反应堆工程

• 基于RELAP5的核动力装置故障诊断数据源研究

  沈季;夏虹;苏应斌;

  :为解决故障状态下的核动力装置数据源问题,本文建立了核动力装置一、二回路系统的模型,选择秦山一期核电站为对象,利用RELAP5对蒸汽发生器U型管破裂进行计算。通过结果分析可知所建立的模型节点划分是合理的、数据卡编制准确,基于该模型产生的数据可信。将开发的数据与基于神经网络的故障诊断系统联调,诊断测试结果表明数据准确、充分,可以为核动力装置的故障诊断系统的研究提供数据支持。

  2009年02期 v.29;No.111 97-102页 [查看摘要][在线阅读][下载 259K]
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• 直动电磁阀磁场特性分析

  刘潜峰;薄涵亮;秦本科;

  控制棒水压驱动技术是清华大学核能与新能源技术研究院具有自主知识产权的一项新型发明专利技术。组合阀属于该项技术的关键部件,组合阀是由三个直动电磁阀组成,电磁阀的性能直接影响组合阀的性能,从而影响控制棒水压驱动技术的运行性能。本文就控制棒水压驱动系统运行过程中所出现的异常工况,运用ANSYS电磁场分析软件,对其直动电磁阀的多种运行工况进行了电磁场特性分析。分析结果表明:导磁材料的不当使用形成磁路的改变,引起某些工况下磁力反向,使电磁阀在特定情况下出现故障,进而造成控制棒水压驱动系统异常;通过电磁场特性分析可以进一步优化直动电磁阀的设计。

  2009年02期 v.29;No.111 103-107+117页 [查看摘要][在线阅读][下载 1010K]
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• 国产快堆包壳材料CW316(Ti)SS高温强度下降的微观机理分析

  黄晨;王晓荣;谢光善;周桂芳;

  冷加工316(Ti)不锈钢CW 316(Ti)SS是我国首选的快堆包壳材料,国产材料的常规力学性能与国外数据相当,但高温蠕变和高温持久强度数据却较低。本项研究主要是通过观察、比较国产快堆包壳材料和俄罗斯快堆包壳材料在高温下微观结构的变化情况,并结合对国产材料高温持久断裂试验样品的断口形貌观察结果,分析得出:国产材料长时高温力学性能下降的主要原因是沿晶界的σ相析出。

  2009年02期 v.29;No.111 108-117页 [查看摘要][在线阅读][下载 2893K]
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• 反应堆功率保成本控制器设计

  郭胤;黄晓津;

  针对反应堆功率控制系统设计中存在的建模误差以及实际运行过程中参数的不确定性,提出了一种新的功率保成本鲁棒控制器设计方法:运用线性矩阵不等式先求解出最优状态反馈保成本控制器,构造卡尔曼滤波器解决实际问题中状态不可测的问题,采用回路恢复的方法使总系统逼近目标反馈环传递函数。系统仿真结果表明,所设计的控制器实现了对设定功率的精确跟踪,解决了在堆模型不确定性、运行过程中参数不确定性下控制系统可能出现的不稳定和控制精度不够的问题,系统不但具有良好的鲁棒性,而且调节性能较好,满足堆功率调节控制的要求。

  2009年02期 v.29;No.111 118-122+130页 [查看摘要][在线阅读][下载 308K]
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快堆

• 真空-蒸馏法分析钾中的氧

  俞晓琛;文希孟;谢淳;贾云腾;

  建立钾中氧的一种分析方法。在真空度为6×10~(-4)Pa,温度为250℃下,通过蒸馏的方法去除钾的基体,蒸馏残渣溶样后用容量法进行分析,样品测量的相对平均偏差小于15%。该方法已应用于快堆Na-K合金合成过程中钾中氧的分析,今后也可应用于钾净化过程中钾中氧的分析。

  2009年02期 v.29;No.111 123-126页 [查看摘要][在线阅读][下载 187K]
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• 快堆工程数据库系统开发方案

  陈树明;

  描述了快堆工程数据库系统开发的意义,并结合CEFR建设、调试情况和运行需要,给出在运行管理和工程建设管理两方面应用的数据库总体结构方案,同时分析开发过程需解决的问题、应遵循原则与要求。

  2009年02期 v.29;No.111 127-130页 [查看摘要][在线阅读][下载 253K]
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• 虚拟装配技术及其在中国快堆技术中的应用展望

  李海;王明政;杨红义;

  阐述虚拟装配技术的主要研究内容和现状,指出该技术的关键内容并分别进行分析。针对中国快堆技术发展中的机械设备装配现状,分析虚拟装配技术在快堆技术中应用的重要意义,提出了该技术在快堆技术应用中的发展目标。

  2009年02期 v.29;No.111 131-137+145页 [查看摘要][在线阅读][下载 469K]
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反应堆物理

• 用综合核方法求解中子输运临界问题的误差分析

  高产;李茂生;

  基于中子积分输运方程的综合核近似方法,具有准确、快速的特点,其计算精度和收敛性与求积组的选取密切相关。文章简要介绍了求解中子输运临界问题的综合核方法,采用数值方法分析了综合核近似的计算误差和收敛性,并提出了新的求积组来提高综合核方法的计算精度。应用综合核方法计算了均匀平板介质中各向同性和线性各向异性散射的单群、双群中子临界问题,并与离散纵标法S_(32)结果和文献结果进行了比较。计算结果表明采用合适的求积组,综合核方法在低阶时能够得到较高精度的结果。

  2009年02期 v.29;No.111 138-145页 [查看摘要][在线阅读][下载 347K]
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• 基于退化失效模型的旋转机械寿命预测方法

  周玉辉;康锐;

  退化失效模型与传统可靠性预测的根本区别在于,不论在统计推断还是寿命分布拟合过程中,可以充分利用退化数据提供的更多过程和寿命信息,能较准确地进行具有耗损特性的机械产品的寿命预测。针对旋转机械运行过程中强度破损失效模式,本文利用正态随机过程模型描述其退化失效过程,进行了旋转机械的寿命预测方法研究。通过分析加速寿命方程与退化失效模型的关系,考虑到加速寿命试验方法以"应力换时间"的有效性,进行了旋转机械加速寿命试验。通过对试验结果进行最佳线性无偏估计,得到强度退化失效模型的退化轨迹;在解决了退化失效方程奇异性的基础上,进行了旋转机械的寿命预测,得到点估计与区间估计的可靠寿命预测结果。

  2009年02期 v.29;No.111 146-151页 [查看摘要][在线阅读][下载 287K]
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• 用于CANDU堆换料方案快速评价的线性敏感矩阵方法

  王文聪;刘宇轩;冯进军;王军;樊申;张少泓;

  为了实现CANDU堆换料方案的快速评价,本文提出了线性敏感矩阵方法(LSM)。该方法基于各种扰动引起的堆芯状态变化互不干涉且堆芯对扰动的响应与扰动量成正比的假设,借助于事先针对参考堆芯形成的敏感矩阵,主要的堆芯参数经简单代数运算就可得到,无需耗时的三维扩散方程求解。秦山三期1号机组部分运行历史检验结果表明,该方法不但可大幅提高换料方案评价的速度,而且还具有较高的精度,能满足现场工程应用的要求。

  2009年02期 v.29;No.111 152-160页 [查看摘要][在线阅读][下载 437K]
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核聚变

• 中国系列液态锂铅实验回路设计与研发进展

  吴宜灿;黄群英;朱志强;高胜;宋勇;李春京;彭蕾;刘少军;吴庆生;章毛连;刘松林;陈红丽;柏云清;金鸣;王永亮;吴朝阳;吕若君;汪卫华;王红艳;郭智慧;陈雅萍;凌新圳;FDS团队;

  锂铅实验回路是聚变堆液态锂铅包层关键技术研究必备实验平台之一。结合液态金属锂铅包层技术发展战略建议,FDS团队多年来不断开展液态锂铅实验回路技术研究,设计并建造了具有自主知识产权和具有不同功能参数的DRAGON系列锂铅实验回路。本文阐述了中国锂铅实验回路的发展路线建议,系统介绍了目前各实验回路的设计原则、结构特点、功能和相关实验研究进展等情况。

  2009年02期 v.29;No.111 161-169页 [查看摘要][在线阅读][下载 665K]
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• EAST低温系统的故障树分析

  曹兴焕;胡丽琴;李亚洲;武玉;罗乐;吴宜灿;FDS团队;

  EAST是世界上进行聚变研究的先进超导托卡马克实验装置。低温冷却系统是EAST的主要子系统之一,担负着纵向和极向场线圈、纵场线圈盒、冷屏和电流引线的冷却功能,需保证其能长期稳定运行。本文运用故障树分析法来评价低温系统的可靠性,使用自主开发的软件RiskA建立低温系统的故障树模型并进行定量计算,得到系统的失效概率和部件的重要度,并提出改进建议,为系统的优化设计和提高可靠性提供参考。

  2009年02期 v.29;No.111 170-175页 [查看摘要][在线阅读][下载 258K]
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• S_N方法自动建模程序SNAM在EAST纵场线圈核热计算中的应用

  邹俊;何兆忠;龙鹏程;许德政;陈明亮;曾勤;FDS团队;

  在核领域的中子学计算中,离散纵标(S_N)方法三维粒子输运计算程序得到了广泛应用。SNAM作为离散纵标法粒子输运自动建模程序系统,其主要功能是CAD模型与S_N计算模型之间的相互转换。一方面,SNAM可以将通用格式的CAD模型转换成S_N计算模型,另一方面可以以CAD模型的方式显示S_N计算模型中几何及材料等相关信息。本文主要介绍使用SNAM程序对EAST三维模型进行中子学建模,并计算分析了EAST装置纵场线圈的中子注量率与核热沉积。

  2009年02期 v.29;No.111 176-180页 [查看摘要][在线阅读][下载 530K]
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核电厂

• 核电建造管理信息系统MISNPC的创新与应用

  王开华;汤自辉;臧柏齐;孙广伟;钱伏华;朱国栋;

  本文重点介绍"核电建造管理信息系统(简称MISNPC)"的创新成果。此成果是在借鉴、消化、吸收国际核电建造先进经验,以及我国核电建造实践的基础上总结而成的结晶。它包括核电建造的管理标准、施工工艺标准、核电基础代码标准、核电建造控制标准,并能针对各类核电建造项目进行快速复制。运用这套成果,对保证我国核电站安全建设、安全运营和提高经济效益起到关键性的指导作用。

  2009年02期 v.29;No.111 181-187页 [查看摘要][在线阅读][下载 871K]
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核燃料循环

• 铀矿井独头巷道最大掘进长度的研究

  叶勇军;丁德馨;周星火;李向阳;

  为了改善地下铀矿井作业空间的辐射条件,本文阐述铀矿独头巷道通风气流中氡及其子体α潜能浓度的数学描述公式,推导出独头巷道按照排氡和排氡子体最大掘进长度的计算公式。研究了独头巷道通风量Q、巷道断面积S、入风氡浓度C_O、入风氡子体α潜能浓度E_O和巷道氡析出密度D_V与最大掘进长度L_(max)的关系,结论为:独头巷道的最大掘进长度L_(max)随着C_O、E_O、S、和D_V的增大而减小,随着Q的增大而增大;同时还发现:当氡析出密度D_V=1.463 Bq/(m~3 s)时,L_(max,Rn)=L_(max,α);当D_V<1.463 Bq/(m~3 s)时,L_(max,Rn)>L_(max,α);而D_V>1.463 Bq/(m~3 s)时,L_(max,Rn)<L_(max,α)。文中也给出了一些减少氡及其子体浓度的优化措施。

  2009年02期 v.29;No.111 188-192页 [查看摘要][在线阅读][下载 245K]
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• 《核科学与工程》征稿简则

  <正>1)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。篇幅为1万字左右。2)文题简明(20个汉字以内);中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名、省名和邮政编码,并应写成叙

  2009年02期 v.29;No.111 194页 [查看摘要][在线阅读][下载 47K]
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