摘要：针对核反应堆堆内构件用14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件连续2次出现锻造裂纹的原因进行了分析,通过理论相图计算,并试验研究了加热温度、保温时间以及锻造温度对δ铁素体含量及形貌的影响,得出加热温度越高、保温时间越长、锻造温度越低越容易出现锻造裂纹。结果表明,改进加热温度、保温时间并控制终锻温度,可以避免14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件缺陷的产生。

摘要：为研究计算流体力学(CFD)方法预测棒束通道内流场分布的准确性,基于网格敏感性分析所确定的网格方案,采用标准k-ε模型(SKE)、可实现k-ε模型(RKE)、标准k-ω模型(SKW)和剪切应力传输模型(SST模型)对单相棒束流动进行模拟,并将横向速度与轴向速度与试验结果进行量化比较。结果表明:4种湍流模型均能较好地预测棒束通道内的流场分布,其中SKE与RKE的在横向速度预测上相对偏差较小,为19.6%;对于近格架区域的横向流场分析,SKE模拟较优,反之RKE模拟较优;对于轴向速度的预测,SKE的相对偏差最小为4.9%;4种湍流模型均低估均方根(RMS)速度,但能够预测棒束通道内RMS速度的分布规律,近格架区域采用RKE,反之SST较优。本文的计算结果可为单相棒束流动CFD分析的最佳实践导则建立提供参考。

摘要：对比研究不同的人工地震加速度时程的计算方法,发现不同方法之间的主要差异在于初始时程的获得方式,包括采用与设计响应谱相近的真实地震过程和基于通过响应谱与功率谱密度间近似关系的方法。基于后一种方法,开发人工地震加速度时程计算程序。采用计算实例进行人工加速度时程计算,得到的人工时程具有良好的形态和统计特征参数;人工时程响应谱与设计谱具有良好的相容性。

摘要：核仪表系统是核电厂重要的核安全级专用仪控系统.为确保核仪表系统和设备的可靠性和有效性与核电厂整个寿期内的设计要求始终保持一致,需要对其进行定期试验和监督.通过对华龙一号核仪表系统功能和配置的分析和研究,同时结合系统设备设计,确定了本系统的定期试验方案,制定了详细的可执行的定期试验要求,并对其特点进行了分析.结果表明,华龙一号核仪表系统定期试验实施方案充分利用自动试验装置优势,通过在电厂正常运行期间和换料停堆期间对核仪表系统功能和性能进行验证,确保了系统的可用性和可靠性.

摘要：反应堆冷却剂平均温度控制系统是核电厂安全重要仪控系统之一,对保证核电厂的正常运行起着重要作用.为确保该控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统的控制参数进行优化设计.基于对三代核电'华龙一号'反应堆冷却剂平均温度控制系统功能的分析,给出了控制系统结构,同时对控制通道相关环节的相互影响因素进行了说明.以此为基础,利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制参数进行了敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性,最终确定了一套较优的控制参数.所获得的控制参数已用于国内华龙一号首堆反应堆平均温度控制系统设计,可指导核电厂现场调试和电厂运行.

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。

摘要：采用CFX-Fluent对国际原子能机构(IAEA)提出的10 MW材料测试堆(MTR)典型栅元建模分析,研究板型燃料元件横向上均匀分布、中心高分布和中心低分布3种不同功率分布下的燃料及冷却剂温度分布特征。研究结果表明,由于燃料端部结构材料不发热和横向导热的存在,流道的端部存在冷芯;在核设计、热工水力设计和安全分析中应考虑燃料功率分布的横向分区及导热效应。

摘要：反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一,对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号(HPR 1000)海外首堆的反应堆控制系统功能,对各控制系统被控变量进行了说明;在此基础上,对控制系统参数优化流程进行说明;利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析,根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数,经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计,并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。

摘要：反应堆功率控制系统是核电厂重要的仪控系统,对保证核电厂的正常运行起着重要作用.为确保该控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质及减少现场调试时间,有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统的控制参数进行优化设计.基于分析三代核电"华龙一号"反应堆功率控制系统的功能,提出了控制系统结构,同时对控制通道相关环节的相互影响因素进行了说明.以此为基础,利用核电厂数字化仿真工具,通过系统建模仿真对控制参数进行敏感性分析.根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性,最终确定一套较优的控制参数.所获得的控制参数已用于国内华龙一号首堆反应堆功率控制系统设计,可指导核电厂现场调试和电厂运行.

摘要：基于粒子图像测速(PIV)技术开展了低雷诺数(Re)条件下5×5棒束通道内充分发展段的流场可视化研究,试验Re从310~12296内选择了22组工况进行研究。试验结果表明:在低Re下,棒束通道内部的相对速度梯度较大,随着Re的上升,棒束通道内速度趋向于均匀化分布;通过阻力特性观察到的棒束通道中转捩相对于圆管较为模糊,转捩Re为900左右;在低Re效应的影响下,无量纲速度均方根随Re的增大而减小,而在转捩Re附近出现了无量纲速度均方根随Re的增大而增大的现象;此外该试验可以用于验证湍流模型对于不同Re的适用性。