核动力工程

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王冬勇, 郝琛, 赵强, 吴宗佩, 吴宏春, 李富

2016, 37(2): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0001

摘要(90) PDF(0)

摘要:
分析多群核截面协方差矩阵信息特点,采用平源近似研究多群核截面协方差矩阵转群方法并自主开发核截面协方差矩阵转群通用程序T-COCCO。以SCALE6.1程序自带44群核截面协方差矩阵信息为基础,通过T-COCCO对²³⁵U、²³⁸U、²³⁹Pu等核素的不同核反应进行核截面协方差矩阵能群结构转换,分别得到33群、47群和70群核截面协方差矩阵,并与NJOY程序制作的响应能群核截面协方差矩阵信息进行对比。对比研究及分析矩阵特性参数信息可知:在能群结构差异不大时(能群数目的变化在两倍以内),本文研究的转群方法是合理的,开发的程序可以方便、快捷、高效获得所需能群结构的核截面协方差矩阵信息,该信息可以用于开展核数据计算不确定性和敏感性分析。

燃料棒多物理数值模型研究与程序开发

费敬然, 司胜义, 陈其昌

2016, 37(2): 7-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0007

摘要(102) PDF(0)

摘要:
提出"数值燃料棒"概念,研究燃料棒多物理数值模拟技术,开发出相应的模型及程序。编制了基于有限元方法的热传导、力学计算模块和基于特征线方法(MOC方法)的中子输运计算模块,并进行验证。计算结果表明:相关计算模块的开发是有效的,可为进一步耦合求解燃料棒热传导问题、力学问题和中子输运问题,模拟燃料棒在反应堆内极端环境下的各种行为奠定基础。

采用³He回路的功率跃增辐照装置物理特性研究

张亮, 邱立青, 邓才玉, 童明炎

2016, 37(2): 13-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0013

摘要(158) PDF(1)

摘要:
功率跃增辐照装置用于研究堆内进行燃料元件功率跃增试验(PRT)。对置于高通量工程试验堆(HFETR)中的PRT辐照装置,采用MCNP程序计算装置的中子学特性、各结构的释热率及其轴向分布;采用物理-热工耦合计算方法,结合MCNP程序和CFX程序,得到³He回路压力范围内燃料棒的功率变化。结果表明:³He气体层能显著削弱进入氦屏以内结构的热中子流,并降低装置及其周围的中子注量率;改变³He气体密度能显著地改变装置及其周围的中子场,有效地调节试验燃料棒的功率。燃料芯块释热功率随³He气体压力的减小而单调递增,其计算值与采用自然对数函数拟合的曲线吻合良好。

国产自主化燃料组件入堆辐照燃料管理策略研究

廖鸿宽, 李利刚, 廖泽军, 于颖锐, 邓志新, 焦拥军, 吴磊

2016, 37(2): 19-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0019

摘要(83) PDF(1)

摘要:
为完成中核集团具有自主知识产权的N36特征化组件、CF2和CF3燃料组件入堆辐照计划,实现不同燃料组件的辐照要求。研究了秦山第二核电厂2号机组第9循环到第12循环的燃料管理策略;综合考虑核电厂的经济性、安全性和辐照组件的考验要求,共完成5组燃料管理方案。最终的燃料管理方案在满足电厂安全经济运行的条件下,使得3种燃料组件已实现各自的辐照目标。

蒸汽发生器管子支承板水力特性试验研究

文博, 李勇, 熊挺, 昝元峰, 闫晓, 卓文彬, 李朋洲

2016, 37(2): 23-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0023

摘要(76) PDF(0)

摘要:
为获得蒸汽发生器管子支承板的水力特性,对不同结构的三叶梅花形管孔及四叶梅花形管孔开展单相及两相试验研究。研究表明:在本试验工况范围内,梅花孔支承板的单相局部阻力系数随雷诺数增大而先增加,然后趋于不变;倒角半径或流通面积比越大,单相局部阻力系数越小;两相局部阻力较Chisholm关系式和林宗虎关系式的预测值偏大,而与CFD计算结果符合较好。

垂直圆管内超临界R134a对流传热实验研究

陈佳跃, 熊珍琴, 肖瑶, 顾汉洋

2016, 37(2): 27-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0027

摘要(106) PDF(0)

摘要:
为研究超临界压力下的对流传热特性,对超临界压力氟利昂R134a在内径25 mm垂直圆管中的受热上升流动传热进行了实验研究,获得压力4.5 MPa和4.7 MPa、质量流速G=400～700 kg/(m²·s)、热流密度q=30～60 k W/m²的实验数据,对换热强化和传热恶化的规律和特性以及其影响因素进行了分析。结果发现,在拟临界区附近,超临界压力R134a出现明显的强化换热现象。在低质量流速或高热流密度下发生传热恶化,其恶化边界为q/G>0.06 k J/kg。在特定的工况下观察到两次传热恶化:第一次发生在临近入口区域,在不同流体入口温度下均观测到恶化;第二次发生在远离入口区域,仅在一定流体焓值范围内存在。实验参数敏感性分析表明,传热强化随质量流速的增加、热流密度的减小、压力的降低而增加,而传热恶化则相反。

高温球床辐射换热机理研究

吴浩, 桂南, 杨星团, 屠基元, 姜胜耀

2016, 37(2): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0032

摘要(64) PDF(0)

摘要:
以角系数为切入点研究球床辐射换热机理,在球坐标系下推导出2个单位球之间角系数的解析表达式。对于角系数的数值计算,蒙特卡洛法可以达到很高的计算精度,适合用于大规模并行计算。在球床中由于颗粒球之间的相互阻挡,在球心距超过2倍球径时2个球之间的角系数近似衰减为零。利用voronoi单元体对球床进行空间局部划分,在体心立方(BCC)、面心立方(FCC)和随机堆积中近似认为所有存在辐射关系的颗粒球均在2层Voronoi单元球内,颗粒球数量为60～80个。在可接受的范围内忽略了大量辐射关系极弱的颗粒球,大幅度简化了球床辐射计算模型。

强迫循环向自然循环过渡的比例分析研究

石䶮, 杨福明, 李玉全

2016, 37(2): 38-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0038

摘要(90) PDF(0)

摘要:
整体性热工水力学试验是验证压水堆核电站安全性的核心技术,针对反应堆主回路循环特性的比例分析是指导整体性试验台架设计的理论依据。基于两相漂移流模型建立反应堆主回路强迫循环和自然循环的控制方程组。应用初始条件对方程无量纲化,得出整体性试验台架模拟原型电站主回路强迫循环向自然循环过渡的相似准则,提出能够模拟原型电站主泵惰转并满足循环过渡相似性要求的试验方法。

非能动安全壳外部下降段的热工水力分析

李乐, 李成, 张亚军, 伊雄鹰

2016, 37(2): 43-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0043

摘要(75) PDF(0)

摘要:
为研究事故时非能动安全壳外部下降段对堆芯余热排出的影响,建立简化的安全壳外部结构计算模型并进行数值计算,获得自然力作用下的安全壳外部冷却循环特性。讨论下降段、导流板和上升段之间的耦合换热特点,分析下降段宽度对安全壳外部冷却的影响。研究表明,当竖直部分较高时不宜略去下降段。

浮升力和流动加速效应对超临界CO₂传热影响研究

刘光旭, 黄彦平, 王俊峰, 昝元锋, 郎雪梅

2016, 37(2): 48-51. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0048

摘要(74) PDF(0)

摘要:
在简单自然循环回路内开展了传热实验研究,分析浮升力效应和流动加速效应对自然循环条件下超临界CO₂传热的影响,提出一个适用于自然循环工况的新传热关系式。研究结果表明:上述两种因素中浮升力效应是影响自然循环条件下超临界CO₂传热的主要因素,提出的关系式能较好地预测自然循环条件下CO₂传热特性。

临界漂移分析

杨俊云, 肖刚, 应阳君

2016, 37(2): 52-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0052

摘要(107) PDF(1)

摘要:
使用临界漂移分析程序(Cri SAA)对TRACY装置上的匀速注入核燃料溶液(RF)实验进行数值模拟,研究核燃料溶液装置开放临界漂移的瞬态特征,模拟结果是预测性的。Cri SAA给出实验的第一次峰时间、第一次峰功率、第一次峰释能和总裂变能等物理量的随机性特征,分析了反应性添加速度、铀溶度对临界漂移的影响。提出适用于开放临界漂移分析的改进的Fuchs模型,该模型有助于理解开放临界漂移过程。

双D形流道内超临界二氧化碳传热特性数值研究

刘生晖, 黄彦平, 刘光旭, 王俊峰, 赵大卫, 臧金光, 昝元锋, 郎雪梅, 徐建军

2016, 37(2): 56-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0056

摘要(81) PDF(7)

摘要:
对简单双D形流道内超临界二氧化碳传热特性进行数值研究。重点研究了热流体质量流速对换热功率和换热效能的影响,以及热流道失流工况对传热特性的影响。研究表明:随着热流体质量流速增加,换热器换热功率增加,换热器换热效能降低;换热器的换热能力受冷热流体温差驱动,热流体失流时换热器换热能力下降,壁面温度降低,与定热流密度传热存在一定差异。

高压条件下矩形并联双通道流动不稳定与沸腾临界现象分布区域的实验研究

唐瑜, 陈炳德, 熊万玉, 黄彦平, 徐建军

2016, 37(2): 60-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0060

摘要(89) PDF(1)

摘要:
以截面尺寸为50 mm×2 mm的矩形并联双通道为实验本体,进行12～15 MPa的压力下密度波流动不稳定与沸腾临界的实验研究。研究发现:在高压条件下,随着压力和质量流速的增加,发生沸腾临界的热工参数范围扩大,而流动不稳定区域相应缩小。通过将热工参数无量纲化,在相变数(N_pch)-过冷度数(N_sub)图上绘制了沸腾临界线及不稳定边界,揭示了热工参数对流动不稳定与沸腾临界存在区域的影响机制。

TVD格式在一维流动分析计算中的应用研究

刘伟, 闫晓

2016, 37(2): 65-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0065

摘要(83) PDF(1)

摘要:
总变差消减(TVD)作为一种先进的对流离散格式,具有较好的数值稳定性和计算精度,可有效避免数值振荡和假扩散的发生,特别适合于具有波动特性的瞬态热工过程的分析计算。本文以一维流动为例,基于TVD离散结果开发了计算程序,采用不同的算例对计算程序进行验证,证实了TVD格式的有效性。

包壳瞬态氧化过程中的相变磁滞现象模拟

何晓强, 余红星, 江光明, 党高健, 吴丹, 张渝

2016, 37(2): 70-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0070

摘要(60) PDF(0)

摘要:
利用基于扩散方程的包壳氧化模型,对与氧化锆(ZrO₂)的单斜相-四方相共存相关的相变磁滞现象进行了分析。得到的主要结论有:该模型能较好地模拟包壳瞬态氧化时的相变磁滞现象;当升温或降温速率较大时,相变磁滞现象较明显;该模型比抛物线型公式能更好地预测美国橡树岭国立实验室(ORNL)开展的假想失水事故(LOCA)氧化实验。

基于双能γ射线吸收法的U-Zr弥散燃料芯体铀均匀性检测技术

罗建东, 都宇, 唐月明, 许贵平, 王学权, 张晓川

2016, 37(2): 74-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0074

摘要(91) PDF(1)

摘要:
双能γ射线吸收法是一种检测弥散燃料元件铀均匀性的新方法。实验选用⁷⁵Se多能谱γ射线源中的2个分支比较高的能量136、264 ke V进行测试;选用高纯锗(HPGe)探测器进行γ射线探测。根据U、Zr的γ射线衰减系数差异在136 ke V能量下远大于264 ke V能量的特性,测定U-Zr弥散燃料芯体中的U、Zr含量和均匀性。实验使用有机玻璃瓶罐装U粉末、Zr粉末制作标准样进行吸收系数标定,使用"迭代法"对方程进行求解。最终结果显示测试相对精度为±5%,满足大多数工程应用要求。

包覆燃料颗粒几何参数统计规律对破损率的影响

李荣, 刘兵, 唐春和

2016, 37(2): 77-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0077

摘要(83) PDF(0)

摘要:
将包覆燃料颗粒的碳化硅包覆层看作模型中的承压壳,利用蒙特卡罗方法,将颗粒几何参数的统计分布应用到压力壳式模型,考虑颗粒包覆层几何参数的统计规律对破损率的影响。研究结果表明,包覆燃料颗粒核芯半径、疏松层厚度、内致密热解炭层厚度以及碳化硅层厚度等参数对破损率有较为明显的影响;其中,核芯半径和疏松层厚度是影响破损率相对关键的因素。

事故容错燃料芯块热学性能分析

许多挺, 刘彤, 任啟森, 黄恒, 武海龙

2016, 37(2): 82-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0082

摘要(78) PDF(0)

摘要:
采用CFX数值模拟得到UO₂-Mo、UO₂-SiC、UO₂-BeO、U-Si、全陶瓷包覆燃料（FCM）以及传统UO₂燃料芯块在正常工况与事故工况下的温度分布,并依据燃料的热学行为对各种芯块进行分析评价。结果表明,FCM燃料的导热与耐热综合性能优于其他芯块。

锆合金氧化膜微观缺陷的量化表征

龙冲生, 韦天国, 陈洪生, 肖红星, 赵毅

2016, 37(2): 87-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0087

摘要(104) PDF(0)

摘要:
基于离子在氧化膜中的迁移,建立一种可量化表征合金氧化膜微观缺陷的离子迁移方法(IMM)。利用IMM方法,对不同成分的锆合金在不同条件下腐蚀得到的氧化膜样品进行了测试。结果表明:建立的方法能清楚地反映氧化膜中的微观缺陷情况以及微观缺陷随腐蚀条件的变化。该方法进一步完善后,可以为合金氧化微观结构量化分析提供一个有效手段。

核电厂反应堆冷却剂平均温度预测控制及仿真研究

钱虹, 房振鲁, 金蔚霄, 周蕾, 郑鹏远

2016, 37(2): 91-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0091

摘要(96) PDF(1)

摘要:
针对核电厂反应堆冷却剂平均温度控制对象,采用冷却剂平均温度的非参数模型,设计动态矩阵控制器(DMC)。采用用于过程控制的对象连接与嵌入(OPC)技术与核电仿真模型连接,构建用于冷却剂平均温度控制仿真研究的平台,在矩阵实验室(MATLAB)环境下针对小范围负荷波动设计动态矩阵预测控制器。仿真得到冷却剂平均温度的跟踪曲线与冷却剂平均温度调节棒(R棒)的变化曲线。通过堆芯轴向功率分布偏差,验证该预测控制算法在满足优化控制性能的同时,保证了反应堆功率分布的安全合理性。

百万千瓦级压水堆核电厂二级PSA源项分析与研究

陈巧艳, 杨志义, 周涛, 李汉辰

2016, 37(2): 97-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0097

摘要(103) PDF(0)

摘要:
为解决源项分析中存在的问题,使用严重事故一体化软件进行详细的计算分析,给出百万千瓦级压水堆核电机组各释放类的源项释放结果。针对代表性事故序列选取这一关键技术问题,进行敏感性分析,结果表明,代表性事故序列的选取方法应尽可能从概率代表性的角度,选取释放类中发生概率最高的事故序列。此外,释放途径模拟、水洗对放射性产物的去除作用对计算结果影响较大,应进行详细模拟。

小型核反应堆应急计划区的研究

陈文军, 姜胜耀, 梁漫春

2016, 37(2): 102-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0102

摘要(123) PDF(5)

摘要:
适用于大型核反应堆的应急计划区划分方法不能完全适用于小型核反应堆。应急计划区的划分需充分考虑公众可能受到的预期剂量和可防止剂量,将所得到的剂量数据与规定的干预水平相比较,确定应急计划区范围。以烟羽应急计划区范围外的预期剂量不超过10 m Sv为例,利用MACCS软件计算在指定应急计划区范围的限制条件下,对释放源项水平的要求,详细说明应急计划区的划分及计算过程。

基于移相触发的数字化驱动机构电流闭环调节装置设计

李国勇, 郑杲, 许明周, 金远

2016, 37(2): 106-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0106

摘要(109) PDF(0)

摘要:
基于移相触发控制原理设计数字化驱动机构电流调节装置。通过闭环比例、积分、微分(PID)调节、时序电流实时监测等技术改进电流调节装置;设计了电流锁闭功能,以满足停堆多样化的相关要求。试验结果表明,相关设计满足驱动机构运行要求,部分技术指标有所优化。

核级阀门故障概率的时变性研究

郭海宽, 蔡琦, 赵新文, 张永发

2016, 37(2): 111-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0111

摘要(82) PDF(1)

摘要:
核级阀门具有高可靠性、长寿命的特点,阀门历史失效数据的小子样问题突出,并且由冲击、振动、磨损、腐蚀等耗损性因素引起的故障,其故障概率具有时变性,随时间的增加而增大。故障概率p为常数的Jeffreys先验模型不能以合理概率复现观察数据,故满足不了分析p的时变性要求。对服从Binomial分布的阀门故障数据建立广义线性模型,研究概率p的时间趋势;在评价模型复现观察数据能力时不仅进行定性图检验,而且还利用贝叶斯χ²统计量进行定量化检验;经过定性和定量的双重检验,表明该模型具有良好的预计能力,可以分析阀门故障概率p的时变性。

新型乏燃料贮存格架自主研制

莫怀森, 袁呈煜, 谭经耀

2016, 37(2): 116-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0116

摘要(99) PDF(0)

摘要:
自主研发一种新型乏燃料贮存格架。基于该乏燃料贮存格架的结构,从临界安全、热工水力和力学抗震等方面论证新型乏燃料贮存格架的安全性、可靠性。为了验证新型乏燃料贮存格架的设计合理性和制造工艺可行性,制造1台工程样机,并进行支腿调节试验和模拟组件插拔试验。通过样机的制造和试验表明,新型乏燃料贮存格架设计合理、制造可行,可以批量化生产。

非能动安全壳冷却系统空气流道阻力特性及结构敏感性研究

潘新新, 向文娟, 宋春景

2016, 37(2): 122-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0122

摘要(88) PDF(1)

摘要:
应用经试验验证的计算流体动力学(CFD)程序分析第三代先进核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)空气流道阻力特性。结果表明:空气流道阻力系数随着流速的增加变化不大,主要阻力出现在空气入口、导向叶片和上升通道;导向叶片的设计可降低流动损失,可通过对叶片形状进行优化减小阻力系数;受安全壳传热需求限制,上升通道与下降通道之间的间距比取1∶3是合适的。

基于两种模型下的储水罐应力计算

黄文, 谭添才, 马建中

2016, 37(2): 127-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0127

摘要(91) PDF(1)

摘要:
分别采用弹簧质量模型和流固耦合模型2种方式对大型储水罐进行相互验证计算。弹簧质量模型基于HOUSNER理论,计算出脉冲液体质量M₀、脉冲液体重心高度H₀、对流液体质量M₁、对流液体重心高度H₁以及弹簧模拟对流液体晃动频率的等效刚度k₁,并以此作为有限元模型的输入参数;流固耦合模型采用ANSYS的流体单元fluid80模拟液体,壳单元shell181模拟储水罐,考虑液体及结构阻尼,计算结构在地震时程下的响应。

反应堆舱密封性试验技术

林晓玲, 田沿杰

2016, 37(2): 129-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0129

摘要(85) PDF(0)

摘要:
提出2种堆舱密封性试验方法:压力衰减法和示踪剂泄漏试验法。针对2种试验方法的原理依据,给出试验测量和分析方法。经分析论证,示踪剂泄漏试验可采用SF₆气体作为示踪剂。

管道布置验证程序开发及其应用

刘琴, 陈兴华

2016, 37(2): 132-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0132

摘要(94) PDF(0)

摘要:
核电站中的核岛管道布置工作包括管道走向及支吊架设置,需要满足工艺要求、抗震、承重及柔性等要求。主要介绍在台山核电厂项目中一种管道初步设计过程中使用的管道布置验证程序,该程序成功地运用在该设计过程中。结果表明:该程序能够有效地对工艺管道的布置进行力学验证,保证设计质量,减少设计工作的迭代,提高设计效率。

压水堆核电厂瞬态试验工况下调硼量分析及其操作应用

刘道光, 于航, 栾振华, 刘鹏

2016, 37(2): 136-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0136

摘要(89) PDF(0)

摘要:
中国改进型百万千瓦级压水堆(CPR1000)机组瞬态试验过程中,由于机组状态剧烈变化,会在短时间内引入大量负反应性,使一回路不易维持堆芯状态稳定,试验过程中需要通过准确调节一回路冷却剂的硼浓度以补偿反应性的变化。通过研究机组瞬态试验过程中功率控制棒(G棒)、温度控制棒(R棒)、功率变化、氙毒变化等引起的反应性变化,并依据当前硼浓度及其微分价值,分析计算得到所需硼浓度变化量及试验过程中所需硼稀释量,并根据计算结果为运行人员制定合适的机组控制策略。调试过程及试验结果表明,研究分析硼稀释量能够显著降低机组控制风险,提高机组运行质量,获得良好的经济效益。

CPR1000核电机组对空旁路排放系统控制指令振荡及阀门失效分析

彭海成, 杨中, 杨建辉, 欧阳辉, 李晋

2016, 37(2): 141-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0141

摘要(90) PDF(0)

摘要:
针对CPR1000核电机组蒸汽对空旁路排放系统(GCT-a)出现的控制指令振荡和阀门失效问题,对GCT-a控制回路的比例积分控制器参数进行优化。利用阀门诊断仪(Flow-scanner 6000)对阀门参数进行测试,结合工艺系统运行数据,指出阀门失效根本原因是阀门的阀笼在流量设计上存在问题,导致系统在运行时阀门控制指令出现振荡,致使阀门的密封面加速受损,并提出该问题的解决办法。

田湾核电站主泵轴承汽蚀磨损CFD研究

曾小康, 周慧辉, 熊万玉

2016, 37(2): 143-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0143

摘要(85) PDF(0)

摘要:
田湾核电站采用水润滑轴承,在核电厂运行中轴承释热率一直偏高,轴瓦存在较严重的磨损。针对主泵轴承的出现的问题,采用计算流体动力学(CFD)方法分析主泵轴承动静轴瓦之间微小空间内流体的流动特性和压力分析。分析表明:主泵轴承释热率偏高和频繁磨损的根本原因是轴承室空化汽蚀;空化汽蚀的发生是由局部区域的流动加速效应引起的。

AP1000安注箱出口管线流阻试验的程序可行性分析

孔祥卫, 邱凤翔, 纳红卫

2016, 37(2): 147-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0147

摘要(88) PDF(0)

摘要:
采用迭代法计算先进非能动压水堆AP1000安注箱(ACC)出口管线流阻试验期间,随着出口电动阀的逐渐打开,安注箱液位、安注流量的变化。评估选用的试验初始工况能否保证管线上的止回阀充分打开、阀门全开后是否有足够长的有效数据测量时间等。结果表明,选用的工况能够保证测得的数据有效,可用于计算实际流阻。

超临界水堆典型事故分析

刘亮, 周涛, 陈杰, 方晓璐, 陈娟, 魏晓燕, 夏榜样

2016, 37(2): 151-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0151

摘要(97) PDF(0)

摘要:
选取中国百万千瓦级超临界水冷堆(CSR1000)为研究对象,以SCAC安全分析程序为基础,编制了SCAC-CSR1000安全分析程序。将计算结果与同堆型计算程序SCTRAN进行对比,验证程序的可靠性;此后进行在能动安全系统控制下的部分失流、汽轮机阀门误关闭、控制棒抽出、冷却剂泵卡轴事故计算。结果表明,CSR1000反应堆在4种瞬态事故下,都能够保证最高包壳温度(MCST)低于1260℃的安全限值;每个事故下第二流程MCST均高于第一流程MCST;汽轮机阀门误关闭事故具有较小的安全边界。

低压系统中非能动虹吸破坏的机理研究

郑伊芸, 黄善仿, 郭啸宇, 王宁波, 庞天枫, 江斌, 秦晓斌, 夏少鹏, 李敏

2016, 37(2): 156-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0156

摘要(126) PDF(1)

摘要:
虹吸破坏现象对核安全中的冷却剂丧失事故有重要影响。对非能动空气-水两相流系统中的虹吸破坏过程进行了实验研究,观测了流动过程,对压差、液相流量及液位随时间的变化进行了测量。实验观察到下降管段中的两相流流型随时间变化依次为泡状流、弹状流和降膜流。实验结果表明,非能动虹吸破坏系统能够显著增加压降,降低液相流量。因此,非能动虹吸破坏现象能够减少冷却剂丧失事故中堆芯裸露的风险。

基于缩比模型的AP1000自动泄压系统泄压工况下内置换料水箱过冷水流动特性实验研究

吴广皓, 陆道纲, 王忠毅, 张钰浩, 傅孝良, 杨燕华

2016, 37(2): 160-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0160

摘要(70) PDF(0)

摘要:
以AP1000为原型,搭建整体缩比实验台架,模拟内置换料水箱(IRWST)中自动泄压系统(ADS)泄压工况下,高温高压蒸汽在水下的喷放、冷凝过程,主要利用热电偶点阵、粒子图像测速(PIV)等技术监测喷洒器附近蒸汽喷放过程中的行为以及池内三维温度场、速度场分布。通过对喷放情况下内置换料水箱内过冷水的热分层及自然循环现象的研究,提出优化方案,从而提高内置换料水箱中水的利用率。

交混翼定位格架关键部件—交混翼角度/刚凸形状数值模拟研究

杨保文, 韩斌, 张汇, 单建强

2016, 37(2): 165-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0165

摘要(88) PDF(1)

摘要:
定位格架作为强化燃料组件热工水力性能最重要的结构,其对提高反应堆经济性和安全性至关重要,因此对其研究一直是实验和数值模拟的热点。交混翼和刚凸作为格架中的两个关键部件对格架的热工水力性能和机械性能都有着很大的影响。本文从基础研究的角度出发,通过与实验数据对比来验证CFD程序在绝热工况下压降的计算结果,然后将验证过的CFD模型运用到交混翼角度和刚凸形状对流场影响的分析中,并用程序CFX和程序STAR-CD做计算结果对比。

熔融物热细粒化的实验研究

彭程, 佟立丽, 曹学武, 闫晓

2016, 37(2): 171-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0171

摘要(102) PDF(0)

摘要:
通过小规模细粒化实验(SSFT)实验装置开展锡、铅及锡铅合金为熔融物材料的热细粒化实验研究。研究材料物性、下落高度、熔融物初始温度及冷却水温度等对热细粒化的影响;通过分析实验碎片的形貌及大小分布,研究不同参数范围内熔融物热细粒化机理,给出了细粒化机理分区图谱。

非能动安全壳冷却系统模拟分析程序PCCSAP-3D及其验证

王岩, 杨燕宁, 张尧力, 周志伟

2016, 37(2): 175-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0175

摘要(98) PDF(0)

摘要:
PCCSAP-3D是我国自主开发用于分析评价非能动安全壳冷却系统(PCCS)的专用程序。通过对AP1000反应堆系统进行建模,使用PCCSAP-3D模拟分析AP1000在假想的冷却剂丧失(LOCA)以及主蒸汽管道破裂事故(MSLB)等设计基准事故下非能动安全系统的运行瞬态,并与西屋公司开发的非能动冷却系统分析程序WGOTHIC的计算结果进行对比。分析结果显示,两者吻合良好,PCCS能够有效地将假想事故下安全壳内的压力控制在设计安全限值以下。初步验证PCCSAP-3D程序对于AP1000反应堆PCCS冷却性能评价的可用性。

双探针两相流测量机理的数值模拟

刘航, 潘良明, 邓佳佳, 袁德文, 黄彦平

2016, 37(2): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2016.02.0180

摘要(91) PDF(0)

摘要:
基于流体体积函数(VOF)模型,通过用户自定义标量方程(UDS),建立电导探针测量气-液两相流参数的基本模型。采用所建立的模型对垂直圆管气-液两相流双探头电导探针测量过程进行模拟,得到气泡流动过程中探针外部空间的电场分布。模拟结果显示:气泡通过探针时会引起的电流电压的巨大变化;电流电压分布不受噪声信号、气泡形状变化以及电流电压信号响应滞后的影响。通过模拟得到,当气泡经过探针时会产生电流和电压的近方波信号,该结果能真实反映探针测量气-液两相流的基本过程。

留言板

2016年第37卷第2期

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