高温堆燃料元件气动力提升过程的数值模拟
为研究高温气冷堆中燃料球的气动力提升过程,本文采用三维计算流体力学数值模拟与三自由度动力学仿真解耦的方法对燃料球的运动轨迹进行了模拟。通过计算流体力学方法计算了燃料球在提升管内所受的气动力,运用三自由度动力学仿真给出了燃料球在输送管道内的运动轨迹。将数值模拟的运动轨迹与实验测量的结果进行对比发现,本文数值模拟可准确地预测燃料球的运动轨迹和碰撞次数,与实验结果相符。这表明本文方法可用于模拟高温堆燃料球的气动力提升过程。
凸度仪校准片厚度序列选取的理论分析和仿真
用一定厚度的校准片进行标定,是X射线测厚设备使用前必须完成的关键工作。选取的校准片越多,系统标定曲线的精度越高,但同时成本也会随之增加。本文以实际构建的X射线热轧钢板凸度测量系统为研究对象,通过TASMIP方法生成X射线能谱,用该能谱对射线经过钢板的衰减规律进行分析,完成了对校准片选取的仿真计算。给出了实际中可应用的厚度序列实例。
羟胺乙酸与HNO2的还原动力学
利用分光光度法研究了高氯酸体系中羟胺乙酸(HAAA)与亚硝酸(HNO2)的还原动力学,其动力学方程式为-dc(HNO2)/dt=kc^0.87(HAAA)c2.11(H+)c^0.51(ClO4-),其中,在1℃时,反应速率常数k=(3.63±0.35)(mol/L)3.49/s,活化能Ea=(72.6±3.0)kJ/mol。同时还研究了羟胺乙酸浓度、H+浓度、高氯酸根浓度、温度对羟胺乙酸与亚硝酸反应速率的影响。结果表明,增加羟胺乙酸浓度、H+浓度、高氯酸根浓度和提高温度,HNO2还原速度加快。
中国实验快堆缓发中子探测系统的瞬态模拟与分析
根据中国实验快堆缓发中子探测系统的结构特点和探测原理,构建了缓发中子探测系统的计算模型。基于该模型,开发了计算机模拟程序。针对不同工况和不同燃料元件包壳破损时刻,进行了缓发中子探测信号的模拟计算。计算结果基本反映了计算情况下缓发中子探测信号的发展趋势。同时,还对燃料温度和燃料燃耗对缓发中子探测信号的影响进行了物理分析。
双极运算放大器低剂量率辐照损伤增强效应的变温加速辐照方法
介绍了一种变温辐照加速评估双极电路低剂量率辐照损伤增强效应的新实验方法,并对各种实验现象的潜在机理进行了分析。结果显示,阶跃降低辐照温度的变温辐照法,不仅能较好地模拟双极运放电路实际空间低剂量率的辐照损伤,且比美军标的恒高温辐照法的总剂量评估范围明显增大,还可作为快速鉴别器件是否具有低剂量率辐照损伤增强效应的有效实验方法。
高温气冷堆不规则颗粒气动曳力研究
颗粒气动曳力计算模型对预测颗粒传输行为具有重要意义。为建立适用于高温气冷堆内非球形石墨粉尘颗粒气动曳力的关联式,本文采用计算流体力学分析了颗粒气动曳力的产生机理和关键影响因素,并针对高温气冷堆中几种典型非球形颗粒,建立了适用于非球形颗粒曳力系数的关联式以及石墨粉尘的统计平均曳力系数模型。研究结果表明颗粒雷诺数和来流角是影响曳力系数的重要参数,随着颗粒雷诺数的增加,曳力系数降低;而随着来流角的增加,曳力系数增大。本文提出的曳力系数预测模型能很好地体现石墨粉尘气动曳力受非球形参数和来流角的影响,为高温气冷堆中石墨粉尘运动特性的研究提供了基础。
基于气动悬浮的高温氧化物熔体热物性测量
堆芯熔融物的热物性是研究反应堆严重事故进程及堆内堆外现象机理的重要基础参数。当堆芯熔化时,堆内温度达3000 K,形成U-Zr-O-Fe多元混合物,而气动悬浮技术是优选的高温下测量堆芯熔融物基础热物性的技术。本文描述了一套基于气动悬浮和激光加热技术的密度、表面张力和黏度的测量装置,目前已实现高温氧化物密度的实验测量。装置采用收缩-扩张型锥形喷嘴悬浮球状样品,采用CO2连续激光器加热并熔化样品,采用双色红外测温仪监测样品的温度并进行激光器功率反馈控制;采用高速相机记录样品轮廓的变化,并结合图像分析法计算样品的体积,最后得到被测材料在高温下的密度。实验测量得到2750~3200 K范围内氧化锆熔体的密度,其在熔点(2988 K)处的密度为4.717 g/cm3,温度系数为-7.202×10-4g/(cm3K)。
核主泵机械密封故障溯源方法与验证
核主泵机械密封受结构限制而无法得到足够的监测信息,导致系统物理模型处于欠定义状态而无法求得定解,即不同部件(密封、节流盘管)的不同特性参数变化可能导致相近的监测结果无法区分。本文提出一种基于概率模型的分析算法,用于在机械密封运行中实时分析其健康状态、发生故障时及时报警并分析其原因。此方法以最大似然系统状态和故障事件概率两种形式给出分析结果。前者推算具有最大概率密度的密封、节流盘管特性参数,并重构系统状态;后者基于采样对用户关注的指定事件计算概率。采用某核电机组约1年时长的真实分压、流量数据对方法进行了检验,发现本文方法得到的结果与停机检修结论及真实监测所得的总低压泄漏量具有较好的一致性。这表明本文方法可有效对核主泵机械密封进行健康监测和故障溯源,具有较高的推广价值。
核反应堆压力容器主密封瞬态性能研究
为研究核反应堆压力容器主密封瞬态力学特性和密封性能,本文建立了主密封结构三维数值模型,分析了主密封组件在典型瞬态条件下的温度和应力分布特性,从法兰和主螺栓变形协调机理角度,研究了主螺栓应力在瞬态条件下的变化规律及内在原因,总结了密封面处法兰轴向分离量变化机制,并对瞬态循环条件下密封面累积塑性变形和法兰分离量演化规律进行了预测研究。研究结果表明,温度滞后效应导致主螺栓在瞬态条件下应力交变幅值大;瞬态温度和压力对密封面处分离量影响很大,急速升压会使得分离量快速增大;在启停堆瞬态循环作用下,密封面处分离量曲线呈现周期性特征,经历若干次循环后分离量曲线达到稳定,密封面局部弹塑性变形达到安定,整体塑性变形分布趋于均匀。
余热排出泵压力脉动频谱特性数值和试验研究
余热排出泵是核电站中的核二级泵,保证核电站安全停堆。采用导叶和环形蜗壳结合的结构形式以保证余热排出泵安全可靠运行。为研究余热排出泵内部压力脉动的分布和传播规律,采用非定常数值模拟和试验获得了泵内部动静干涉引起的压力脉动信号,并采用频谱法获得了压力脉动频谱特性。结果表明数值模拟和试验同时捕捉到导叶离心泵内部由动静干涉引起压力脉动频率的两种基本频率(叶轮叶片通过频率和导叶叶片通过频率)。在叶轮流道内导叶叶频及其谐频的压力脉动频谱幅值从叶轮进口到叶轮出口逐渐增强,幅值最大产生在叶片出口边的工作面。在导叶流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值最大发生在喉部。在环形蜗壳流道内叶轮叶频及谐频下的压力脉动频谱幅值分布与导叶叶片出口边位置有关。研究结果可为降低泵内部压力脉动提供一...