一维非稳态导热反问题反演管道内壁面温度波动

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。     

单位瞬态法在核电厂疲劳监测系统中的应用

核电厂疲劳监测系统中的非稳态导热反演计算是关键步骤,本文提出的单位瞬态法目的就是解决反演计算问题。首先研究了一维瞬态热传导内外壁温度的线性关系,其次建立了单位瞬态热传导有限元模型,然后通过数值计算实现了由内壁温度计算外壁温度或由外壁温度计算内壁问题双向计算过程,最后通过1组试验数据验证单位瞬态法的正确性,为疲劳监测系统的推广应用奠定了基础。     

基于格林函数的应力简化计算方法及试验验证研究

以格林函数为基础,开发了高温高压条件下管道应力影响函数,在实验室条件下选取管道壁面上的典型点,通过高温应变测量对该方法进行了验证。结果表明,基于格林函数的应力简化计算方法的计算结果与试验结果吻合较好,该方法可应用于核电厂关键设备和管道的强度及疲劳寿命的快速评价,亦可用于疲劳监测系统开发。     

格林函数法在快速计算热应力中的应用研究

通过对格林函数在热应力分析中的应用研究,得到一种结合有限元分析和数值计算进行热应力快速计算的格林函数方法。以核电厂主管道安全注入接管在升温和降温瞬态下的热应力分析为算例,验证该方法的合理性和准确性。同时对比分析格林函数法和有限元分析法的优缺点。     

快速疲劳分析方法在核电厂疲劳监测系统中的应用

疲劳监测系统通过对一回路易发生热疲劳关键管道和设备进行运行参数采集，采用快速疲劳分析方法对被监测管道和设备进行实时疲劳计算，从而获得真实疲劳损伤情况。该快速疲劳分析方法以格林函数法为基础，通过编制计算程序实现热应力和疲劳使用系数的快速计算。通过与有限元分析结果进行比较，验证了该快速疲劳分析方法具有高效、快速、准确的特点。      

提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量精度的方法

为进一步提高核电厂反应堆冷却剂系统旁路温度测量的精度,采用非线性最小二乘法,利用Matlab平台的Lsqnonlin函数进行非线性曲线拟合,建立铂电阻温度计的电阻-温度的关系函数;计算分析了通过关系函数计算所得的温度值与标准温度计的测量值之间的偏差。结果表明,采用非线性最小二乘法建立的电阻-温度关系函数使整个测温范围内的温度测量精度提高一个数量级。     

典型压水堆堆芯物理-热工耦合稳态计算软件的开发与验证

为能更加准确地模拟典型压水堆中强烈的物理-热工耦合现象,研制了压水堆堆芯物理 热工耦合计算软件ARMcc。其中物理计算模块基于四阶节块展开法（NEM）和格林函数节块法（NGFM）,热工计算模块基于一维的单相单通道换热模型和一维圆柱导热计算模型,在程序中采用有限体积法和有限差分法求解一维圆柱导热模型。基于典型压水堆基准题NEACRP-L-335对程序的稳态耦合计算能力进行了验证,程序计算的堆芯关键参数如临界硼浓度、堆芯多普勒温度等参数与参考结果符合良好,临界硼浓度与参考结果的相对偏差均小于0.5%。另外研究4种计算模式对模拟堆芯物理-热工耦合过程的影响,选择PARCS程序计算结果为对比,发现NGFM+DIF模式能更加准确地模拟堆芯燃料多普勒温度和堆芯功率分布;NGFM+VOL模式能更加准确地模拟临界硼浓度;NEM+VOL模式能更加准确地模拟堆芯燃料最高温度。     

核电厂蒸汽管道疏水器选型计算关键参数研究

为快速获得核电厂蒸汽管道的疏水量。通过启动阶段和正常运行阶段蒸汽管道疏水量的计算,分析并绘制了各种常用规格的蒸汽管道正常运行时产生的散热量图,通过散热量图可在疏水器选型时快速获得核电厂蒸汽管道疏水量。为延长疏水器使用寿命和降低成本,对比分析了不同疏水器安全系数（k）对疏水器性能的影响,推荐适合核电厂蒸汽管道的k,以提高蒸汽利用效率和经济效益,并延长疏水器使用寿命,降低疏水器成本。      

TISKTH—3一部中子学和热工水力学耦合的轻水堆堆芯瞬态分析程序

TISKTH-3是一部中子学与热工水力学耦合的堆芯瞬态分析程序。程序的中子学部分采用节块格林函数法求解三维中子动力学方程;流体动力学部分采用包含完整的沸腾曲线的均匀平衡模型,并且有隐式和显式两种数值解法,燃料模型采用权重留数法求解二维变导热系数的导热方程。因此,程序TISKTH-3具有分析堆芯快速瞬变和复杂事故工况的能力。初步使用表明:程序的计算稳定性好、收敛快。     

AP1000核电厂主给水管道断裂事故瞬态特性分析

AP1000是目前国际上典型的“三代”非能动核电厂,基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂系统进行了详细的建模分析,获得了主给水管道断裂事故下AP1000核电厂关键参数的瞬态特性和非能动系统响应特性。结果表明,事故过程中一、二回路的压力和温度呈现波动变化,一回路压力最大值为17.13 MPa,低于设计压力的91%,主蒸汽系统的压力也低于设计值的91%,满足验收准则的要求。     

格林函数时间卷积法在输运求解中的应用

利用瞬时源的格林函数卷积,可求解具有一定时间分布源粒子的输运问题。首先从输运方程的一般形式推导得到了格林函数时间卷积法的公式,并结合蒙特卡罗数值模拟算例,验证了格林函数时间卷积法在定态含时输运问题中的适用性,为相关问题的求解提供了新的思路。进一步数值分析表明,对于某些实际模型的蒙特卡罗求解,在同样计算样本条件下,格林函数卷积法还能实现较高的计算精度。     

考虑角点不连续因子的精细功率重构及验证

在采用调制法进行组件精细功率重构时,由于改进的格林函数节块法程序引入了组件不连续因子,导致重构时角点中子通量不连续,需引入角点不连续因子进行修正保证其连续性。文中利用改进格林函数节块法程序堆芯扩散计算的结果,采用高阶多项式展开的调制法来进行组件内的精细功率重构,探讨了角点不连续因子在精细功率重构中的重要作用。并通过秦山二期实际堆芯的两种工况对其进行了验证,与SIMULATE-3的计算结果对比表明:考虑角点不连续因子的精细功率重构具有较高的计算精度,能够满足工程计算的要求。     

疲劳监测系统在核电厂老化管理及延寿中的应用研究

核级管道热疲劳失效是核电厂金属部件失效的主要形式之一,也是核电厂老化管理及延寿中的关注重点之一。本文采用核电厂疲劳监测系统测得管道的温度数据,掌握其真实的温度影响过程,对监测区域管道的疲劳状态进行评估,实现管道热疲劳状态寿命管理,最终可以为核电厂延寿工作提供数据支持。     

光滑方环管内超临界水传热周向不均匀性数值分析

采用流-固耦合的方法,利用计算流体力学程序(CFX)软件,对方环管内超临界水传热特性进行数值模拟研究,得到方环管内加热管的温度分布,并对加热管温度分布的周向不均匀性进行分析评价.计算结果表明,方环管内加热管的外壁面温度的周向不均匀性高于内壁面,内壁面的温度周向不均匀性非常低,壁面周向平均温度满足一维导热公式.窄通道与角通道处流体先后通过拟临界区域,促使加热管外壁面温度的周向不均匀性随主流体比焓值的增加出现3个不同变化特征的区域.等壁面热流密度条件下,计算结果与等体积释热率条件有较大程度的不同.等体积释热率的假设与实际情况更加接近,说明实际情况下固体内部存在周向导热,促使周向温度分布更加均匀.     

直动电磁阀线圈温度场特性分析

组合阀由3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。而电磁阀线圈的正常运行直接影响电磁阀的工作性能,因此,本文对电磁线圈发热情况进行了研究。运用ANSYS电磁场分析软件,变化输入电流,对直动电磁阀线圈进行了温度场特性分析,并予以了实验验证。结果表明,当电流增大时,温度升高;内壁温度高于外壁温度,中心温度高于边缘温度,其中内壁中心温度最高;线圈最高温度低于其破坏温度;获得了线圈等效导热系数;在考虑误差的条件下,计算分析有较高的准确性。为电磁阀工作参数设计提供了依据。     

稳压器波动管考虑热分层影响的疲劳分析

在核电厂中,稳压器波动管及波动管热段三通是保证核电厂反应堆冷却剂压力边界完整性的重要设备.其属于核安全1级设备,承受内压、自重、热胀、地震及各种正常加异常工况下的温度和压力瞬态,特别对于压水堆核电厂的波动管,还会承受热分层导致的总体和局部载荷.热分层现象的反复出现增加了管道及接管嘴处出现疲劳失效(贯穿管壁裂纹)的可能性.本文阐述了对波动管热分层实施温度测量的方案,及对测量结果的分析处理;建立分析热分层整体应力和局部应力,以及波动管疲劳分析的计算模型;确立合理且切实可行的波动管疲劳分析所需的分析瞬态.上述方法已在"300 MWe PWR NPP稳压器波动管热分层"课题研究得到鉴定,并在实际的寿命管理等工程项目中发挥了重要作用.     

两种圆柱几何格林函数节块法的比较

用格要函数节块法求解圆柱几何中子扩散方程时，可用平板几何格林函数代替复杂的圆柱几何格林函数。本文将基于平板格林函数的圆柱几何格林函数节块法（RNGFM）与基于贝塞尔函数的和何格林函数节块法（CNGFM）进行对比分析。分析结果表明：RNGFM的优点是公式简单，而CNGFM的迭代过程所需的计算时间则较少。     

孔板汽蚀诱发管道振动问题研究

针对核电厂安全壳喷淋系统(EAS)出现的强烈管道振动问题,采用现场振动试验和数值计算相结合的方法进行研究。研究发现,管道节流孔板过度节流,导致在孔板下游出现汽蚀是诱发管道强烈振动的根本原因;通过数值计算方法对孔板压降、级数、孔径和结构形式等进行一系列优化设计,给出采用三级孔板消除气蚀的减振改造方案,并对改造方案开展完整性评估。通过对改造后的管道进行再鉴定试验表明,采用本文的优化设计分析方法设计的工程改造方案很好地解决了孔板汽蚀诱发的管道强烈振动问题,管道振动和噪声均大幅降低,可以确保EAS管道系统的长期安全运行。     

应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂PCS传热传质过程

研究应用GOTHIC8.0程序分析AP1000核电厂非能动安全壳冷却系统(PCS)传热传质过程,通过理论计算和程序分析两种方式对分析结果进行比较和评价。研究结果表明:GOTHIC8.0程序的DLM-FM模型适用于模拟安全壳内蒸汽在安全壳内壁面的冷凝传热传质过程,Film模型适用于模拟安全壳外水膜的蒸发传热传质过程。GOTHIC8.0程序可用于分析AP1000核电厂PCS传热传质过程,为AP1000核电厂在设计基准事故(DBA)下安全壳响应分析提供了另一种可行的工具。     

基于顺序函数法的圆管内部流体温度反演

本文利用顺序函数法(SFSM)对二维圆管内近壁面流体温度和对流换热系数进行快速反演。通过数值实验验证了导热反问题程序的精确性，探讨了测量噪声对反演结果的影响。结果表明：该方法能精确反演得到圆管近壁面流体温度和对流换热系数；当存在测量噪声时，反演值在真实值之间来回波动，波幅随测量噪声的增大而略有增大。在有或无测量误差条件下，近壁面流体温度的反演平均相对误差均在1%左右，而对流换热系数的反演精度略差一些，其平均相对误差均小于20%，说明该反演程序具有一定的抗噪性。