核动力工程

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徐飞, 罗琦, 明平洲, 姚栋, 黄伟, 余红星

2018, 39(S2): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0001

摘要(84) PDF(0)

摘要:
在研制自主化的几何预处理模块过程中,考虑未来问题域中引入超大规模并行计算,研究了特征线追踪的效率问题。基于特征线程序Open MOC的构造实体几何(CSG)方法和KYLIN-2的点线描述方法,比较了这2种几何描述方法下的特征线串行追踪效率,同时对KYLIN-2的特征线追踪引入空间区域并行处理。结果表明,借助计算机辅助设计(CAD)建模工具并结合空间区域并行追踪,点线描述方法下的特征线追踪具有较高的效率;且空间区域并行追踪具备可行性,表现出良好的并行可扩展性和加速比。

GPU加速的中子输运稳态格子Boltzmann方法

马宇, 王亚辉, 彭星杰, 夏榜样

2018, 39(S2): 6-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0006

摘要(92) PDF(0)

摘要:
采用具有强局部特性的格子Boltzmann方法(LBM)对多维介质中的中子输运过程进行模拟。同时,为了提高LBM计算的速度,应用了图形处理器(GPU)加速技术对LBM计算过程进行了并行加速。典型中子输运问题的数值模拟结果表明,LBM能准确的模拟中子输运问题,同时GPU加速技术能有效的提高LBM的计算效率。二者的结合能够实现中子输运问题的高效准确计算。

含MOX燃料组件堆芯顶端注量率峰问题研究

李松岭, 李天涯, 郭兴坤, 于颖锐, 李庆

2018, 39(S2): 10-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0010

摘要(106) PDF(2)

摘要:
通过详细的建模分析,阐述了顶端注量率峰产生的现象及原因,发现钚铀氧化物混合(MOX)组件顶端热中子注量率峰普遍存在于UO₂燃料与MOX燃料的混合堆芯中,针对这一问题,提出了改变MOX组件或UO₂组件的顶端组成,在组件顶端加入不同的材料,达到减少中子注量率峰的目的。计算表明,通过在MOX燃料棒顶部加入12～18 cm的Gd₂O₃毒物的效果最好;采用MOX燃料中心开孔的方式,也能解决这一问题。

基于2D/1D输运程序KYCORE的敏感性分析

吴屈, 彭星杰, 唐霄, 施冠麟, 于颖锐, 李庆, 王侃

2018, 39(S2): 15-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0015

摘要(85) PDF(0)

摘要:
本研究基于2D/1D输运程序KYCORE开发了共轭敏感性分析(ASA)和基于减秩模型(ROM)的前向敏感性分析(FSA)功能,并在TMI-1压水堆栅元基准题进行了验证。结果表明,KYCORE与RMC计算的有效增殖因子(k^eff)对²³⁵U每个能群的裂变截面和俘获截面的敏感性系数符合良好,但在共振能量附近,两者有些差异;基于ROM的fsa方法计算得到的敏感性系数与直接扰动法(DNP)计算得到的敏感性系数一致。因此,本研究所开发的基于2D/1D输运程序KYCORE ASA和基于rom的FSA功能正确。

基于特征线方法的二维/三维耦合算法研究

梁亮, 刘宙宇, 吴宏春, 张乾, 赵强, 张志俭

2018, 39(S2): 20-24. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0020

摘要(68) PDF(1)

摘要:
目前高保真物理计算中大多采用基于特征线方法(MOC)的二维/一维(2D/1D)耦合方法作为中子输运求解器,经典的2D/1D耦合中子输运算法中,泄漏项计算的准确度直接影响最终收敛结果的计算精度。为了获取更精确的泄漏项,在二维/三维(2D/3D)耦合方法中采用3D全局离散纵标方法(SN)计算得到轴向泄漏项,给2D MOC进行计算,同时2D MOC为3D SN计算提供均匀化截面。为保证3D SN计算能够考虑到栅元内部注量分布,计算出射角通量时引入注量修正因子。在2D/3D耦合计算中,对2D MOC和3D SN计算进行迭代,直至问题得到收敛。基于2D/3D耦合方法,开发了相应的程序,通过对C5G7基准题的计算可知,2D/3D耦合方法在减少MOC计算层数的情况下可以获得很好的计算结果,初步具备小堆芯一步法输运计算的能力。

多群核数据中角分布出负的处理

胡泽华

2018, 39(S2): 25-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0025

摘要(91) PDF(1)

摘要:
多群核数据中,次级中子角分布一般以勒让德(Legendre)多项式展开的形式给出。展开阶数有限时,在某些角度区域角分布可能出现非物理的负值。最大熵方法利用已知的有限阶Legendre展开系数,得到合理的非负角分布。利用最大熵方法修正出负的角分布,制作了适用蒙特卡罗输运程序(MCNP)的ACE格式多群核数据。通过临界基准实验计算,验证了最大熵角分布处理方法的可靠性。

压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0的设计与验证

李云召, 杨文, 王思成, 张斌, 吴宏春, 曹良志

2018, 39(S2): 29-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0029

摘要(97) PDF(1)

摘要:
压水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理计算程序NECP-Bamboo2.0,利用广义等效均匀化理论实现栅元均匀化计算,采用指数函数展开节块SP3方法进行全堆芯中子输运计算,采用多物理并行计算技术实现了三维全堆芯的核-热-燃耗紧耦合高性能计算。本文利用大型压水堆BEAVRS基准题验证该程序计算的精确性。验证结果表明:NECP-Bamboo2.0具有较高的计算精度,能满足于工程需求。

基于凤凰快堆寿期末控制棒提棒实验的SARAX程序系统确认

周航, 郑友琦, 胡赟

2018, 39(S2): 33-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0033

摘要(97) PDF(1)

摘要:
寿期末控制棒提棒实验是在法国钠冷快堆Phenix(凤凰快堆)退役之前开展的最后一次实堆测量实验,实验中测量了低功率状态下的控制棒价值和满功率状态下的径向功率分布。本实验采用西安交通大学开发的快堆中子学计算程序系统SARAX进行建模和计算,其计算过程采用基于点截面的超细群方法进行能谱计算,采用超级均匀化(SPH)因子方法进行组件均匀化计算,以及采用多群中子输运节块方法进行堆芯计算,最终计算了实验中4个临界状态的有效增殖因子、控制棒价值、堆芯反应性系数及功率分布等参数。计算结果表明:SARAX的计算结果与实验值吻合较好,计算精度优于传统的快堆物理计算程序,可以用于钠冷氧化物混合燃料(MOX燃料)快堆的核设计。

快堆程序SARAX中不可分辨共振区有效自屏截面计算方法研究

卫临方, 吴宏春, 郑友琦, 杜夏楠, 袁显宝

2018, 39(S2): 38-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0038

摘要(115) PDF(0)

摘要:
在快堆中,²³⁸U的不可分辨共振能量区间所在的中子通量密度水平较高,对应能量下截面数据的准确程度直接影响快堆能谱和均匀化截面的计算精度。针对²³⁸U不可分辨共振区有效自屏截面计算的问题,对快堆程序系统SARAX中的能谱计算程序TULIP进行了改进。在不可分辨共振能量段,TULIP采用背景截面插值的方法,插值的精度会显著影响最终的计算结果。由于²³⁸U在快堆组件中含量比重大,背景截面值小,因此,本文对不可分辨共振能量段²³⁸U对插值精度的需求进行了分析比较,通过对比加密²³⁸U背景截面插值点前后的反应率计算结果,验证了加密背景截面插值点对改善程序计算精度的有效性,提高了SARAX程序系统在高温条件下计算的准确度。

自主PCM核设计软件包的自动化验证

王超, 杨铄龑, 彭思涛, 李国仁, 马云帆, 陈俊, 王军令, 卢皓亮

2018, 39(S2): 43-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0043

摘要(108) PDF(1)

摘要:
PCM核设计软件包由组件软件PINE、堆芯软件COCO和通量图软件MAPLE组成,目前已经在华龙一号堆芯的设计中使用。PCM软件包的验证主要分为4个部分,即电厂数据、试验数据、基准题以及同类软件对比。为更好地完成迭代验证工作,开发自动化验证平台YAM,实现PCM软件包验证过程与计算逻辑的全自动化。验证结果表明,PCM软件包的计算结果与试验数据吻合得非常好,整个软件包的不确定度满足设计要求。

SOMPAS系统在线监测功能开发

毕光文, 汤春桃, 杨波, 费敬然, 杨伟焱, 王国忠

2018, 39(S2): 47-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0047

摘要(104) PDF(1)

摘要:
堆芯在线监测系统是三代核电站反应堆重要的运行支持系统。堆芯在线监测、预测与分析系统(SOMPAS)集成先进的堆芯中子学与热工-水力学求解引擎,利用堆内中子探测器响应电流等电厂测量数据,在线监测堆芯功率分布及安全裕量,为反应堆的运行提供有效的指导。本文介绍了SOMPAS系统监测功能的基本方法与验证情况,通过数值模拟与测试,验证了SOMPAS系统监测功能可获得可靠的计算结果,满足预期要求。

NECP-Atlas中共振弹性散射核处理模块的开发与验证

徐嘉隆, 祖铁军, 曹良志, 吴宏春

2018, 39(S2): 51-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0051

摘要(101) PDF(0)

摘要:
在多群截面和散射矩阵产生中考虑了靶核热运动以及共振弹性散射。首先,采用了任意勒让德阶数的各向异性共振弹性散射核公式,以计算准确的多普勒展宽能量转移核。使用了半解析积分方法来进行共振弹性散射核的计算。结合共振弹性散射核计算,提出了一种线性化方法来产生共振弹性散射核插值表。利用该插值表可精确插值共振弹性散射核以减少计算成本。其次,基于共振弹性散射核开发了慢化方程求解器从而代替传统的渐进散射核。该求解器可以正确地考虑中子上散射效应对于中子能谱的影响。在多群截面归并时使用更加精确的中子能谱,以此可以得到更加精确的多群截面。上述所有方法都已集成至核数据处理程序NECP-Atlas。数值结果表明,所提出的方法可以为下游计算提供准确的多群截面;相比于传统方法所产生的多群截面及散射矩阵,当上散射效应被考虑时,使用确定论程序所计算的燃料温度系数以及特征值有较大的变化。

活化缓发γ剂量计算软件JMCT-PK

冯竟超, 史敦福, 李瑞, 李勋昭, 付元光, 张宝印, 李刚, 邓力

2018, 39(S2): 57-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0057

摘要(92) PDF(0)

摘要:
基于组合几何并行支撑框架(JCOGIN),采用随机积分的方法开发了点核积分程序JMCT-PK。该程序支持计算机辅助设计(CAD)实体组合几何建模,能和蒙特卡罗中子-光子输运程序(JMCT)活化计算无缝对接,能实现从活化到缓发γ剂量的一体化计算。本文主要介绍了点核积分的基本理论以及JMCT-PK的程序结构,并通过基准题对程序的正确性进行了验证,JMCT-PK计算结果与参考程序VisiPlan的计算结果基本吻合,验证了JMCT-PK程序的可靠性和正确性,以及累积因子对点核积分方法的重要性。

双富集度堆芯燃料管理方案对中子学参数影响研究

彭靖含

2018, 39(S2): 62-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0062

摘要(87) PDF(0)

摘要:
采用SCIENCE V2程序包研究双富集度堆芯方案对中子学参数的影响。在不改变新组件布局的情况下,通过调整新组件富集度和可燃毒物数量实现64组新组件平衡循环燃料管理方案,新组件富集度选为4.45%和4.95%,考虑了1:0、2:1、1:1、1:2、0:1等5种典型富集度比例。研究了不同比例双富集度方案对堆芯通用核数据和关键中子学参数、特定事故中子学参数等堆芯特性的影响。结果表明,在新组件数目固定的情况下,双富集度堆芯的循环长度依然具备很大的灵活性;不同比例双富集度方案不影响通用核数据和关键中子学参数及特定事故中子学参数的安全分析限值。

压水堆相邻燃料棒间的高阶共振干涉现象研究

张乾, 赵强, 梁亮, 吴宏春, 曹良志

2018, 39(S2): 67-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0067

摘要(81) PDF(0)

摘要:
针对压水堆中不同燃料类型相邻的燃料组件中的出现的高阶共振干涉现象进行了研究。通过超细群求解慢化方程和嵌入式共振计算方法,对该类问题进行了计算。通过对精细能谱形状和多群共振截面计算误差的分析,结果表明,高阶共振干涉现象随着慢化剂密度降低而增强,对共振计算的精度有一定的影响。在二氧化铀(UO₂)与钚铀氧化物混合燃料(MOX)的混合组件中,截面的最大相对误差达10%。通过对嵌入式共振计算方法进行改进,可以有效地处理该共振干涉现象,提高具有复杂设计的燃料组件的共振计算精度。结果表明,在多种工况下的多燃料混合组件中,共振截面的相对误差降低至3%以下。

蒸汽发生器先导式在役检查管理策略创新

李邱达, 方江, 高飞, 袁建中, 何子昂

2018, 39(S2): 72-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0072

摘要(86) PDF(1)

摘要:
通过技术论证,结合同行实践经验,从制造、运行、检验技术进行全面分析,提出了“蒸汽发生器(SG)先导式在役检查管理策略”。比对出厂资料、历史检验数据、运行情况及缺陷数量,选取了具有典型代表性的SG。制定了合理可行的SG检查计划,方案通过了监管部门审评。针对先导式SG实施了持续性的跟踪检查,为其他同类设备提供技术参考。根据其检验结果合理优化其他SG的检查计划,减少了63000根·次传热管MRPC数量,共缩短了大修主线工期60 d。间接为企业创造千万元的经济效益,为在役检查监督管理提供了新思路和新方法。

机械补偿运行对AP1000核电机组的流体温度分层及堆外探测器阴影效应分析

施建锋, 高明敏, 杨庆湘

2018, 39(S2): 77-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0077

摘要(93) PDF(3)

摘要:
AP1000核电机组采用机械补偿(MSHIM)运行,但关于MSHIM运行对堆外运行参数的研究较少。本文模拟了控制棒插入堆芯以及冷段温度降低的过程,分析了MSHIM运行对AP1000核电机组的流体温度分层及堆外探测器阴影效应。结果表明,M棒组对流体温度分层效应和堆外探测器阴影效应有较明显的影响,AO棒组的影响可忽略;冷段温度降低会导致较明显的堆外探测器阴影效应,该效应对控制棒棒位不敏感。建议相关的启动试验应包含130、14、-66、-116、-296、-436步;在满功率运行时,为避免出现低的功率裕量,棒位-436步可移至棒位130步进行试验。

EPR堆型的¹⁴C源项优化设计研究

付鹏涛

2018, 39(S2): 82-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0082

摘要(70) PDF(0)

摘要:
以欧洲先进压水堆（EPR）压水堆中¹⁴C的产生机理为基础,建立理论模型计算得到¹⁴C年产生量。通过对西门子压水堆中大量气相¹⁴C排放量的统计分析得到了气相¹⁴C归一化排放量范围,结合理论模型评估得到¹⁴C在液相排放量和固相废物中的总量。结果表明,EPR反应堆的气相¹⁴C的预期排放量和最大排放量范围分别为331 GBq/a和660～700 GBq/a,液相¹⁴C排放量的预期值和最大值为30 GBq/a和60 GBq/a,固相废物的预期值和最大值为64 GBq/a和130 GBq/a。此外,冷却剂氮浓度为10 ppm（1 ppm=10^-6）对得到的气相¹⁴C的理论计算值与西门子压水堆的气相¹⁴C排放量符合得较好,这说明传统设计中计算¹⁴C最大排放量采用的溶解氮含量过于保守。本文采用的研究方法和研究结果对EPR和华龙一号的¹⁴C源项分析具有重要价值。

球床先进高温堆堆芯设计研究

王连杰, 孙伟, 夏榜样, 邹杨, 严睿

2018, 39(S2): 87-91. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0087

摘要(83) PDF(2)

摘要:
研究发现,排空熔盐、向冷却剂中注入毒物均可作为球床先进高温堆第二套停堆系统的辅助系统,但相比向堆芯注入毒物熔盐,排空熔盐对堆芯影响更小,更利于工程实现;相比一次装料方案,分批次燃料装载方案可保证寿期内堆芯剩余反应性较小,易控制,但使得堆芯运行也较复杂;一次装料方案中,要使第二套停堆系统具有足够的快速停堆裕量,不能通过减小堆芯活性区装料高度实现,但可以通过增加第二套停堆系统控制棒的根数实现。本文提出了球床先进高温堆优选堆芯设计方案,该方案使球床先进高温堆的燃耗寿期可达100等效满功率天,第一套停堆系统、第二套停堆系统的冷停堆深度均满足设计要求。

基于NECP-X程序的三维复杂几何小型压水堆全堆芯一步法计算

曹璐, 刘宙宇, 曹良志, 贺清明, 吴宏春, 韩宇, 毕光文, 汤春桃

2018, 39(S2): 92-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0092

摘要(152) PDF(0)

摘要:
鉴于数值反应堆物理计算程序NECP-X采用传统的自定义几何处理方法难以处理复杂堆型、六角形排布等堆芯,而构造实体几何(CSG)方法具有处理复杂几何、内存小、通用且易于拓展等优势。本文将CSG应用于NECP-X,拓展了NECP-X的几何建模能力,并应用于其共振、输运计算中。该方法通过曲面的布尔运算实现几何实体的建模;通过给定有限个参数实现自动网格划分功能;并在此基础上计算特征线信息。数值结果表明,对于各种不同的堆芯几何均可以通过CSG实现精细描述和一步法物理计算;计算结果与蒙特卡洛程序结果相比精度较高。

HFETR入单晶硅的反应性扰动分析

李松发, 赵家强, 肖盾, 何川, 王江文, 邹全

2018, 39(S2): 98-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0098

摘要(70) PDF(0)

摘要:
单晶硅由辐照孔道进入高通量工程试验堆(HFETR)堆芯时会引入反应性扰动和影响局部的中子注量分布。本文使用蒙特卡洛核粒子输运程序(MCNP5)和蒙特卡洛核粒子输运扩展程序(MCNPX2.6)耦合建立了HFETR数学计算模型,通过临界计算验证了模型的可用性,模拟计算了不同质量单晶硅由8#辐照孔道进入堆芯所引入的阶跃反应性扰动,并分析了8 kg单晶硅由8^#辐照孔道入堆对邻近电离室孔道内轴向中子注量分布的扰动情况。研究结果表明,单晶硅入堆所引入的反应性扰动很小,符合安全要求,对邻近电离室孔道内局部的中子注量分布存在一定影响,可能会对相应的中子探测仪表产生干扰。

中国工程试验堆严重事故辐射后果研究

冯建, 刘爱华, 沈海波, 邱立青, 赵国正, 袁志敏, 卿明兵

2018, 39(S2): 103-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0103

摘要(91) PDF(0)

摘要:
为保证中国工程试验堆(CENTER)在严重事故工况下辐射后果满足安全监管要求,且不必采取场外应急措施,需对严重事故工况下放射性物质排放方案进行设计。本文从密闭厂房泄漏率、应急通风系统排风量、密闭方式等方面开展分析,对辐射后果的变化规律进行了研究。结果表明,CENTER密闭厂房泄漏率应采用2%/d,并应采取“严重事故初期密闭,8 h后开启应急通风系统”的排风方案。

基于MATLAB的主泵声音监测技术研究

赖立斯, 王文龙, 张江云, 赵鹏, 石雷刚, 蔡文超, 张云

2018, 39(S2): 107-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0107

摘要(105) PDF(0)

摘要:
为了监测反应堆主泵运转状态,从简便性和有效性角度出发,利用拾音设备和录音设备等常用工具设计了声音采集装置,并通过不同方式采集了4台主泵的环境、电机端轴承、泵端轴承的声音。对所采集的声音信号利用MATLAB软件进行频谱分析,得到频率、波长等数据;通过波形对比、频谱数据分析得到主泵的运转状态。结果表明,4台主泵轴承声音频率大部分集中在低频段,2#主泵和4#主泵轴承运转声音存在异常,结果与实际情况吻合。

高通量工程试验堆RELAP5建模与试验评价

李海涛, 周春林, 邹德光, 张江云, 王文龙, 肖盾, 蒋汀岚

2018, 39(S2): 112-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0112

摘要(92) PDF(0)

摘要:
出口母管破口失水事故(LOCA)是高通量工程试验堆(HFETR)安全评价的重要始发事件之一,本文基于RELAP5程序,建立了HFETR的数值计算模型,模拟了HFETR的LOCA试验工况;通过手动全开HFETR除气系统DN50阀模拟出口母管失水试验,获得了反应堆进出口压力、容补器压力和破口流量的变化,并通过试验数据验证了RELAP5程序的计算结果合理性,结果表明:RELAP5计算结果和实验结果吻合较好,最大相对误差为7.4%,说明利用RELAP5程序模拟低温中压压水型研究堆的系统瞬变可行。

HFETR除气流量控制阀全开故障响应研究

李可天, 李海涛, 刘鹏, 邹德光, 蔡文超, 赵鹏, 赖立斯

2018, 39(S2): 116-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0116

摘要(83) PDF(0)

摘要:
基于Relap5建立了高通量工程试验堆(HFETR)一回路热工水力计算模型,并通过冷态实验验证了其准确有效。利用该模型对热态工况下的故障进行了模拟计算,获得了HFETR运行期间发生除气流量控制阀全开故障时一回路进出口压力、容积补偿器液位等参数的变化曲线。通过对数据的分析可知,该故障发生后HFETR可以保证燃料元件的淹没和冷却,反应堆是安全的;同时给出了故障发生后运行人员的响应时间、HFETR运行期间容补器的合理液位范围以及对除气流量控制阀的运行状态调整建议。

MJTR主热交换器清洗时间的估算

梁光远, 刘水清, 徐涛忠

2018, 39(S2): 121-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0121

摘要(106) PDF(1)

摘要:
主热交换器是岷江试验堆(MJTR)的关键部件之一,其换热能力决定MJTR能否安全运行,为保证其换热能力,换热器运行一段时间后需要清洗。本文介绍了在已知主热交换器总传热系数,一次水、二次水的出、入口水温等条件下,通过对对数平均温差、换热面积的估算,并结合二次水出、入口压差,判得出主热交换器二次侧压差大于或等于35.15 kPa时,主热交换器换热性能已有所下降,应对主热交换器进行清洗的结论。

岷江试验堆低浓化后堆内反应性变化分析

曹寅, 罗欣, 王皓, 康长虎, 刘水清

2018, 39(S2): 124-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0124

摘要(106) PDF(0)

摘要:
岷江试验堆(MJTR)使用低浓燃料后,堆芯装载发生变化。本文根据低浓化后各种堆芯参数的改变,分析计算了¹³⁵Xe与¹⁴⁹Sm这2种反应堆中最重要裂变产物的变化对堆芯反应性产生的影响,并给出额定工况运行与停堆后2种情况下的反应性变化曲线,使反应堆操纵人员了解毒物反应性的变化规律,以便于在实际运行中应对工况变化,保证反应堆正常安全运行。

岷江试验堆临界棒位变化分析与研究

曹寅, 罗欣, 刘水清, 康长虎, 王皓

2018, 39(S2): 128-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0128

摘要(118) PDF(0)

摘要:
针对岷江试验堆(MJTR)2013年6月26日到2017年6月14日之间的数十次临界试验中,反应堆的临界棒位不断升高的现象进行了分析与计算,结果表明,造成这种现象是放射性裂变产物的衰变、温度效应与易裂变核素的减少等多种因素共同作用的结果,该结论对未来MJTR低浓化安全运行具有重要的意义。

岷江试验堆低浓堆芯设计及安全分析

罗欣, 曹寅, 王皓, 徐涛忠, 杨斌, 邓才玉, 康长虎

2018, 39(S2): 131-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0131

摘要(130) PDF(0)

摘要:
岷江试验堆(MJTR)由于高通量工程试验堆(HFETR)完成全堆低浓化后只能使用低浓燃料元件,为了使MJTR继续发挥其科研、生产、技术开发作用,本文设计了4种MJTR低浓堆芯,并对其进行了物理分析、稳态热工-水力分析及安全分析。分析结果表明,MJTR低浓化后,通过堆芯设计仍能满足任务要求,并能保证反应堆运行安全。

不同造水工艺参数对产水品质的影响研究

杨松, 唐远辉, 雷超, 魏大明, 陈庆旭

2018, 39(S2): 135-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0135

摘要(65) PDF(0)

摘要:
反应堆对造水系统产水品质有严格的要求,而产水pH值和电导率是反映产水品质的重要指标。基于反应堆现有造水工艺,通过改变工造水艺参数来控制进水pH值,研究不同造水工艺参数对产水pH值及电导率的影响,由此分析并提出产水品质最优的工艺参数,有效保障了反应堆用水品质需求。

核电厂主管道支管与阀门接管焊缝失效原因分析

赵永明

2018, 39(S2): 138-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0138

摘要(103) PDF(0)

摘要:
针对秦山核电厂某机组主系统二环路流量测量管支管管座与一次根阀管道焊接接头熔合区出现的局部贯穿性裂纹进行失效分析。通过对裂纹端面的宏观、扫描电子显微镜(SEM)观察,对端面不同区域进行元素成分分析,并对截面进行金相组织分析、晶粒度分析、接头有限元分析。结果表明,在接管焊缝根部位置产生了疲劳裂纹,裂纹由内表面向外表面扩展,并在内部流体作用下演化为腐蚀疲劳裂纹。

高压给水加热器至除氧器疏水管道异常振动原因分析及处理

杨纪晨, 宋明亮, 梁聪聪, 李振, 曹彬彬, 孙俊

2018, 39(S2): 142-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0142

摘要(94) PDF(0)

摘要:
福建福清核电厂2号机组高压给水加热器(AHP)至除氧器管线自调试以来就存在疏水管道剧烈振动问题,机组多次因管道振动被迫降功率运行,对电厂系统设备稳定运行和经济效益造成了严重影响。本文详细介绍了管道振动现象,并从设备结构、系统参数变化以及现场设备安装等方面分析振动原因。结果表明:支架加固能消除高压给水加热器至除氧器管线异常振动,可确保管道系统长期安全运行。本文的研究结果对同类型机组管道振动问题的处理具有一定借鉴意义。

田湾核电站可降解处理设施工程应用问题及处理

刘红雨, 李广华, 刘胜龙

2018, 39(S2): 146-149. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0146

摘要(73) PDF(0)

摘要:
田湾核电站为国内首家引入可降解防护用品及处理设施(简称可降解设施)的核电厂,该套设施首次安装在核电厂核岛辐射控制区内,在工程设计、安装调试等方面遇到了一系列问题,本文就田湾核电站可降解处理设施工程实践中遇到的较为典型的问题及其处理过程进行了梳理,并为后续可降解设施的应用提出了建议。

核电机组热力性能在线计算方法的研究

鲍旭东, 赵金栋, 田宇

2018, 39(S2): 150-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0150

摘要(94) PDF(0)

摘要:
结合核电汽轮机热力系统特点和实际运行情况,探索湿蒸汽区蒸汽焓值计算的不同方法,依据汽轮机制造厂设计数据和机组实时数据,采用假定湿蒸汽干度的方法,建立了汽轮发电机组运行经济性指标计算模型。对核电机组运行经济性指标进行在线连续监测,通过热力系统及设备运行数据分析,开展热力系统故障诊断方法的研究,可为查找和解决二回路热力系统实际运行中的能损问题提供技术手段。

福清核电厂止回阀所在管线振动原因分析与处理

梁聪聪, 宋明亮, 曾小康

2018, 39(S2): 154-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0154

摘要(102) PDF(0)

摘要:
福清核电厂2号机组辅助蒸汽转换器(STR)疏水冷却器至除氧器在正常功率运行期间管线及阀门发生剧烈振动,管线的剧烈振动对核电厂的安全、稳定、经济运行带来潜在的隐患。针对此管线振动问题进行分析,通过对正常功率运行期间疏水量进行理论分析,查找出分析管线剧烈振动的根本原因,并根据分析以及国内外振动处理经验制定了相应的专项处理措施,最终彻底消除了管线及阀门振动,使系统达到了安全可靠运行状态。

核电厂主泵安全端焊缝体积检测的改进分析

郑德旭, 刘桂刚

2018, 39(S2): 157-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0157

摘要(96) PDF(1)

摘要:
部分核电厂使用的主泵在泵壳与主管道之间存在安全端。通过采用超声和射线2种检测技术进行研究,分析比对了法国的《压水堆核岛机械设备在役检查规则》(RSE-M)与美国机械工程师协会(ASME)规范等的相关内容,并就工程实践因素进行了论述,论证了超声相比于射线在技术必要性、规范符合性、实施便利性等方面的优势,证明超声可对主泵安全端焊缝最普遍发生、最危险的裂纹进行准确、持续、经济的在役检查监督。

“大机小网”运行环境下昌江核电厂燃料管理策略研究

刘明权, 薛翔, 吴丹蕾

2018, 39(S2): 160-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0160

摘要(98) PDF(0)

摘要:
昌江核电厂面临的“大机小网”问题突出,机组处于长期低功率运行状态,负荷因子也大幅度低于中国核电所辖机组平均负荷因子,核电机组发电能力未得到充分利用,给机组的安全性和经济性都带来较大的影响。为此,延伸核燃料循环研究对于提升机组安全及经济性就显得更为重要。本文通过分析机组运行客观环境、配合电网调峰的影响、年换料策略的不足,研究昌江核电厂延伸核燃料循环的可行性并对堆芯主要安全参数进行计算,结果表明通过长循环的燃料管理策略可实现提升机组整体利用率的同时,满足机组安全稳定运行的要求。

核级树脂硼饱和与释放特性研究

雷水雄, 邹世伟, 王东

2018, 39(S2): 164-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0164

摘要(95) PDF(1)

摘要:
针对压水堆核电厂化学和容积控制系统(RCV)净化床使用的核级锂型混床树脂硼饱和与释放特性,即树脂OH-与硼酸根型相互转换关系进行研究,开展了树脂硼饱和与硼浓度的关系、不同流速的影响、饱和树脂硼的淋洗释放和再吸附等模拟试验。结果表明,离子交换树脂的硼饱和是一种动态的平衡,随着系统硼浓度的变化会不断吸附或释放出硼;流速在一定范围内的改变对树脂的硼饱和平衡时间和交换容量无明显的变化。

VVER-1000型机组反应堆压力容器辐照脆化评价

张萌, 彭思桐, 王陈, 雷超

2018, 39(S2): 168-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0168

摘要(102) PDF(0)

摘要:
反应堆压力容器(RPV)辐照监督及辐照脆化评价是保证核反应堆寿期内安全运行的重要手段。介绍了田湾核电站1、2号VVER-1000型机组辐照监督组件的设置和试验内容,并对1号机组1Л、2Л辐照监督组件的试验结果、辐照脆化预测模型和超前因子进行了分析讨论。结果表明,田湾核电站1号机组RPV母材和焊缝的辐照脆化效应均在原设计标准的范围内,RPV实际辐照脆化趋势与预测模型具有较好的一致性。建议下一套辐照监督组件的抽取时机为运行后第20 a。

不连续因子在三维堆芯瞬态数值模拟中的应用

段新会, 王兵树, 冀丽

2018, 39(S2): 173-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0173

摘要(83) PDF(0)

摘要:
为保证三维堆芯瞬态计算过程中的静、瞬态精度与实时性的要求,采用高阶节块展开法对全堆芯细网划分进行静态数值计算,得到非均匀中子通量和界面中子流;采用体积通量权重法进行细网到粗网的均匀化过程,得到均匀化群参数、界面不连续因子与边界反照率;在瞬态计算过程中,根据棒位变化与热工水力参数反馈实时修正均匀化参数与不连续因子;最后利用基于不连续因子校正的粗网有限差分法,实现了三维堆芯静态、瞬态计算,并编制计算程序,进行了典型LMW算例的数值模拟验证。仿真实验证实此方法在空间与时间两个维度上,均达到与高阶节块展开法等同的精度,且计算效率高于将节块展开法直接应用于瞬态计算的数值模拟程序,满足开发核电站全范围模拟机三维堆芯模型的需要。

某1000 MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容热工冷却能力验证

张士朋

2018, 39(S2): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.S2.0180

摘要(97) PDF(2)

摘要:
针对国内某1000MW压水堆核电厂乏燃料水池扩容项目,使用计算流体力学(CFD)和理论分析方法,验证了扩容后的乏燃料水池热工冷却能力。在乏燃料水池至少存在一列反应堆水池和乏燃料水池冷却和处理系统(PTR)运行的冷却工况下,乏燃料水池平均水温均满足相应的验收准则,局部最高水温和燃料包壳最高温度均低于当地水的饱和温度。在2列PTR系统均失效的失去冷却工况下,计算出了乏燃料水池平均水温加热到沸腾温度的时间和燃料格架裸露的时间,为运行干预提供了指导。

留言板

2018年第39卷第S2期

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2018年 第39卷 第S2期

2018年第39卷第S2期