核动力工程

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倪东洋, 咸春宇

2010, 31(2): 1-5.

摘要(9)

摘要:
在六角形解析节块方法中引入不连续因子,对该方法进行改进研究,并研制了分析程序HANDF和HANDF-C。应用该程序对UO₂和MOX燃料组件组成的基准题进行了计算,结果表明,改进后的方法能够有效地提高反应堆堆芯(特别是非均匀性较强的堆芯)功率分布和有效增殖因子的计算精度。

基于ENDF/B-VII.0评价库的多群参数库MUSE1.0的开发与初步验证

陈义学, 陈朝斌, 吴军, 杨寿海, 张斌, 陆道纲

2010, 31(2): 6-10,15.

摘要(8)

摘要:
采用NJOY程序研制了基于ENDF/B-VII.0评价库的172群中子-42群光子多群截面库(MUSE1.0),该库的权重谱采用Vitanim-e谱,角分布采用勒让德P6近似;热散射数据由自由气体模型产生,共振自屏修正选择了10组背景截面。该库含有293、600、800、900 K等温度下的截面数据;采用GENDF、MATXS和ACE多群3种格式存储。采用MCNP程序,从临界计算和屏蔽计算两个方面对该库进行较全面检验。结果表明,MUSE1.0在临界计算以及屏蔽计算方面具有较强的通用性,对于热散射效应以及共振自屏效应具有较好地描述能力,可以满足超临界水堆概念设计研究方面的应用要求。

基于特征线方法的三维中子输运程序(Ⅰ)——边界条件的插值处理

柴晓明, 姚栋, 王侃

2010, 31(2): 11-15.

摘要(8)

摘要:
特征线方法在处理三维中子输运问题的反射边界条件时存在空间问题和角度问题,本文提出了采用平面插值和球面插值方法来分别处理这两个问题,插值方法不仅可以有效解决空间问题和角度问题,而且三维特征线方法在采用插值方法处理边界条件后对离散求积组和射线布置没有要求。

基于特征线方法的三维中子输运程序(Ⅱ)——数值验证

柴晓明, 姚栋, 王侃

2010, 31(2): 16-20.

摘要(9)

摘要:
介绍了开发的三维中子输运特征线方法程序TCM,使用数值实例对TCM的准确性进行了验证,同时比较了不同插值阶数、离散角度数目和网格大小对计算结果的影响。结果表明,三维特征线方法程序TCM能够求解任意几何形状及反射边界条件的中子输运问题,计算结果具有较高的精度。

核电厂蒸汽发生器传热管破裂叠加稳压器喷淋完全丧失的对策

卢向晖, 蒋晓华, 王婷, 欧阳勇

2010, 31(2): 21-23,28.

摘要(7)

摘要:
使用CATHARE程序对典型工况下的蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故叠加完全丧失稳压器喷淋后,针对采用和不采用稳压器卸压两种情况进行了分析,并对事故过程和后果进行了讨论;对传热管断裂的数目以及发生事故的初始功率工况进行了敏感性分析;对采用稳压器卸压可能带来的负面影响进行了评价。结果表明:对于完全丧失稳压器喷淋下的SGTR事故,采用稳压器卸压可以大幅减少向环境排放带有放射性污染的流体质量,同时其负面效应较小。

基于燃耗信任制的核电厂乏燃料贮存水池临界计算

张普忠, 陈义学, 马续波, 毛亚蔚, 石生春, 张斌

2010, 31(2): 24-28.

摘要(7)

摘要:
为研究初始富集度为4.95%的新型燃料组件卸料后高密度贮存的可行性,以岭澳核电站3、4号机组乏燃料贮存水池为例,利用SCALE5.1程序系统中基于燃耗信任制的STARBUCS临界计算程序,分析了该新型燃料组件在不同燃耗情况下,锕系核素和裂变产物的产额变化及其对反应性的影响;基于锕系加裂变产物信任水平,计算了燃料组件在不同燃耗深度和不同贮存年限情况下的乏燃料贮存水池临界安全性;给出了乏燃料贮存水池Ⅱ区的参考装载曲线。计算表明:该新型燃料组件在燃耗达到45 GWd.t^-1(U)后可以高密度贮存在乏燃料贮存水池Ⅱ区。

冷中子源堆内部件失效分析

唐凤平, 胡春明

2010, 31(2): 29-32.

摘要(7)

摘要:
反应堆的冷中子源装置以液氢作为慢化剂,冷中子源堆内部件的安装位置靠近反应堆堆芯。基于对冷中子源及反应堆安全性影响的考虑,本文对冷中子源堆内部件在各种运行工况(包括失效事件)的状态及事故后果进行了分析。结果表明,堆内部件的失效影响仅局限于冷中子源内部,不会对反应堆安全造成危害。

水锤载荷作用下管道变形及动态应力

曹源, 金先龙, 杜新光

2010, 31(2): 33-36,42.

摘要(15)

摘要:
采用基于流构耦合的有限元方法模拟了管道内三维水锤现象发生的过程及管壁的动态响应。在考虑流体与管道结构体相互作用的基础上,通过任意拉格朗日欧拉法(ALE)仿真分析和确定了管壁最大变形发生在距管末端约1/3管径处,最大变形滞后于水锤波到达时刻。进一步研究发现,在管壁三维动态应力中,周向应力起主要作用,并且与水锤压力波的周期具有较强的相关性。

基于流场数值模拟的磁力驱动冷凝泵入口流动分析

孔繁余, 张洪利, 高翠兰, 薛宽荣

2010, 31(2): 37-42.

摘要(10)

摘要:
为了提高磁力驱动冷凝泵的抗汽蚀性能,在泵叶轮入口处配置了变螺距诱导轮,并建立了吸入口配置变螺距诱导轮和未配置变螺距诱导轮的两种模型。采用Fluent软件对磁力驱动冷凝泵内流场进行数值模拟,给出了其内部压力分布以及粒子流动迹线图。通过两组数据的比较,得到了内部流场的主要特征。模拟结果表明,磁力驱动冷凝泵吸入口配置变螺距诱导轮可以有效提高抗汽蚀性能。

COBRA-IV与CFX程序耦合研究

刘余, 张虹, 贾宝山

2010, 31(2): 43-46.

摘要(9)

摘要:
通过研究子通道程序(COBRA-IV)和计算流体力学程序(CFX)内部结构,开发了相应的耦合接口,并编写外部控制程序实现了两者的耦合。对5×5棒束组件流动问题的耦合计算结果表明,COBRA-IV/CFX耦合程序是正确的。

压水堆核动力系统瞬态热工水力特性分析仿真软件

巫英伟, 庄程军, 苏光辉, 秋穗正

2010, 31(2): 47-49,62.

摘要(6)

摘要:
采用点堆中子动力学模型、两相漂移流蒸汽发生器模型、三区不平衡稳压器模型、主循环泵四象限特性模型和非能动应急余热导出系统模型,并利用Compaq Visual Fortran 6.0语言开发了微机型压水反应堆瞬态热工水力特性分析程序,并利用Microsoft Visual Studio.NET语言实现输入参数的可视化、输出结果的实时处理和动态显示。利用RELAP5程序对本瞬态安全分析软件进行了可靠性验证,结果表明,本软件求解精度较高、速度快、界面新颖、功能完善、可操作性强。此外,利用本软件对秦山核电站事故瞬态工况下的热工水力特性进行了分析,得出了一些具有工程价值的结论。

基于核电站完整二回路的数学模型

许世杰, 林萌, 杨燕华, 程旭

2010, 31(2): 50-53.

摘要(11)

摘要:
采用RELAP5程序对岭澳二期1000 MW核电站进行了核岛和常规岛的热工水力系统以及控制系统建模,分析了汽轮发电机负荷从100%FP瞬时阶跃下降到90%FP后再从90%FP瞬时阶跃上升到100%FP瞬态运行工况。通过对瞬态计算结果进行分析,显示了完整闭合的二回路模型在分析核电站负荷阶跃瞬变过程的优越性。

核电站仪控开关可靠性数据分析与处理

石颉, 谌登华, 施海宁, 涂丰盛

2010, 31(2): 54-57,66.

摘要(7)

摘要:
基于仪控开关现场失效数据,分别应用指数分布以及威布尔分布对仪控开关进行可靠性参数估计。对于无失效数据的情况,使用贝叶斯理论进行参数估计。分别得出了不同寿命分布类型开关的失效率。以大亚湾核电站实际使用的3种类型仪控开关为例,对其失效数据进行了可靠性评估,说明了方法的有效性。

蒸汽发生器水位全程控制系统数字化及仿真实现

钱虹, 叶建华, 钱非, 李超

2010, 31(2): 58-62.

摘要(6)

摘要:
采用单冲量和三冲量的水位控制方案设计了蒸汽发生器(SG)水位的全程数字化控制系统,提出一套利用软件模块组态的方法,实现了水位控制策略。并将此方案应用于核电仿真机的运行。仿真结果曲线表明,设计的控制方案能使SG水位在稳定工况时保持恒定;变负荷时,水位能随着负荷的变化而产生变化并最终保持在恒定值上。

快中子临界装置状态参数监测单元设计

胡倩, 李勐, 胡锦权

2010, 31(2): 63-66.

摘要(7)

摘要:
为满足快中子临界装置测控系统要求,采用虚拟仪表技术与智能化仪表相结合,设计了快中子临界装置测控系统状态参数监测单元,用于实时监测装置的运行状态。本文主要介绍了单元的结构与设计。测试结果表明,该参数监测单元改善了监测信号的抗干扰能力、可靠性和可维护性,满足系统人因工程需要,达到了预期要求。

智能诊断中动态模糊征兆向量方法

孙红岩, 姜雪峰

2010, 31(2): 67-70.

摘要(11)

摘要:
针对由诊断知识的增加带来的对智能诊断系统诊断征兆变化的需求与多方位征兆智能诊断中征兆单位、数值差距过大的问题,提出实时更新元素的动态模糊征兆向量方法。定义了动态模糊征兆向量的概念,采用本体论规范征兆向量元素,建立了基于本体论的征兆向量传输方式。通过分析故障诊断征兆的变化规律,建立了基于模糊隶属函数的诊断征兆模糊化处理方案。实例表明,动态模糊征兆向量方法能有效地解决智能诊断中征兆的更新与征兆数值、单位的统一问题。

操纵员运行支持系统中状态监测方法研究

王贺, 成守宇, 张志俭

2010, 31(2): 71-75.

摘要(11)

摘要:
为实现全面的运行支持功能,根据操纵员运行支持系统对状态监测的技术需求,应用有限状态机监测方法、限值法以及趋势监测方法,实现了核动力装置工况监测以及系统状态监测,设计了运行支持系统状态监测模块。全范围仿真机上进行的测试表明,状态监测方法有效,状态监测模块满足运行支持系统的功能需求。

核电厂起火频率分析

胡小民

2010, 31(2): 76-80.

摘要(9)

摘要:
通过研究美国核管理委员会(NRC)和电力研究院(EPRI)的《核电厂的火灾概率风险评价方法》,介绍了核电厂内部火灾概率安全评价(PSA)过程中,各类点火源起火频率的分析方法和步骤。以大亚湾核电厂的主变压器为例,介绍了起火频率的具体分析过程。经定量计算分析,大亚湾核电厂主变压器的起火频率是4.32×10^-3/(堆.年),是反应堆堆芯损坏频率(CDF)的203倍。一旦起火,发生破坏性火灾的概率高达83%。

HTR-10堆芯氧化模拟

喻新利, 雒晓卫, 于溯源

2010, 31(2): 81-84,97.

摘要(7)

摘要:
对10 MW高温气冷堆(HTR-10)的堆芯模型进行简化,研究燃料元件在正常运行工况下的氧化情况,包括水蒸汽氧化及水蒸汽和氧气的共同氧化情况。结果表明,在燃料元件平均驻留期内石墨材料的水蒸汽腐蚀比较均匀,且主要发生在温度较高的底部;而氧气和水蒸汽对石墨材料的氧化则比较剧烈,底层燃料元件的石墨材料表面被腐蚀掉。

N18锆合金在600～1200℃蒸汽中的氧化行为研究

刘彦章, 邱军, 刘欣, 赵文金

2010, 31(2): 85-88.

摘要(9)

摘要:
研究了我国自主研发的N18锆合金在600～1200℃蒸汽中的氧化动力学曲线随温度及时间的变化规律。结果表明,温度低于700℃时,N18锆合金的氧化遵从抛物线规律;温度达到800℃时表现为抛物线-线性关系;950℃时由抛物线关系转变为立方指数关系;在1050℃时氧化速率指数快速下降至2.3,即为近似抛物线关系;高于1100℃后,氧化速率指数保持在2.1～2.2之间,即抛物线关系。分析认为N18锆合金比Zr-4合金耐氧化,且前者氧化速率的转折所需时间比后者更长。

合成沸石对Sr²⁺的吸附性能及其表征

王金明, 易发成

2010, 31(2): 89-93.

摘要(8)

摘要:
采用间歇法研究了合成沸石(ZF)在不同环境条件下对Sr²⁺的吸附性能,并对吸附Sr²⁺后的ZF用X-衍射(XRD)表征和分析,为评价中低放核废物处置效果提供参考依据。实验表明:ZF对Sr²⁺的吸附性能比较好,ZF对Sr²⁺的吸附平衡时间约在5～14 d。Sr²⁺溶液的浓度对ZF的吸附性能影响比较大,其次是介质、溶液的温度和溶液的pH值。ZF对Sr²⁺的平衡吸附量随Sr²⁺溶液浓度的升高而增大,但平衡吸附率和平衡吸附比随着溶液浓度的增大而降低。pH值增大时,ZF对Sr²⁺的吸附性能也提高。由于介质溶液中离子种类、浓度以及其他成分不同,所以ZF对Sr²⁺的吸附能力有差异。温度升高时,ZF对Sr²⁺吸附性能提高。从总体上说,在溶液中Sr²⁺浓度为0.005 mol/L时,ZF对Sr²⁺吸附性能受溶液的pH值、介质和溶液的温度影响不大,吸附Sr²⁺后ZF的晶胞参数是减小的。

岭澳核电站一回路系统真空排气台架设计

黎春梅, 罗明坤, 李书周, 牛文华, 杨洪, 崔怀明

2010, 31(2): 94-97.

摘要(7)

摘要:
概述了岭澳核电站一回路系统真空排气台架的设计方案、主要性能参数、相关的技术改造和运行过程等。设备现场运行表明,一回路系统真空排气台架可使一回路系统压力达到0.02 MPa以下,可在一回路系统充水排气过程中节约时间约30 h。一回路系统真空排气台架设计参数和运行参数均优于国外同类设备;该项技术替代了以前国内大型核电站无燃料水压试验充水前的多次静态排气及多次动态排气过程,在国内首次实现了大型核电站无燃料水压试验充水前的真空排气。

汽轮机叶型的气动性能三维数值分析及优化

王定标, 谢文, 周俊杰

2010, 31(2): 98-102,112.

摘要(9)

摘要:
针对目前工业汽轮机效率不高,静叶叶型能量损失偏大等问题,利用计算流体力学(CFD)软件NUMECA对汽轮机静叶栅的叶片型线参数进行数值分析及优化。结果表明,与原始叶型相比,"后部加载"叶型的静压系数分布最佳,有效推迟了转捩点位置;减弱了叶片吸力面表面径向压力梯度,有效控制径向二次流损失;叶栅内流场流动状况较好;总压损失系数最小,平均总压损失系数仅为1.03%;等熵效率最高,为94.462%,单级效率提高了14.33%。优化的"后部加载"叶型明显提高了气动性能,降低了叶型能量损失。

基于数值模拟的核级管系中阻尼器削减

陈敏, 任春玲, 吴高峰, 张周红

2010, 31(2): 103-107.

摘要(9)

摘要:
针对核级管系中减少使用或不使用阻尼器的问题,以管道力学计算专业有限元分析软件为平台,采用数值模拟计算方法,对核级管道系统进行了大量的数值模拟计算,得到了管道应力、节点位移和支吊架反力。对比分析了阻尼器削减前后的计算结果,并根据计算结果改变部分支架的功能类型、调整支架布置位置以及用刚性支架代替阻尼器,使阻尼器削减后的管系力学性能仍然满足设计规范要求。

浅谈新版RCC-M2007的变化

李小燕, 胡岩, 高蕊

2010, 31(2): 108-112.

摘要(10)

摘要:
2007版的RCC-M标准是RCC-M(2000版)标准与2002、2005年补遗和2007年的修改结合而成的产物。本文介绍了RCC-M 2007版的更新原因,对引用标准的更新。结合欧盟承压设备指令(PED)和法国核能法令(ESPN)审查管理要求的改变、分级变化以及设备鉴定、材料、制造和焊接、无损检验等各卷章的变化介绍了RCC-M 2007版的更新项。

导向型折流栅强化换热器壳程传热的数值模拟

古新, 董其伍, 刘敏珊, 周雅宁

2010, 31(2): 113-117.

摘要(6)

摘要:
提出壳程流体"斜向流"的新概念,解决了管壳式换热器性能提升的同时伴随流体流动阻力大幅增加的矛盾。研制了具有导向型折流栅管束支撑结构的新型高效节能斜向流管壳式换热器。采用场协同理论分析该换热器的强化传热机理,证明在此类换热器壳程中流体速度场与温度梯度场具有良好的协同关系。数值模拟了几何结构对传热和压降的影响规律,模拟结果与实验数据吻合良好。

基于超导的新型钠泵数学建模与仿真研究

杨志达, 臧恒波, 武洪军, 孙浩伟, 韩伟实

2010, 31(2): 118-121,130.

摘要(10)

摘要:
通过对以往电磁泵的研究,提出了基于超导的新型钠泵,并建立了数学模型。通过对两种螺旋形钠泵(旋片式和矩形方管式)的对比研究,给出了流量与压头增量仿真结果。结果表明,矩形方管式钠泵流量特性较好;矩形方管式钠泵的流量和压头大小可随电源电流、磁感应强度大小进行调节,其结果符合钠泵低压头、大流量的目标。

复合形-遗传算法在核动力设备优化设计中的应用研究

贺士晶, 阎昌琪, 王建军, 王盟

2010, 31(2): 122-125,135.

摘要(6)

摘要:
复合形优化算法是核动力设备等机械优化设计中应用比较多的方法。本文针对复合形算法在优化计算中的缺点对其做了相应改进,得到复合形-遗传算法,并以核动力设备中的稳压器为例进行优化计算,评价分析复合形-遗传算法的优化能力。结果表明,改进后的算法比原始复合形算法具有更好的优化性能。

多孔板流量测量的实验研究

马太义, 王栋, 张炳东, 林宗虎

2010, 31(2): 126-130.

摘要(9)

摘要:
对一种新型的流量测量节流元件—多孔板的流出系数特性、压力损失和抗旋流性能进行了实验研究。与传统的标准孔板比较,多孔板的流出系数更加稳定,对上游旋流不敏感,压力损失比与标准孔板接近。对于当量孔径比(β)为0.42、0.59、0.65的3对孔板,在相同的雷诺数(Re)范围内,多孔板流出系数的变化范围比标准孔板分别低0.83%、2.02%、1.67%;在β较低时(β=0.42),多孔板的抗旋流能力优于标准孔板,而在β较大(β=0.65)时,刚好相反。

直接优化方法在核电厂堆芯换料中的可行性研究

许花, 蒋校丰, 张少泓

2010, 31(2): 131-135.

摘要(9)

摘要:
本文尝试使用直接优化方法求解核电厂换料优化问题。通过在中子扩散方程中引入0-1决策变量,直接将换料方案优化这一物理问题转化为数学规划问题,并通过调用商用数学规划问题求解器,一次性完成方案的搜索与评价;通过自行构造的一维和二维算例,对方法的可行性进行了研究。结果表明,直接优化方法有能力搜索出高质量的方案,甚至是全局最优解。目前该方法的搜索速度还不能满足工程应用的要求。

CFBR-Ⅱ堆反应性阶跃机构位置运动准确性及其高速制动效果测试

叶岑明, 张翼, 孙文清, 蒋治国

2010, 31(2): 136-139.

摘要(8)

摘要:
CFBR-Ⅱ堆大反应性阶跃添加的执行机构是直线电机,用于在爆发脉冲过程中引入阶跃大反应性。本文使用霍尔传感器和千分尺对比测量了由直线电机组成的执行机构位置运动准确性。并以实测的位移、速度曲线为基础,研究了执行机构的高速制动效果。

²⁵²Cf裂变中子信号功率谱密度分析系统

任勇, 米德伶, 魏彪, 冯鹏

2010, 31(2): 140-144.

摘要(8)

摘要:
在²⁵²Cf裂变中子信号的随机过程分析中,引入功率谱密度分析方法,利用脉冲时间序列采集器结合PC主控处理机,构建了一种针对²⁵²Cf裂变中子信号的功率谱密度分析系统。该系统采用现场可编程门阵列(FPGA)和数字信号处理器(DSP)技术实现3通道中子脉冲时间序列的高精度在线检测;在PC机端对检测到的数据进行处理、相关计算、快速付里叶变换(FFT)及功率谱密度计算;设计并验证了简化的功率谱密度估计算法流程。系统能准确、高效地进行²⁵²Cf裂变中子信号检测,并得到相关函数、功率谱密度等主要特征参数。

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2010年第31卷第2期

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