文章-世纪中文出版社

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。

AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究下载：21 浏览：298

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。

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：337

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。

锆基弥散微封装燃料等效传热系数数值模拟研究下载：72 浏览：453

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：422

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：283

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：236

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：369

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：316

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。

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：255

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。

稳压器电加热元件泄漏分析和检测方案设计下载：37 浏览：357

侯晔余平周勇黄伟《核工业与技术》 2018年4期

摘要:

稳压器电加热元件包壳破损吸湿肿胀引起的开裂事故在国内外均有发生，这种事故均与电加热元件包壳存在泄漏有关。国内某核电项目热试期间发现部分电加热元件绝缘性能不符合设计要求，通过检测，发现与密封性相关的焊缝存在泄漏缺陷。为避免严重的由于泄漏引起的电加热元件肿胀开裂事故，对出现绝缘降质的电加热元件进行了详细的检查和分析。分析表明单纯进行表面检测是有风险的。为了保证电加热元件的密封性能，除了对包壳管材料进行氦检漏，端塞-包壳焊缝也需要进行氦检漏。结合电加热元件的结构和制造工艺特点，设计了专用的检测系统，并设计了一套完整检测方案。至此，稳压器电加热元件的密封完整性得到了全面的检测，排除了泄漏隐患。

NESTOR软件包工程应用适用性强化设计下载：71 浏览：412

卢宗健李庆刘东柴晓明方浩宇宫兆虎《核工业与技术》 2018年1期

摘要:

针对应用于"华龙一号"等三代核电机组的核电设计与分析软件包NESTOR，从软件体系架构、研发流程、计算模型3个方面开展工程应用适用性强化设计。实践证明，NESTOR软件包工程应用适用性强化设计能够减小软件研发与工程应用需求的偏离，提高工程设计与分析软件研发的首发成功率。

基于耦合损伤本构模型的508-3钢循环塑性变形模拟下载：43 浏览：316

张丽屏1 田俊1 李建2 杨宇1 阚前华2 《核工业与技术》 2018年1期

摘要:

基于耦合损伤本构模型开展了508-3钢在200℃下的循环累积塑性变形模拟研究。通过单轴拉伸和循环加载实验获得了试验数据并拟合确定了材料的损伤本构模型参数，然后利用该本构模型模拟了材料的单调加载变形行为和循环累积塑性变形行为。与经典Chaboche模型的模拟结果相比，耦合损伤的本构模型能更好地模拟508-3钢的单调拉伸行为、应变和应力控制循环软化变形行为，且模拟结果与实验数据吻合良好，为508-3钢制造的核电设备的累积塑性变形模拟奠定了基础。

低功率条件下铑自给能探测器信号噪声消除下载：63 浏览：438

李昆韩文兴尹秋升翁小惠《核工业与技术》 2018年1期

摘要:

根据铑自给能探测器频域特性，利用数字信号处理的技术中无限脉冲响应(IIR)数字滤波器设计方法，设计了一种数字滤波器对铑自给能探测器输出电流进行去噪处理，提高其在低功率水平输出电流的信噪比，保证延时消除算法的准确性。

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