核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

薄美芳, 周林军

2010, 31(1): 1-3,8.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
选取压水堆处于动态平衡状态下的一个换料批次,建立其燃料循环前端经济性分析的计算模型,并结合AP1000实际案例得出分析结果,最后对循环前端的几个单价进行了敏感性分析。天然铀单价是影响燃料循环前端成本非常重要的参数,因此,保证铀资源的稳定供给才能为我国核工业的可持续发展提供可靠的资源保障。

反应堆压力容器模拟钢中富Cu原子团簇对材料力学性能的影响

张瑞谦, 洪晓峰, 彭倩

2010, 31(1): 4-8.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
采用淬火和时效处理方法诱发压力容器模拟钢中的微量杂质元素Cu以富铜原子团簇析出。力学性能试验结果表明,富铜原子团簇的出现导致压力容器模拟钢韧脆转变温度出现明显变化,而屈服强度和抗拉强度增长较小,塑性也只有较小程度下降。三维原子探针分析结果表明,富铜原子团簇的数密度为10²³ m^-3数量级,富铜原子团簇直径为1～3 nm。

Z3CN20.09M奥氏体不锈钢热老化冲击性能试验研究

薛飞, 束国刚, 遆文新, 余伟炜, 蒙新明, 刘江南, 石崇哲

2010, 31(1): 9-12.

摘要(5) PDF(0)

摘要:
采用GB/T19748-2005钢材夏比V型缺口摆锤冲击试验仪器化试验方法,对压水堆核电厂用离心铸造Z3CN20.09M奥氏体不锈钢主管道样品进行了实验室热老化的冲击性能研究。冲击试验数据的统计分析表明,热老化对F_iu/F_m比值不产生影响,而对冲击载荷有显著影响,对冲击能量的影响则更为显著。透射电子显微分析表明,热老化导致铁素体中出现沉淀物,并引发了奥氏体中位错组态的改变。与热老化时间lg t之间也满足线性关系。

射频感应等离子体制备球形Ti粉的工艺

古忠涛, 叶高英, 刘川东, 童洪辉

2010, 31(1): 13-17.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用射频(RF)感应等离子体球化颗粒形状不规则的Ti颗粒。研究了加料速率、物料分散方式、Ti颗粒大小等因素对球化率的影响。电子扫描显微镜(SEM)观察的球化效果以及对钛粉振实密度的测定表明:当钛原粉以极短暂时间快速穿越等离子体炬时,钛粉颗粒因受热而熔化成液滴,快速冷却,形成球形固态颗粒。

钠冷氧化物燃料快堆嬗变MA研究

胡赟, 王侃, 徐銤

2010, 31(1): 18-22,27.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
研究了次量锕系核素(MA)在钠冷氧化物燃料快堆中嬗变的基本物理特性。结果表明,MA核素加入堆芯燃料中后对堆芯动态参数和反应性反馈会产生显著的影响,如:β_eff会有所减小、多普勒负反馈会显著减弱以及钠空泡反应性正反馈会显著增强。添加MA所带来的收益是燃耗反应性损失减小,且一定量的MA被嬗变掉,同时MA裂变也有相应的能量产出。MA嬗变的本质在于MA的焚毁,MA的焚毁比消耗与其所占全堆的裂变份额(包括由其转换的²³⁸Pu的裂变)成正比,为此相同MA裂变份额下的堆芯安全参数成为MA嬗变快堆设计的关键点。研究表明,堆芯小型化能够有效地减小堆芯的钠空泡反应性正反馈,同时对MA的焚毁比消耗影响较小。

核电厂主管道材料低周疲劳寿命预测方法评价

薛飞, 束国刚, 余伟炜, 文新, 林磊, 蒙新明, 刘江南

2010, 31(1): 23-27.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
采用总应变控制方法,对压水堆核电厂主管道国产材料Z3CN20.09M进行了室温与350℃温度下的低周疲劳试验研究,获得了材料的疲劳寿命演化规律。采用Manson-Coffin方程、单拉估算模型、拉伸滞后能寿命模型和三参数幂函数公式对该材料的低周疲劳数据进行了拟合。通过寿命预测结果比较发现,除单拉估算模型外,其他几种模型对350℃高温下疲劳寿命的预测结果分散性明显高于室温疲劳。在众多模型之中,单拉估算模型拟合效果较差且预测寿命偏于非保守,而室温下拉伸滞后能法预测精度相对较高,350℃下则采用三参数幂函数法获得的预测效果更好。

矩形窄缝通道内水稳态和瞬态流动换热特性实验

文彦, 高超, 秋穗正, 苏光辉

2010, 31(1): 28-32,37.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以去离子水为工质,在压力0.5～5.0 MPa的范围内,对矩形窄缝通道内水稳态及瞬态流动换热特性进行了实验研究。结果表明:矩形窄缝通道在水平和竖直放置以及稳态和瞬态条件下,水的流动换热特性呈现出基本相同的规律。层流向紊流过渡区域的雷诺数(Re)为900<Re<1300,比常规通道提前,单相摩擦阻力系数比常规通道大;采用Dittus-Boelter公式的形式拟合得到了新的换热实验关联式,其系数较Dittus-Boelter公式的系数约小11.3%。在稳态条件下,紊流区换热系数随质量流速的增加而增大,增大趋势比较明显;换热系数随热流密度的变化不明显;压力对单相强迫对流换热特性基本没有影响。

低雷诺数条件下超临界压力CO₂换热实验研究

李志辉, 姜培学

2010, 31(1): 33-37.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
在低雷诺数条件下(Re_in=1970和750),对超临界压力CO₂在垂直圆管(d=2 mm)内向上流动和向下流动时的对流换热进行了实验研究。实验结果表明:当Re_in=1970时,在热流密度较高的情况下,在管子的入口处向上流动会出现局部壁面温度峰值和谷值,而在向下流动时未观察到此类似现象;当Re_in=750时,向上、向下流动壁面温度的变化趋势和换热规律类似。

密度锁内无扰动时稳态温度场分析

于沛, 阎昌琪, 谷海峰, 陈薇

2010, 31(1): 38-41,48.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
实验模拟了密度锁内无扰动时稳态温度场分布。结果发现,稳态温度分布曲线上存在一个温度分层结束点;它是导热层与恒温层的分界,只有当温度分层结束点在密度锁内才能有效地抑制传热。应用半无限大平板导热模型、一维等截面直肋稳态导热模型和Fluent流体计算软件对无扰动时稳态温度场分布进行了理论计算。结果表明,半无限大平板导热模型是计算密度锁内无扰动时稳态温度场分布和温度分层结束点位置的最佳方法。

低质量流速垂直并联内螺纹管密度波型不稳定性试验

黄凡, 罗毓珊, 陈听宽, 王海军, 李晨飞, 邓志安

2010, 31(1): 42-48.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
在高压汽-水两相流实验台上进行了低质量流速垂直并联内螺纹管密度波型不稳定性的试验研究,观察到了垂直并联内螺纹管气-液两相流密度波型不稳定性的一些主要特征。在试验参数范围内就热负荷、系统压力、质量流速、进口过冷度和不对称加热对密度波型不稳定性的影响进行了研究和分析。同时根据试验结果,采用均相流模型得到了密度波型不稳定发生的界限关系式。

高温气冷堆蒸汽发生器舱室混凝土温度场分析

刘声, 盛选禹, 亢方亮

2010, 31(1): 49-51,56.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用ABAQUS6.7有限元分析软件,对高温气冷堆蒸汽发生器舱室混凝土在正常工况和设备冷却水系统停止供水事故工况下的温度场进行了计算。结果表明,在正常工况下,蒸汽发生器舱室混凝土的最高温度低于规定的限值;在设备冷却水系统停止对屏蔽冷却水系统供水事故工况下,7天内混凝土最高温度低于100℃,屏蔽冷却水系统能够保证对蒸汽发生器舱室的冷却。

小尺度环形通道流体阻力特性实验研究

冯殿义, 张玉成, 仪登利

2010, 31(1): 52-56.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
为确定小尺度环形流道间隙尺寸对流体阻力特性的影响,以水为工质,分别在滞流区和湍流区对间隙为0.540～2.685 mm的水平环形通道单相流体摩擦阻力特性进行实验研究。结果表明,小尺度环形通道的流体阻力特性与理论分析有明显的差异。摩擦系数随环形流道间隙的减小而减小,且流态转捩点较常规尺寸提前。当环形通道间隙大于2.5 mm时流体的流动特性符合常规尺寸的特性。依据实验结果,给出了窄缝环形通道的流体阻力预测式。

自然循环蒸汽发生器倒U型管内的倒流计算

杨瑞昌, 刘京宫, 黄彦平, 刘若雷, 覃世伟

2010, 31(1): 57-60.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
采用同时表示正流和倒流的全水动力特性曲线分析了自然循环压水堆一回路系统蒸汽发生器倒U型管内发生倒流的机理。针对蒸汽发生器内倒U型管数量巨大问题,提出了一种集总-分布参数模型。该模型用于计算实际自然循环蒸汽发生器倒U型管内的倒流时,具有计算快捷且精度高的优点。利用该模型对自然循环蒸汽发生器并联倒U型管内的正、倒流进行计算,并将计算结果与所有倒U型管逐根进行正、倒流计算的结果进行比较,结果十分接近,验证了本文模型的可靠性。

自适应蒙特卡罗方法计算海水淡化堆非能动系统物理过程失效概率

肖玲梅, 于涛, 余红星, 李喆, 汤华鹏

2010, 31(1): 61-64.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
物理过程失效的研究对于非能动系统十分重要。目前,已被广泛应用的重要抽样蒙特卡罗方法需要依赖改进的一次二阶矩法寻找设计点。本文应用自适应蒙特卡罗方法,利用自适应方法确定重要密度函数,避免了改进的一次二阶矩法的不足,提高了抽样效率,而且在相同的模拟条件下,可较好地改善相对误差。以245 MW海水淡化堆非能动系统为研究对象,用自适应蒙特卡罗方法和目前已有的其他方法研究非能动系统的物理失效概率,最后对各方法在非能动系统上的适用性进行比较分析。

正向FTF方法在核级先导式安全阀故障分析中的应用

杨田, 周密, 谢俊, 黄卫星, 罗志远, 李晓钟

2010, 31(1): 65-69.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
在研究故障模式、影响及危害性分析法(FMECA)、故障树分析法(FTA)特点的基础上,通过FMECA与FTA之间的相互关系,提出了一种用于核级先导式安全阀故障分析的正向FTF分析方法。该方法既考虑了产品中每个功能故障模式及影响,又考虑了硬件、软件、人为和环境等因素以及多重故障的综合影响。利用该方法对安全阀的故障进行了定性分析,确定了安全阀系统的重要故障模式和可能引发安全阀重要故障的关键零部件。

金属“O”环强度可靠性的概率有限元分析

周密, 谢俊, 杨田, 张冬林, 姜圣翰, 李晓钟

2010, 31(1): 70-73,78.

摘要(14) PDF(0)

摘要:
金属"O"环作为安全阀的静密封元件,要求具备极高的密封可靠性。论文基于ANSYS软件,采用弹塑性接触分析法建立了金属"O"环的有限元模型,分析了设计工况下"O"环的变形以及应力分布。以此为基础,利用ANSYS的结构可靠性分析模块PDS,对"O"环进行了强度可靠性的概率有限元分析计算。结果表明:循环模拟2000次可以足够满足精度要求;材料强度极限是最重要的随机输入变量,减小其分散程度,可提高"O"环密封结构的可靠性。

高压安全注射系统对压水堆全厂断电事故的缓解能力分析

徐金良, 张大发, 张龙飞

2010, 31(1): 74-78.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
选择一个典型的3环路压水堆作为参考对象,采用最佳估算程序RELAP/SCDAPSIM/MOD3.2建立了一个典型的3环路压水堆严重事故计算模型。分析了全厂断电(SBO)事故引发的堆芯熔化基准事故后,高压安全注射系统对该事故的缓解能力。敏感性分析表明,堆芯出口温度达到920 K时,采用卸压充水缓解措施可以有效地阻止堆芯熔化,维持堆芯长期处于稳定、安全状态。

模式识别技术在安全级电动阀故障诊断中的应用

杨国峰, 胡守印

2010, 31(1): 79-82,87.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
将安全级电动隔离阀故障检测系统实际应用于阀门的故障检测中,并利用模式识别技术对故障类型进行辨识,分析实时故障,给出辨识结果。试验表明:这种诊断方法简单、有效,对于多种故障模式有很细致的表征,对故障种类有很精确的识别。

秦山第二核电厂功率变化前后硼浓度突降现象的原因分析

叶国栋, 代前进, 杨少杰, 潘泽飞, 詹勇杰, 何子帅, 张佶翱

2010, 31(1): 83-87.

摘要(13) PDF(1)

摘要:
硼浓度对反应堆机组的安全稳定运行起着至关重要的作用。从反应性平衡的角度对硼浓度"突降"现象进行了分析和解释。结果表明,毒物的动态变化是影响硼浓度运行偏离理论计算的主要因素。此分析结果对在役核电厂反应堆运行期间的硼浓度运行有很好的借鉴和指导作用。

SIMULINK仿真技术在压水堆净化系统可靠性GO法分析中的应用

黄涛, 蔡琦, 赵新文, 谢海燕

2010, 31(1): 88-91.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
以压水堆净化系统为例,根据GO法的运算法则构建了仿真模型,并根据净化系统的GO图建立了系统的可靠性分析SIMULINK仿真界面。同时,用建立的仿真分析界面分析了是否考虑共有信号对系统可靠性的影响,并进一步证明了GO法分析时考虑共有信号的必要性。研究表明,模块化的SIMULINK仿真技术可以减少GO法计算的复杂程度和降低工作人员的工作量。

竖直振荡对密度锁内温度场影响的实验研究

王升飞, 阎昌琪, 谷海峰, 方红宇

2010, 31(1): 92-96,101.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
对密度锁内界面竖直振荡情况进行了实验研究和分析。通过对比振荡前后温度场变化,分析了振幅和温差等因素在振荡过程中对温度场的影响。结果表明,竖直振荡使密度锁内温度场向上偏移,偏移量随振幅增加而增加,随温差的增加而减小;振荡停止后,温度场随时间逐渐恢复。

核电站松脱部件监测系统研制

刘才学, 汪成元, 郑武元, 李翔, 邓圣, 胡建荣, 简捷

2010, 31(1): 97-101.

摘要(15) PDF(1)

摘要:
以秦山核电二期扩建工程松脱部件与震动系统(KIR)供货项目为背景,研制出了松脱部件监测系统(LPMS)C1201。该系统由10个监测通道组成,对压力容器和蒸汽发生器内产生的松脱部件进行实时监测。信号调理和报警处理采用现场可编程门阵列(FPGA)程控技术;松脱部件甄别采用了DSP数字化、松脱部件信号长短有效值浮动甄别、时间延迟和通道复核联合甄别等技术,使系统具有强抗误报警能力;系统自检采用I2C控制与多路分配程控技术;系统采用PXI总线技术,使通道间和模块间同步,满足定位分析需要;采用虚拟仪器和数据库管理技术,界面可视化强,接口开放式;系统还具有软硬件故障自检与故障通道切除、磁盘空间检测、软件停电保护等功能。

基于浮动报警阈值的燃料元件包壳破损监测方法的分析与研究

袁彬, 刘才学, 黄文楼, 凌球

2010, 31(1): 102-106.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
针对燃料元件包壳破损监测报警阈值设置为固定阈值的不足,利用数理统计与概率分析理论提出浮动报警阈值的概念,对浮动报警阈值的设置进行了初步探讨。分析表明,在燃料元件包壳破损监测中,浮动报警阈值可较真实、快速地判定燃料元件包壳破损情况并及时报警。

核电厂蒸汽发生器的容错控制

邓志红, 施小成, 夏国清, 付明玉

2010, 31(1): 107-111,116.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
基于考虑了随机噪声的蒸汽发生器非线性模型,利用一组扩展卡尔曼滤波器对传感器的状态进行监测,通过实时检测、分离单传感器故障并重构传感器的输出值,达到蒸汽发生器水位稳定的容错控制目的。结果表明,基于扩展卡尔曼滤波器组对蒸汽发生器进行容错控制设计的方法是可行的。

桥式吊车多点自动定位程序控制系统设计

李自强, 李光建, 潘隆轩

2010, 31(1): 112-116.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
针对桥式吊车(桥式起重机)的常规使用场所,设计了通用性较强的自动定位程序控制系统。通过光电开关检测吊车位置并对吊车大厅分区,以可编程控制器(PLC)和变频器作控制器件,采用定时运行的方式实现吊车的自动定位控制。定位误差小于2.1 cm,吊运物摆幅小于5.7 cm,吊车运行的平均速度大于额定速度的90%。本文重点介绍吊车的位置、运行方向、运行速度及定时起点的确定和编程控制,并对自动定位的性能指标进行了定量分析。

基于认知的实时多任务操纵员支持系统开发

王贺, 成守宇

2010, 31(1): 117-121.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
应用嵌入式实时操作系统VxWorks开发了实时多任务操纵员支持系统(RMOSS)。根据操纵员认知过程的SRK模型建模分析结果,确定了RMOSS需要实现的主要功能。RMOSS系统由5个子功能模块组成:数据采集与确认、状态监测、故障诊断、操作指导和人机界面。全范围仿真模拟器上进行的测试表明:RMOSS各个任务能够满足设计要求。

核电厂汽轮机详细数值建模研究及其瞬态分析

苏耿, 林萌, 杨燕华, 侯东

2010, 31(1): 122-126,130.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
以岭澳一期核电厂汽轮机部件为原型,利用系统程序RELAP5对其进行详细数值建模研究。通过在100%功率稳态工况下的计算证明,详细的汽轮机数值建模弥补了简化建模中焓值计算误差较大的缺陷。将详细的汽轮机数值建模整合到全范围核电厂热力系统模型中进行瞬态分析,并与岭澳一期核电厂原始实验报告中汽轮机负荷从97%功率水平阶跃变化至87%功率水平瞬态运行工况的数据曲线进行对比。结果表明,稳态模型的焓计算值与电厂实际值误差在2%以内,瞬态模型的分析参数趋势符合电厂实际情况。

基于CFBR-Ⅱ堆中子辐射场的硅整流二极管辐照效应试验研究

邱东, 邹德慧

2010, 31(1): 127-130.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
以中国第Ⅱ号快中子脉冲反应堆(CFBR-Ⅱ)为试验平台,采用高功率稳定和多注量点拟合的试验方法测定了典型硅整流二极管的中子辐照实验损伤常数,验证了硅整流二极管的中子辐射损伤规律。试验结果表明:以正向压降为观测效应参数的硅整流二极管对于CFBR-Ⅱ堆泄漏中子能谱的试验损伤常数在3～4×10^-15 V.cm²范围,硅整流二极管正向压降随中子注量的变化近似遵从指数增长规律。

放射性废物的安全管理及最小化

王金明, 荣峰, 王鑫, 李金艳

2010, 31(1): 131-135.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
我国放射性废物的安全管理和最小化与发达国家相比存在一定差距。研究并应用放射性废物的安全管理及应采取的最小化措施,对实现其安全管理并有效降低处理、处置费用,降低环境辐射危害具有实际意义。本文对核能生产、核技术应用和核设施退役等方面产生的放射性废物安全管理和最小化进行了较系统的研究和论述,总结并提出了放射性废物的安全管理手段及最小化措施与方法。

碳化硼中硼同位素丰度的质谱测量

杨彬, 邓辉, 梁帮宏, 张舸

2010, 31(1): 136-139,142.

摘要(12) PDF(0)

摘要:
通过直接测量碳化硼(B₄C)粉末中硼同位素丰度组成,对固态涂样方式下硼热电离质谱测量方法进行研究。研究了涂样技术、升温程序、氧同位素影响扣除等问题。研究结果表明,直接针对固态B₄C样品进行质谱测量,可简化样品化学前处理流程,缩短测量时间,减少实验人员所受剂量。

基于三极管的CFBR-Ⅱ堆辐射损伤常数测定

邹德慧, 邱东

2010, 31(1): 140-142.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
为获取CFBR-II堆与其他装置建立辐射损伤等效系数的实验依据,在CFBR-II堆稳态工况下开展典型三极管的辐射损伤常数测定工作。结果表明,硅三极管的辐射损伤常数在4×10^-16～6×10^-16 cm²之间;对于直流增益与中子注量的线性关系的适用范围,集电极注入电流可以拓展到300 mA。

留言板

2010年第31卷第1期

留言板

2010年 第31卷 第1期

2010年第31卷第1期