核动力工程

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师学明, 张本爱

2010, 31(3): 1-4.

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摘要:
开发了一套MCNP与ORIGENS耦合的接口程序MCORGS。其在绝对通量计算与截面更新的处理上都比MCCOOR程序严格,且可以处理外源问题、快中子谱问题,对复杂几何问题适应性好;整套程序(MCNP、ORIGENS、MCORGS)均用Visual FORTRAN开发,可在WindowsXP操作系统上运行。接口程序自动化程度较高,用户输入简单。2个VVER带可燃毒物Gd的组件燃耗基准题计算结果表明,MCORGS的精度和速度都优于MCCOOR;通过计算加速器驱动的次临界系统(ADS)燃耗基准题,验证了MCORGS程序处理外源及快中子谱问题的能力。

中子输运计算的角度多重网格加速和L-W外推加速技术

张宏博, 吴宏春, 曹良志, 孙幸光

2010, 31(3): 5-8,18.

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摘要:
把角度多重网格(ANMG)加速方法及Lyusternik-Wagner(L-W)外推加速技术应用于三维多群离散纵标三角形节块稳态中子输运数值计算程序(DNTR)。一系列输运问题的数值结果表明:ANMG加速方法具有较好的加速效果,且对强各向异性散射和强散射比问题有很强的适应性。在ANMG加速方法的基础上增加L-W外推加速技术后,可以使整体加速效果更加显著。

三维瞬态物理分析模型与RELAP5/mod3.2程序的耦合研究

陈玉清, 蔡琦, 于雷

2010, 31(3): 9-13.

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摘要:
在系统热工水力程序RELAP5/mod3.2的基础上,采用显式方法建立了堆芯三维时空中子动力学与一维热工水力计算的耦合模型,接入基于非线性迭代半解析节块法的三维瞬态物理分析模型(NLSANMT)后,形成了一个具有堆芯三维瞬态物理特性分析能力的系统计算程序NLSANMT/RELAP5(mod3.2)。通过核动力反应堆温度反馈系数、堆芯功率分布参数的校算及单束控制棒失控抽出事故的模拟分析,验证了接口的正确性。验证结果表明,与RELAP5/mod3.2相比,所开发的NLSANMT/RELAP5(mod3.2)程序具有更强的堆芯物理瞬态分析能力。

蒙特卡罗共轭输运法计算堆外探测器三维空间响应函数

周旭华, 李富, 王登营

2010, 31(3): 14-18.

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摘要:
堆外中子探测器的读数包含有堆芯功率分布的信息,探测器读数与堆芯功率分布之间的联系可由探测器空间响应函数建立。准确的堆外探测器三维空间响应函数是实现由堆外探测器读数重构出堆芯功率分布的关键之一。本文利用蒙特卡罗程序(MCNP),采用共轭输运的计算方法,以压水堆为例,计算分析堆外探测器的三维空间响应函数,并与以往二维离散纵标法的计算结果进行比较。结果表明采用三维计算是必要的,而蒙特卡罗共轭输运法可以方便地实现三维复杂几何下的空间响应函数计算。

复杂几何中子输运方程离散方向概率方法研究

刘国明, 吴宏春, 曹良志, 陈其昌

2010, 31(3): 19-22,29.

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摘要:
研究了一种可以在复杂几何条件下求解中子输运方程的离散方向概率方法(DDPM)。该方法对角度变量沿离散点离散,在计算系统的某个区域内进行平行线追踪,具备可与特征线方法比拟的处理复杂几何的能力;在某个离散方向上,区域内的子区间用碰撞概率方法耦合,区域和区域之间用穿透概率方法耦合。数值检验结果表明,DDPM方法具有较好的精度和速度。

三维特征线方法中的线性源近似

柴晓明, 姚栋, 王侃

2010, 31(3): 23-29.

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摘要:
提出了一种在网格内部采用线性源分布的特征线方法,并且编写了线性源特征线方法程序TCM__L。数值计算结果表明,线性源特征线方法的计算精度高于平源特征线方法和简化线性特征线格式SLC;使用大网格计算的线性源特征线方法在保证计算精度的同时可以节省大量的存储空间和计算时间。

渐进周期法测量反应性等待时间分析

尹延朋, 邱东, 郑春

2010, 31(3): 30-33,39.

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摘要:
反应堆功率增长达到渐进指数周期所需的等待时间是渐进周期法测量反应性的关键问题。本文从点堆动力学方程出发,求解了反应性阶跃变化后中子数增长的时间函数,分析了影响等待时间的物理因素,并为2种周期测量方法(2倍周期法和拟合e倍周期法)建立了测量周期随等待时间的误差函数。通过分析得到结论:等待时间与外源、缓发中子和初、终态反应性有关;拟合e倍周期法所需等待时间比2倍周期法短。

冷中子源中子学计算

唐凤平, 胡春明, 杨成德, 刘晓波

2010, 31(3): 34-35.

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摘要:
冷中子源是将热中子慢化成冷中子的实验装置。以蒙特卡罗的三维输运计算程序为基础,使用基于微观中子核反应截面数据(ENDF-BV)库的连续点截面,将堆芯和冷中子源堆内结构结合在一起,建立起完整的蒙特卡罗程序(MCNP)计算模型,完成了冷中子源中子物理学计算。

竖直圆管内脉动流量下临界热流密度预测

赵大卫, 苏光辉, 秋穗正

2010, 31(3): 36-39.

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摘要:
以预测脉动流动下临界热流密度下降阈值的温度反馈模型为基础,用实验数据对理论预测结果进行修正,并根据修正后的临界热流密度下降阈值拟合了一个流量脉动条件下竖直小管径圆管内临界热流密度的半理论半经验预测公式。该公式预测值与低压低质量流速下Umekawa和Ozawa的脉动流动临界热流密度实验结果相比较,平均相对误差为11.15%,低于Kim关系式21.04%的预测误差。

TACR非能动慢化剂余热排出系统消除不稳定性研究

田野, 贾宝山, 阎林

2010, 31(3): 40-44.

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摘要:
为了解决非能动慢化剂余热排出系统的不稳定性,本文对原系统结构设计进行了更改,并采用CATHENA程序模拟了在失流事故工况下改进后的系统排热能力。对模拟计算的结果分析表明,改进后的非能动慢化剂余热排出系统能够保证反应堆安全,并且消除了系统中的不稳定性。

弥散型燃料元件等效热传导系数的有限元模拟

姜馨, 丁淑蓉, 霍永忠

2010, 31(3): 45-49.

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摘要:
弥散型燃料元件的热传导与燃料颗粒的数量、形状、大小及其分布,以及元件的几何形状和堆芯内热工条件等密切相关。采用细观计算力学的方法,按照燃料颗粒不同的排布方式从整个元件中取出单胞和代表体积单元,运用有限元法计算了弥散型燃料元件在不同温度、燃耗和颗粒体积含量下的等效热传导系数,并和理论公式进行了比较。结果表明,计算值和Maxwell模型的理论值最为接近。

摇摆对传热影响的机理分析

黄振, 高璞珍, 谭思超, 佘莹娟

2010, 31(3): 50-54.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
通过对摇摆情况下竖直加热管内流体流动的理论分析,建立了模型,推导出通道内的流速分布。研究了通道壁面附近流体的流动情况。分析认为摇摆情况下的竖直加热管内流动不同于普通的非定常流动,在通道壁面附近的边界层遭到破坏。在分析流动的基础上指出了竖直加热管内边界层被破坏的原因,进而指出摇摆影响传热的机理是摇摆使加热管壁面附近流动局部扰动加剧。

凝汽器喉部流场的三维数值分析

曹丽华, 周云龙, 陈洋, 孟芳群, 李勇

2010, 31(3): 55-59.

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摘要:
应用k-ε模型并结合壁面函数法,利用SIMPLEC算法,对布置有低压加热器和小汽轮机排汽的某300 MW汽轮机的凝汽器喉部进行了三维数值模拟,对喉部出口流场的不均匀性和能量损失系数的变化进行了分析。结果表明:排汽通过凝汽器喉部后,在出口截面的4个角处形成低速区。喉部布置有低压加热器后,在低压加热器正下方的出口截面形成低速涡流区。小汽轮机排汽的存在则增大了喉部流场的不均匀性,在靠近小轮机排汽侧的出口截面又形成了2个局部低速区,而在远离小汽轮机排汽侧,喉部内部的流场分布几乎不受影响,只是速度值变大。在额定工况下,小汽轮机排汽的存在使凝汽器喉部能量损失系数增大。

核电厂控制室布局设计综合评价模型研究

朱毅明, 刘元, 范辉先

2010, 31(3): 60-63,68.

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摘要:
提出了一种对核电厂控制室布局设计进行人因评价的综合评价模型。首先,以标准为基础对控制室布局设计的设计范围和应遵循的设计原则进行了描述,然后根据设计原则和设计范围建立了综合评价指标体系。最后,将模糊综合评价方法应用到该评价指标体系中,给出了对布局设计的综合评价。

基于GO法的反应堆补水系统共因失效分析

任鑫, 赵新文, 蔡琦, 郭强

2010, 31(3): 64-68.

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摘要:
对反应堆补水系统进行可靠性分析时,按照其不同的工作状态分2个阶段来完成。第1阶段,分析共因部件组2对补水上充部分的影响;第2阶段,综合分析共因部件组1和2对整个补水系统的影响。本文采用GO法分别对补水系统的2个阶段进行系统可靠性分析。首先构造系统模型,通过系统分析建立GO图,并根据GO法关于共因失效的算法计算2个阶段的系统不可用度及共因失效对不可用度的贡献。分析结果表明,共因失效对系统可靠性产生很大影响,而GO法算法是进行系统共因失效分析的有效而实用的方法。

基于GO法的核电厂电气主接线系统可靠性分析

李哲, 鲁宗相, 刘井泉

2010, 31(3): 69-73,77.

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摘要:
将GO法用于核电厂电气主接线的可靠性分析,建立了核电厂典型3/2断路器主接线结构考虑有无检修状态(工作/失效/检修)的系统GO图并进行定性分析和定量计算。最后通过与故障树法所得结果的对比,验证了GO法在电气主接线可靠性分析领域的正确性和优势。

核电站人因失误的动态灰色关联分析

李蒙, 袁策凤

2010, 31(3): 74-77.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
基于人的失误率预测技术(THERP)和失误分析方法(CREAM),运用一种动态的、关注影响结果的人因失误动态灰色关联分析方法,搜集、整理、分析了2006年至2008年间我国6座运行核电厂的人因事件情况。在此基础上,对人因事件进行分类,运用动态灰色关联分析得到相应的关联度,提出核电厂应重点控制与预防管理的人因失误因素。

300MW级核电站主泵压力脉动研究

陈向阳, 袁丹青, 杨敏官, 袁寿其

2010, 31(3): 78-82.

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摘要:
以国内某300 MW级核电站主泵为对象,利用Navier-Stokes方程和标准k-ε湍流模型对其内部流场进行了非定常数值模拟,并根据模拟结果对主泵叶轮进、出口和导叶出口处的压力脉动进行研究分析。结果表明:整个泵段的脉动频率主要受叶轮转动频率影响,对于叶轮段为球型的主泵,最大脉动幅值由叶轮入口前向导叶体不断减小,且沿叶高方向依次增大;在叶轮轮缘附近,由于受到球型泵壳的影响,脉动幅值出现减小。

密度锁内分层界面位置的实验研究及分析

于沛, 路海晋, 阎昌琪

2010, 31(3): 83-87.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
建立了计算密度锁内流体分层界面位置的理论模型,比较了计算值与实验观察值,并分析了两者的区别,最后讨论了扰动速度和温差对界面位置的影响。结果表明:扰动速度增加,界面位置降低;温差变大,界面位置升高。在一定的温度和管径等条件下,分别拟合出界面位置与扰动速度及理查森数(Ri)的经验关系式。

基于虚拟仪器技术的应急柴油机调速器测试系统研制

杜预, 施海宁, 姚建林, 陈耀玲, 丁俊超

2010, 31(3): 88-91.

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摘要:
针对大亚湾核电站应急柴油机调速器上机前预调试效率低且调试结果无法验证的问题,将虚拟仪器技术应用于该预调试过程,开发了一套调速器动静态响应特性测试系统。测试系统以LabVIEW为软件开发平台,配以笔记本电脑、信号调理单元和数据采集卡,实现了对调速器动静态特性的测试。测试项目有:模拟调速器多个输入信号;实时测量、保存调速器执行输出信号;对数据进行处理分析。在大亚湾核电站的应用结果表明系统稳定,效率高。

机械通风冷却塔在内陆核电厂中的应用

潘文高, 李朝明, 胡彬, 李小燕

2010, 31(3): 92-95,101.

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摘要:
介绍了如何将核电厂相关设计规范应用于内陆核电厂最终热阱输热系统的机械通风冷却塔的等级划分,分析和总结了核级机械通风冷却塔的特殊设计和建造要求,并提出了核级机械通风冷却塔的设备鉴定过程,为我国自行设计和开发核级机械通风冷却塔提供借鉴和指导作用。

三维设计和协同设计平台在核电设计院的应用

王勇

2010, 31(3): 96-101.

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摘要:
结合上海核工程研究设计院(SNERDI)三维设计和协同设计平台的建立、推广和应用经验,阐述了以传统设计方法为主流的核电设计院应如何完整、有序、可控地建立满足核电工程设计需求和核电质量保证要求的协同设计平台的方法。

核电站基于经验反馈的设备预防性更换周期的优化

石颉

2010, 31(3): 102-105,112.

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摘要:
提出一种基于经验反馈的设备预防性更换方法。该方法利用专家意见获取预防性更换周期的初始值,结合核电设备的运行经验,利用贝叶斯理论进行修正,得到结合电站实际运行参数的预防性更换周期;再根据到预防性更换周期为止不发生失效的概率,对两者进行分析比较,优化设备的预防性更换周期。以核电站2种型号的仪控开关为例,说明了方法的有效性。

核电机组大修后主蒸汽压力的变化分析

刘臻, 潘泽飞, 杨少杰

2010, 31(3): 106-109.

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摘要:
核电厂的蒸汽发生器(SG)出口蒸汽压力(P_SG)也常称为主蒸汽压力,是一个重要的运行参数。在对该参数的监测过程中发现,几次机组大修后P_SG都比大修前有所降低,但随着机组的运行,P_SG又逐渐恢复到正常的水平。本文针对该现象,首先对这种规律性的变化进行了总结,然后做了一些初步的分析,认为对SG的水力冲洗是造成P_SG变化的主要原因,并给出一些改善和提高主蒸汽压力的方法。

核电厂辅助电加热锅炉电极套管故障原因及其处置

唐芳轩, 周千盛, 曾利民, 张剑

2010, 31(3): 110-112.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
介绍了秦山第二核电厂2台高压射流式(HVJ)电极型蒸汽电加热锅炉的结构、原理,分析了辅助电加热锅炉自投入运行以来发生的套管故障的原因,对辅助电加热锅炉故障套管的更换、检修提出了改进建议。

基于PSASP自定义模型的核电机组动态响应仿真

赵洁, 刘涤尘, 熊莉, 陈琪, 杜治, 雷庆生

2010, 31(3): 113-117,142.

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摘要:
根据压水堆核电厂物理过程的热工水力学分析和能量转化与传递规律,在电力系统分析综合程序(PSASP)中建立了适用于核电厂内部动态和电力系统暂态稳定计算的压水堆核电厂的集总参数模型。仿真分析了核电机组的功率调节特性,包括自稳定性、自调节性和功率调节系统作用下的功率阶跃和线性升降特性等。结果表明,由于负温度效应,压水堆具有自稳定性和自调节性,可承受一定的外部干扰和至少10%P_n的功率阶跃;在功率调节系统作用下,核电机组的功率调节速率可达到5%P_n/min,能满足电网调峰的要求。

钎焊温度对304不锈钢板翅结构强度和微观组织的影响

蒋文春, 巩建鸣, 涂善东

2010, 31(3): 118-121.

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摘要:
对采用镍基钎料BNi-2的304不锈钢板翅结构进行真空钎焊试验,加工了304不锈钢板翅结构拉伸试样,进行拉伸试验。利用扫描电镜(SEM)对钎焊接头微观组织进行观察;利用能谱分析(EDS)对接头成分进行研究。讨论钎焊温度(T_b)对结构强度和微观组织的影响。研究结果表明,在1025～1100℃之间,随着T_b升高,硼元素扩散充分,导致结构强度增大,且钎焊接头区域各相分布均匀,T_b=1100℃较为合适;当T_b较低时(1030℃),在接头区域生产的脆性相较多,结构的强度较低;当T_b升高到1100℃时,接头中间区域生成了完全的固溶体组织,且钎角区域的组织变得均匀。

Be/中间层/HR-1不锈钢热静压连接界面特性

李辉, 康人木, 周上祺, 孔纪兰, 张鹏程

2010, 31(3): 122-127.

摘要(6) PDF(0)

摘要:
采用热静压方法进行Be/HR-I不锈钢的扩散连接,利用光学金相、扫描电镜(SEM)、俄歇电子能谱(AES)和X射线衍射仪(XRD)及材料试验机分析了接头扩散区的显微组织、元素和物相分布以及力学性能,讨论了Cu、Al和Ag-Cu合金作为中间层材料的作用。研究表明:Al作为中间层材料,不易实现Be/HR-I不锈钢的扩散连接;Cu和Ag-Cu合金作为中间层材料,能够实现Be/HR-I不锈钢的扩散连接,且Ag-Cu合金作为中间层扩散连接效果更好,更能有效地减少铍和不锈钢间的元素互扩散;Be与Fe和不锈钢中其他合金元素的脆性金属间化合物的大量生成,使接头质量较好。

浅析AP1000放射性气体废物系统的先进性

董波, 高明石

2010, 31(3): 128-131.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
第三代核电AP1000因非能动理念的引入,使安全系统设计有了重大创新,机组安全性和经济性得到了大大提高。但是非能动理念并非局限于安全系统,非安全系统设计中同样也引入了非能动理念。通过对放射性气体废物系统的详细介绍,以及与传统压水堆废气处理方式的对比可以看出,非能动理念的引入,使放射性气体废物系统相比传统工艺有了很大改进,摆脱了对能动设备的依赖,处理方式由原来的压缩贮存衰变转变为活性碳滞留衰变,简化了工艺流程,提高了运行安全性。

中国核电经济性的特点及提高方法浅析

李涌

2010, 31(3): 132-135.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
核电产业由于其自身的若干特性,在经济性方面与传统的火力发电有着根本性的差别。本文在对核电经济性的基本特点以及国内核电经济性现状进行研究的基础上,分析了提高核电经济性的主要途径。

核电建设项目可行性研究阶段支持性文件需求情况分析

刘永清, 周萍, 葛政法, 徐鹏飞

2010, 31(3): 136-142.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
通过对照方家山核电工程前期可行性研究的24份支持性文件工作过程,对前期可行性研究支持性文件工作过程进行了分析,明确了核电建设项目可行性研究所应取得的27份支持性文件以及派生的相关报告;针对8份具有代表性的支持性文件工作过程进行了详细阐述。通过分析认为,核准制下取得20余份可行性研究支持性文件和相关专题论证增长了项目建设周期。建议可行性研究支持性文件从经济规划、城市规划、土地规划以及核安全、环境等9个方面的主管部门取得相关意见即可。

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2010年第31卷第3期

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