文章-世纪中文出版社

袁园1 王丽1 罗涵禹2 单建强3 张小英1 王冬青1 《核工业与技术》 2019年10期

摘要:

启动系统和启动特性分析是超临界水堆(SCWR)设计的重要组成部分，为了实现全系统启动分析，以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，在此基础上设计了启动过程的控制系统，包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案，并以中国百万千瓦SCWR(CSR1000)为研究对象，建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型，提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明，再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中，各热工参数变化符合预期，最高包壳表面温度不超过限值温度650℃，验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。

非能动氢复合器性能验证试验方法研究下载：46 浏览：301

李志明王宏庆马韦刚邱添李杨姜峨《核工业与技术》 2019年9期

摘要:

消氢启停阈值和消氢速率是非能动氢复合器的关键性能参数。本文设计了一种直观方便的非能动氢复合器性能验证试验方法:将非能动氢复合器放于密闭容器中，并通入氢气，只要氢复合器启动消氢反应且整条消氢过程曲线在给定值直线A以下，则验证了启动阈值不大于给定值A；只要消氢过程曲线最终的水平段在给定值直线B以下，则验证了停止阈值不大于给定值B；只要氢复合器达到稳定消氢状态，通入容器的氢气质量流量即为消氢速率。本文设计并搭建了试验装置，采用非能动氢复合器样机PARQX-15进行消氢性能验证试验，成功验证了消氢启动阈值<2%(体积浓度，下同)，停止阈值<0.5%，消氢速率大于536 g/h，证明了试验方法的实用性和有效性。

核反应堆堆芯模糊多模型仿真系统开发与应用下载：53 浏览：235

陈乐至曾文杰于涛谢金森杜尚勉罗润《核工业与技术》 2019年9期

摘要:

单一功率水平处的堆芯模型无法准确地代表堆芯不同功率工况下的动态特性。为了解决这一问题，利用三角形隶属度函数对5个不同功率水平下的局部模型进行加权，建立堆芯模糊多模型，并开发模糊多模型仿真系统。以压水堆堆芯为对象，开展堆芯反应性和冷却剂进口温度的扰动仿真。结果表明，建立的堆芯模糊多模型仿真系统可适用于堆芯不同功率水平的仿真。

参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的研究下载：82 浏览：284

余俊辉关仲华霍雨佳朱加良段永强《核工业与技术》 2019年8期

摘要:

对国内核电厂功率提升的背景以及适合的功率提升模式进行了阐述，分析和总结了核电厂功率提升相关法规及标准的要求；梳理了核电厂功率提升的分类，对小幅功率提升的具体要求和主要途径进行了分析研究；在分析核电厂功率和不确定度计算方法的基础上，明确了主给水流量和主给水温度为影响堆芯热功率计算误差的主要参数，分析总结了参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的方法，即新增差压或超声流量计以及新增温度计以提升不确定度，并对小幅功率提升的经济性进行了总结。

确定论与概率论相结合的小型模块化压水堆应急堆芯冷却系统配置研究下载：50 浏览：219

高颖贤张航邱志方刘兆东李美福曾未《核工业与技术》 2019年8期

摘要:

基于小型模块化压水堆设计特点，分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明:确定论方法和概率论方法对于安注箱(ACC)的配置需求存在明显差异；在确保安全目标实现的前提下尽可能简化应急堆芯冷却系统设计，建议可取消安全级的ACC，在非能动堆芯补水箱(CMT)失效后利用其他已有注水水源来平衡设计，如能动余热排出系统增设换料水箱安注功能。

基于CSG的堆芯蒙特卡罗输运模型可视化转换技术研究下载：69 浏览：311

袁光辉刘东余红星郝江涛强胜龙刘盈曹国海《核工业与技术》 2019年8期

摘要:

为了提高堆芯蒙特卡罗精细输运计算模型(简称MC计算模型)的三维可视化分析效率，在充分调研目前MC计算模型三维可视化工具发展现状的基础上，通过对不同类型几何模型的特点，以及构造实体几何(CSG)模型的描述方法进行分析，提出了一种堆芯精细MC计算模型的自动三维可视化转换方法，并对可视化转换过程涉及到的CSG模型到边界描述(BREP)模型转换、BREP模型网格离散和CSG模型转换效率优化等关键技术进行了深入研究。测试结果表明，提出的MC计算模型自动三维可视化方法在功能和效率方面均能满足工程使用需求。
关键词：蒙卡模型；可视化；CSG模型到BREP模型转换；BREP模型离散；多任务并行；

堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析下载：63 浏览：322

罗娟罗家成李朋洲孙磊唐鹏《核工业与技术》 2019年8期

摘要:

核电厂在发生堆芯熔化严重事故时，采用堆内熔融物滞留(IVR)策略将熔融物包容在反应堆压力容器(RPV)内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间，RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此，有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析，以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下，采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析，通过计算得到容器壁的温度场和应力场，以及下封头的塑性和蠕变变形，并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明，考虑蠕变影响后，结构的变形将大大增加；严重事故下采取熔融物滞留策略期间，RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效；内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。

泵类设备主动浮筏隔振技术研究下载：80 浏览：454

陈纠蔡龙奇刘佳刘立志黄伟李毅《核工业与技术》 2019年7期

摘要:

随着减振需求的不断提高，世界各国针对泵类设备开展了较为深入的振动控制技术研究，浮筏隔振、主动隔振等振动控制措施得到了不同程度的应用。根据泵类设备振动控制需求，本文提出了一种泵集中布置、浮筏隔振与主动隔振相结合的主被动混合减振技术——主动浮筏隔振技术，以隔离泵宽频振动幵抑制特征线谱。通过开展固有频率分析、减振效果分析等对主动浮筏隔振技术可行性迚行了验证。分析结果表明，主动浮筏隔振减振效果良好。

一类核反应堆数学模型正解的全局分歧下载：56 浏览：402

陈瑞鹏李小亚《数学应用》 2018年7期

摘要:

本文研究一类源于核反应堆的数学模型正解的存在性.该模型旨在描述与快中子流密度、反应堆温度紧密相关的核反应过程.本文主要讨论反应堆与外界有热交换的情形.从数学的角度来看,模型自身的非合作特性导致对正解存在性及相关性质的研究较为困难,适用于研究合作系统的比较原理等方法将不再有效.运用分歧理论,我们获得了该模型存在正解的充分必要条件,建立了正解的全局分歧结果,同时对正解的渐近行为进行了仔细分析.所得结果丰富并补充了核反应堆数学模型的相关理论.

稳压器垂直支承锚固件安装超差的分析评估下载：20 浏览：344

邓丰谈国伟李焕鸣黄燕鲁佳胡彧《核工业与技术》 2019年6期

摘要:

压水堆核电厂稳压器垂直支承锚固件为一次预埋件，在安装过程中容易产生超差。由于其结构较复杂，评估超差对后续稳压器安装就位的影响较为困难。本文对稳压器垂直支承结构的可调节裕量进行分析，幵基于稳压器垂直支承锚固件各套管的实际超差情况，结合稳压器现场安装要求，通过模拟数值计算确定了稳压器的最佳就位位置。根据稳压器支承结构特点，提出了减小现场安装难度的优化建议如下:增加稳压器垂直支承结构中下环板套管孔径，有效增加稳压器垂直支承结构中下环板套管的可调裕量；采用球面垫圈代替稳压器支承结构中采用的平垫圈，从而放宽稳压器支承结构对地脚螺栓安装的垂直度要求。

稳压器垂直支承锚固件安装超差的分析评估下载：50 浏览：393

邓丰谈国伟李焕鸣黄燕鲁佳胡彧《核工业与技术》 2019年6期

摘要:

压水堆核电厂稳压器垂直支承锚固件为一次预埋件，在安装过程中容易产生超差。由于其结构较复杂，评估超差对后续稳压器安装就位的影响较为困难。本文对稳压器垂直支承结构的可调节裕量进行分析，幵基于稳压器垂直支承锚固件各套管的实际超差情况，结合稳压器现场安装要求，通过模拟数值计算确定了稳压器的最佳就位位置。根据稳压器支承结构特点，提出了减小现场安装难度的优化建议如下:增加稳压器垂直支承结构中下环板套管孔径，有效增加稳压器垂直支承结构中下环板套管的可调裕量；采用球面垫圈代替稳压器支承结构中采用的平垫圈，从而放宽稳压器支承结构对地脚螺栓安装的垂直度要求。

稳压器垂直支承锚固件安装超差的分析评估下载：32 浏览：331

邓丰谈国伟李焕鸣黄燕鲁佳胡彧《核工业与技术》 2019年5期

摘要:

压水堆核电厂稳压器垂直支承锚固件为一次预埋件，在安装过程中容易产生超差。由于其结构较复杂，评估超差对后续稳压器安装就位的影响较为困难。本文对稳压器垂直支承结构的可调节裕量进行分析，幵基于稳压器垂直支承锚固件各套管的实际超差情况，结合稳压器现场安装要求，通过模拟数值计算确定了稳压器的最佳就位位置。根据稳压器支承结构特点，提出了减小现场安装难度的优化建议如下:增加稳压器垂直支承结构中下环板套管孔径，有效增加稳压器垂直支承结构中下环板套管的可调裕量；采用球面垫圈代替稳压器支承结构中采用的平垫圈，从而放宽稳压器支承结构对地脚螺栓安装的垂直度要求。

反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法研究下载：68 浏览：421

李浩陈训刚杜华李燕罗英张宏亮赵伟《核工业与技术》 2019年4期

摘要:

常规压水堆控制棒驱动线(简称驱动线)公差分析方法在公差计算时采用一维的线性累积，其计算过于保守，因此公差计算无法采用极限法，从而无法保证公差设计的置信水平达到100%。针对该问题提出了驱动线三维动态公差分析法，分析了驱动杆由竖直状态到倾斜状态的动态变化，幵利用第1接触点和第2接触点作为双基准，约束了驱动杆及其通道的偏移方向和范围。三维动态公差分析法提高了分析的准确性，减少了计算的保守性，幵通过模块式小型堆(ACP100)冷态驱动线试验验证了其正确性。

超临界水自然循环流量信号降噪分析下载：53 浏览：421

马栋梁1，2，3 周涛1，2，3 冯祥1，2，3 黄彦平4 《核工业与技术》 2019年4期

摘要:

当自然循环流量的时间序列信号存在噪声时，在计算分析时可能产生错误结论。为了避免错误的产生，在超临界水自然循环流动实验数据信号的基础上，通过选择各种不同的小波基函数，对实验流量信号进行信号去噪分析。通过指标计算对比分析，结果表明，经Dmey小波基函数变换后的自然循环流量去噪信号值，其标准偏差和均方根误差(RMSE)最小、相关系数最大、信噪比较高。因此，Dmey小波基函数适用于超临界水自然循环流量实验数据的信号降噪分析处理。

截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究下载：65 浏览：292

刘蕴1 刘新建1 李红2 方晟2 毛亚蔚1 曲静原2 《核工业与技术》 2019年3期

摘要:

放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数，在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型(VAR)对释放源项的求解为全局最优，但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响，建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型(TTLS-VAR)。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正，以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证，结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。

AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究下载：21 浏览：297

段永强何迅景福庭蔡志云余小权《核工业与技术》 2019年2期

摘要:

以AP1000堆型为参考，建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型，并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示，在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为24h；在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为213h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。

高压工况下圆管内垂直向上流动沸腾CHF关系式比较研究下载：56 浏览：188

刘伟1 彭诗念1 江光明1 刘余1 沈才芬1 单建强2 《核工业与技术》 2019年1期

摘要:

基于15 MPa至临界压力的圆管内垂直向上流动沸腾临界热流密度(CHF)实验数据，筛选出Katto、Bowring、Hall-Mudawar、Alekseev关系式以及CHF查询表(LUT-2006)进行比较研究，通过对预测值与实验值的误差分析，评价了各个关系式的适用性，得到了15 MPa至临界压力区间内CHF随压力的变化趋势。本研究对高压工况(≥15 MPa)，尤其是接近临界区域的CHF预测具有指导意义。

锆基弥散微封装燃料在稳态运行条件下的失效机理研究下载：44 浏览：322

李垣明唐昌兵余红星辛勇陈平周毅《核工业与技术》 2019年1期

摘要:

为实现锆基弥散微封装燃料(M3燃料)的优化设计，进一步提升其在轻水堆(LWR)运行环境下的可靠性，需对其在稳态运行条件下的失效机理进行研究。本研究借助于ABAQUS有限元软件，通过二次开发建立了M3燃料的辐照-热-力耦合性能三维数值模拟分析方法，并基于此分析方法对M3燃料在稳态运行条件下的失效机理进行了研究。研究结果表明，稳态运行期间M3燃料的失效主要以辐照初期内致密热解碳层(IPyC层)的失效、辐照中后期疏松热解碳层(Buffer层)与IPyC层分开再接触后导致的碳化硅层失效为主。该研究结果可为后续M3燃料的优化设计提供指导。

多方法融合的反应堆紧急停堆子系统安全性分析下载：45 浏览：363

刘华1 韩文兴2 阳小华3 陈智2 刘朝晖3 《核工业与技术》 2018年12期

摘要:

针对反应堆紧急停堆子系统，将故障模式影响分析(FMEA)、故障树分析(FTA)、系统理论的过程分析(STPA)3种独立的基本分析方法进行组合，形成仪表控制系统设计阶段的失效和故障基本项覆盖统计表格。STPA方法能够很好地弥补了FMEA和FTA方法的不足。同时，在仪控系统的设计阶段，STPA方法非常适合发现反应堆紧急停堆子系统涉及的软件类、系统交互以及通信类的故障和安全问题。

氧化铝纳米流体临界热流密度机理模型研究——物理模型下载：81 浏览：336

何晓强余红星江光明《核工业与技术》 2018年11期

摘要:

针对现有纳米流体临界热流密度（CHF）模型存在的不足，基于气泡力平衡分析方法，考虑接触角和毛细现象带来的影响，构建了针对氧化铝纳米流体CHF的机理模型。结果表明:模型可模拟CHF随纳米流体浓度(cNF)变化的规律，随着cNF增加，CHF开始增加；但增加至某一浓度之后，CHF不再增加而维持恒定值；模型表明CHF与纳米微粒直径（d0）无关，这与已有实验结果吻合；随着接触角或倾斜角增加，模型计算得到的CHF减小。

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