核动力工程

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2010, 31(6): .

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摘要:

罗海英, 王建华, 李文辉, 郭景任

2010, 31(6): 117-122.

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摘要:
采用事故后果分析程序(MACCS2)对台山核电厂欧洲压水堆(EPR)机组应急计划区范围进行评估。气象数据采用厂址气象塔2007年9月至2008年8月逐时气象数据,源项和释放特征等数据采用二级概率安全分析(PSA)研究成果。对台山核电厂应急计划进行评估的结果表明,台山核电厂应急计划区半径应小于0.5 km,这与EPR的设计目标是一致。但根据国家法律法规要求,结合厂址特征,推荐台山核电厂应急计划区内区半径为4 km,外区半径为7 km。

AP1000核电机组离堆废物处理方案探讨

吕军

2010, 31(6): 123-126.

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摘要:
根据废物最小化原则和我国核电国产化的总体政策,分析了AP1000核电机组离堆废物的整备处理形式。通过对不同废物处理工艺进行比较并优化组合,提出了AP1000核电机组离堆废物处理的初步工艺方案。该方案可将单堆废物货包体积控制在50 m³/a以下,符合废物最小化原则。

新型消能结构在阳江核电厂防洪设计中的应用研究

徐锡荣, 廖泽球

2010, 31(6): 127-130.

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摘要:
结合阳江核电厂厂区设计条件,采用模型试验方法对防洪消能结构进行研究。结果表明,在阳江核电厂区防洪消能结构设计中,利用山体开挖边坡上的马道进行多级消能,消能结构采用在马道外侧设置弧形坎、马道内侧设置透空直墙,可获得较理想的消能效果。

总目次

2010, 31(6): 131-142.

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摘要:

秦山核电厂二期扩建工程吊篮筒体焊接变形的分析及其控制

王庆田, 许斌, 何大明, 李燕

2010, 31(6): 1-4,9.

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摘要:
秦山核电厂二期扩建工程反应堆堆内构件3_#吊篮筒体在制造过程中出现严重焊接变形,导致功能丧失。对造成这一不符合项的原因进行了分析。对4_#吊篮筒体的焊接采取了包括修改焊接工装、修改焊接工艺与参数、施加反变形等措施,以尽可能地减小焊接变形。结果表明,4_#吊篮筒体焊接结果满足设计要求。

核电站核岛厂房复杂地基静力分析及处理方案

李忠诚, 张扬, 董占发, 王煜霞, 李相业, 凡红, 戴维荧

2010, 31(6): 5-9.

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摘要:
针对局部非均质、非岩性复杂地基,应用有限元软件ANSYS建立了地基、筏基与上部结构的一体化三维(3D)有限元模型,精确模拟捕虏体的力学特性和空间分布形态,并对捕虏体参数进行了敏感性分析,对地基不均匀沉降、筏基及上部结构内力分布、结构配筋设计等进行了综合评价。分析结果表明,在特定的捕虏体分布状态的情况下,围岩可以承担上部结构传来的荷载,捕虏体的存在对结构设计的适应性不构成影响;用C25素混凝土置换捕虏体时,置换深度为2 m时,筏板的位移值与置换深度的比值最大,经济性相对较好。

1000 MW核电站SEC系统鼓型滤网抗震计算

付强, 袁寿其, 朱荣生, 欧鸣雄, 杨爱玲

2010, 31(6): 10-14,28.

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摘要:
采用反应谱抗震计算方法,用SRSS方法组合鼓型滤网结构的各阶固有模态,并将多种地震波放大系数组成的包络线作为输入地震载荷,对1000 MW核电站重要厂用水(SEC)系统鼓型滤网结构进行了多种地震波输入的抗震计算。计算得到鼓型滤网应力最大响应发生在主轴与A型主辐条连接处,为69.75 MPa;位移最大响应发生在主横梁端部,为12.50 mm。按第三强度理论校核,强度满足抗震要求,但侧密封设计间隙(12 mm)小于位移最大响应,不满足抗震要求,需加大侧密封间隙以提高鼓型滤网抗震水平。

核设施结构单向模态反应组合新方法的应用研究

柳胜华, 夏祖讽

2010, 31(6): 15-19.

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摘要:
介绍了新版RG1.92导则推荐采用的核电厂中系统、结构和部件(SSCs)地震反应谱分析所用的单向模态组合的新方法,利用ANSYS程序自带的APDL语言的可编程特性编制了相应的程序,实现了模态反应新组合方法的应用。根据编制的程序对某一管道进行了计算,并将计算结果与完整的二次组合法(CQC组合法)及双倍和组合法(DSUM)的计算结果进行了对比。结果表明,本文编制的程序是合理的。

受汽封力作用的连续转子模型研究

杨懿, 李蔚, 陈坚红, 盛德仁

2010, 31(6): 20-23.

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摘要:
为了研究汽轮机组两端轴封的汽封力对转子振动与稳定性的影响,构建了较完整的具有两端轴封、双轴承的单盘单跨转子结构模型。除考虑转子的弯曲、剪切效应及轴的不对称等因素的影响外,还综合考虑了Muszynska汽封力和非稳态轴承油膜力联合作用的影响,运用Hamilton原理建立转子系统的非线性动力学模型,并进行了模型求解。

安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994在田湾核电厂的应用

欧阳钦, 褚英杰

2010, 31(6): 24-28.

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摘要:
为有效测量反应堆安全壳整体试验的泄漏率,田湾核电厂依据美国安全壳整体试验标准ANSI/ANS-56.8-1994开发了一系列完整的泄漏率计算程序,并先后在田湾核电厂1/2#机组首次在役整体试验中应用,效果显著。本文介绍了ANSI/ANS-56.8-1994标准在试验中的数据处理过程,以期能提供给国内核电厂安全壳整体试验以借鉴。

内模控制方法在核电厂蒸汽发生器水位系统的应用

米克嵩, 谷俊杰, 徐培培

2010, 31(6): 29-32.

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摘要:
提出了U形管蒸汽发生器的水位控制的内模控制方案,该方案中的内模控制器参数根据数学模型求取得到。利用仿真建立了U形管蒸汽发生器水位内模控制系统。结果表明该方案控制效果优于变参数比例-积分-微分(PID)控制,该方法可减少调节器参数,便于实时控制,增强鲁棒性。

安全壳整体泄漏率计算方法的比较分析

褚英杰, 欧阳钦

2010, 31(6): 33-37.

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对国际上常用的3种安全壳整体试验泄漏率计算方法进行了系统介绍。分别应用上述3种方法对田湾核电厂安全壳整体试验数据进行计算分析,同时对各计算方法的差异以及对结果的影响进行了探讨。结果表明,试验工况下应用3种计算方法所得到的泄漏率计算结果基本相同。

5MW核供热反应堆超声波棒位测量系统模块式电源设计

李智慧, 朱江, 苏升民, 钟伟

2010, 31(6): 38-40,46.

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摘要:
针对5 MW核供热反应堆(NHR-5)控制棒棒位测量指示系统因供电电源电路元器件老化出现输出电压不稳定问题,提出应对电源系统进行重新设计制作。新的设计方案采用模块化设计,整个电源系统由标准AC-DC开关电源模块和三端稳压器构成。与原分离元器件设计方案的比较结果表明,本设计方案除能为各控制棒棒位测量指示系统的功能模块正常供电之外,还提高了电源的稳定性以及可维护性。

核电站运行事件人误因素交互作用分析

张力, 邹衍华, 黄卫刚

2010, 31(6): 41-46.

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摘要:
简要介绍了核电站运行事件中人误因素之间的交互作用。从世界核电厂营运者联合会(WANO)1999～2008年的645份运行事件分析报告中筛选出人因事件432件,对事件的根原因和原因因子进行分类统计,并运用统计分析软件SPSS进行相关性分析。结果表明:①工作人员的实际操作受到多因素制约,形成良好的操作习惯是一个系统性的工作,需要多方面的支持;②口头交流、实际操作、人-机接口、程序文件这4个因素非常重要,并且经常捆绑性地同时出现,因此,如果对其中某一方面进行改进,则需考虑对其他几方面同步进行相应改进才可能有效;③管理方针和决策过程这2个与管理相关的因子同人员相关因子之间的交互作用较为显著。

全厂断电事故下封头熔池传热行为的研究

周卫华, 杨燕华, 傅孝良, 杨晓

2010, 31(6): 47-51.

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摘要:
利用SCDAP/RELAP5系统程序对CPR1000核电厂进行了建模,并对全厂断电事故(SBO)的进程进行了模拟,分析了SBO中从堆芯开始裸露到完全裸露的熔化过程以及堆芯熔融物掉入下封头后下封头中熔池的传热行为。结果表明,熔融物在下封头形成一个混合层和重金属多孔介质层,且失效的位置在下封头侧部30°～40°位置(压力容器底部为0°)。

超临界水堆反应堆物理-热工水力耦合程序系统MCATHAS的开发

安萍, 姚栋

2010, 31(6): 52-55,74.

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摘要:
针对超临界水冷反应堆(SCWR)开发了物理-热工水力耦合计算程序系统(MCATHAS)。该程序充分考虑SCWR轴向材料温度、密度的剧烈变化及和功率分布的相互影响。程序系统采用外耦合的方式;中子学计算采用连续截面库并行版MCNP程序;热工水力计算采用子通道ATHAS程序;燃耗计算采用ORIGEN程序。HPLWR燃料组件计算结果表明,程序计算结果是可靠的。

板状燃料反应堆热工水力实时仿真程序研究与开发

张志俭, 李磊, 郭赟

2010, 31(6): 56-63.

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摘要:
板状燃料反应堆多通道热工水力实时仿真程序采用三方程模型作为基本模型,补充了适合板状燃料堆芯矩形冷却剂通道的换热系数模型、阻力系数模型等封闭方程,提出了多通道瞬态流量分配模型和堆芯冷却剂通道间流量求解方法,采用查表法求解水和水蒸汽物性参数。IAEA 10MW MTR基准题中反应性引入事故和堆芯失流事故的求解表明,在实时仿真支撑平台SimExec环境下编写与运行的该程序精确而正确。

CO₂与He动力循环比较

段承杰, 王捷, 杨小勇, 丁铭, 曹建华

2010, 31(6): 64-69.

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摘要:
布雷顿循环是第4代核反应堆动力循环的关键技术。通过对CO₂布雷顿循环进行系统分析,并与目前核能转换系统中研究得最广泛的He布雷顿循环进行比较。结果表明:在相同功率下,由于单位质量的CO₂工质吸收的热量较少,导致其循环质量流量很大;但是,由于CO₂密度较大,其体积流量V反而比He循环小;在较低温度(650℃)下,布雷顿循环的效率也能达到较高水平,同时还可以减小换热及做功部件的体积。

摇摆条件下矩形通道内层流传热特性的数学分析

鄢炳火, 于雷, 杨燕华

2010, 31(6): 70-74.

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摘要:
对摇摆条件下矩形通道内的层流特性进行了理论分析。推导出摇摆条件下的速度和温度关系式,并由此得到传热系数关系式。Nu的平均值与位置有关;瞬时Nu的波动振幅随Pr的增加而增加;瞬时Nu与摇摆运动之间的相位差为45°。

小通道振荡导致密度锁失效研究

王升飞, 阎昌琪, 谷海峰, 于沛

2010, 31(6): 75-79.

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摘要:
对密度锁内小通道振荡现象进行实验研究,发现密度锁失效是由于某一小通道内的分层界面在振荡过程中超出栅格,从而在小通道间形成循环所致。通过理论分析,提出3种解决方法:改变通道管径、减小通道间压差和扰动均匀化,以此为依据设计密度锁结构并进行实验进行验证。结果表明:改变通道管径只有在振荡界面通过管径变化处时才起作用;减小通道间压差的方法则需增加密度锁长度;扰动均匀化是最佳方法,可有效地减弱振荡幅度。

单面加热矩形窄缝通道流型可视化研究

王俊峰, 黄彦平, 王艳林

2010, 31(6): 80-84,92.

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摘要:
针对截面为40 mm×3 mm的竖直矩形窄缝通道,在低压以及入口温度过冷的条件下,对水流动沸腾的流型特征进行了可视化实验观察。观察到弥散泡状流、合并汽泡流、搅拌流和环状流4种流型;获得了矩形窄缝通道内流型的二维可视化图像,为流型的确认提供了直观的依据;对实验数据进行了初步分析,绘制了单面加热矩形窄缝通道内水流动沸腾的流型图。将本实验数据与现有的典型流型图进行了初步的对比分析,结果表明加热蒸汽-水的流型及其转变规律与绝热空气-水的差异明显。

C/C-SiC复合材料的水润滑摩擦磨损特性

高雯, 唐睿, 龙冲生, 王继平

2010, 31(6): 85-88.

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摘要:
通过液相气化热梯度CVI法与反应熔渗法(RMI法)相结合,制备出C/C-SiC复合材料;材料密度1.4～1.6 g/cm³。通过环块摩擦磨损实验考察了在水润滑条件下的载荷和摩擦速度对其摩擦磨损特性的影响。实验结果表明:在水润滑环块式摩擦试验中,摩擦速度对C/C-SiC试样的摩擦系数和比磨损率影响较大:①当摩擦速度小于1.046 m/s时,摩擦系数稳定在0.12左右;②当摩擦速度高于1.046 m/s,摩擦系数减小很快,尤其是当摩擦速度达到2.092 m/s后,摩擦系数减小到0.01～0.02,这与水润滑膜的形成有关;③随着摩擦速度的增加,摩擦系数和比磨损率都有较大减小。载荷的影响相对较小:随着载荷的增加,摩擦系数和比磨损率都有所增大。C/C-SiC试样的摩擦磨损过程以磨粒磨损和微凸体断裂机理为主。

弥散型核燃料元件的Eshelby解析分析

万远富, 丁淑蓉, 霍永忠

2010, 31(6): 89-92.

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摘要:
利用Eshelby问题的模型,在考虑温度场和辐照肿胀的条件下,采用理论分析的方法分析了颗粒的形状以及辐照肿胀对应力状态的影响。研究发现:第一主应力和Von Mises等效应力的最大值出现在颗粒和基体的边界上,它们的具体数值与颗粒形状等因素有关;燃料颗粒的辐照肿胀对第一主应力和Von Mises等效应力有很大的"增强"作用。

压水反应堆达临界的外推修正

代前进, 张佶翱, 詹勇杰, 潘泽飞, 叶国栋

2010, 31(6): 93-95,101.

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摘要:
通过外推临界状态来控制反应性引入是目前压水堆核电厂反应堆达临界的常用手段。在分析线性外推理论不足的基础上,运用有源、次临界状态下的中子倍增理论,对非平衡态、稀释阶段和提控制棒阶段的中子计数进行了分析。分析结果表明,在临界外推过程中,稀释的滞后效应、控制棒微分价值的非线性变化、次临界下中子注量率的非均匀增长等因素严重影响外推临界状态。针对这些影响因素,对线性临界外推方法提出了初步的修正方法和改进建议。

秦山第二核电厂升/降负荷时硼化稀释量计算

施卫华, 潘泽飞, 叶国栋

2010, 31(6): 96-101.

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摘要:
为控制反应堆堆芯轴向功率分布形状和补偿反应性的变化,核电厂在升/降负荷过程中除了需要调节控制棒插入深度,同时还需要调节慢化剂中的硼浓度。为了快速准确地计算升/降负荷过程中的稀释硼化量,本文利用MATLAB程序中的SIMULINK模块,建立了一个反应堆在升/降负荷情况下的硼化稀释计算模型。并与实际生产中的稀释硼化数据进行了比对,采用所建立模型的预测结果与实测数据偏差较小,最大相对误差为5.21%。

压水堆核电厂负荷跟踪系统设计与特性研究

施希, 吴萍, 赵洁, 刘涤尘

2010, 31(6): 102-105,112.

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摘要:
压水堆核电厂通过功率控制系统调节反应堆的反应性,以达到负荷跟踪的目的。本文设计的功率控制系统利用模糊控制器对棒速和硼浓度的联合控制做出最优选择,并利用功率补偿通道加快响应速度。MATLAB(Matrix Laboratory)的仿真结果证明该系统具有优良的负荷跟踪特性。利用电力系统分析综合程序(PSASP)的自定义模型功能,将该控制系统模块接入核电厂全系统模型,仿真结果表明压水堆核电厂的负荷跟踪能力可达到行业技术标准,并能满足电网的日负荷调峰要求。

基于寿命评估与经济性分析确定核电厂触点开关的预防性维修周期

石颉

2010, 31(6): 106-112.

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摘要:
将寿命预计、成本最优与经济性分析相结合,提出了系统、综合的预防性维修周期确定方法。应用双参数威布尔分布模型确定某型号触点开关的平均寿命;以成本最小为目标,建立了全部定时更换模型以及工龄定时更换模型,得到了该型号触点开关的预防性更换周期,根据预防性更换周期的结果,确定了8种备选方案;应用经济性分析模型,按照该模型对文中提出的8种方案进行了经济性分析,得出了成本最优以及经济性最优的备选方案。

基于分形理论的反应堆零件松动报警

方力先, 曾复, 曹衍龙, 杨将新, 王赤虎, 谢永诚, 沈小要

2010, 31(6): 113-116,122.

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摘要:
为提高核电站松动件监测系统的报警准确率,提出用非线性分形理论对松动件进行报警。通过分析背景噪声、松动件冲击信号和背景噪声下冲击信号的关联维数发现,关联维数的变化能很好地反映出反应堆运行中的零件松动情况。即不同质量的零件松动产生的冲击信号具有相近的关联维数,且与背景信号有明显的区别;在背景信号下的钢球冲击信号仍能表现出钢球冲击信号的特征。实验证明,即使在很小信噪比下,仍能有效检测出冲击信号。

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2010年第31卷第6期

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