核动力工程

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黄世恩, 柴晓明, 李向阳, 陈长, 尹强, 芦韡, 李庆

2018, 39(2): 1-4. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0001

摘要(75) PDF(0)

摘要:
针对先进栅格中子学程序KYLIN-2的输运计算模块,开展了多个基准题数值验证,包括均匀介质基准题、Postma基准题、沸水堆(BWR)栅元基准题和C5G7组件基准题等。验证结果表明:射线间距对程序计算结果影响相对较小;方位角数目越多,计算精度越高,推荐的方位角数目应大于6;在选择适当的计算参数的前提下,程序输运模块具有较高的计算精度。

反应性反馈对并行通道流动不稳定性影响的实验研究

谢峰, 郗昭, 杨祖毛

2018, 39(2): 5-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0005

摘要(53) PDF(0)

摘要:
在核反应堆堆芯中由于存在固有反应性反馈效应,会发生耦合反应性反馈流动不稳定性,对反应堆运行造成不利影响。本文采用实验与理论相结合的方法,研究了反应性反馈（包括空泡反馈、温度反馈）对流动不稳定性的影响。采用计算机仿真模拟反应性反馈,分别在没有核反馈和有核反馈的情况下进行实验,研究了空泡反应性反馈系数（C_α）、慢化剂温度反应性反馈系数（C_t）对流动不稳定性的影响。通过实验研究,获得了反应性反馈对流动不稳定过程的影响规律。研究表明,C_α、C_t和元件时间常数（τ_f）对流动不稳定过程及流动不稳定边界都有较大影响。

蒸汽发生器自然循环性能实验模拟准则研究

李海博, 赵二雷, 昝元峰, 卓文彬

2018, 39(2): 10-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.00.0010

摘要(54) PDF(0)

摘要:
开展了模拟准则的研究,基于双向多级模化(H2TS)模化研究方法,对蒸汽发生器(SG)自然循环相似准则进行深入研究。根据实验目标所关注的物理过程,建立了物理现象识别和分级表(PIRT),推导了SG自然循环遵守的守恒方程,通过无量纲化得到了相似准则数并结合实验对其进行了分析和简化。

改进型低温供热堆二次侧非能动余热排出系统不稳定性分析

梁卫红, 解衡

2018, 39(2): 14-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0014

摘要(73) PDF(1)

摘要:
研究了改进型低温供热堆非能动余热排出系统不稳定性问题。采用RELAP5程序计算分析了非能动余热排出系统瞬态响应情况,余热排出系统冷凝管内由于压力与两相段长度不匹配出现冷凝两相流不稳定性。采用RELAP5程序数值计算所得冷凝流动稳定性边界与Bhatt公式理论分析结果符合良好。增大冷凝管入口节流,增加冷凝管流通面积、换热面积,可以避免冷凝流动不稳定性。

核主泵动静叶栅内部瞬态流动特性研究

黎义斌, 张梅, 朱月龙, 李正贵

2018, 39(2): 20-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0020

摘要(66) PDF(0)

摘要:
采用分离涡模型(DES)和块结构化网格技术,针对CAP1400反应堆冷却剂泵原型和0.4缩比模型,通过计算流体力学(CFD)数值分析和外特性试验,验证了DES模型的适应性和计算精度。首先,在不同工况下研究模型泵动静叶栅表面载荷分布规律,发现叶片所受载荷极不均匀,靠叶片前盖板处的载荷约为靠后盖板处的2倍;导叶叶片所受的载荷随工况变化的差异性较为复杂,大流量下近入口段载荷相对较大,甚至改变方向。基于涡动力学阐明了动静叶栅内湍涡运动和演化过程,揭示了在噪声干扰条件下叶轮、导叶的瞬态流场结构及演化机制。

裂变气体气泡尺寸对弥散燃料颗粒内部特征的影响规律

陈洪生, 龙冲生, 肖红星, 韦天国, 高雯, 赵毅

2018, 39(2): 27-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0027

摘要(64) PDF(0)

摘要:
在前期均匀裂变气体气泡尺寸弥散燃料颗粒开裂模型基础上,基于不同尺寸气泡压力作用于燃料相的米塞斯(Mises)应力相等这一假设条件,建立了非均匀气泡尺寸的燃料颗粒开裂模型,并通过模型计算了裂变气体气泡尺寸对燃料相等效层厚度、气泡中气体原子数、气泡压力、燃料相最大张应力等内部特征的影响规律。计算结果表明:当气泡半径较大时,燃料相等效层厚度与气泡半径近似呈线性关系,当气泡尺寸较小时,等效层厚度与气泡半径之比随气泡半径减小急剧增加;随着气泡半径减小,气体原子数浓度增加;在升温过程中气泡内壁最大张应力的增大速率明显高于开裂阻力,气泡半径越小,燃料颗粒开裂温度越低。

再加工对改进型N18板材第二相的影响

陈波全, 邱绍宇, 彭倩, 戴训, 王朋飞, 刘鸿, 韦天国

2018, 39(2): 32-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0032

摘要(67) PDF(1)

摘要:
采用差热分析（DSC）、扫描电镜（SEM）和透射电镜（TEM）等多种研究手段系统地研究了改进型N18板材再加工（在750℃、780℃和800℃热轧3或4道次后再冷轧,冷轧后在540～600℃退火1.5～50 h）对第二相的影响。结果表明:热轧进入了双相区。在冷轧和随后的退火过程中,热轧过程中形成的β-Zr发生分解,析出细小的第二相,导致团簇状分布的细小第二相的形成;第二相为密排六方（HCP）的Zr（Fe,Cr,Nb）₂相。原板材中大部分第二相的合金元素原子百分比n（Fe）/[n（Cr）+n（Nb）]在5/3附近。再加工之后,n（Fe）/[n（Cr）+n（Nb）]呈现下降的趋势。团簇析出的细小第二相中Nb含量更高,n（Fe）/[n（Cr）+n（Nb）]接近1。

放射性废物处理中心蒸发系统优化设计研究

李明, 马兴均, 陈莉, 高峰, 李炳林, 沙沙

2018, 39(2): 37-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0037

摘要(94) PDF(0)

摘要:
对放射性废物处理中心蒸发系统进行简要介绍,针对传统工艺存在问题,以及无法满足新增核设施的放射性废液处理能力等问题,从二次蒸汽除沫方面对蒸发工艺核心设备及系统进行优化设计,如:降低蒸发器初级重力分离段雾沫夹带,内置泡罩塔并利用系统内净化水进行水洗,同时串联丝网除沫器进一步分离雾沫;采用带有高效聚结滤芯的净化器进行高精度净化。经理论验证,该优化设计可在保证废物最小化原则的基础上,有效提高放射性废液的净化能力和去污因子,同时简化系统设备及流程。

反应堆压力容器主螺栓孔涂覆设备研制

任荷, 瓮松峰, 谭宏伟, 黄辉, 黄新东

2018, 39(2): 42-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0042

摘要(69) PDF(0)

摘要:
针对现有反应堆压力容器(RPV)主螺栓孔润滑存在的问题,提出了一种采用小口径出油管供油、阵列排布的刷毛旋转涂刷的涂覆方法,详细设计和研制了主螺栓孔抗咬合剂涂覆设备。该设备的试验验证结果表明,螺孔涂覆设备可将抗咬合剂均匀、完整地涂覆在主螺栓孔的螺纹表面,可有效增加螺纹副之间的润滑,降低螺纹损伤的风险。

压水堆负荷跟踪模型预测控制器设计

王国旭, 吴婕, 陈志杰, 曾碧凡, 许志斌, 马晓茜

2018, 39(2): 46-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0046

摘要(64) PDF(0)

摘要:
通过对压水堆微分方程数学模型进行Taylor级数展开,建立了压水堆的状态空间模型,设计了一种模型预测控制器,以实现负荷跟踪的自动控制。将二次规划(QP)用于求取模型预测控制系统的最优解。通过模拟实验评估所设计的基于二次规划的模型预测控制器QPMPC的负荷跟踪性能,模拟结果表明:所设计的QPMPC控制器能够快速、有效地跟踪压水堆负荷变化。

核电厂楼面反应谱的人工合成地震动时程方法对比分析

孙渝刚, 褚濛, 丁振坤, 葛鸿辉

2018, 39(2): 50-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0050

摘要(69) PDF(2)

摘要:
为满足核电厂核岛内部结构、系统和部件(SSCs)的抗震分析需求,采用2种典型算法(频域调幅法和时域叠加法)来合成匹配核岛内部楼面反应谱的人工时程。通过算例分析,对比2种算法在反应谱匹配精度、时程非平稳特性、相位、基线漂移等方面的优缺点及其与美国核管理委员会(NRC)颁布的标准审查大纲(SRP)第3.7.1节要求的符合性。结果表明:在反应谱匹配精度(特别是多阻尼反应谱)、时程非平稳特性的改变、基线漂移的控制上,时域叠加法均优于频域调幅法;但频域调幅法可较完整地保留种子时程的相位信息,适合于SRP 3.7.1对时程相位有特殊要求的分析。

对ASME B&PV规范第Ⅲ卷NB-3200若干分析设计准则的研究

高永建, 贺寅彪, 曹明, 姚伟达

2018, 39(2): 55-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0055

摘要(83) PDF(5)

摘要:
美国机械工程师协会(ASME)锅炉与压力容器规范(简称ASME B&PV规范)第Ⅲ卷第1册NB分卷的分析法设计(NB-3200)为核承压部件的设计分析提供了评定准则。首先对核承压部件的失效模式、分析法设计的特点和概貌作了介绍;然后,针对NB-3200中的若干分析设计准则,给出了相应的技术背景,具体涉及安定与棘轮(NB-3222.2)、热应力棘轮(NB-3222.5)、简化弹塑性分析(NB-3228.3)、泊松比修正(NB-3227.6)和疲劳(NB-3222.4)。本文旨在通过对规范条款的剖析,以期帮助使用者更好地理解规范,进而做到对规范的合理使用。

核安全级应用软件V&V过程体系建设及实践

张磊, 周良, 孙永滨, 梁中起

2018, 39(2): 62-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0062

摘要(80) PDF(0)

摘要:
依据我国核安全法规要求,在核安全级应用软件开发过程中,应通过进行一系列的验证与确认(V&V)活动来证明其正确性和安全性。通过对法规标准的研究,结合工程应用经验,明晰V&V管理、工作流程、技术文件和V&V工具4个方面的V&V要求和方法,提出一套适用于核电站安全级DCS应用软件的V&V体系。该体系已经应用在某核电站项目中,保证了软件的质量和项目的成功实施。该体系在后续的华龙一号、AP1000等先进堆型项目中也具有较好的应用前景。

ACPR50S小型堆直流蒸汽发生器的屏蔽计算分析

盛选禹, 凌晨

2018, 39(2): 66-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0066

摘要(79) PDF(1)

摘要:
直流蒸汽发生器（OTSG）是ACPR50S小型堆的主要设备之一,OTSG内部高注量率中子会使OTSG主蒸汽出口处的水蒸汽产生活化,从而污染整个二回路系统。基于目前OTSG设计的屏蔽方案,本文对¹⁶N的产生与传输进行了初步计算分析。结果表明,OTSG内部的中子注量率量级与蒸汽出口¹⁶N放射性活度结果已经降低至较低水平,目前OTSG外壁的屏蔽材料与厚度可以满足正常运行工况下初步屏蔽设计的目标。

基于趋势滤波的瞬态曲线协同分段线性化方法研究

白晓明, 郑连纲, 艾红雷, 王新军, 卢喜丰, 张锐

2018, 39(2): 72-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0072

摘要(56) PDF(0)

摘要:
核电厂瞬态曲线由数量巨大的数据点构成,无法直接用于疲劳分析计算。因此,合理地对瞬态曲线进行分段线性化处理是进行疲劳分析的前提条件。本文提出一种基于趋势滤波算法的核电厂瞬态协同分段线性化方法,并分别采用折线参考瞬态和真实瞬态曲线对该方法进行了验证。结果表明,本文提出的方法能够准确、合理地对含噪声的瞬态数据进行处理,准确实现瞬态曲线的分段线性化。

锆基弥散微封装燃料等效传热系数数值模拟研究

李垣明, 唐昌兵, 余红星, 陈平, 周毅

2018, 39(2): 76-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0076

摘要(64) PDF(0)

摘要:
为研究锆基弥散微封装燃料(M3燃料)的等效传热系数,假定TRISO(三层各向同性)颗粒球在锆基体内呈现体心立方排布,通过ABAQUS软件,基于均匀化理论,建立了M3燃料等效传热系数的模拟方法。依据建立的模拟方法,对不同相体积M3燃料的等效传热系数进行了研究分析。模拟结果显示:等效传热系数会随着温度的升高而升高、随燃耗和相体积的增加而降低。

熔盐反应堆辐射效应分析

王丹, 王亚辉, 马宇

2018, 39(2): 80-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0080

摘要(64) PDF(1)

摘要:
由于熔盐反应堆燃料熔盐的流动特性,堆芯内部物理过程呈现出强烈的耦合特性。基于有限元方法和离散坐标方法的耦合模拟,对熔盐反应堆内部的反应堆物理-热工水力-辐射传热过程进行了全耦合研究,着重分析了辐射效应对反应堆内部温度及流场的影响。数值模拟结果表明,虽然堆芯内部的辐射效应对于流动过程影响不大,但对反应堆内部的整体温度有明显的影响,尤其对堆芯出口位置影响明显。因此,在熔盐反应堆的设计及安全分析中,堆芯内部的辐射效应不能忽略。

中子扩散三维非均匀变分节块法及平源加速方法研究

张滕飞, 吴宏春, 曹良志, 李云召, 熊进标, 刘晓晶

2018, 39(2): 86-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0086

摘要(71) PDF(0)

摘要:
作为三维全堆芯非均匀输运计算的基础,基于扩散近似提出了三维非均匀变分节块法,能够采用节块内部的等参有限元和节块轴向表面的分片常量精细描述燃料棒的非均匀几何结构,消除均匀化过程。同时,为了降低计算代价,相应地提出了平源加速方法(FS)。数值结果表明,该方法具有可靠的精度,且FS能够在不影响精度的前提下有效地降低计算内存和计算时间。

对流换热模型对局部氢气流动影响的数值研究

王迪, 佟立丽, 曹学武, 邹志强, 陈树

2018, 39(2): 90-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0090

摘要(82) PDF(0)

摘要:
在严重事故下,氢气和水蒸气在安全壳局部隔间内释放,并通过相对窄小的流道向其他隔间流动迁移,气体与隔间壁面之间的换热过程对氢气分布有重要影响。本文采用计算流体力学(CFD)方法对安全壳内具有竖直连接结构特点的局部隔间建立分析模型,分别讨论了基于类比理论的Von Karman类比、Reynold类比和直接类比三种对流换热模型对隔间内压力变化、壁面凝结换热量、氢气和蒸汽浓度分布情况的影响。结果表明,采用Von Karman类比和Reynold类比模型所获得的局部隔间整体的蒸汽壁面凝结量以及气体流动行为基本保持一致,采用直接类比模型模拟的蒸汽凝结量比前两种模型更多。大部分蒸汽凝结发生在有源隔间顶部壁面,直接类比模型对此处凝结量的模拟高于Von Karman类比和Reynold类比模型,由此导致有源隔间内气体温度降低,浮力驱动下氢气向无源隔间的迁移也相应减弱,使得无源隔间内的氢气浓度较小。

一维非稳态导热反问题反演管道内壁面温度波动

熊平, 艾红雷, 卢涛, 王新军

2018, 39(2): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.00.0096

摘要(82) PDF(0)

摘要:
以一维圆管壁厚为研究对象,基于有限差分法的瞬态导热正问题以及基于共轭梯度法的优化算法来构建一维瞬态导热反问题数学模型。采用C语言编写通用计算程序,以正问题所得到的外壁面温度波动值作为导热反问题的已知条件,并引入随机测量误差,探讨测量误差对反演结果精度的影响。将反演值与作为边界条件的内壁面温度理论值进行对比分析。对比结果显示,内壁面反演值与理论值吻合较好,表明该瞬态导热反问题模型能够较好地反演得到内壁面温度波动值。

基于RELAP5/MOD3变功率分布的提棒事故分析方法研究

张勇, 李松蔚, 王玮

2018, 39(2): 101-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0101

摘要(51) PDF(1)

摘要:
利用核设计给出的棒位-功率分布及RELAP5/MOD3程序的202表、205卡,得到了在RELAP5/MOD3程序计算过程中堆芯热构件中各轴向节点相对功率份额随棒位的变化关系,成功地在RELAP5/MOD3中实现了变功率分布分析方法,并利用此方法对某反应堆的提棒事故进行了分析。结果表明,由该方法给出的燃料最高温度相对于固定功率分布方法大幅降低。

热老化对于核电压力容器用钢16MND5冲击行为的影响

邢睿思, 陈旭, 谢国福, 杨志海

2018, 39(2): 104-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0104

摘要(73) PDF(0)

摘要:
研究了不同热老化温度下核反应堆压力容器用钢16MND5冲击性能的演化情况。结果表明,热老化能够引发材料韧性下降,脆性上升。具体表现为材料韧脆转变温度的升高,冲击断口由韧性断裂为主的破坏形式逐步转化为脆性断裂为主的破坏形式,同时当老化时长达到一定程度时,韧性不会进一步降低,说明老化引起的脆化具有一定的极限值。因此,在工程领域考虑热老化引起的材料脆化时,既要考虑到老化引起脆化的危险性,同时也应合理估量脆化的影响程度。

UMo/Zr单片式燃料板堆内热力耦合行为研究

孔祥喆, 丁淑蓉, 田旭

2018, 39(2): 109-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0109

摘要(72) PDF(1)

摘要:
UMo/Zr单片式燃料板在堆内辐照环境下会经历复杂的多场耦合及多尺度关联的行为。针对均匀辐照的堆内工况条件,建立了对UMo/Zr单片式燃料板的堆内行为进行多尺度模拟的方法,并计算分析了元件的温度场、变形和主要应力场随燃耗演化的规律,获得了芯体与包壳界面层间应力的分布与演化规律。研究结果表明,芯体的最高温度会随着辐照时间持续增长;芯体厚度随着辐照时间而增大,在靠近芯体的边界附近厚度增长较多,与辐照后相关检测结果相符;芯体的Mises应力要远小于包壳中的Mises应力;芯体和包壳界面正应力最大值位于靠近芯体角部的位置,界面角部区域较大的界面拉应力易导致此处首先产生界面破坏。

大气释放阀结构参数对阀瓣启动时间影响的数值模拟研究

张振华, 于德勇, 贾力, 杨立新

2018, 39(2): 114-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0114

摘要(111) PDF(1)

摘要:
针对田湾核电站某阀门系统中的大气释放阀前置隔离阀系统采用数值模拟技术开展了阀门开启特性的数值模拟研究。采用计算流体动力学(CFD)计算方法开展不同结构参数和不同工况参数对阀门启动时间的影响分析,对试验测试中出现的阀门开启延迟现象给出了理论分析,为该阀门的设计和改进提供了详实的参考依据。

定位格架下游流场可视化实验方法研究

曲文海, 陈仕龙, 熊进标, 程旭, 王啸宇, 杜思佳

2018, 39(2): 120-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0120

摘要(73) PDF(2)

摘要:
粒子成像测速(PIV)和激光多普勒测速(LDV)等可视化测量技术被应用于定位格架下游流场的实验研究时,棒束对激光的遮挡或折射导致的光学图像或信号的畸变,限制了测量位置。使用折射率补偿技术针对组件内高雷诺数流动提出了FEP和水以及有机玻璃和碘化钠水溶液的折射率补偿方案。实验验证表明,2种折射率补偿方案可应用于可视化测量,获得棒后方流场信息。

基于NECP-X的全局-局部耦合共振自屏计算方法研究

贺清明, 曹良志, 刘宙宇, 祖铁军, 吴宏春

2018, 39(2): 124-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0124

摘要(61) PDF(0)

摘要:
为应对高保真共振自屏计算所遇到的挑战,提出了全局-局部耦合共振自屏计算方法。将所有共振自屏效应及相关效应分为全局的效应和局部的效应2类,其中全局的效应较弱或者与能量无关,而局部的效应较为强烈。因此将共振自屏计算分为全局计算、耦合计算和局部计算3个步骤:全局计算建立粗糙模型,采用中子流方法计算丹可夫修正因子,处理全局的效应;耦合计算根据丹可夫修正因子守恒将待求解问题中的燃料棒等效成一维模型;局部计算采用较为精确的共振伪核素子群方法,处理局部的效应。基于NECP-X实现了该方法,数值结果表明,该方法在效率方面比传统方法提高至少一个量级,无限介质增殖因数的计算精度也提高了100～300 pcm。

使用RMC求解C5G7-TD基准题动力学问题

郭啸宇, 尚晓通, 丘意书, 程泉, 宋璟, 黄善仿, 王侃

2018, 39(2): 129-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0129

摘要(69) PDF(2)

摘要:
清华大学反应堆工程分析(REAL)实验室研发的核反应堆蒙特卡罗(蒙卡)程序(RMC)具有动力学计算功能,为完善其动力学计算算法、验证动力学计算结果,RMC参加了C5G7-TD瞬态基准题的计算。C5G7-TD基准题目前包含6套共28个子算例,这些算例通过控制棒的移动或者慢化剂密度的升降来引入反应性变化。为了减少蒙卡程序计算中结果的波动,RMC使用了10⁶个粒子,同时采用非均匀时间步长以减少计算资源的消耗。除去少量计算规格不同的问题,RMC与n TRACER的功率变化计算结果吻合良好。

基于RMC的蒙特卡罗燃耗计算氙振荡抑制方法研究

李万林, 余纲林, 王侃, 李耀东

2018, 39(2): 133-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0133

摘要(85) PDF(1)

摘要:
蒙特卡罗燃耗计算模型为中子输运弱耦合系统时,计算结果会出现数值振荡,从而引入较大误差,甚至导致计算终止。蒙卡燃耗计算中出现的数值振荡主要由堆内的裂变毒物氙驱动,所以如何有效抑制氙振荡是蒙卡燃耗计算研究的内容之一。强制平衡氙方法在各燃耗步功率保持恒定时有很好的抑制效果,但在小步长变功率燃耗计算时,所得的计算结果存在显著偏差。目前,国际主流的反应堆基准题提出了变功率燃耗计算的需求,为抑制小步长变功率燃耗计算的氙振荡,在堆用蒙卡程序RMC中开发了通用平衡氙方法。本文介绍RMC中主要采用的平衡氙方法,包括强制平衡氙方法和通用平衡氙方法。对数值验证的计算结果进行分析和比较,结果表明通用平衡氙方法能有效抑制定功率及小步长变功率蒙特卡罗燃耗计算的氙振荡现象。

堆芯瞬态耦合模拟软件CTSS的开发与验证

潘俊杰, 安萍, 王玮, 赵文博, 邢硕, 芦韡, 柴晓明

2018, 39(2): 137-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0137

摘要(74) PDF(0)

摘要:
瞬态堆芯耦合模拟软件CTSS V1.0是以节块法堆芯中子学计算软件NACK V1.0、热工水力子通道软件CORTH V2.0、燃料元件性能分析软件FUPAC V1.1为模块的耦合软件,用于模拟典型压水堆堆芯性能,计算瞬态运行物理、热工、燃料等专业参数。堆芯三维时空中子动力学软件NACK V1.0采用粗网节块法进行堆芯扩散计算,为子通道模块和燃料性能分析模块提供堆芯精细功率。CORTH V2.0用于计算反应堆堆芯冷却剂的温度和密度。FUPAC V1.1用于模拟燃料棒在堆内的热力学行为以及计算燃料棒有效温度。NEACRP-L-335压水堆基准问题验证计算结果表明,CTSS V1.0的计算结果与国际基准程序PARCS总体符合较好。

两流体双压力模型半隐数值算法研究

巢飞, 单建强, 张勇, 吴攀, 苟军利, 李健

2018, 39(2): 142-148. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.01.0142

摘要(62) PDF(1)

摘要:
目前主流的系统分析程序都是基于经典两流体六方程单压力模型开发而来的。然而这种模型是不适定的,严重降低了程序的数值稳定性。两流体七方程双压力模型具有无条件完全适定的性质,本文研究了这种模型的半隐数值解法,并采用两相沉降问题、水龙头问题和爱德华喷放问题进行验证。数值结果表明,该算法在模拟核工程领域重要两相流问题时,具有较高的稳定性和准确性。

高含气率气-液两相流流量计算方法研究

马誉高, 李超, 黄善仿, 余红星, 潘艳芝

2018, 39(2): 149-152. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.149

摘要(66) PDF(0)

摘要:
提出一种基于滑速比的计算模型,用于高含气率工况下气相流量的计算和预测,并采用伽马射线探测器加文丘里管的测量技术方案进行了实验验证。实验结果表明,对体积含气率在92%¹00%的工况,新模型的高含气率气-液两相流流量的预测结果与真实气相流量相对误差保持在±10%以内。

基于主控室电气柜火灾的CFAST程序参数不确定性分析

王万红, 朱大欢, 彭常宏, 郭赟

2018, 39(2): 153-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0153

摘要(63) PDF(3)

摘要:
以核电厂主控室电气柜火灾为研究对象,利用蒙特卡洛抽样法对热释放速率和产烟率这2个参数进行抽样,并输入CFAST程序进行计算。通过统计烟气层温度和光学密度2个输出量的分布,获得主控室人员撤离时间和概率信息,为火灾概率安全分析当中事件序列定量分析提供基础数据。

一体化严重事故程序与系统程序耦合研究

武小莉, 李伟, 邓坚, 邓纯锐, 张明, 郭超, 袁红胜

2018, 39(2): 157-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0157

摘要(62) PDF(0)

摘要:
为了更好地对核电厂安全壳与主系统进行整体安全分析,选用一体化严重事故程序与系统程序RELAP5进行直接耦合。并采用了主系统压力边界的破口作为耦合界面和安注系统在主系统上的接口作为耦合界面这2种耦合方式。利用加压容器内的流体向安全壳堆坑喷放的算例Marviken CFT 24验证了这2种直接耦合方法的可行性和耦合程序进行整体安全分析的适用性。

核反应堆余热排出过程凝结水击现象实验研究

王禄涛, 李健, 种道彤, 冉旭, 张卓华, 严俊杰

2018, 39(2): 162-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0162

摘要(50) PDF(0)

摘要:
核反应堆余热排出过程中蒸汽与过冷水在管内发生直接接触凝结,有时会产生严重的凝结水击(CIWH)现象。对水平管内CIWH现象进行了实验研究,研究发现CIWH会引起巨大的压力波动,而且CIWH发生后会周期性出现逐渐衰减的压力峰值信号。分析CIWH发生过程中管路轴向不同位置处压力变化,发现压差的存在诱导了CIWH的产生。120 s内有多个CIWH事件产生,其强度具有高度随机性,最后发现CIWH强度最大值随进汽量的增加而增加,最高可达10 MPa。

华龙一号核与辐射应急通用准则和操作准则体系研究

何璠, 于红, 穆克亮

2018, 39(2): 166-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0166

摘要(79) PDF(0)

摘要:
我国现行的通用干预水平(GIL)和通用行动水平(GAL)体系不能满足华龙一号这类先进核电机组核与辐射应急的需求,文中以国际原子能机构(IAEA)提出的通用准则(GC)和操作准则(OC)这一新的体系为主要依据,同时结合美国核能研究所(NEI)应急行动水平(EAL)的先进技术及我国核电厂操作干预水平(OIL)的现状,提出华龙一号核与辐射应急的GC和OC体系,以实现华龙一号应急分级、应急计划区(EPZ)划分和防护行动启动的先进性。

入口参数对波形板干燥器性能影响的实验研究

毛峰, 田瑞峰, 陈博文, 何为

2018, 39(2): 171-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0171

摘要(89) PDF(1)

摘要:
采用实验测量与观察分析相结合的方法,对波形板干燥器进行可视化实验研究,研究了液滴粒径、入口湿度、入口速度对干燥器性能的影响。研究得出:分离效率随着入口粒径和入口湿度的增大而上升,随入口速度增大先增大后减小;发生二次携带的临界入口速度随着入口湿度增大而降低;干燥器压降与入口风速呈平方递增关系。

核动力装置运行故障诊断系统设计研究

王天舒, 余刃, 刘笑凡

2018, 39(2): 176-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0176

摘要(70) PDF(1)

摘要:
为了有效提高核动力装置运行时的安全性与可靠性,减少人因失误,采用基于专家系统的故障诊断技术并结合人因工程概念,对运行故障诊断系统的设计进行了初步研究。首先,对系统应具有的功能进行了分析,提出了关键安全参数及其分级的思想,从方便操纵员由宏观到细节掌控核动力装置运行安全状态的目标出发,对安全状态监督功能模块进行了概要设计;然后,对运行故障诊断专家系统的结构、数据库和知识库的构成进行了设计,设计了分级推理和前后向推理相结合的推理机制,以便最大程度地提高推理过程的快速性与准确性,并符合操纵员运行操纵思维过程和经验知识的表达方式。

三维模拟芯块掉块对燃料性能的影响

刘振海, 陈平, 周毅, 李文杰, 张坤, 邢硕, 苗一非

2018, 39(2): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.0180

摘要(75) PDF(2)

摘要:
采用三维程序和一维半程序耦合分析的方法研究芯块掉块对燃料性能的影响。基于ABAQUS程序有限元分析平台建立三维燃料性能分析程序,并与一维半燃料性能分析程序COPERNIC进行对比验证。在此基础上,研究了典型II类瞬态工况下芯块掉块附近的燃料热-力学行为。研究结果表明:芯块掉块附近的包壳内表面温度相比周围的低,芯块掉块边缘对应的包壳内表面温度明显高于周围;芯块掉块附近的包壳出现应力集中,环向应力分布呈现典型的“平板弯曲”现象。

基于蒙特卡洛方法的燃料组件压紧力计算模型研究

朱发文, 蒲曾坪, 陈平, 马超, 李云, 周小云, 曾孝敏, 耿飞

2018, 39(2): 185-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0185

摘要(60) PDF(0)

摘要:
基于蒙特卡洛分析方法建立了燃料组件压紧力计算模型,开展了压紧力计算模型的验证,证实了模型的有效性。实际工程中运用蒙特卡洛方法进行压紧系统验证计算时,采用20万次模拟次数是比较合适的。

PHM技术在核电厂的应用与展望

解光耀, 刘井泉, 曾聿赟

2018, 39(2): 189-192. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.02.0189

摘要(88) PDF(2)

摘要:
故障预测与健康管理(PHM)系统能够提高核电厂的运行安全性和维护经济性。核电厂PHM系统包含数据采集与处理、状态监测、故障诊断、寿命预测和健康管理5个环节,在各个环节采用专用的监测方法和预测算法以及核电专用的故障诊断与预测性能指标。本文提出适合我国核电厂PHM系统的发展路线,制定维护大纲和标准法规,建立故障数据库,为PHM系统广泛应用于我国的核电厂提供良好的基础。

留言板

2018年第39卷第2期

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