核动力工程

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何家胜, 朱卫卫, 李书容, 吴元欣, 宣爱国, 朱晓明, 路远明, 杨峰

2010, 31(5): 1-4,8.

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摘要:
通过在裂纹前沿设置奇异单元,建立了圆筒形压力容器开孔接管处表面斜裂纹断裂力学有限元分析模型;运用可视化编程语言VB编制了压力容器开孔接管处表面斜裂纹应力强度因子参数化分析软件,实现了与有限元分析软件ANSYS的连接与调用;根据内压作用时多种几何参数情况下应力强度因子的计算值,绘制了裂纹前沿应力强度因子随裂纹相对深度、裂纹对应弧度、支管与主管直径比及裂纹倾斜角的变化曲线。

压力管线缺陷声发射信号频谱特性试验

柳志忠, 王瑶, 艾琼, 何攀, 宋健

2010, 31(5): 5-8.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
对含预制裂纹的压力管线进行液压疲劳试验,全程不间断地监测试验过程中产生的声发射信号,并对采集到的声发射信号的时程特性及其对应的频谱特性进行分析研究。结果表明,由裂纹扩展引发的声发射信号频谱集中在较低频带,由机械和摩擦等声源引起的声发射噪声信号频谱相对集中在较高频带。因此,通过声发射信号频谱分布特征可以识别声发射源的性质。

百万千瓦级压水堆核电厂核岛土建设计的厂址适应性分析

李忠诚, 董占发, 李相业, 张涛, 许海涛, 戴维荧, 陈金凤

2010, 31(5): 9-13.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
以我国现有的百万千瓦级压水堆核电厂为对象,应用有限元分析软件ANSYS,通过对各种载荷组合工况和楼层反应谱进行全面分析评估,揭示了现有设计的厂址适应能力,分析给出了现有设计厂址的核岛厂房土建设计和楼层反应谱的适应性等主要包络参数范围。分析结果表明,现有结构设计的厂址适应范围较为广泛,抗震设计的厂址适应范围稍微偏窄。

考虑环境和运行状态影响的设备老化等效龄模型

张黎明, 蔡琦, 赵新文, 陈玲

2010, 31(5): 14-17,23.

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摘要:
以等效龄为老化评价指标,建立了考虑使用环境和运行状态的设备老化评价模型——加速寿命模型。研究了连续工作、周期工作状态下设备的使用环境和运行状态对其可靠性及等效龄的影响,分析了等效龄对使用环境、运行状态的敏感性。实例验证表明,该老化评价模型允许对设备寿龄及可靠性相关的重要参数的作用进行量化,得出的结论与实际相符。

核电厂操作员职业适宜性心理素质评价测试指标研究

刘井泉, 李哲, 李茂友

2010, 31(5): 18-23.

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摘要:
通过对核电厂操作员工作特点的分析以及对不同的职业心理素质评价测试指标的对比,采用"抽取类别,交叉对应"的方法给出适用于核电厂操作员的职业适宜性心理评价测试指标及相应的核电厂操作员心理量化方案。对该方案的分析表明:所给出的指标能够全面地反映核电厂对操作员的职业要求,可用于协助进行核电厂操作员的招聘、培训及已经上岗的操作员的重复训练。

基于数据挖掘的核动力装置故障数据处理及属性约简算法研究

刘永阔, 谢春丽, 夏虹

2010, 31(5): 24-27,38.

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摘要:
根据核动力装置故障数据的特点,利用数据挖掘法强大的知识发现功能,提出了一种新的数据标准化方法——距离标准化法,对核动力装置不同工况、不同单位数量级的故障数据进行标准化处理。根据参量的特点,利用各报警值点进行数据离散化,为数据离散化断点数量的选择提供了参考。利用概念格的属性约简方法,进行了属性的约简处理,得出用于故障诊断的核心属性、相对必要属性和不必要属性。利用文献中的数据,进行了属性约简计算,将现有的属性正确分类,在形式背景确定的情况下,利用核心属性即可准确诊断故障。

PWR一回路水质中800合金的腐蚀研究

乔培鹏, 张乐福, 刘瑞芹, 朱发文

2010, 31(5): 28-31.

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摘要:
用320℃含600 mg/kg硼和2 mg/kg锂的高氧含量水溶液模拟PWR一回路水质,研究了800合金在一回路水中的腐蚀特性。结果表明,800合金试样在被侵蚀1500 h之后,表面生成一层很薄的氧化膜,去除氧化膜后,计算出其均匀腐蚀速率为4.03×10^-4 mm/a,基体中TiN缺陷处容易引起点蚀,管状试样内环出现明显的晶间腐蚀现象。

16MnR缺口件疲劳启裂寿命的理论分析与试验研究

王效贵, 高增梁, 邱宝象, 蒋炎尧

2010, 31(5): 32-38.

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摘要:
为了研究缺口形貌和加载条件对16MnR材料疲劳寿命的影响,进行了光滑圆棒试样和缺口圆棒试样的疲劳试验,得到了缺口件的疲劳启裂寿命和疲劳断裂寿命。通过用户子程序UMAT将16MnR材料的精确循环塑性本构关系嵌入到有限元件软件ABAQUS中,并结合多轴疲劳损伤准则,确定出1个加载循环在临界材料面上产生的疲劳损伤,进而通过理论模型预测缺口件的疲劳启裂寿命。疲劳启裂寿命的理论预测结果与试验数据相吻合,表明多轴应力状态下的缺口件疲劳启裂是所有不为0的应力、应变分量共同作用的结果。

核燃料芯块垂直度自动检测系统

郭永彩, 李明惺, 高潮, 林晓钢, 朱红军

2010, 31(5): 39-41,47.

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摘要:
结合核燃料芯块的特点,分析了核燃料芯块垂直度误差与端面圆跳动误差之间的关系,研制了核燃料芯块垂直度自动检测系统。该系统利用旋转台带动芯块进行回转、通过光栅传感器测量端面圆跳动误差的方法,实现了核燃料芯块垂直度的自动检测。该系统检测分辨力达到0.5μm、检测精度3.0μm、检测速度每分钟3块,并具有数据实时显示、立即存储、超差重测、报表生成等功能。实际运行结果表明,该系统安全、稳定、可靠。

Ti-Al-Zr钛合金的高温微动磨损行为研究

徐小军, 刘捍卫, 朱旻昊, 邱绍宇, 周仲荣

2010, 31(5): 42-47.

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摘要:
采用高精度液压式高温微动磨损试验机研究了Ti-Al-Zr钛合金在室温和400℃下的微动磨损行为;分析了其摩擦系数、磨损体积以及磨损表面和截面形貌;探讨了其微动磨损机理及氧化磨屑的作用机理。试验结果表明:与室温相比,在微动初始阶段,400℃时的摩擦系数较高,而在稳定阶段两者相当;在相同载荷、位移幅值条件下,400℃时的磨损体积较室温大,在相同温度下,磨损体积随着载荷的增加而增大;室温时的磨损主要以剥层机制和磨粒磨损为主,而高温(400℃)主要以剥层、氧化磨损和粘着机制为主;摩擦学白层对在损伤过程中起重要作用。

热工水力关系式对堆芯物理热工耦合计算的敏感性分析

马廷伟, 曹欣荣

2010, 31(5): 48-52,56.

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摘要:
在SIMEXEC仿真平台上,耦合三维中子时空动力学仿真程序REMARK和热工水力实时仿真程序THEATRe,对秦山核电厂一期主冷却剂系统进行实时仿真。根据热工水力条件,在仿真程序中应用适用于相应条件的热工水力关系式,分析不同的热工水力关系式对反应性和功率分布反馈计算的敏感性。结果表明,单相换热系数计算关系式中,应用米海耶夫公式对反应性反馈计算的影响较大;沸腾换热系数公式中,应用Shah公式对反应性和功率分布反馈计算的影响较大;摩擦阻力关系式对反应性反馈计算不敏感。

核2级气动薄膜单座调节阀流场数值模拟

钟云, 张继革, 王德忠, 施建中

2010, 31(5): 53-56.

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摘要:
运用计算流体力学(CFD)方法对核2级气动薄膜单座调节阀多开度下的稳态和瞬态流场进行了数值模拟。额定工况下稳态数值模拟结果表明,阀座缩口和阀芯表面涡量很大,导致阀芯头部受到较大的流动冲击,且阀芯锥面压力分布不均匀,可见阀芯为薄弱环节,在设计中应着重考虑。在稳态计算的基础上,对100%和40%开度的流场进行瞬态数值模拟,计算得出流道中涡量最大位置(缩口和阀芯表面)的压力脉动主要频率与阀门结构的前几阶振频存在一定差别,不易引起结构共振。

气-液两相临界流速及压力扰动传播规律

陈二锋, 厉彦忠, 应媛媛

2010, 31(5): 57-62.

摘要(9) PDF(0)

摘要:
应用整体平均两流体模型建立了带相变的气-液两相流压力波传播模型。根据小扰动原理和一阶线性齐次方程组有解的条件导出了两相压力波的色散方程。通过理论及实验数据分析了两相临界流速和压力脉冲及压力波传播速度间的关系,并研究了泡状流和弹状流流型下气-液两相压力波的传播规律。研究结果表明:气-液两相压力波具有色散特性,当扰动频率趋于∞时压力波传播速度等同于压力脉冲传播速度;两相临界流速与压力脉冲扰动传播速度相等价。

多孔介质通道中单相流动压降预测模型

于立章, 孙立成, 孙中宁

2010, 31(5): 63-66,88.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
与常规管通道相比较,流体在多孔介质通道中的流动过程更复杂,流动阻力也大幅增加,这就使得难以准确预测流体流过多孔介质通道时的压降。通过构建多孔介质通道的几何模型,并求解N-S方程,虽然可以准确预测阻力压降,但计算时需要划分大量的网格,很难广泛应用。本文在相似理论基础上,以Fluent 6.3为平台,建立了颗粒填充多孔介质通道的压降预测模型,通过求解3维N-S方程,对模型中单相水的绝热流动进行了数值模拟。通过与实验结果进行比较,证明该预测模型对于不同工况下单相流体的压降计算具有较高的计算精度,误差范围小于5%。

自然循环条件下竖直管内层流凝结换热特性研究

李勇, 阎昌琪, 孙立成, 刘佳

2010, 31(5): 67-71.

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摘要:
考虑蒸汽流速的影响,对Nusselt凝结换热模型进行修正,分别采用Nusselt模型和修正模型对自然循环条件下竖直管内层流膜状凝结时的换热特性进行计算并与实验结果比较。研究表明,管内凝结换热受蒸汽流速的影响不能忽略,蒸汽对液膜的剪切作用使液膜减薄,冷凝换热系数增大。由于修正模型合理地考虑了界面剪切力的影响,计算结果与实验相符。

超临界压力CO₂在垂直管内对流换热准则关联式

李志辉, 姜培学

2010, 31(5): 72-75.

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摘要:
对垂直圆管(d=2 mm)内的超临界压力CO₂,在压力为7.8～9.5 MPa、进口温度为25～40℃、进口雷诺数Re为3×10³～2×10⁴,向上流动和向下流动时的对流换热实验研究结果进行了分析。在无浮升力影响和浮升力影响较大两种情况下,将实验结果与已有的准则关联式进行了比较,发现两者偏差较大。因此,在基于实验结果的基础上,提出了新的预测超临界流体换热的准则关联式。

R134a卧式螺旋管内流动沸腾CHF特性研究

陈常念, 韩吉田, 邵莉, 陈文文, 陈斌

2010, 31(5): 76-80.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
为探索低潜热工质在卧式螺旋管内流动沸腾的临界热流密度(CHF)特性,采取大电流直接对实验段通电,利用不锈钢电阻加热的方式,在出口压力p=0.40～1.05 MPa,质量流速G=51～257 kg/m²s,入口热平衡干度X_i=-0.18～0.43的条件下开展了R134a在卧式螺旋管内流动沸腾的CHF特性研究。实验用螺旋管内径7.6 mm,螺旋径300 mm,节距40 mm,有效加热长度7.07 m。重点分析了实验段壁温沿管长和管截面周向的变化规律,以及压力、流量、干度等参数对CHF值的影响,并把实验数据与Bowring和Shah关联式的计算值进行了验证比较,结果发现这2种关联式在该实验条件下均不适用。

密度锁内分层界面的作用分析

于沛, 阎昌琪, 谷海峰

2010, 31(5): 81-83.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
进行了冷态和热态实验,结合理论分析研究了密度锁的抗扰动机理。冷态时,流体流动产生的压力差引起了密度锁中各通道流体的大环流运动;热态时,密度锁内分层界面的形成对大环流运动起到了阻碍作用。结果表明:由于压力差作用,密度锁内分层界面向一侧倾斜产生重位差;当压力差与重位差相平衡时,大环流运动被阻止,流体达到分层平衡。

基于密度锁的非能动余热排出系统特性分析

陈薇, 阎昌琪, 谷海峰, 张楠

2010, 31(5): 84-88.

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摘要:
以基于密度锁的非能动余热排出系统为背景,通过实验对该系统正常运行时密度锁的封闭特性及事故工况下密度锁的开启特性进行了分析验证。用RELAP5/MOD3.2程序对发生事故时非能动余热排出回路瞬态运行特性进行了仿真,并与实验值进行比较,二者均符合较好。结果表明,正常工况下,密度锁能有效隔离主回路和余热排出回路,余热排出回路处于非工作状态;事故发生时,在较大的重力蓄能作用下,非能动余热排出系统能够瞬间投入工作,并逐渐建立稳定的自然循环以载出余热。

摇摆条件下圆管内层流摩擦阻力的理论研究

鄢炳火, 于雷, 杨燕华

2010, 31(5): 89-92.

摘要(11) PDF(0)

摘要:
建立了摇摆条件下圆管内的层流流动模型,推导出无量纲化的速度表达式,得到摩擦阻力系数关系式。在所有附加力中,只有切向力对流体产生影响,离心力和科氏惯性力的影响相互抵消。平均摩擦阻力系数与非摇摆条件下的表达式相同。摇摆运动对层流摩擦阻力系数的影响随着雷诺数(Re)的增加而逐渐减小。

基于分数Maxwell模型对摇摆条件下流体流动特性的理论分析

鄢炳火, 于雷, 杨燕华

2010, 31(5): 93-96,107.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
针对初始速度为零的流体,利用分数Maxwell模型对摇摆条件下圆管内的流体流动特性进行了理论分析。推导出了摇摆条件下的流体流动速度表达式。分析了摇摆运动对非牛顿流体和牛顿流体流动速度的影响和速度峰值与管壁处的速度梯度的变化规律。与非牛顿流体相比,牛顿流体受摇摆运动的影响更加平均。管壁处速度梯度变化规律与速度峰值变化规律相类似,二者波动周期均为摇摆周期的一半。

并联通道瞬态流量分配方法研究

李磊, 张志俭

2010, 31(5): 97-101.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
应用多通道模型对闭式燃料栅格反应堆进行热工水力分析时,首先需要解决流量分配问题。本文提出了3种流量分配方法,编写了瞬态流量分配程序,求解了1个并联通道流量分配问题,并对这3种方法做了计算对比。结果表明,方法1只适合流量缓慢变化工况;而方法2和方法3适用于流量剧烈变化工况;但在计算同一工况时方法3比方法2更稳定;因此,方法3可作为板状燃料堆芯冷却剂通道流量分配的计算方法。

CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

傅孝良, 杨燕华, 周卫华, 杨晓

2010, 31(5): 102-107.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。

利用可选择源项分析SGTR事故放射性后果的研究

郑啸宇, 黄高峰, 曹学武

2010, 31(5): 108-112.

摘要(16) PDF(0)

摘要:
介绍了可选择源项的基本假设和剂量计算的基本方法,采用一体化核电厂安全分析程序以及美国NRC RG 1.183中定义的放射性源项和方法,评估了900 MW级核电厂发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后的放射性后果,并计算了主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量值。将计算结果与剂量准则进行比较,其结果完全在可接受的范围内。

核电厂数字化仪表控制系统仿真测试平台开发

朱立志, 林萌, 杨宗伟, 刘鹏飞, 杨燕华

2010, 31(5): 113-117.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
以经过验证的热工对象(模型)与仿真控制逻辑为基础,基于虚拟仪器中的LabVIEW软件和数据采集卡搭建仿真功能测试平台,建立仿真系统与核电厂数字化仪表控制系统之间的数据通讯,成功开发了针对岭澳核电站二期的全数字化仪表控制系统(DCS)的仿真测试平台,实现了对核电厂自主化DCS系统现场联调前的仿真调试。

基于GO-FLOW方法反应堆冷却剂泵组系统失效概率的不确定性分析

尚彦龙, 蔡琦, 陈力生, 赵新文, 闫灿斌

2010, 31(5): 118-123.

摘要(7) PDF(0)

摘要:
反应堆冷却剂泵组系统是含多种共因和包含多重共因失效部件组(CCCG)的复杂冗余系统,对其进行系统失效概率的不确定性分析是较为复杂和困难的问题。本文采用将GO-FLOW与Monte-Carlo相结合的方法对这一问题进行研究,定量计算含共因失效(CCF)的系统失效概率的不确定性。结果表明,CCF使系统失效概率均值显著增加,多重CCF的发生使系统失效概率的标准差以及包含90%取值区间的x₀₅和x₉₅分位值均有所增大,而使误差因子E_F有所减小;计算得到的系统失效概率的概率密度函数(PDF)曲线给出了系统失效概率的完整分布,弥补了仅采用点估计值所得分析结果的不完整性。

全速和半速核电厂汽轮机性能比较

王虎, 张伟宏, 张强, 李少华

2010, 31(5): 124-126,130.

摘要(10) PDF(0)

摘要:
核电汽轮机分为全速汽轮机和半速汽轮机,转速选择的不同会导致很多方面的差异,因此转速的选择是核电汽轮机选型中的重点。通过计算典型1000 MW级核电半速汽轮机和全速汽轮机的焓降型相对内效率来比较两种机型的热经济性,计算半速汽轮机与全速汽轮机末级叶片的水滴的相对速度来比较半速汽轮机与全速汽轮机的防水蚀的性能。计算结果表明,半速汽轮机的相对内效率略高于全速汽轮机的相对内效率;从安全性能来看,尤其是在防止水蚀的性能方面,半速汽轮机要好于全速汽轮机。

核安全级水泵鉴定试验系统模块化设计研究

严建华, 欧鸣雄, 滕国荣, 耿伟浩, 孙晓明

2010, 31(5): 127-130.

摘要(15) PDF(0)

摘要:
作为压水堆核电机组中的水力能动设备,泵类产品的可靠性对整个核电站的安全起着及其关键的作用。核一级、二级泵的研发中,在样机鉴定阶段要进行各种苛刻的鉴定试验,以保证设计符合系统要求。然而目前国内在关于核级泵试验方面的研究较少,本文针对目前核电站采用的核二级泵鉴定试验要求,采用模块化设计的思想,对满足其要求的试验系统设计进行了研究,就试验台架的设计思路及问题进行了讨论,并提出合理的综合试验系统设计方案。

CFBR-Ⅱ堆自发裂变中子源有效系数计算

杜金峰, 范晓强

2010, 31(5): 131-133.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
为计算CFBR-Ⅱ堆自发裂变中子源的有效强度,建立了有效系数的蒙特卡罗算法。分别抽样模拟自发裂变中子源与本征分布中子源的产生及其在系统内的输运过程,统计二者引起的泄漏中子计数,其比值即为该自发裂变中子源的有效系数。考虑到CFBR-II堆体结构的特殊性,对上下半球分区处理,采用栅元舍弃技巧计算得到堆体各处自发裂变中子源的有效系数,为堆体总的自发裂变中子有效强度计算提供了依据。

SNRE堆芯物理计算分析

解家春, 赵守智, 贾宝山

2010, 31(5): 134-138.

摘要(13) PDF(0)

摘要:
采用蒙特卡罗方法的MCNP程序对小型核火箭发动机(SNRE)的堆芯建立了5个不同精细程度的计算模型,并对其有效增殖因子、转鼓价值和功率分布进行了计算。模型分析结果表明:元件均匀化处理可以满足一般的反应性计算,而要得到元件内部功率分布则必须采用精细描述元件的模型。参数计算结果表明:SNRE堆芯基本物理特性合理,转鼓控制价值足够,功率分布均匀合理,满足设计要求。

钚部件的中子无损测量方法

刘晓波, 肖建国, 陈选勇

2010, 31(5): 139-142.

摘要(8) PDF(0)

摘要:
采用脉冲时间序列采集分析法,根据中子多重性硬件分析原理和数据解谱算法,研制了相应的数据分析处理软件,实现了裂变链中子多重性和中子衰减常数分析测量、系统参数标定、钚质量求解等功能。利用锎源对探测器、核电子学器件与脉冲序列采集器及分析软件组成的测量系统进行了测试和参数标定。采用3个不同质量的金属钚部件进行实验测量和方法验证,测量结果与样品标称值的偏差小于15%。

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2010年第31卷第5期

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