核动力工程

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魏诗颖, 王成龙, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正

2018, 39(4): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0001

摘要(278)

摘要:
采用计算流体动力学（CFD）的方法，对熔盐冷却球床堆（FHR）的堆芯中可能产生热点的位置进行局部数值模拟，从而获得燃料球表面及其内部的温度分布和燃料球附近的流场分布情况，并与所开发的FRAC分析程序结果进行对比，其最大误差为2.9%，可以初步说明FRAC程序的正确性。本文的研究结果对FHR相关实验以及机理的研究具有一定的参考价值。

基于MOX燃料组件的177混合堆芯装料方案数值研究

汪宁远, 李然, 刘义保, 杨灵芳, 杨波

2018, 39(4): 6-10. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0006

摘要(246)

摘要:
通过计算华龙一号（HPR1000）压水堆平均卸料燃耗得到乏燃料中钚（Pu）同位素的含量，以此成分比例来设计铀钚混合氧化物（MOX）燃料。采用离散型燃料组件设计，通过不同Pu含量的MOX燃料棒离散型布置来降低与UO₂燃料组件间的功率梯度。采用程序MCNP和COSLATC模拟堆芯功率分布和热中子注量率分布，采用分区分层的低泄漏装料方案，降低不同燃料组件间的功率梯度，展平堆芯的功率分布。在不考虑可燃毒物的前提下，利用3种Pu含量的MOX组件将混合堆芯的功率峰因子控制在1.77左右，明显优于原堆芯的功率峰因子，为国产三代压水堆引入MOX燃料提供了具有参考价值的装料方案。

六角形组件源项计算方法研究

郑征, 陈其昌, 丁谦学

2018, 39(4): 11-15. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0011

摘要(208)

摘要:
为了满足水-水高能反应堆（VVER）或快堆屏蔽计算需求，编写了离散坐标（SN）和蒙特卡罗（MC）六角形组件源项计算程序，并且在VVER堆型上进行了验证。数值结果表明，对于吊篮内表面到压力容器外表面径向的三群中子和光子注量率分布，SN和MC计算得到的大部分中子和光子计算偏差小于30%，证明理论模型和程序是正确的，可以用于VVER或快堆的屏蔽计

CAP1000反应堆堆内构件在直接安注下流动传热特性研究

翁羽, 王海军, 王海涛, 张明, 冯少东, 顾红芳

2018, 39(4): 16-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0016

摘要(313)

摘要:
在CAP1000反应堆中，使用了压力容器直接安全注射方式。由于安全注射管嘴和堆内构件的布置方式可能导致堆内构件承受较强的低温水影响，本文研究了吊篮外壁上布置的关键部件的表面温度分布及对流换热能力。使用缩比模型实验测量了堆内构件关键部位在不同安全注射条件下的壁面温度分布和换热系数，使用数值分析获得了堆内构件表面整体温度分布和换热系数。研究得到了辐照监督管顶部等危险区域上几个关键点的壁面温度和换热系数与安全注射条件间的无量纲关联式。

环形通道内再淹没过程流动传热现象实验研究

王金宇, 王均, 昝元锋, 黄彦平

2018, 39(4): 22-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0022

摘要(118)

摘要:
通过可视化实验手段观察了环形通道内再淹没过程两相流动现象，分析总结了再淹没骤冷前沿推进过程中流型和传热机理的演化规律；通过不同工况下两相流动现象的对比，研究了是否加热和入口质量流速对再淹没过程流型和传热过程的影响规律。研究结果表明，在本参数范围内，实验中加热棒是否存在内释热对两相流动现象的影响不显著；而入口质量流速明显影响再淹没流动传热过程，入口质量流速越大，骤冷前沿附近汽化越剧烈，液膜中汽泡含量增加，更容易发生传热机制的转变。

基于FLUENT的核电用文丘里管稳流性能研究

胡效东, 刘馥瑜, 王燕辉, 梁之西

2018, 39(4): 28-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0028

摘要(190)

摘要:
采用Realizable k-?湍流模型和Zwart空化模型对某核电用空化型文丘里管的空化流动进行了数值模拟。模拟在特定工况条件下文丘里管内流动情况，得到流量变化曲线，预测空化区域，分析稳流原理和规律。模拟不同喉部直径文丘里管稳流性能，探究喉部直径变化对空化的影响。研究结果表明：随着入口压力的增大，文丘里管将发生空化塞流。将流量变化控制在一定范围内，达到相对稳流的作用。稳流时，管路压力每升高0.1 MPa，流量增加0.06 m3·h^-1；喉部直径的尺寸直接影响水力空化初生与流量增幅；在一定范围内，文丘里管喉部直径大，空化流动发展迅速且流量增幅大，喉部直径小，管路流量增长幅值小。

主回路裂变产物源项计算程序CPFP的开发

唐邵华, 吕炜枫, 熊军, 蒋振宇

2018, 39(4): 33-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0033

摘要(219)

摘要:
分析了压水堆核电站一回路冷却剂中裂变产物的产生和迁移途径，建立了压水堆核电站主回路裂变产物源项计算模型，并开发了具有良好人-机界面的计算程序CPFP2.0。分别采用国外同类型软件和欧洲压水堆（EPR）堆型核电站的工程数据进行了测试，测试结果表明，CPFP2.0程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的误差在工程可接受的范围内，与EPR堆型核电站的工程数据基本一致。

反应堆压力容器辐照脆化状态评估

朱光强, 尉言辉

2018, 39(4): 39-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0039

摘要(188)

摘要:
基于大量相似辐照脆化试验测试数据和实际辐照监督测试数据，采用统计分析的方法，选出适合于某核电厂反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化评估公式。以该核电厂已经完成的辐照监督管测试数据为输入，对RPV当前的辐照脆化状态进行了评估，并推算、分析了RPV在寿期末的结构完整性；基于辐照脆化计算结果，绘制了各运行阶段RPV的压力-温度限值曲线（P-T曲线），并给出运行建议。

自然循环条件下蒸汽发生器U型传热管倒流分布特性的实验研究

唐瑜, 徐建军, 谢添舟, 周慧辉, 黄彦平, 谭曙时

2018, 39(4): 43-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0043

摘要(207)

摘要:
在自然循环工况下蒸汽发生器一次侧入口流量为0.4~0.7 kg/s的参数范围内，开展了蒸汽发生器U型传热管倒流特性实验。针对9种不同长度的U型传热管，分别设置9个倒流监测点，获得了倒流在不同长度U型管中的分布特性。基于传热管压降实测数据和守恒原理，获得了蒸汽发生器一次侧的倒流总流量以及倒流U型管的数目。结果表明，在本实验参数范围内，约有61%的U型管发生倒流，使传热管正向流通面积减小为原来的39%。倒流同时导致正流流量增加60%，与不发生倒流的情况相比，U型管平均流速增大4.2倍。

基于汽泡壅塞流模型的竖直圆管临界热流密度理论研究

陈森, 杨宁, 李华琪, 朱磊, 胡攀, 马腾跃, 陈立新

2018, 39(4): 48-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0048

摘要(229)

摘要:
为研究单管壅塞流的临界热流密度（CHF）现象，建立了基于近壁处汽泡壅塞机理的CHF计算模型。模型通过求解相应的质量、动量和能量方程，再结合汽泡直径脱离模型、壁面临界空泡份额等模型，从而计算得到CHF。将模型计算结果同实验值比较，吻合良好，验证了模型的正确性。在此基础上，以建立的CHF模型为基础，研究了进口焓差、质量流速、管径和加热长度对CHF的影响，为预测壅塞流CHF提供依据。

一体化反应堆扰动条件下自然循环特性研究

孔松, 于雷, 郝建立, 袁添鸿, 沈梦思

2018, 39(4): 53-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0053

摘要(244)

摘要:
基于多冷却支路组成的一体化反应堆，推导了多支路自然循环流量的理论解；采用拟合逼近方法得到扰动系数（m），分析了自然循环系统的扰动特性；并以某型一体化反应堆为对象进行验证。结果表明：对于多个冷却支路组成的对称环路系统，当某个支路因排热能力变化发生扰动时，环路流量变化（扰动后稳态值/初值）与系统雷诺数（Re）及上升段与下降段阻力特性比值（R_r）有关；m与Re及R_r有关，并随R_r的减小而增大，且在扰动发生时，m越大，自然循环流量受到的影响越小，即m可以表征自然循环系统的抗扰动能力。

蒸汽发生器换热管流量分配及其对核主泵入口流场的影响

马腾跃, 王鹏飞, 许忠斌, 阮晓东, 孔伟杰

2018, 39(4): 58-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0058

摘要(169)

摘要:
为研究蒸汽发生器（SG）换热管流量分配及其对反应堆冷却剂泵（RCP）入口流场的影响，进行了蒸汽发生器的缩尺模型冷态实验，并以实验获得的数据为SG下封头的入流条件，对SG下封头进行数值建模，并采用计算流体力学（CFD）方法对其进行了三维流场计算。结果表明：SG换热管存在较严重的流量分配不均，SG入口管会对其所正对部分的换热管的流量分配产生较大影响，使该部分流量增大，即形成高速区，而高速区周围会形成相对的低速区甚至回流区；在小流量时，换热管的沿程损失将对换热管的流量分配起主导作用；SG换热管内的不均匀流量分配会使SG出口管处的轴向速度更加紊乱，即在核主泵入口产生更加严重的入流畸变。

环形通道内再淹没过程骤冷前沿推进速度实验研究

王金宇, 王均, 昝元峰, 黄军

2018, 39(4): 63-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0063

摘要(258)

摘要:
骤冷前沿推进速度是衡量失水事故中再淹没过程堆芯冷却效率的重要参数之一。本文通过实验研究了竖直环形通道内骤冷前沿的推进特性，获得初始壁温、入口温度、入口质量流速及加热功率对骤冷前沿推进速度的影响。实验结果表明，骤冷前沿推进速度随初始壁温、入口温度和加热功率的增加而减小，随入口质量流速的增加而增加。

铅铋冷却沸水快堆热工水力系统安全分析程序开发

魏诗颖, 王成龙, 苏光辉, 田文喜, 秋穗正

2018, 39(4): 67-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0067

摘要(262)

摘要:
针对铅铋冷却沸水快堆（PBWFR）主回路系统建立了系统热工水力分析的数学物理模型，并开发了适用于PBWFR的热工水力系统安全分析程序SACOL。利用SACOL对PBWFR的稳态和瞬态热工水力特性进行了研究，并重点模拟了无保护超功率事故（UTOP）。计算结果表明：PBWFR在稳态时具有足够的安全性，但在UTOP中，功率短时间的迅速升高会导致包壳温度超过安全限值。

破损燃料组件热室检查技术研究

刘晓松

2018, 39(4): 71-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0071

摘要(455)

摘要:
燃料组件破损直接影响了反应堆的安全运行，分析燃料组件破损原因是燃料组件研发改进的重要环节。通过破损燃料组件水下解体、破口位置定位、破口试样取样等关键技术的研究，建立了破损燃料组件热室检查方法。研究结果表明，该技术路线合理，检查方法可行，为热室条件下开展燃料元件破损检查提供了技术途径。

蒸汽发生器传热管胀管过渡段水浸超声检查技术

刘云, 卢威, 丁松, 尹鹏, 杨金莉

2018, 39(4): 75-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0075

摘要(239)

摘要:
近年来，核电厂提出了对蒸汽发生器传热管胀管过渡段进行检查的要求。由于采用常规涡流检查技术在传热管的胀管过渡段存在盲区，因此开展了传热管胀管过渡段水浸超声检查技术研究，并开发出一套完整的检查技术。通过试验结果分析，证明该技术完全满足蒸汽发生器传热管胀管过渡段检查要求，能够对传统传热管涡流检查形成补充，同时也能够应用于其他薄壁小径管道的检查。

铍铜焊接件焊接质量超声检验技术研究

王学权, 任俊波, 刘健, 柴玉琨, 阳雷

2018, 39(4): 80-82. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0080

摘要(188)

摘要:
铍铜焊接件是聚变堆包层材料，其工作工况恶劣，需要对其焊接质量进行检验。为了实现铍铜焊接件焊接质量检测，首先通过理论计算分析超声检验的可行性，设计了专用的超声波探头，设计加工了专用的灵敏度试块，进行了检测方法及检测技术的研究。通过与美国同行的实验数据对比，验证了铍铜焊接件焊接质量超声检测方法的正确性。该方法具有很强的通用性，可应用于其他工件焊接质量超声检测。

核电厂蒸汽发生器锥体焊缝超声波检测技术研究

任剑波, 孙加伟, 徐耀宁, 马官兵, 吴金锋

2018, 39(4): 83-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0083

摘要(171)

摘要:
介绍了核电厂蒸汽发生器（SG）筒体与锥体对接环焊缝超声检查技术。通过声束角度的修正及声程定位法解决了SG锥体斜面扫查时缺陷定位的问题，并推导出缺陷定位的计算公式。对比2种不同声学特性材料的声速变化导致探头角度的变化及信号在深度方向上位置的变化，通过调整声速对发现的信号进行分析，确定该信号由焊缝结构产生，并解决了由于标准试块与参考试块声速的不同，导致缺陷深度方向上定位存在的误差问题。

AP1000核电厂支撑钢结构稳定性分析方法研究

王亮, 沈乐, 刘康, 肖超平

2018, 39(4): 87-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0087

摘要(227)

摘要:
AP1000核电厂支撑钢结构的力学设计主要遵循美国建筑钢结构设计规范（AISC 335-1989和AISC N690），其稳定性分析主要采用有效长度法。而最新版的建筑钢结构设计规范（ASIC 360-2010）中首选直接分析法，有效长度法作为其替代方法。此外，相比于AISC 335-1989，AISC 360-2010中明确要求考虑钢结构的非线性二阶效应以及初始缺陷等对稳定性分析的影响。本文详细阐述了AISC 360-2010中稳定性分析的要求，以及直接分析法与有效长度法的特点，并以1个支撑钢结构框架为例，采用力学分析软件GTStrudl进行了2种方法的研究与比较。结果证明，对于简单结构，2种方法都适用；对于复杂结构，直接分析法较为简便高效。

核电厂反应堆地震加速度时程直接输入方法研究

伍时建, 尚尔涛, 金挺, 刘攀, 聂照宇

2018, 39(4): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0093

摘要(345)

摘要:
基于ANSYS12.1研究了一种地震加速度时程的直接输入方法，该方法不同于以往的地震动输入方法，可以直接施加加速度时程，避免了直接位移激励法两次数值积分产生的数值误差，也可以避免大质量法产生的Rayleigh阻尼力。通过理论分析和数值计算2种手段，对地震加速度时程的直接输入方法与以往的直接位移激励法、一致加速度激励法、大质量法做了对比验算。结果表明，地震加速度时程的直接输入方法可在实际工程计算中应用。

模块式小堆控制棒导向组件设计分析

张宏亮, 陈训刚, 罗英, 许斌, 刘晓, 王留兵

2018, 39(4): 97-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0097

摘要(275)

摘要:
通过对模块式小型堆（ACP100）反应堆结构特点进行分析，提出了开式管束型长行程连续导向的控制棒导向组件设计。对导向组件进行力学分析、流场分析以及试验验证，结果表明导向组件摩擦力小、抗变形能力强、抗流场扰动强、运行可靠，满足ACP100的功能要求。

基于PSO优化神经网络响应面技术的非能动系统可靠性分析

丁浩, 蔡琦, 张永发, 蒋立志, 魏柯

2018, 39(4): 101-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0101

摘要(178)

摘要:
在非能动可靠性分析数学模型的基础上，结合某型核动力装置非能动余热排出系统原理性试验装置和改进的热工水力程序的运行数据，识别了输入参数的不确定性，比较了不同神经网络响应面技术替代热工水力程序的精度和优度，分析了粒子群优化算法（PSO）优化神经网络响应面分类准确率。数值结果表明，该响应面具有较高的拟合优度，且能够较为准确的对非能动系统系统可靠性进行判定。

参数经验贝叶斯方法在始发事件频率统计中的应用

杨健, 安瑾

2018, 39(4): 107-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0107

摘要(193)

摘要:
采用参数经验贝叶斯（PEB）方法，对国内核电机组丧失厂外电源（LOOP）始发事件（IE）频率进行统计分析，得到该始发事件频率的先验分布（总体分布）和各机组的后验分布。与其他常用方法—极大似然估计、Jeffreys无信息先验分布方法的比较表明，参数经验贝叶斯方法能够处理不同数据源，将其集合形成更大样本，在生成先验分布的过程中能够体现不同数据源的差异，在处理通用数据方面有显著优势。

安全壳喷淋系统地坑吸水管线隔离阀故障分析及处理

易全伟, 李光俊

2018, 39(4): 112-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0112

摘要(196)

摘要:
核电厂安全壳喷淋系统地坑管线吸水隔离阀（EAS013/014VB）在现场单体调试试验中常出现阀门无法正常启闭故障。本文基于在线诊断及调试试验，对此阀门故障问题的原因进行逐一分析排查，确定了阀门故障原因为电装因素，并提出了详细的阀门改造方案。实际电厂的阀门改造结果表明，改造能降低阀门的采购及调试成本，减小阀门故障概率。

危冷系统对蒸汽发生器传热管破损事故缓解能力分析

蔡猛, 王伟, 孙俊忠, 袁江涛

2018, 39(4): 116-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0116

摘要(200)

摘要:
针对蒸汽发生器传热管破损事故后果严重，危冷系统投入对事故缓解能力认识不清的问题，为提高危冷系统对事故缓解能力的认识，增强传热管破损事故处置能力，利用MELCOR程序建立了破损安全分析模型。通过计算对比分析了危冷系统投入与否对事故后果的影响，并比较了危冷系统对不同尺寸传热管破损事故的缓解能力。经仿真分析，明确了危冷系统对传热管破损事故的缓解能力，对提高运行人员事故处置能力及保证反应堆运行安全有重要意义。

CPR1000机组定期试验优化方法研究

杨　波, 张　钊, 赵福宇, 沈荣发

2018, 39(4): 123-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0123

摘要(158)

摘要:
针对中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组安全系统定期试验存在的问题，结合机组安全分析、定期试验设计方法，提出CPR1000机组定期试验的优化方法。针对机组典型仪控报警[余热排出系统（RRA）未隔离且反应堆冷却剂系统高压（RRA 504KA）]定期试验，分析了该定期试验存在的问题；基于本文提出的优化方法，提出了优化方案，并对该优化方案进行了安全分析。安全分析结果表明：该优化方案是可行的。

乏燃料密封容器开盖及其内容物回取技术研究

胡冬梅, 戴波, 庄乾平, 李正斌, 尹高翔

2018, 39(4): 128-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0128

摘要(390)

摘要:
对于采用干湿法贮存的乏燃料而言，其后处理时面临的最大问题是如何安全高效地将乏燃料等内容物从封焊的密封容器中取出。针对这一问题，基于乏燃料密封容器及其内容物的结构特点，开展了乏燃料密封容器开盖及内容物回取技术研究，综合考虑切割热室使用环境、内容物回取后的收集和转移以及产生废物的收集处理等因素，制定了合理可行的开盖及回取工艺，研制了用于开盖和筒体分段切割的解体装置以及回取和吊装工具，并通过试验验证了工艺的可行性以及研制的工装具的可用性。

基于QFD和FPBS的核辐射环境下电子枪转运装置设计

廖莹, 赵武, 陈领, 赵海江, 郑兰疆

2018, 39(4): 132-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0132

摘要(248)

摘要:
融合质量功能展开（QFD）和功能-原理-行为-结构（FPBS）2种方法，改进得到了面向工程装置的创新设计流程。在该设计流程的引导下，针对核辐射环境的具体要求，通过材料、结构、控制方式等的设计，基于认知将隐性知识显性化表达，设计出符合工程需求的电子枪转运装置，达到了核辐射环境的基本要求，同时验证了此工程装置创新设计流程的可靠性。

某核电厂安全壳内置换料水箱搅混性能优化分析

侯建飞, 夏愈卓

2018, 39(4): 137-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0137

摘要(142)

摘要:
针对某核电厂双环池型安全壳内置换料水箱（IRWST），采用计算流体动力学（CFD）方法对其流场进行模拟，通过均匀性准则数和低速区体积比对其搅混效果进行定量评价。结果表明：通过合理的搅混管线布置，本双环池型IRWST的综合搅混效果优于欧洲压水堆（EPR）核电厂，保证了工程的可用性。进一步针对IRWST的现有结构提出2种优化方案，结果表明：通过缩小内环搅混管线管径和调整部分搅混管线的布置方向，可以有效地提升IRWST的搅混效果。

核电厂热泵蒸发系统分离效率试验研究

刘勇, 霍明, 兰立君, 盛成

2018, 39(4): 141-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0141

摘要(318)

摘要:
按照核电厂热泵蒸发系统的工艺设计要求，设计研发了一套热泵蒸发试验装置，研究热泵蒸发系统的蒸发分离效率。模拟含硼料液的蒸发分离试验结果表明，回流比和浓缩液的硼浓度对试验装置的蒸发分离效率影响较小，冷凝液的硼浓度均小于0.2 mg/L，远低于国内最严格的地方排放标准2 mg/L。利用MgSO₄进行的放射性替代试验显示，该试验装置对不易挥发放射性核素的去污因子可达10⁵。试验装置在硼酸分离和放射性去污方面的性能均优于目前的同类设备，优异的性能为内陆厂址的“近零排放”理念提供了可行性。

固化线桶外搅拌设备调试及改进建议

余达万, 张家衡, 姜建其, 杨永亮

2018, 39(4): 144-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0144

摘要(154)

摘要:
在方家山核电厂水泥固化线调试过程中，进行了浓缩液、废树脂固化和废过滤器芯固定试验。试验中发现了水泥固化配方、设备设计、设备可靠性等方面存在的问题，分析了问题的原因，提出应研制出兼顾泥浆流动性、固化体性能、废物最小化和适合桶外搅拌的配方；还应从设备设计、选型和加工制作多方面优化和提升设备的可靠性；在核电厂应用前应进行充分的工程验证，提高固化线桶外搅拌工艺的可靠性。

华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理

孙占, 姜萍萍, 张文广, 贾艳波, 李久振

2018, 39(4): 148-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0148

摘要(232)

摘要:
在华龙一号核电机组首堆核电设备设计及管理的工程设计实践中，采用设计计划、设计接口和设计采购一体化管理方法，并通过实施开口项、风险管理等创新机制，按期完成每一项设备设计任务，确保了华龙一号核电机组首堆工程按期施工。

运行核电厂安全生产标准化管理信息系统的研发

隋阳, 丁睿, 王汉青

2018, 39(4): 152-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0152

摘要(133)

摘要:
为了解决运行核电厂安全生产标准化建设中信息共享难、工作效率低及各类大量数据统计分析难的问题，研发了运行核电厂安全生产标准化管理信息系统。结果表明，应用该管理信息系统加快了职能处室之间的信息传递，实现了信息共享；优化了管理流程，提高了工作效率；解决了安全生产标准化建设过程中各类大量数据的统计分析问题。

一种立体定向二极管探测器的小射野剂量特征研究

苌雪, 王坤, 张健, 王志鹏, 金孙均

2018, 39(4): 157-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0157

摘要(261)

摘要:
对一种立体定向二极管IBA SFD探测器的小射野剂量学特征进行实验研究。分别测量了IBA SFD和人造金刚石PTW 60019探测器的剂量率响应、百分深度剂量、离轴比和总散射因子，并进行比较。立体定向二极管随剂量率增大的过响应比人造金刚石大，相对偏差不超过0.7%。射野为1 cm×1 cm时，立体定向二极管的百分深度剂量在峰值附近比人造金刚石大，相对偏差小于2.1%，在深度较大区域比人造金刚石小，相对偏差小于-4.2%。射野为1 cm×1 cm时，立体定向二极管的离轴比在半影区比金刚石小，相对偏差可达15.2%。射野大于1 cm×1 cm时，立体定向二极管的总散射因子小于人造金刚石，相对偏差小于-1.3%；射野为1 cm×1 cm时，立体定向二极管的总散射因子大于人造金刚石，相对偏差约2.5%。立体定向二极管探测器的小射野剂量学特征并不是很理想。

CAD/CAE集成在核电厂支撑力学分析中的研究及应用

肖超平, 刘康, 沈乐, 梁明邦

2018, 39(4): 161-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0161

摘要(222)

摘要:
针对传统的核电厂支撑分析方法在质量和效率上的不足，在深入研究各种支撑计算机辅助设计（CAD）模型的拓扑特征和几何特征的基础上，解决了钢结构焊接点和加载点的自动识别算法问题，利用可编程宏语言（PML）开发了一款具有自主知识产权的CAD/计算机辅助工程（CAE）集成软件。它不仅解决了CAD和CAE软件在数据交换过程中拓扑关系识别的难题，实现了核电厂各种支撑CAE模型的前处理自动化，而且成功应用到核电项目中，取得了显著的经济效益。

CMOS APS数字模组辐射环境中的屏蔽加固

徐守龙, 邹树梁, 彭聪

2018, 39(4): 165-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0165

摘要(141)

摘要:
对互补金属氧化物半导体（CMOS）有源像素传感器（APS）数字模组的辐射耐受性进行了研究，设计并制造了屏蔽加固结构。利用蒙特卡罗模拟软件对屏蔽结构的材料、挡板尺寸以及前挡板开孔孔径进行了设计和计算，并对所设计屏蔽结构的屏蔽性能，加固前后传感器模组的工作寿命以及辐射损伤模式进行了实验研究。实验结果表明：所设计屏蔽结构能够使APS的工作寿命提高约1倍；屏蔽后，主板的受照剂量率约为无屏蔽时的1/3，但其工作寿命仅提高约1倍，这可能是由于模组上各器件的耐辐射性能以及受照剂量存在差异导致的；当辐照总剂量小于50 Gy时暗电流几乎无变化，当总剂量大于150 Gy后APS各像素的暗电流逐渐增大。

带搅混格架5×5棒束流场的激光多普勒测量

陈仕龙, 陈诚, 曲文海, 熊进标, 杜思佳, 王啸宇

2018, 39(4): 171-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0171

摘要(200)

摘要:
采用激光多普勒测速（LDV）系统，对带有2道搅混格架的5×5棒束格架下游4个横截面的流场进行了轴向流速测量。实验测得了各个截面上的平均轴向速度分布和轴向脉动速度均方根（RMS）分布。通过比较不同截面的平均速度与RMS速度的差异，分析了定位格架下游流场的演变规律；比较了2道格架下游的实验数据，分析了上游流场对格架效应的影响。本文实验数据是在充分重复性实验的基础上获得的，可以为计算流体动力学（CFD）结果的验证和评价提供基准参考。

抗热冲击稳压器双锥密封结构设计优化研究

陈聪, 吴舸, 傅孝龙, 唐彬, 郑洪涛, 李鹏飞, 王月

2018, 39(4): 176-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0176

摘要(193)

摘要:
通过开展稳压器双锥密封结构温度分布仿真、密封性能分析，获得了密封结构的温度分布和密封面接触应力随时间变化的规律，结合试验现象，确认了温度骤变带来的热冲击是双锥密封结构泄漏的诱因。为提高该密封结构对温度变化的适应性，提出了一种双锥密封结构的抗热冲击技术，即：将一种结构简单且便于安装的抗热冲击屏蔽应用于双锥密封结构，以提高其抗热冲击能力。计算结果表明，该技术有效降低了稳压器双锥密封结构承受的热冲击，对抑制人孔密封处的泄漏效果明显，提高了密封结构的可靠性。

格架夹持失效对燃料棒流弹稳定性及漩涡脱落影响的数值研究

齐欢欢, 冯志鹏, 姜乃斌, 黄茜, 吴万军, 黄旋, 江小州

2018, 39(4): 182-186. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0182

摘要(205)

摘要:
流弹稳定性和漩涡脱落是流致振动分析的两个重要机理。由于制造工艺、运输、辐照影响，格架对燃料棒的夹持作用可能失效。以I、II型燃料组件为例，研究了夹持失效对燃料棒固有频率和振型、流弹稳定性以及漩涡脱落的影响。结果表明：刚凸支承失效对固有频率的影响与振型有直接关系，原振幅较大的位置附近刚凸支承失效对固有频率的影响明显。刚凸支承失效对两种型号燃料棒固有频率的影响类似。对于I型组件，燃料棒顶部和底部的流速较大，大小相当，顶部和底部格架的刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值有较大影响。对于II型组件，顶部格架刚凸支承失效对流弹稳定性及漩涡脱落比值的影响明显。

数字化反应堆技术在设计阶段的应用研究

方浩宇, 李庆, 宫兆虎, 陈诚, 柴晓明, 卢宗健

2018, 39(4): 187-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.04.0187

摘要(305)

摘要:
为了解决核反应堆设计效率低、资源集成度不高、创新能力受限等问题，提出了数字化反应堆技术研发的实施构想。通过对数字化反应堆技术在核反应堆研发设计阶段的应用研究情况，发现搭建灵活可扩展的数字化基础平台框架、建立基于系统工程的三维协同设计体系以及基于知识工程的大数据管理是数字化反应堆技术应用在反应堆工程设计阶段的重要研究内容。

留言板

2018年第39卷第4期

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