核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

张敬才

2009, 30(6): 1-7.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以关注轻水反应堆压力容器(LWR-RPV)寿命为焦点,着重探讨了NRC-RG1.99-2中辐照脆化预计公式应用的局限性和不保守性;并建议对目前新建造的LWR-RPV的辐照脆化预计由新的公式取代或修改NRC-RG1.99-2中的公式。

双束（H⁺/e^-）同时辐照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性影响

胡本芙, 郭丽娜, 贾成厂, 杨占兵, 木下博嗣, 高桥平七郎, 渡边精一

2009, 30(6): 8-10,14.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
利用氢离子和电子双束(H⁺/e^-)对用化学浸润法制备的新型12Cr-ODS铁素体钢进行辐照,研究了辐照对12Cr-ODS钢氧化物稳定性的影响。对不同辐照剂量下原位观察辐照区内氧化物形貌的变化过程发现:辐照前和15 dpa辐照后,约10～20 nm氧化物的尺寸并没有明显变化,而氧化物周围出现微小高密度空洞并没有影响氧化物的稳定性;当辐照温度升高至823 K时,大尺寸的氧化物Y₂O₃与基体的相界面变得不规则,但氧化物颗粒尺寸并不发生明显变化。实验结果表明:弥散强化相Y₂O₃尺寸稳定,无明显溶解现象。

HMD法制备U-10wt%Mo合金粉末的粒度控制

陈建刚, 尹昌耕, 孙长龙, 庞晓轩, 刘云明, 孙旭东, 杨红艳, 李传锋

2009, 30(6): 11-14.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对氢化-破碎-脱氢(HMD)法制备U-10wt%Mo合金粉末的粒度控制工艺进行了研究。U-Mo合金在950℃分别退火4、10、24 h,然后经过γ→α相转变热处理、HMD法和α→γ相转变热处理等过程成为粉末。分析结果表明:950℃下U-Mo晶粒长大较慢,可通过调节保温时间使晶粒尺寸控制在40～100μm;γ相分解程度强烈依赖于晶粒尺寸,晶粒尺寸越大,γ相向α相的转变程度越低;粉末粒度大小与原始合金γ相的晶粒度密切相关,原始合金γ相晶粒度越大,粉末粗粉比重越大。

溶液堆燃料管理计算方法初步研究与程序研制

李云召, 吴宏春, 曹良志, 彭思涛, 卢皓亮, 宋小明, 姚栋

2009, 30(6): 15-18,23.

摘要(29) PDF(0)

摘要:
溶液型医用同位素生产堆的核燃料呈流动的水溶液形式。堆芯呈非结构、强各向异性散射,运行过程中会产生大量气体。针对堆芯燃料管理计算需要在线提取核素等特点,基于以三角形节块SN方法为模型的中子输运计算程序DNTR,开发了溶液堆堆芯燃料管理计算程序FMSR,并利用该程序对溶液堆进行了模拟分析。结果表明,FMSR程序可在溶液堆堆芯燃料管理计算中试用。

压缩应力下石墨IG-110热膨胀系数的测量及验证

周湘文, 王洪涛, 于溯源

2009, 30(6): 19-23.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
采用应变电测法测量压缩应力状态下石墨IG-110的热膨胀系数,分析不同压缩应力对IG-110热膨胀系数的影响。结果表明,压缩应力对IG-110的热膨胀系数影响显著。与未加载时相比,分别加载20、30、40 MPa压缩应力石墨试样平行加载方向的平均热膨胀系数由3.71×10^-6 K^-1逐渐增大至4.20×10^-6、4.41×10^-6、4.78×10^-6 K^-1,分别提高约13.2%、18.9%和28.8%;而垂直加载方向的平均热膨胀系数则由4.03×10^-6 K^-1逐渐减小至3.80×10^-6、3.79×10^-6、3.75×10^-6 K^-1,分别降低约5.7%、6.0%和6.9%。压缩应力状态下石墨热膨胀系数的变化可能与应力导致石墨内部微裂纹的张开和闭合有关。

棒束中高含气量空泡份额计算模型适用性的研究

曾建丽, 刘晓晶, 程旭

2009, 30(6): 24-27,37.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
在子通道分析程序中,空泡份额计算模型对两相流的分析预测结果有显著影响。在较高含气率条件下,空泡份额计算模型在子通道分析程序COBRA中的适用性并没有经过充分的验证。本文用COBRA程序中自带的空泡份额计算模型与选自文献的4个空泡份额模型,对4×4棒束的气-液两相流进行子通道分析。结合实验数据,选取相对焓升和相对质量流速比,对预测结果进行分析评估。结果表明,在本文的计算范围内,Dix模型和滑速比S=1.5时的滑速比模型的预测结果最优。

运动状态下压水堆自然循环比例模拟方法研究

卢冬华, 肖泽军, 陈炳德

2009, 30(6): 28-37.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对于安装在车、船或艇上的压水反应堆进行运动状态下的模拟试验研究,是研究其安全性的重要手段。以静止状态的反应堆自然循环比例模拟方法为基础,通过刚体运动理论获得运动装置上各点的加速度,然后带入动量方程加速度项,从而获得运动相似准则数。在此基础上,分析了等高度和变高度模拟方法,其中,变高度模拟涉及位移与角加速度等运动变量的不等时性,需要注意。

RELAP5程序耦合接口的开发

刘余, 张虹

2009, 30(6): 38-40,45.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
以RELAP5程序为对象,研究其内部编程结构,建立了包括耦合参数输出、输入和时间步长控制的耦合接口模型,并利用并行虚拟机(PVM)技术对耦合接口进行了编程实现。两种类型的耦合测试计算表明,RELAP5耦合接口的开发是成功的,可以作为与其他程序耦合的基础。

垂直矩形通道内的混合对流实验与数值研究

邱志方, 谢正瑞, 顾汉洋, 程旭

2009, 30(6): 41-45.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
对耦合了热辐射的垂直矩形通道内的混合对流情况进行了实验研究和数值模拟分析。研究表明:空气在通道内向上流动时,随着浮升力作用的增大,对流换热能力表现出先减小后增强的趋势;热辐射在换热过程中起着重要的作用,并随着对流换热能力的减弱而增强。数值模拟在浮升力影响较小时可以给出较好的结果,当浮升力影响比较大时,数值模拟计算的结果与实验有较大的偏差。

贴近度在超临界水堆实验关联式选择中的应用

胡雨, 周涛

2009, 30(6): 46-48,52.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
以超临界水堆传热关系式为基础,利用模糊数学中贴近度的概念,设计了贴近度计算模型。应用该模型,比较了临界水堆实际工况与各经验公式适用范围的贴近程度,获得了实际工况下最为适用的经验关联式以及与实际最相符的结果。由此表明,模糊数学中贴近度的应用,为超临界水堆的流动传热问题提供了一种可以在已知关联式的基础上做出针对实际工况的最优关联式选择方法,使计算结果更为精确。

下泄调节阀开度对下泄流影响的数值分析

王志刚, 李丽娟, 李军, 王晓江

2009, 30(6): 49-52.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
对某压水堆核电站化学和容积控制系统(RCV)的下泄管路,采用Flowmaster程序作为计算平台进行了正常工况下的热工水力计算。分析了下泄调节阀RCV013VP的开度对下泄流量以及下泄管路中的一些物理参数的影响。计算结果表明,RCV013VP的阀门开度小于60%时,阀门开度对下泄流量影响显著;阀门开度大于60%时,下泄流量不再随阀门开度增加而明显变化。正常工况下即使RCV013VP全开,下泄流冷却剂也不会发生气化现象,但随着RCV013VP开度的增加,下泄管路冷却剂压力会越来越接近其对应温度下的饱和压力。

基于RELAP5的海洋条件下反应堆热工水力系统分析程序开发

谭长禄, 张虹, 赵华

2009, 30(6): 53-56,62.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
研究了倾斜、起伏和摇摆等海洋条件的数学模型。通过修改控制方程,开发了国内首个基于先进的、自由节点划分的RELAP5程序,并且适用于海洋条件的反应堆热工水力系统分析程序RELAP5/MC。用RELAP5/MC对海洋条件下简单两环路系统的自然循环特性进行了计算,其结果都能得到合理解释,由此表明程序开发是初步成功的。

基于递归定量特征的气-液两相流流型融合识别

孙斌, 李超, 周云龙

2009, 30(6): 57-62.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
为了进一步提高流型识别的准确率,针对气-液两相流压差波动信号的非平稳特征,提出了一种基于递归定量分析(RQA)和多传感器数据融合技术的流型识别方法。该方法首先采用RQA方法提取压差波动信号的非线性特征参数,对3个不同取压间距压差波动信号的特征参数进行特征层融合,构成融合特征向量,并运用融合的特征向量对支持向量机进行训练并识别流型。对水平管内空气-水两相流4种典型流型的识别结果表明,经过多传感器数据融合,识别结果的可信度明显提高。

超临界压力下水在方形环腔内垂直上升的传热特性

时小宝, 王海军, 罗毓珊, 陈听宽, 李红智

2009, 30(6): 63-66,75.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
在西安交通大学超临界传热试验台上研究了超临界压力下水在方形环腔中垂直上升的传热特性。试验压力23～25 MPa;质量流速500～1 200 kg/(m²·s);热流密度200～800 kW/m²;工质进口温度300～400℃。试验结果表明:带绕丝固定的方形环腔结构在高质量流速低热负荷的情况下,在拟临界区域传热会得到强化,而在低质量流速高热负荷的情况下,会发生传热恶化现象;较低的超临界压力下会有更加突出的传热强化表现,但是传热恶化会提前发生,并且更加剧烈,因此较高的超临界压力意味着安全性更高。

疏水管道局部损伤的仿真模拟研究

代真, 郝晓军, 牛晓光, 敬尚前

2009, 30(6): 67-69,90.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
电厂疏水管路中过渡管段(大小头)因减薄而引起泄漏,汽蚀及流体冲刷的协同作用是重要的影响因素。利用计算流体动力学软件对某电厂疏水管道的局部减薄进行了仿真模拟,得到了大小头处损伤的分布规律。计算结果表明:阀门后大小头的小径端静压出现最小值,并低于汽化压强,从而产生汽蚀;另外,此处流体剪切应力达到最大值,加速了流体对材料的冲刷。针对以上现象,文中提出了控制疏水管道局部损伤的防护措施。

基于GO-FLOW的可修复复杂冗余系统共因失效分析

尚彦龙, 陈力生, 蔡琦, 赵新文

2009, 30(6): 70-75.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
通过改进GO-FLOW操作符功能,结合可修系统共因失效发生概率的计算模型,研究了在风险评价中应用GO-FLOW方法进行含共因失效的可修复复杂冗余系统可靠性定量分析,给出了实际算例。分析结果表明,GO-FLOW方法能够有效地定量分析包含多种共因故障和多重共因失效部件组(CCCG)的复杂系统可靠性,并能够直观地反映出系统运作过程中故障概率的变化趋势;与GO法相比,GO-FLOW方法能够更简捷地对多状态复杂系统进行共因失效定量分析。

大事件树/小故障树方法在船用核动力装置给水管道大破口事故评价中的应用

信世堡, 向清安, 张志俭

2009, 30(6): 76-79.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
介绍了大事件树/小故障树方法的原理、小事件的划分依据和规则、大事件树的建立规则以及大事件树的模块化方法等。使用上述方法完成了某船用核动力装置满功率工况下给水管道大破口事故的概率安全评价(PSA),确定了该事故工况下对堆芯损毁有主要贡献的因素,识别了系统的薄弱环节。应用结果表明:该方法具有直接体现支持系统与前沿系统的相关性并评价支持系统重要性等优点。

人误模式、人误影响以及严重度定量分析方法

李鹏程, 张力, 肖东生, 陈国华

2009, 30(6): 80-85.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
为达到概率安全评价的最终目的,建立了一种人误模式、人误影响以及严重度量化方法。通过确定人误模式概率、人误影响概率和严重度指标,建立了人误模式和任务严重度辨识矩阵,用于识别关键的人误模式和任务以及重要的组织根原因,通过实例介绍了该方法的具体应用。

基于高斯混合模型的汽轮机振动故障诊断

罗绵辉, 梁平

2009, 30(6): 86-90.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用高斯混合模型(GMM)与小波包分析相结合的方法,对汽轮机振动故障进行了诊断研究。首先对振动故障信号进行小波包分解,去除干扰信号,提取包含故障特征信息的频段作为故障特征矢量。以此特征矢量建立GMM,并用建立的模型识别各种故障。利用在Bently实验台上测得的实验数据进行建模及故障识别。计算结果中,当模数M=12时,GMM识别故障的正确率约80%～90%,表明GMM结合小波包分析进行汽轮机振动故障诊断的方法能取得较好的效果。

基于中子噪声分析技术的核电站振动监测系统研制

刘才学, 郑武元, 汪成元, 胡建荣, 简捷, 李翔

2009, 30(6): 91-94,103.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以秦山核电二期扩建工程松脱部件与振动监测系统(KIR)供货项目为背景,研制出了VMS C1201堆内构件振动监测系统。该系统由4个加速度通道和8个中子噪声通道组成,采用PXI总线技术以及虚拟仪器、数据库管理和监测报告自动生成技术,信号调理采用现场可编程门阵列(FPGA)程控技术,各通道信号采用同步处理技术;监测软件采用原始数据存储,并提供开放式接口。该系统具有时程分析、自谱与互谱分析以及压力容器、吊篮和燃料组件振动监测功能。

基于增广双线型模型的直流蒸汽发生器的稳定性分析

邰云, 侯素霞, 赵福宇

2009, 30(6): 95-98,103.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
为了得到更精确的系统特性,在已有直流蒸汽发生器(OTSG)的系统模型方程基础上,用增广双线性模型来逼近非线性系统,并结合稳态计算的低功率情况下的参数,用Lyapunov理论对非线性系统做稳定性分析。结果表明,在功率一定时,系统随着压力损失系数的减小而趋于不稳定;随着功率的提升,预热段长度增加,系统不易发生密度波不稳定性问题。

秦山一期核电厂反应堆棒控棒位系统的数字化设计及其可靠性

刘冲, 周剑良, 姚秋果, 谭平, 赵大威

2009, 30(6): 99-103.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
秦山一期核电厂300 MW反应堆功率棒控棒位系统为模拟仪表控制系统,由于设备老化、维护困难和可靠性下降等原因需要改造。系统改造采用基于CPU冗余、电源冗余和ControlNet现场总线冗余的控制方案。利用PLC控制技术,对其棒控棒位模拟仪表控制系统进行数字化改造设计,克服了系统参数不能实时调整、抗干扰能力差等缺陷,增强了系统的通信能力、集中监控能力及系统可维护性,提高了系统的可靠性和安全性。模块化的程序设计,增强了程序的可读性和实用性,减少了程序扫描时间,保证了系统响应速度。实际反应堆的运行效果验证了设计的合理性。

省级城市放射性废物库工程设计

荣峰, 李金艳, 王金明

2009, 30(6): 104-107.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
城市废物库是区域性的放射性废物专用贮存库,对解决核技术应用产生的低水平放射性废物的安全管理问题具有重要意义。本文通过中国城市放射性废物库工程的设计实践,系统地研究并论述了城市放射性废物的存贮工艺技术方案和工程设计要点。

基于使用可用度的核岛外设备机会维修策略研究

陈砚桥, 金家善, 黄政

2009, 30(6): 108-111.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
针对核电站事故停机将导致较大经济损失且核岛外设备允许实施并行维修的特点,对核岛外设备机会维修策略进行了研究,提出了一种以设备自身最优维修间隔期为基准的机会维修控制策略。利用蒙特卡罗仿真方法,给出了该策略中以使用可用度最大为目标的最优维修间隔期和机会维修系数的仿真求解算法,并用算例证明了采取机会维修策略能有效提高系统的使用可用度。

核电站关键部件超声检测计算分析系统

张俊, 丁辉, 王中亚, 张益成

2009, 30(6): 112-116.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
针对核电站关键部件超声检测特点,基于瑞利积分、基尔霍夫近似、几何衍射和波恩近似等理论,建立了声场及声场与缺陷相互作用理论模型,开发出核电站关键部件超声检测计算分析系统(UT-CAS),并以安全端异种钢焊缝超声检测为例介绍了UT-CAS的应用。结果表明,UT-CAS能够快速、准确地模拟各种检测环境,实现工艺验证、辅助分析和人员培训等功能。

总目次

2009, 30(6): 117-128.

摘要(13) PDF(0)

摘要:

留言板

2009年第30卷第6期

留言板

2009年 第30卷 第6期

2009年第30卷第6期