓泡流量下的对流换热性能,与相应试验结果进行了比较分析。利用相似理论和量纲分析,推导了内热源液池内两相流动换热的无因次准则关系式,根据数值计算结果总结出换热Nu数的经验关系式。最后,分析比较了竖直和水平圆管换热器的两相对流换热特性,为溶液堆内换热器设计和布置提供理论参考。

流道倾斜对环形通道内汽-水两相流压降的影响

洪钢, 孙奇, 赵华

2009, 30(4): 47-51,95.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
以去离子水为工质,在P=1～3 MPa、G=190～1050kg/(m²·s)、ΔT_sub,in=20～70℃、q=304～1873kW/m²的参数范围内,研究了垂直上升、倾斜向上30°、倾斜向上60°3个不同方向下环形通道内汽-水两相流压降。环形通道当量直径为7mm,加热方式为内管单面加热。通过分析流道倾斜角度和空泡份额对两相流压降的影响,提出了倾斜上升流中两相流压降受流道倾斜影响程度的判据式。在判据式的基础上,进一步提出了倾斜上升流道内两相流压降计算修正关系式。结果表明,用修正后的压降关系式验证本实验倾斜两相流压降,预测结果令人满意。

基于粗糙集理论和支持向量机算法的核电厂故障诊断方法

徐金良, 陈五星, 唐耀阳

2009, 30(4): 52-54,85.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
核电厂故障特征复杂多样,具有不确定性。提出一种基于粗糙集理论和支持向量机(SVM)算法的核电厂故障诊断方法。该方法运用粗糙集理论完成对不确定、不完整数据的约简,然后在此基础上设计SVM多级分类器进行故障诊断。最后,将该方法用于核电厂蒸汽发生器传热管破损、冷端破口、汽相破口、热阱丧失等4种典型故障的诊断。研究表明,该方法能够实现对核电厂故障的快速准确诊断。

GO-FLOW法在压水堆余热排出系统可靠性分析中的应用

黄涛, 蔡琦, 赵新文, 尚彦龙

2009, 30(4): 55-58.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
建立了压水堆余热排出系统的GO-FLOW图。根据GO-FLOW运算法则精确计算出系统在不同时间点的成功概率。结果表明,GO-FLOW法能计算有时序、多状态系统的可靠性,是一种有效、直观、精确的系统可靠性分析方法。

影响系统安全的组织因素分类分析

刘绘珍, 张力, 张玉玲, 关士华

2009, 30(4): 59-63.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
对影响系统安全的组织因素进行分类分析,把组织因素分为内部因素和外部因素。组织外部因包括政治因素、经济因素、各利益集团之间的关系、技术因素、法律因素、社会文化因素,以及地理因素;组织内部因素包括组织文化、交流、决策、培训、程序、监督管理、组织结构。重点对组织内部因素进行了描述。对组织因素的分类分析是定量分析的前期工作。

秦山CANDU核电厂大修周期延长的初步研究

姜福明, 王德忠

2009, 30(4): 64-67.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
重水堆核电厂因其具有不停堆换料的优势,不受燃料燃耗的限制,可安排较长的大修周期。通过大修周期的延长,可以减少电站寿期内计划大修的次数,减少机组停堆和启动的次数,有效提升机组寿期内容量因子、机组大修业绩和运行业绩。本文结合秦山CANDU核电厂和国外重水堆核电厂情况,提出大修周期延长的初步可行性分析和实施建议。

大亚湾核电站900 MW核电机组超加速度保护存在的问题分析及对策

田丰, 罗向东

2009, 30(4): 68-70,80.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
介绍了大亚湾核电站900 MW机组一次因电网三相短路故障诱发汽轮机超加速度保护动作,直至手动打闸停机的事件,对相关问题进行了分析,并提出了取消高压截止阀对超加速度保护响应的改进措施。通过完善相关涉网自动保护和控制策略,改善了电网及核电机组本身的安全稳定性。

多级节流孔板在核级管道中的应用

张毅雄, 毛庆, 向文元, 毕勤成, 王伟

2009, 30(4): 71-74.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
针对大亚湾核电站安全壳喷淋系统(EAS)试验管线节流孔板气蚀引起的管道剧烈振动和噪音,以及支管疲劳破坏这一事例,研究了气蚀引起管道振动的分析方法,以及采用多级节流孔板减小气蚀的设计方法。对气蚀引起的管道振动,采用计算流体动力学(CFD)方法分析孔板附近的流动特性和压力分布,确定节流孔板下游是否发生气蚀现象;对于发生气蚀现象的节流孔板,提出采用多级节流孔板来减弱气蚀,并采用各级节流孔板气蚀数相近的原则确定节流孔径。通过对改造后的EAS试验管线的试验证实,采用本文的设计分析方法设计的多级节流孔板能够有效地减小节流孔板气蚀引起的管道系统振动和噪音。

密度锁内水力平衡特性分析和实验研究

谷海峰, 阎昌琪, 孙福荣

2009, 30(4): 75-80.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
通过简化的理论模型,分析得出在反应堆正常运行工况下,密度锁处于“关闭”状态时必须满足的水力平衡条件,并对影响该条件的主要参数进行分析。结果表明:密度锁内的水力平衡在一定范围内具有自稳定的特性。同时,建立模拟实验回路,对该特性进行实验验证,针对稳态运行过程中主回路内工质流量改变的工况进行实验研究。实验结果表明:当运行参数的变化打破水力平衡后,依靠自稳定特性,能够很快恢复密度锁内的水力平衡,而不会影响密度锁的封闭性和反应堆的正常运行。

模型泵内部流场的数值模拟

王春林, 彭娜, 康灿, 赵佰通, 张浩

2009, 30(4): 81-85.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用雷诺时均N-S方程和标准k-ε湍流模型,应用三维非结构四面体网格建模,选用旋转流体机械模型中的多重参考坐标系模型(MRF),对设计工况下反应堆主冷却剂泵模型泵的三维不可压缩湍流流场进行了数值模拟,模拟结果较好地揭示了内部流场的特点。本文分析了流场内总的压力分布和速度分布,描述了叶轮、导叶和球壳各个部分的内部流场特征,并探讨了造成这些特征的原因。研究结果可用于反应堆主冷却剂泵的性能预测,并为其水力优化设计提供有益参考。

环形截面螺旋通道内层流换热热力性能数值模拟

吴双应, 陈素君, 李友荣, 李隆键

2009, 30(4): 86-90.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
在恒壁温工况下,对旋转720°环形截面螺旋通道内三维层流换热的热力性能进行数值模拟。研究雷诺数为200～1000、无量纲螺距为0.1～0.2、曲率范围为0.1～0.3、在内环加热外环绝热情况下螺旋通道内不同截面上的温度场分布和速度场分布以及雷诺数、曲率和无量纲螺距对轴向不同截面上平均努谢尔特数和平均摩擦系数的影响。研究结果表明:在入口阶段,二次流作用可以忽略,随着转角增大,二次流作用加强,且垂直于轴向截面的最大速度向通道的外侧移动;轴向截面平均努谢尔特数和轴向截面平均摩擦系数随着雷诺数、曲率和螺距的变化呈现不同的规律,并且和曲率相比,螺距对传热和流动性能的影响程度相对较小。

压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象数值分析

张力, 赖建永, 黄伟, 李海颖

2009, 30(4): 91-95.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
为分析评价压水堆核电厂稳压器波动管热分层现象对波动管结构完整性的影响,采用计算流体力学(CFD)分析方法,对稳压器波动管热分层现象进行了数值模拟。研究了波动管内的流体流动,得到了稳压器波动管的传热特性、流体流场和温度分布,分析了稳压器波动管波动热分层现象与波动流速之间的关系。研究结果表明:波动流速在一定范围内变化时,管道最大截面温差随着波动流速的增大而增大。并且得到了不同波动流速下管道最大截面温差及其出现的位置,指出了热分层现象发生时波动管的薄弱环节。

反应堆功率控制系统的建模及闭环验证

林桦, 林萌, 侯东, 杨燕华

2009, 30(4): 96-99,112.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
基于MATLAB/SIMULINK仿真软件,对岭澳一期核电站功率控制系统进行建模。通过与RELAP5完成的核电厂主回路热工水力模型相连接,对该控制系统模型进行了闭环瞬态工况测试。将计算机仿真结果与电厂试验曲线进行了比较,两者非常吻合,定性和定量地验证了本控制模型和热工模型的正确性。

核电工程设备监理经验反馈体系的构建

邹平国, 张丽英, 张文中

2009, 30(4): 100-104.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
介绍了经验反馈体系的组建原则、工作流程及报告要求;阐明了核安全管理当局、核电业主及设备监理单位各自的职能以及在经验反馈工作中的作用。给出了事件信息采集、分析、反馈与跟踪过程等规范性工作要求;事件报告与经验反馈报告特点与方式。着重强调了在信息分析方面应采用重大事件专项分析与整体分析相结合的方式,并将经验反馈工作与设备监理技术开发相结合和与当前工程设备制造紧密结合,从而最大限度地利用经验反馈信息,以进一步提高经验反馈工作的针对性和有效性。

核工程中的数据挖掘

蒋波涛, 赵福宇

2009, 30(4): 105-107,112.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
数据挖掘是在大量数据中发现有用的、人们感兴趣的信息的过程。支持向量机(SVM)是数据挖掘中的一项新技术;而支持向量回归机(SVR)是SVM在回归估计中的应用的体现。与传统的方法相比,SVR具有无事先人为强加性,直接由数据内在关系拟合而成,得到的结果更准确。本文介绍了SVR数学原理,并且利用SVR来处理核工程严重事故实验中熔融液滴运动的数据。

REA硼酸箱容积问题探讨

圣国龙

2009, 30(4): 108-112.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
介绍了压水堆核电站反应堆硼和除盐水补给系统(REA)硼酸箱容积的设计准则,以及技术规范对REA硼酸箱容积的限制要求。在比较分析大亚湾核电站18个月换料改造和岭澳一期核电站1/4换料堆芯改造对REA硼酸箱容积论证的基础上,预评估将来提高18个月换料燃料富集度到4.95%时,现有REA硼酸箱容积和硼酸浓度的缺额。为满足设计准则对REA硼酸箱容积的技术要求,建议在新电站设计中适当提高REA硼酸箱容积或者提高硼酸浓度。

留言板

2009年第30卷第4期

留言板

2009年 第30卷 第4期

2009年第30卷第4期