文章-世纪中文出版社

李垣明唐昌兵余红星陈平周毅《核工业与技术》 2018年10期

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下载：44 浏览：418

王丹1 王亚辉2 马宇3 《核工业与技术》 2018年10期

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。

对流换热模型对局部氢气流动影响的数值研究下载：33 浏览：393

王迪1 佟立丽1 曹学武1 邹志强2 陈树2 《核工业与技术》 2018年10期

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下载：55 浏览：282

熊平1 艾红雷2 卢涛1 王新军2 《核工业与技术》 2018年10期

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下载：62 浏览：235

张勇李松蔚王玮《核工业与技术》 2018年9期

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冲击行为的影响下载：84 浏览：368

邢睿思1 陈旭1 谢国福2 杨志海2 《核工业与技术》 2018年9期

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。

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下载：16 浏览：313

张振华1，2 于德勇3 贾力1，2 杨立新1，2 《核工业与技术》 2018年9期

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。

高含气率气-液两相流流量计算方法研究下载：28 浏览：390

马誉高1 李超1 黄善仿1 余红星2 潘艳芝3 《核工业与技术》 2018年9期

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下载：44 浏览：244

王万红1 朱大欢2 彭常宏1 郭赟1 《核工业与技术》 2018年9期

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。

核反应堆余热排出过程凝结水击现象实验研究下载：30 浏览：345

王禄涛1 李健2 种道彤1 冉旭2 张卓华2 严俊杰1 《核工业与技术》 2018年8期

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下载：40 浏览：254

何璠1 于红2 穆克亮3 《核工业与技术》 2018年8期

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。

基于蒙特卡洛方法的燃料组件压紧力计算模型研究下载：78 浏览：410

朱发文1 蒲曾坪1 陈平1 马超1 李云1 周小云1 曾孝敏1 耿飞2 《核工业与技术》 2018年8期

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。

基于辐照与热流固耦合的反应堆金属反射层温度分析下载：47 浏览：487

陈圣杰方健吴铦敏石琳冉小兵《核工业与技术》 2018年7期

摘要:

金属反射层在反应堆压力容器内受辐照和热流作用，其温度分布是一个复杂的热流固耦合问题。为了更准确地模拟金属反射层的温度分布，本文在考虑辐照释热影响的基础上提出了基于三维模型的热-流体耦合与热-固体耦合相结合的分析方法，通过流体稳态热分析和结构稳态热分析迭代计算，获得金属反射层的温度分布及自然对流换热系数。与现有方法相比，该分析方法在分析过程中施加的边界条件更全面，计算结果更可靠。

熔盐球床堆径向流堆芯的热工水力分析下载：90 浏览：500

薛春辉董玉杰《核工业与技术》 2018年7期

摘要:

核热泉(NHS)堆是一种新型熔盐球床概念设计堆，其冷却剂径向流过堆芯，具有满功率自然循环特性。基于多孔介质局部非热平衡模型，利用计算流体力学(CFD)通用软件Fluent计算核热泉堆径向流堆芯的热工水力特性，并比较了不同的内、外孔板开孔率的影响。结果表明，内孔板开孔率对冷却剂流量分布影响较大；燃料中心温度具有相当的安全裕量，冷却剂横向流过堆芯的阻力远低于浮升力，能够实现全回路的自然循环。

解析法分析适用于熔盐堆的点堆动力学方程下载：28 浏览：373

刘国财王凯凯张海黔《核工业与技术》 2018年7期

摘要:

点堆动力学方程可反映出堆芯中子密度随时间的变化关系，但传统的点堆动力学方程不适用于熔盐堆。这是由于熔盐堆的燃料具有流动性，堆芯产生的缓发中子先驱核随熔盐的流动会影响堆芯中子平衡。本文采用修正的点堆动力学方程，推导出该方程的解析解。利用数值方法对解析解进行验证，结果显示解析解和数值解基本一致。根据解析解推导出熔盐堆周期的表达式，并用数值解进行验证，二者结果基本相符。

冷/热芯偏移对自然循环回路驱动力的影响下载：46 浏览：452

彭银波张亚军贾海军吴磊刘洋《核工业与技术》 2018年6期

摘要:

以一体化布置的中高压自然循环反应堆模拟实验装置为基础，从实验和理论分析两方面研究了上升段和下降段之间的传热以及堆芯和主换热器内温度变化对稳态自然循环能力造成的影响。实际测得了上升段进出口温差和套管式换热器一次侧水温在轴向的非线性分布，并推导得到了上升段与下降段之间的传热以及热源和热阱中温度分布对自然循环能力影响的表达式。研究表明，当上升段和下降段之间传热造成温度变化1～20℃，热源和热阱均为抛物线温度分布时，自然循环能力减小约0.2%4%。

水平圆管临界热流密度实验研究下载：58 浏览：290

李昊翔1 彭传新2 昝元锋2 《核工业与技术》 2018年6期

摘要:

对水平圆管内低质量流速临界热流密度(CHF)进行了实验研究和分析。实验研究发现，水平流动圆管沸腾临界发生在圆管加热壁面顶部。通过对沸腾临界发生时圆管出口的质量含汽率和流型进行分析发现，本文研究的参数范围内沸腾临界时的出口含汽率高，流型为环状流，沸腾临界类型为干涸型(Dryout)。将经验公式预测值与实验结果进行比较发现，Bowring公式和Lookup table的预测值远大于CHF的实验值。导致此现象出现的主要原因为:Bowring公式和Lookup table是基于竖直流动CHF实验数据开发的模型，水平流动时在重力的作用下环状流液膜呈非均匀分布，顶部液膜干涸提前触发沸腾临界造成CHF值降低。

紧密排列棒束燃料组件临界热流密度实验研究下载：72 浏览：351

谢峰徐建军黄彦平杨祖毛王鸿韬《核工业与技术》 2018年6期

摘要:

基于高转换比紧密布置堆芯研究背景，针对堆芯紧密排列螺旋绕肋棒束组件开展了临界热流密度(CHF)实验研究，获得了棒束在不同热工条件下临界热流密度。研究结果表明:紧密排列棒束燃料组件CHF主要发生在热棒元件，临界发生时加热元件壁面温度迅速升高，同时压力升高，流量降低；系统压力、质量流速、含汽率、入口过冷度等热工参数对组件临界热流密度影响较大；获得了CHF计算关系式，计算值与实验值偏差在±10%以内。

基于DVI管失水事故试验的CATHARE程序模拟评价下载：47 浏览：399

彭传新1 李昊翔2 昝元锋1 闫晓1 《核工业与技术》 2018年5期

摘要:

采用CATHARE程序对直接注入(DVI)管失水事故(LOCA)试验进行了数值模拟。研究发现:DVI管LOCA中系统卸压、非能动安注、堆芯冷却等主要过程和物理现象得到了较好的模拟。一回路系统压力、堆芯补水箱(CMT)安注流量、安注箱(ACC)安注流量、内置换料水箱(IRWST)安注流量以及堆芯流体温度等参数的计算结果和试验数据符合较好。研究结果表明，CATHARE程序可以用于失水事故下非能动安注系统瞬态特性模拟分析。

岭澳核电站反应堆保护系统T2试验装置改进研究下载：73 浏览：433

熊国华方郁《核工业与技术》 2018年4期

摘要:

在分析反应堆保护系统T2试验原理的基础上，结合T2试验的技术要求，采用可靠的可编程逻辑控制器(PLC)与友好的人-机交互界面，研制出新的试验装置。实际应用表明，新研制的试验装置功能完善，操作简便，质量可靠，彻底解决了岭澳核电站在反应堆保护系统定期试验装置运行、维修、技术支持等方面的难题，提高了系统的安全性和可靠性。

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