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核动力工程

核动力工程

北大核心

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    国际刊号/ISSN：0258-0926
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  • 主管单位：中国核动力研究设计院
    主办单位：中国核动力研究设计院
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核动力工程 >2023年第6期

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共4384条结果
  • 摘要：针对大型电力变压器制造过程中硅钢片漆膜出现的红褐色、黑色带状条纹、白斑等缺陷进行研究,分析了其产生机理并进行了相关性能试验研究,得出其对铁心性能基本无影响,可以使用。
  • 摘要：根据对放射性去污废液蒸发处理的工程实践,详细分析复杂成分的放射性去污废液蒸发处理过程中处理能力达不到设计指标、蒸发器液位剧烈波动、浓缩液结晶堵塞管道等问题的成因,并提出相应的解决措施。
  • 摘要：认知可靠性和失误分析方法(CREAM)是第二代人的可靠性分析方法中的代表方法之一。以CREAM的核心思想为基础,对定量分析方法进行了改进,给出了共同绩效条件(CPC)对人的可靠性影响的量化指数。提出了用环境影响指数来定量计算情景环境迫使人的认知失误的发生概率,给出了概率安全评价(PSA)中人误概率的分析方法,并用于诊断核电站蒸汽发生器传热管破裂和蒸汽发生器隔离时的人误概率分析。
  • 摘要：贮液容器的抗震计算一直是核设备抗震分析中的一个难点，这主要是由于容器内的液体在地震动的作用下会产生很大的动液压力，这种动液压力可能成为容器应力的主要来源。对于这类结构-液体耦合振动问题，以往人们是通过理论分析得到一些简化计算的结果，但往往不能满足设计上的需要；近年来发展成熟的有限元技术对于结构应力计算十分有效，但对于流固耦合问题，目前尚未成熟。本文介绍了一种针对结构-液体耦合振动问题的实用算法，它是将动液压力的理论分析与结构的有限元数值计算结合起来，为贮液容器的抗震计算提供了一条新的思路。
  • 摘要：介绍了秦山300MW 核电机组全范围仿真机反应堆堆芯物理模型的建立、分系统测试和整体测试的结果。其中列举了模型中使用的二群扩散方程和反应性反馈的计算公式,给出部分分系统测试结果。最后在整个仿真机模型运行情况下对秦山核电站发生落棒和弹棒事故的测试结果进行了分析。
  • 摘要：根据小波包变换能够将图像信号按不同尺度进行分解的特性,提出了基于图像小波包信息熵特征和遗传神经网络相结合的气-液两相流流型识别的新方法。该方法采用高速摄影系统获取水平管道内气-液两相流的流动图像,经过处理,对图像进行多分辨率分析,提取小波包变换系数的信息熵特征,用主成分分析法降低特征维数构成特征矢量,作为流型样本对遗传神经网络进行训练,实现了对流动图像的流型智能化识别。结果表明:图像小波包信息熵特征可以很好地反映各流型之间的差异;遗传神经网络结合遗传算法和BP算法各自优点,具有收敛速度快、不易陷入局部极小的特性,网络识别率为100%。
  • 摘要：为了实现大体积样品放射性活度的非破坏性测量,研制了大体积低能β量热装置。该装置采用工作于伺服控制方式的等温型量热计原理,测量腔体积约3200cm3,热功率测量范围30～2000mW。装置的实验验证表明:当热功率为300mW时,测量结果的扩展不确定度好于0.4%,平均测量时间小于3.5h。本文描述了装置的测量原理、系统组成、校准方法、性能测试及测量不确定度分析等。
  • 摘要：基于流体体积函数(VOF)模型,对矩形窄流道中不同液相流速下泰勒气泡及周围流场特性进行分析。结果表明,无量纲气泡速度随毛细力数(Ca)变化关系与垂直方形流道实验结果符合较好。壁面切应力在气泡长度方向上不断变大,直到进入尾流区,产生强烈的无规则变化。随着液体质量流速的增大,泰勒气泡变得更尖锐,液膜厚度变厚,但壁面切应力和液膜轴向速度减小,从而出现液膜中下降液膜比例减小。
  • 摘要：本文介绍一个用于 PWR 一回路实时仿真及分析的两相热工水力模型。模型以五个基本守恒方程为基础,考虑了非均相、不平衡态的效应。该模型已成功地用于秦山300MW 核电机组全范围仿真机主冷却剂系统及 U 型管蒸汽发生器的仿真。验收测试证明,模型能够准确有效地仿真核蒸汽供给系统的热工水力特性。
  • 摘要：在大亚湾和岭澳核电站近几年换料设计的安全评价中,经常出现主蒸汽管断裂(SLB)事故堆芯后果超限的情况,导致该事故需要进行再分析评价。因此,SLB事故堆芯后果分析就成为大亚湾和岭澳换料设计中重要的安全分析工作。该分析基于法马通公司的堆芯设计方法,大亚湾核电运营管理有限责任公司技术部(DNMC)针对岭澳核电站1号机组第三循环所作的换料设计,进行了主蒸汽管断裂事故堆芯后果分析。分析结果表明,在发生主蒸汽管断裂事故条件下,DNMC设计的岭澳核电站1号机组第三循环的堆芯是安全的。
  • 摘要：介绍了概率安全分析计算机辅助软件包可靠性与风险分析程序系统（R＆RWorkstation）的基本功能以及R＆RWorkstation在AC600先进型压水堆核电厂一级概率安全分析（PSA）中的应用。其内容包括：故障树分析、事件树分析、事故序列定量评定以及不确定性分析等。分析的范围涉及到AC600的7个前沿系统和5个支持系统，共建立了12棵事件树和21棵故障树。分析结果表明，R＆RWorkstation具有人机对话界面良好、操作简单、输入方便、计算速度快和分析结果准确等特点。
  • 摘要：研制了非线性迭代半解析节块法的扩散程序和稳态单通道热工水力程序,并将二者联接形成了CANDU重水堆燃料管理软件包FMPHWR,实现了物理与热工水力的耦合。参考压水堆(PWR)的经验,提出了类似PWR的考虑局部参数变化的参数化截面方法。对原有的时均计算模型进行了修正,提出了考虑热工水力反馈的时均计算模型。通过数值计算表明:FMPHWR具有更高的计算精度。
  • 摘要：通过简化假设,分析了中子传输矩阵的物理意义,推导出中子传输矩阵数学模型,并利用以往的数据进行了验证。同时根据矩阵的共轭梯度算法理论,研究利用堆外核探测器系统(RPN)的功率量程通道(PRC)6节电离室信号及堆内中子通量测量系统(RIC)获得的堆内通量分布信号计算中子传输矩阵的方法。这种算法得到的中子传输矩阵,可以植入冷却剂丧失(LOCA)监测系统(LSS系统);通过LSS系统可以实时监测堆芯轴向功率分布,进而监测堆芯轴向线功率密度。
  • 摘要：为得到满足硼中子俘获治疗(BNCT)系统所要求的超热中子辐射场,利用清华大学试验核反应堆中子源,采用蒙特卡罗(MC)计算方法,设计了两种产生超热中子辐射场的工程理论方案,并对这两种方案进行了分析与对比。结果表明,方案1比方案2更具有优势,故确定方案1为BNCT系统最终设计方案。
  • 摘要：在深入研究压水堆(PWR)核电机组热力系统结构特点的基础上,将图论思想引入热力系统节能分析,规定核电机组热力系统的划分原则及其基于图的表达方法,确定核电机组热力系统的有向图带权邻接矩阵填写规则。根据回热加热器系统的能量守恒定律、质量守恒定律,确定核电机组主、辅系统的有向图带权邻接矩阵表达规则以及矩阵的运算规则,推导出通用PWR核电机组热力系统的有向图带权邻接矩阵方程,并用实例验证本方法的正确性。
  • 摘要：核岛主要设备安装是核电站建设工程的关键项目.本文概要介绍安装技术准备,描述环行吊车、反应堆压力壳、堆内构件、蒸汽发生器、反应堆冷却泵、稳压器、反应堆冷却管道的安装焊接程序。推荐安装质量要求及允许偏差,供参考.
  • 摘要：对国产细颗粒石墨和粗颗粒石墨在室温、 400℃空气和氦气中的摩擦性能进行了试验。试验发现，摩擦系数随滑动速度的增加而增加，存在临界滑动速度。氦气环境对细颗粒石墨的摩擦系数有影响，对粗颗粒石墨的摩擦系数没有影响。 400℃氦气下，粗颗粒石墨的摩擦系数比室温空气下的摩擦系数小，细颗粒石墨的摩擦系数比室温空气下的摩擦系数大。
  • 摘要：人因对系统安全的影响日益突出,但现有的概率安全评估方法对其重视不足。本文建立了一种考虑人因的面向对象贝叶斯网络概率安全评估模型。该模型将人因整合到已有的事件序列图框架中,然后构建面向对象贝叶斯网络模型中的类,并转化为潜在贝叶斯网络进行推理,最后将推理结果整合到事件序列图中进行概率安全评估。利用该模型对核电站失水事故进行了分析,结果表明,该模型不仅适用于实时情境评估的情形,还适用于积累了一定量信息之后的情境评估。由于采用了面向对象的建模思想,有效地降低了建模的复杂程度,非常适用于大型复杂系统安全性建模分析。
  • 摘要：建立过冷流动沸腾汽泡凝结质量及能量传递模型,采用流体体积法(VOF)多相流模型,对汽泡凝结过程进行数值模拟。模拟结果与相应条件下的实验结果吻合较好,误差在±20%之内,能够反映真实参数变化过程。根据模拟结果分析汽泡初始尺寸、过冷度和系统压力等因素对汽泡凝结行为的影响。结果表明:汽泡凝结时间与汽泡初始尺寸成正比;随着过冷度增加,汽泡凝结时间将大幅减少;汽泡凝结过程中,汽泡周围会出现旋涡,过冷度越高,旋涡越强烈;在过冷度较高时,汽泡内部也会出现旋涡;随着流道内压力升高,汽泡在过冷流体中的存活时间将大大增加。
  • 摘要：本文主要介绍了用气动球法测量反应堆中子注量率分布的YEE8100-CAMAC自动测控和数据处理系统的结构与工作原理。该系统具有运行速度快、测量精度高、可靠性好、灵活性强等特点。
  • 摘要：分析了岭澳核电站二期数字化仪控系统(DCS)组态中非安全级仪控系统控制器中比例微分积分(PID)参数与设计值不匹配的原因,以稳压器压力控制系统为例说明了参数不匹配的影响,基于开环响应法对PID参数匹配的方法进行了研究。岭澳核电站二期热态功能试验和反应堆瞬态试验的结果表明,该方法实现了PID参数设计值与控制器的有效匹配,取得了良好的控制效果,将有效缩短控制系统调试的周期,间接获得较大的经济效益。
  • 摘要：核电站物项的安全分级工作中应特别注意全局性、适度性、均衡性这3项原则。物项安全分级的基本方法,一般是根据物项(部件)的承压外壳损坏对安全的影响,对物项的安全功能进行分级。田湾核电站采用的是俄罗斯VVER-1000/428型反应堆装置,其物项安全分级主要采用俄罗斯法规标准;电气和仪控设备采用IEEE-308(80)标准,分为1E级与非1E级;仪控系统及设备的安全分级采用国内标准GB/T15474-1995,分为安全1E级,安全相关SR级和NC非安全级。田湾核电站物项的安全分级必须经中国核安全当局审批并满足中国核安全法规要求。
  • 摘要：采用直流蒸汽发生器的核动力装置是一个多变量耦合的复杂被控对象,为了对其给水控制系统进行研究,设计了一个直流蒸汽发生器给水控制半实物闭环仿真系统。该系统由实时仿真系统、给水控制系统物理设备和仿真过程管理系统组成。给水控制系统物理设备采集实时仿真系统提供的参数信号,并输出控制信号至电动执行机构。半实物闭环控制仿真试验表明,该仿真系统具有较好负荷跟踪能力,可为实际直流蒸汽发生器控制系统的设计及运行提供技术指导。
  • 摘要：在小型装置上对配制的含锰模拟废水进行处理实验,研究反渗透对放射性废水中核素的截留性能。结果表明:反渗透对锰的截留率受操作压力和回收率的影响甚小,与反渗透脱盐率之间也没有直接的关系。在实验条件下,反渗透对废水中锰的截留率大于95%,满足压水堆放射性废水处理的需要。
  • 摘要：本文叙述了商业级钠在充入综合钠净化回路ＭｕｌｔｉｐｕｒｐｏｓｅＳｏｄｉｕｍＰｕｒｉｆｉｃａｔｉｏｎＬｏｏｐ（ＭＳＰＬ）之前的除钙技术。处理后的钠中钙杂质含量由原来的约０．０４％～０．０５％降至０．０００５％以下，达到堆级钠纯度标准。
  • 摘要：利用电子显微镜对几种奥氏体不锈钢的形变和时效后的显微组织作了研究,在低应变下加工硬化主要依靠位错密度的增加,高应变下还出现大量形变诱发组织。时效引起碳化物的析出,基体还有再结晶的趋势。此外,还对经α粒子辐照后的氦脆断口作了观察。
  • 摘要：建立了一套铀氢锆堆物理计算软件包。首先考虑氢化锆中氢的热化特殊性，按ＷＩＭＳ格式制作了氢化锆中氢的６９群群常数并入ＷＩＭＳＤ／４数据库中，形成了ＷＩＭＳＮ１库和ＷＩＭＳＮ２库；应用ＷＩＭＳＮ２库和国际通用的ＷＩＭＳＤ／４程序包计算了铀氢锆堆各类栅元的群常数，应用差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ和六角形节块程序ＳＩＸＴＵＳ进行扩散计算，同时在ＳＩＸＴＵＳ２程序的基础上编制了燃料管理程序ＸＰＲＩＣＦＭ。为检验软件包的计算精度及可靠性，对国外ＴＲＩＧＡ堆、国内铀氢锆模式堆和西安脉冲堆进行临界ｋｅｆ和控制棒价值等计算，结果与测量值符合良好。
  • 摘要：分析了传统人因事件分析模式THERP和HCR的特点与不足。将两者结合,建立了以THERP+HCR为定量分析核心的人因事件分析模式,介绍了其规范化分析程序和文件报告模式,并给出了在核电站的应用实例。
  • 摘要：设计一种基于动态霍普菲尔德(Hopfield)人工神经网络(ANN)的核动力装置异常运行状态监测方法。通过ANN的在线训练,保证ANN模型能够始终跟踪核动力装置因运行工况变化而引起的动态特性变化,降低误诊断的概率。通过观察ANN预测输出值与实际装置输出值之间的加权平均方差,可以在较早时间内检测出参数异常变化的出现。以一回路压力为例,进行运行参数典型异常变化的检测仿真实验。结果表明,该方法在全工况范围内,具有良好的参数异常变化检测能力。
  • 摘要：以灰色理论与马尔科夫所组成的组合模型为基础,对管道腐蚀速率的预测进行了研究。在对灰色预测模型进行改进的基础上,得到优化的灰色无偏模型,并利用新的灰色模型对腐蚀速率的趋势项进行了预测;采用马尔科夫模型对预测数据的残差进行预测。为了提高预测的精度,在预测过程中采用了滚动运算方法。结果表明,对灰色模型进行的改进设计是有效的,由改进的灰色理论模型与马尔科夫所组成的组合模型的预测精度较高,同时滚动运算方法也进一步提高了预测的精度。

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