核动力工程

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赵成昆

2018, 39(5): 1-3. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0001

摘要(1245)

摘要:
主要介绍了我国在建、在运核电机组的基本状况和最新进展，以及我国在提升核设施安全水平方面的相关措施。在国家能源局印发的《能源技术创新“十三五”规划》要求之下，我国推出一系列先进核能和小型堆的发展计划，开展了“海洋核动力平台示范工程建设”并建立相关标准。最后总结了中国核电目前面临的挑战和未来的展望。

热管式空间反应堆燃耗计算研究

屈伸, 曹良志, 周生诚, 刘汉刚

2018, 39(5): 4-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0004

摘要(501)

摘要:
针对热管式空间反应堆，基于OpenMC程序产生均匀化截面参数，并由确定论快堆分析程序SARAX进行堆芯输运及燃耗计算。以蒙特卡罗程序（MCNP）的输运计算结果以及MVP程序的燃耗计算结果作为参考解，通过对比稳态输运计算和燃耗计算的结果，证明了耦合的OpenMC和SARAX程序系统对于空间堆中子学分析和燃耗分析的适用性和高效性。为热管式空间反应堆的设计分析提供了参考。

小型模块化熔盐堆控制棒布置的物理分析

康旭忠, 朱贵凤, 邹杨, 严睿, 李明海, 周波, 于世和

2018, 39(5): 9-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0009

摘要(583)

摘要:
sm-TMSR是中国科学院钍基熔盐堆核能系统中心（TMSR）设计的一款小型模块化多用途钍基熔盐示范堆。本文就sm-TMSR堆芯的控制棒布置进行了物理分析。首先，对熔盐堆特有的反应性变化现象进行了分析，提出了sm-TMSR控制棒的功能和需求，即：对于调节棒，要求设计的总价值在寿期初等于或略大于2.5×10^-2，寿期末等于或略大于2.06×10^-2；对于停堆棒，考虑卡棒准则，要求设计的单根棒价值在寿期初大于等于2.1×10^-2；其次，计算了不同位置、不同控制棒孔道直径以及有无哈氏合金套管的单根控制棒价值；最后根据控制棒价值的需求大小，确定了控制棒组件在堆芯较为优化的物理设计：①控制棒组件孔道直径为9 cm，无哈氏合金套管；②4根控制棒成“十”字形分布，2根停堆棒均匀布置在堆芯的第1圈，2根调节棒均匀布置在堆芯的第6圈位置。

熔盐堆主回路系统氙的动力学特性研究

周波, 严睿, 邹杨

2018, 39(5): 15-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0015

摘要(567)

摘要:
基于Mathematica7.0为熔盐堆（MSR）主回路系统建立了一套含流动项及在线去除功能的氙（¹³⁵Xe）的动态分布数值分析程序，针对2 MW MSR的一种设计方案，分析了不同流量、不同启停堆功率、不同在线去除效率情况下¹³⁵Xe浓度随时间的动态变化特性。结果表明：相较于静态燃耗模型，流动燃耗模型的¹³⁵Xe带来的负反应性要低约32.2%；额定流量下主回路系统¹³⁵Xe浓度分布均匀，只有当主回路系统体积流量小于2.24 cm³·s^-1时，流动效应才会对主回路系统内¹³⁵Xe浓度分布有显著影响；当鼓泡系统的在线去除份额约为0.1%时可以使堆芯¹³⁵Xe带来的负反应性降低至-38.3 pcm （1 pcm =10^-5），其总的去除效率可以达到86.0%；不同功率水平瞬时停堆工况下，堆芯¹³⁵Xe浓度单调下降，停堆约50 h后¹³⁵Xe基本消失，相当于引入+254 pcm反应性，停堆过程无碘坑出现，停堆后再启堆过程不必担心碘坑启动的问题。¹³⁵Xe去除效率对整个系统¹³⁵Xe总量有一定影响，在去除份额从0.0001%~20%的变化范围内，¹³⁵Xe的总活度与静态燃耗模型相比相应增加了0.67%~8.75%。

AMTEC转换空间堆系统负荷跟踪特性研究

李华琪, 朱磊, 江新标, 陈立新, 单建强

2018, 39(5): 21-25. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0021

摘要(581)

摘要:
研究了采用碱金属热电转换（AMTEC）、热管冷却的空间堆电源系统的负荷跟踪特性。分析了外部负载电阻及冷热端温度对模块化AMTEC性能的影响，利用TAPIRS程序分析了AMTEC转换空间堆系统在负载需求变化下的瞬态响应以及系统负荷跟踪特性。结果表明：随着外部负载电阻的增大，AMTEC热电转换效率及输出电功率都先增大到最大值，然后逐渐减小，存在临界外部负载电阻值使得AMTEC热电转换效率和输出电功率达到最大，但这2个临界值不相等；虽然空间堆具有负荷跟踪特性，但系统的固有负荷跟踪特性仅在大于临界外部负载电阻值时存在，当小于此外部负载电阻值时，空间堆系统表现为非负荷跟踪特性。

CENTER燃料组件堆内辐照考验燃耗计算研究

刘水清, 杨斌, 康长虎, 马立勇, 梁光远, 冉忠康

2018, 39(5): 26-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0026

摘要(574)

摘要:
为验证中国工程试验堆（CENTER）燃料组件设计，在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验，CENTER燃料组件在高通量工程试验堆（HFETR）内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点，开展了HFETR辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究，确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明，燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%，满足辐照考验要求。

使用离散钍铀燃料组件的CANDU6堆物理特性初步研究

邓年彪, 于涛, 谢金森, 赵文博, 谢芹, 陈珍平, 赵鹏程, 刘紫静, 曾文杰

2018, 39(5): 29-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0029

摘要(316)

摘要:
为研究钍铀燃料在CANDU6堆中的应用，采用DRAGON/DONJON程序，对使用离散型钍铀燃料37棒束组件的CANDU6堆进行时均堆芯分析。结果表明，组件采用²³⁵U富集度为2.5%的铀棒以及第1、2、3圈布置钍棒的37棒束组件，堆芯在8棒束换料、3个燃耗分区的方案下，组件的冷却剂空泡反应性较使用天然铀的37棒束组件（NU-37组件）与采用混合钍铀元件棒的37棒束组件更负；堆芯最大时均通道/棒束功率满足小于6700 kW/860 kW的限值；燃料转化能力比采用NU-37组件时更高；卸料燃耗可到达13400 MW·d/t(U)。研究表明，所设计的离散型钍铀燃料37棒束组件可用于现有CANDU6堆芯，且无需对堆芯结构及控制机构作重大改造；燃料组件和堆芯设计方案可为钍铀燃料在CANDU6堆芯的应用提供参考。

水平矩形小尺度通道气泡脱离直径预测模型

田野, 黄伟, 罗涵禹, 王海松, 李鹏飞, 孙燕

2018, 39(5): 34-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0034

摘要(256)

摘要:
为预测水平矩形小尺度通道内气泡脱离直径，以研究其泡核沸腾传热特性，采用力学方法对加热壁面附壁气泡进行力学分析，构建了一种基于受力平衡的气泡脱离直径预测模型。采用可视化实验的方法对其进行验证，结果表明，模型预测结果与实验数据之间的平均相对误差为±13.52%，该模型具有良好的气泡脱离直径预测准确度。

177燃料组件堆芯反应堆机械补偿控制策略研究

王静卉, 黄可东, 王金雨, 廖鸿宽, 肖鹏, 李天涯

2018, 39(5): 38-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0038

摘要(260)

摘要:
177燃料组件堆芯反应堆通常采用G模式运行，负荷跟踪期间需要调整堆芯硼浓度。受硼回收系统能力限制，仅在85%寿期内具备负荷跟踪能力。为改善177燃料组件堆芯反应堆负荷跟踪能力，扩大可进行负荷跟踪的寿期范围，基于177燃料组件堆芯进行了机械补偿控制策略的研究。设计了不同控制棒组布置方案，从控制棒组价值、对功率峰的影响、负荷跟踪过程中控制能力等方面进行了分析。基于优化的控制棒组布置方案和机械补偿控制策略，进行了全寿期基负荷运行、90%寿期末日负荷循环负荷跟踪以及启动过程模拟。结果表明，在适当的控制棒组布置方案下，177燃料组件堆芯可实施机械补偿控制策略，负荷跟踪能力达到了国际先进水平。

两种锆合金显微组织与腐蚀机理研究

李　锐

2018, 39(5): 43-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0043

摘要(319)

摘要:
根据国产C锆合金与低锡Zr-4合金在纯水以及LiOH水溶液中的高压釜腐蚀试验的结果，采用透射电镜（TEM）观察基体和氧化膜显微组织，通过分析氧化增重数据，对C锆合金的腐蚀机理进行了研究。提出了3种腐蚀机理：即Nb元素有效抑制阴离子空位浓度提高，可减少氧元素扩散速率；缺陷阱的数量影响氧扩散带来的腐蚀，且空位阱数量与第二相颗粒总表面积成正比；第二相粒子氧化膨胀造成氧化膜压应力松弛，降低其稳定性并失去保护能力。

UO₂ -Er₂O₃燃料芯块制备技术初步研究

刘羽, 张翔, 杨静, 曾强, 喻冲, 李圆圆, 段盼盼

2018, 39(5): 47-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0047

摘要(220)

摘要:
对Er₂O₃质量分数为4.32%的UO₂-Er₂O₃可燃毒物燃料芯块的制备技术进行了初步研究。通过对比不同工艺条件（混料、成型、烧结）下，芯块的外观完整度、密度、晶粒度等性能，初步得到了UO₂-Er₂O₃燃料芯块的制备技术。试验表明：干法球磨混合6 h，添加5‰的聚乙烯醇（PVA），300~350 MPa压力下冷压成型，1700~1750℃、H₂气氛中烧结2~3 h，可得到外观完整、密度大于等于95%理论密度（T.D.）、晶粒尺寸大于8 μm的UO₂ -Er₂O₃燃料芯块。

束流瞬变下CiADS次临界反应堆燃料包壳安全分析

张庆阳, 顾龙, 彭天骥, 盛鑫

2018, 39(5): 51-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0051

摘要(265)

摘要:
利用反应堆系统分析程序RELAP5 mod4.0模拟了加速器驱动嬗变研究装置（CiADS）次临界反应堆燃料棒在发生失束事件时的响应特性；利用有限元软件ANSYS 17.0计算了CiADS次临界反应堆燃料包壳在失束事件下的疲劳寿命；预测了中国未来百兆瓦级加速器驱动次临界系统（ADS）中燃料包壳的疲劳寿命。研究表明：失束时CiADS次临界反应堆功率瞬间下降到满功率的2.156%；失束事件下CiADS次临界反应堆的燃料包壳的疲劳寿命在10⁸次以上；失束事件不会对中国未来百兆瓦级ADS中的燃料包壳造成疲劳损伤。

SiC添加量对真空烧结SiC/Zr复合材料显微组织及性能的影响

张燕燕, 冯可芹, 岳慧芳, 张瑞谦

2018, 39(5): 58-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0058

摘要(190)

摘要:
以SiC粉和ZrH₂粉为原料，用真空烧结法制备SiC/Zr复合材料。研究了SiC添加量对SiC/Zr复合材料显微组织及性能的影响。结果表明：未添加SiC时，材料为致密的Zr金属烧结体，但材料硬度和耐腐蚀性能相对较差；添加SiC后，SiC与Zr发生界面反应生成ZrC和Zr₂Si，SiC和基体Zr通过界面层紧密结合，与未添加SiC的试样相比，材料的致密度有所下降，但硬度和耐腐蚀性能均得到提升；随着SiC添加量的增加，试样的生坯致密度和烧结致密度降低，而组织中的第二相增多，烧结试样的硬度值先增大后减小，其中含15%SiC的烧结试样硬度值最大，耐腐蚀性能随SiC添加量的增加而提高。

316NG不锈钢在硼-锂溶液中的电化学腐蚀行为研究

舒茗, 王丛林, 陈勇

2018, 39(5): 63-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0063

摘要(208)

摘要:
利用电化学方法获得316NG不锈钢（316NG）在300℃、pH=5~8硼-锂溶液中的极化曲线和交流阻抗（EIS），并绘制相应水化学条件下的电位-pH图。结果表明：碱性条件下钝化区尤其是二次钝化区极化电流急剧减小，pH=7~8时阳极极化表现出3次钝化现象，偏碱性条件极化阻抗显著高于偏酸性和近中性条件，说明碱性条件下316NG表面钝化膜保护效果更佳。pH=5时电化学极化后样品表面主要生成Cr₂O₃和Fe₂O₃；碱性条件下（pH=6~8）样品表面氧化膜为分层结构：最外层为Fe₃O₄，随深度增加开始出现NiFe₂O₄，内层成分主要为FeCr₂O₄。随着电导率升高，溶液电阻、电荷传递电阻和钝化膜电阻均显著降低。依据极化曲线绘制的电位-pH图与文献结果相吻合。

考虑撞击区非线性和土-结构相互作用的飞机撞击核电厂振动效应分析

孙渝刚, 程书剑, 李帅希, 葛鸿辉, 王晓雯, 袁芳

2018, 39(5): 69-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0069

摘要(242)

摘要:
给出一种简化的飞机撞击核电厂振动效应的评估方法，首先给出了2种飞机撞击荷载模拟方法（力-时程法和飞射物-标靶相互作用法）所产生的核电厂振动响应特性及其传播规律；随后重点分析了核电厂撞击区材料非线性和土-结构的相互作用对核岛内部振动响应的影响；最后结合核电厂抗震裕度评价工作，给出了振动响应对核电厂核岛内部安全相关系统、设备和部件影响的评估实例。结果表明：2种飞机撞击荷载模拟方法所得核电厂撞击区最大变形及其变化规律基本一致，但飞射物-标靶相互作用法将包含更多的高频分量；随振动传播距离的增加，振动响应（特别是高频分量）衰减显著，且2种撞击荷载模拟方法所得响应将逐渐趋于一致。当考虑撞击区材料非线性后，飞机撞击核电厂所产生的振动响应将明显低于线性分析的结果；当进一步考虑土-结构相互作用后，其振动响应还将进一步减小；裕度地震反应谱可作为振动响应评估的参考准则。

控制棒驱动机构上部Ω焊缝堆焊修复结构完整性分析

鲁治诚, 徐晓, 王大胜, 刘攀, 金挺, 邱振生

2018, 39(5): 75-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0075

摘要(570)

摘要:
针对核电厂控制棒驱动机构（CRDM）上部Ω焊缝堆焊修复（WOR）技术，采用数值模拟方法进行了修复结构完整性评估。根据堆焊修复参数制定二维轴对称高斯热源等效输入，并采用ANSYS程序的单元生死技术模拟焊接过程，得到了结构的焊接残余应力。考虑电厂运行的全部瞬态，计算了结构的瞬态应力，并开展了疲劳分析。结合焊接残余应力分析和瞬态应力分析的结果，开展了断裂力学分析。结果表明，WOR结构的疲劳结果、应力强度因子及裂纹扩展等方面均能满足相应的规范要求。

考虑一致危险性谱的核电厂房结构振动台试验研究

张学明, 闫维明, 孙运轮, 陈适才, 何浩祥

2018, 39(5): 80-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0080

摘要(195)

摘要:
为得到适合特定核电厂所需要的反应谱，考虑具体的场地条件及地震动参数，采用随机模拟方法与概率危险性分析相结合的方式，建立了生成超越概率为10^-4的一致危险性谱（UHS）的方法。为进一步研究核电结构的抗震性能及UHS在实际核电结构中的适用性，设计和制作了1∶20的核电厂房结构模型进行振动台试验，采用2条天然波及UHS、厂址谱（SL-2）、RG1.60谱所生成的人工波对结构的响应进行比对分析。结果表明，不同地震波对核电结构的响应有所差异，UHS生成的人工波对上部结构加速度放大效应以及位移影响较大，对应的楼层反应谱幅值相对其他反应谱较高，进行结构及设备抗震设计时应予以考虑。

基于ASME和RSE-M规范的含平面缺陷奥氏体不锈钢核级管道剩余寿命预测方法的数值对比研究

刘震顺, 孙金雄, 张雷, 甄洪栋

2018, 39(5): 85-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0085

摘要(295)

摘要:
核级管道在加工和安装环节可能存在不同的缺陷。此外，由于核电厂运行条件的影响，管道中可能存在少量缺陷，如裂缝。需要合理预测评估含缺陷管道的剩余寿命，以便安排更换方案，避免对核电厂的效率造成严重影响。本文根据ASME和RSE-M规范，在应力强度因子计算、裂纹扩展分析和裂纹稳定性评价等环节，通过数值对比研究了含有平面缺陷的奥氏体不锈钢核级管道的剩余寿命评估方法，为类似工作提供参考。

岭澳核电站一回路抽真空排气方法研究与应用

张迎强

2018, 39(5): 91-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0091

摘要(470)

摘要:
采用压水堆核电机组一回路抽真空排气方法，对岭澳核电站换料大修后反应堆一回路进行抽真空排气操作，取消了原有动态排气过程。结果表明，一回路空气含量很快满足要求，缩短了大修工期，提高了电站经济性和安全性。

核电厂数字化主控室操纵员的响应执行可靠性评估模型

李鹏程, 李晓芳, 戴立操, 张力, 青涛, 蒋建军

2018, 39(5): 95-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0095

摘要(197)

摘要:
为了对核电厂数字化主控室操纵员的响应执行可靠性进行定量评价，通过情景环境分析识别了主要的行为形成因子（PSF），采用层次分析法（AHP）识别了PSF的权重，并基于提出的6个模型假设等方法建立响应执行评估模型。通过案例和比较分析对本文建立的方法进行验证。结果表明，该方法与CREAM和SPAR-H的估计结果具有一致性。

福岛核事故后改进——中压移动电源设计研究

王晋

2018, 39(5): 101-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0101

摘要(491)

摘要:
因受到堆型特点和厂址条件等因素的影响，福岛核事故后改进项——中压移动电源的设计目前在各核电工程之间存在较大差异。本文基于多堆型、多厂址中压移动电源设计实践经验，重点针对其功能定位、容量需求以及接入方案进行分析研究。对于在建和后续核电厂，建议采用设置室外接口箱的基本接入方案，同时专设中压移动电源进线柜。

高温气冷堆二回路水质控制方法研究

张瑞祥, 赵峰, 彭伟超, 姚尧, 王震, 徐浩凇

2018, 39(5): 106-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0106

摘要(182)

摘要:
参考压水堆二回路和火电直流炉水质标准，结合高温气冷堆二回路结构和材料特点，对高温气冷堆蒸汽发生器（SG）原设计中的进水标准和精处理出水标准进行了修正，得出比较合理的水质控制标准；研究了提高高温气冷堆二回路水-汽品质的3种方法，即机组启动冲洗方式控制、加药控制和精处理运行方式控制，对3种方法进行了详细的论述，提出了科学、完整的高温气冷堆二回路水-汽品质优化方法。

船用堆严重事故下熔融物堆内滞留能力分析

何翼麟, 张帆, 张杨伟

2018, 39(5): 111-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0111

摘要(544)

摘要:
堆芯熔化的严重事故，可能导致船用堆下封头失效、熔融物进入堆坑，危害人员及船体安全。本文采用严重事故一体化程序MAAP4，以船用堆全船断电事故为研究对象，针对低压安全注射系统投入时机、低压安全注射水流量，研究下腔室熔池形成后，投入低压安全注射系统对熔融物堆内滞留的作用。结果表明：在下腔室熔池形成后1576 s时，投入两台安全注射泵仍能有效阻止压力容器失效，实现熔融物堆内滞留；在下腔室熔池形成2646 s后，投入低压安全注射系统不能阻止压力容器失效。

VVER机组松脱部件监测系统设计差异及功能验证

朱军, 周正平, 刘文超

2018, 39(5): 117-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0117

摘要(172)

摘要:
介绍了田湾核电站水-水高能反应堆（VVER）机组松脱部件监测系统（LPMS）的设计和设备结构组成，描述了其设计与美国核管会（NRC）RG1.133相关条款要求的差异。基于这些差异以及VVER机组的特殊性，分析了拟采取的改进措施存在的困难和不利影响。为执行与NRC RG1.133中安全要求相当的功能，在田湾核电站3号机组调试阶段开展了LPMS系统的功能补充试验，获取与压力容器相关的传感器信号的响应，验证了目前的传感器布置方式能满足NRC RG1.133的设计要求。

液-固耦合对矩形水池池壁反应谱的影响

白文婷, 冯国忠, 贾磊, 解咏平, 谌会芹

2018, 39(5): 122-125. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0122

摘要(135)

摘要:
为了给水池中安放的与核安全有关的仪器设备提供抗震设计依据，针对与核安全有关的矩形水池，以无粘、无旋和不可压缩理想液体为研究对象，建立液-固耦合模型，研究池壁上反应谱的变化规律。研究表明考虑液-固耦合后，池壁反应谱在法向方向上有了比较显著的放大，离池壁相交处越远，这种放大作用越明显，有必要按水池壁的切向方向和法向方向给出反应谱；水池池壁相交部位反应谱放大不明显，应尽量将仪表设备安放于水池角点部位。

IVR-ERVC下压水堆压力容器下封头传热及应力/应变分析

张小英, 刘法钰, 陈焕栋

2018, 39(5): 126-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0126

摘要(456)

摘要:
以某1000 MW压水堆为例，利用二维极坐标热模型分析RPV壁面与双层堆芯熔池和外部冷却水堆腔之间的传热，计算下封头壁面瞬态二维温度场分布和烧蚀情况，同时通过有限元分析程序计算下封头壁面的各瞬态温度场和烧蚀引起的热应力/应变情况，分析压水堆RPV下封头在压力容器内熔融物滞留-压力容器外冷却（IVR-ERVC）下的结构完整性。计算结果表明：①芯熔融坍塌后200 s下封头壁面开始熔融，最薄厚度直线下降；3000 s后熔融区沿下封头内壁呈一片柳叶形状分布；②下封头内表面的吸热热流大于外表面的散热热流，在两层熔池界面处内外表面热流密度达到最大值；③RPV下封头热应力在0~400 s时集中于下封头内壁面；在400 s后，下封头内壁面热应力逐渐减小，形变量逐渐增大，下封头完整性可以得到保证；④2000 s以后，RPV下封头烧蚀损伤处内外壁面均产生应力集中，下封头烧蚀处内外壁应力值均大于许用应力，在2000 s后有可能发生断裂，在烧蚀损伤边缘处可能出现破口。

一种阀门排放分析验证方法的研究

刘平, 胡金辉, 王保平, 王悦琴, 李军业, 汝强

2018, 39(5): 133-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0133

摘要(140)

摘要:
以稳压器快速卸压截止阀为例，研究一种饱和蒸汽下阀门排放量的分析验证方法。将小开度、低压差下的阀门排放试验数值与理论计算数值对比，表明偏差在可接受范围内；将此试验数值带入推导公式，得到全开度、全压差下的阀门排放量；与ANSYS分析的全开度下排放量对比，发现实际推导排量与理论计算排量偏差为2.73%。研究结果表明，在试验能力不足情况下，可以采用小开度低压差的排放试验结合理论推导的方式分析阀门饱和蒸汽下的排量。

控制棒驱动机构运动过程的联合数值仿真研究

魏乔苑, 张飞, 吴和北, 刘言午, 赵毛毛, 李跃忠

2018, 39(5): 137-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0137

摘要(215)

摘要:
控制棒驱动机构运动过程是电磁场-流场-运动场相互耦合的复杂动态过程，无法通过静态方法或单项技术进行准确的计算。使用Magnet软件、Fluent软件和Adams软件进行了电磁仿真分析、流场分析和多体动力学分析的耦合计算。综合考虑了重力、电磁力、水阻力和弹簧力在控制棒驱动机构步跃过程中的作用，定量计算了电磁力、水阻力、运动件位移与速度等运动特性，以及步跃载荷。通过与试验值对比，计算得到的移动磁极吸合时间、临界吸合电流和步跃载荷值与试验值较为吻合，证明了控制棒驱动机构运动过程的联合仿真分析是一种有效的动态分析方法。

核电厂水压试验设备设计方案优化研究

丰慧星

2018, 39(5): 142-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.03.0142

摘要(165)

摘要:
核岛容器水压试验是核电厂在役检查的重要方法之一，能够验证容器在持续承压状态下的完整性和密封性。根据不同类型容器对试验临时特殊装置的安装要求，在设计阶段优化容器本体及管道布置方案，从而降低在役水压试验人员受照剂量、缩减试验工期、减少对设备和相关附件的破坏，降低核电厂检修成本。

AP1000机组安全壳吊索吊装法最优吊耳位置研究

李拓

2018, 39(5): 145-148. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0145

摘要(138)

摘要:
AP1000机组安全壳采用模块化建造，基于吊索吊装法提出将筒体由四段改为三段吊装，着重研究了安全壳模块吊装时的最优吊耳位置，对安全壳模块吊装时的吊车的负载能力、安全距离等进行了复核，验证了筒体三段吊装的可行性。本文提出的筒体三段吊装方案有利于减小吊装和安装风险，提高安全壳的安装质量；最优吊耳位置的研究对安全壳的设计改进、优化吊装方案有直接指导作用。

核电厂通风系统防火阀应用现状及维修优化分析

张江红, 张光辉

2018, 39(5): 149-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0149

摘要(187)

摘要:
为了提高核电厂防火阀的可靠性，对多个电厂防火阀的应用现状和故障历史进行了梳理，并采用故障模式及影响分析（FMEA）方法对不同防火阀故障机理和维修策略优化进行了研究。结果表明，对年度外观与动作检查任务进行优化，并增加定期更换熔断元件和电动机构任务，有效降低了防火阀故障率，保证了核电厂的安全稳定运行。

“华龙一号”堆芯冷却监测系统设计

何正熙, 何鹏, 陈学坤, 徐涛

2018, 39(5): 154-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0154

摘要(534)

摘要:
“华龙一号”是我国自主研发的第三代核电站，其反应堆及一回路系统在设计中对固有安全性提出了更高的要求。对于二代加核电厂堆芯冷却监测系统（CCMS），需要在反应堆底部开孔测量水位。该设计降低了反应堆固有安全性，必须重新设计。本文设计了一种新型CCMS，其探测器从压力容器顶盖插入堆芯进行直接测量，不但提高了关键点的水位测量准确度，同时避免了压力容器底部开孔，满足了“华龙一号”反应堆固有安全性要求。

HTO被动式取样器的制备及其在密闭核动力装置中的应用

段再煜, 李荐民

2018, 39(5): 159-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0159

摘要(289)

摘要:
针对核动力舰船的环境特点，采用吸附介质为乙二醇与无氚水混合液（体积比为1:1）的被动式取样器来监测密闭核动力装置中HTO的浓度。在不同的工作场所连续监测1个月，该取样器的最大相对偏差小于10 %；将该取样器与硅胶作为吸附介质的被动式取样器进行为期1 a的对比实验，测量误差小于6%。结果表明，该取样器能准确地测量到低浓度的HTO，满足密闭核动力装置中HTO的监测需求。

除氧器水位控制的人-机接口设计研究

刘晓光, 王延华, 李勇军

2018, 39(5): 162-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0162

摘要(279)

摘要:
基于人因工程（HFE）的设计原则，以核电厂二回路主给水除氧器系统为例进行性能需求分析，得到不同层次的静态功能数据库，确定了主给水除氧器系统运行所需的基本信息流及其处理要求。为应对核电厂冷态启动、低负荷和高负荷工况下的操作要求，通过建立给水加热和除氧功能（F01）模块图和运行模式表，明确与控制室有关的功能因素。基于功能分配原则对除氧器水位控制进行研究，实现水位控制的无扰动过渡方案，通过了人-机接口设计验证，为国内开展HFE分析研究提供借鉴。

反应堆系统地震载荷下动力响应计算的不确定性分析

熊夫睿, 黄茜, 沈平川

2018, 39(5): 167-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0167

摘要(460)

摘要:
反应堆结构在地震载荷下的动力分析是反应堆系统安全设计的重要环节。反应堆系统的关键参数由于计算误差、制造工艺和安装过程中的随机和其他不可控误差影响，通常存在一定的不确定性。本文开展了反应堆系统中结构参数不确定性对地震载荷下系统动力响应的影响研究。应用最大熵原理，建立描述反应堆系统部件间接触刚度和间隙的概率密度分布函数。应用马尔科夫链蒙特卡洛采样（MCMC）技术，对系统关键参数进行采样，建立不同参数下地震响应的输入输出数据池，基于数据池考察反应堆系统不同位置和部件的动力响应分布。研究表明，上、下堆芯板附近的动力响应的不确定性存在不同分布。本文所述研究对评价反应堆系统地震分析模型的鲁棒性和动力响应结果的可靠性提供了定量分析手段。

基于最小DNBR点法和BO点法的棒束CHF预测研究

刘伟, 彭诗念, 江光明, 刘余, 单建强

2018, 39(5): 172-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0172

摘要(260)

摘要:
分别采用最小偏离泡核沸腾比（DNBR）点法和烧毁（BO）点法开发了与子通道分析程序ATHAS匹配的临界热流密度（CHF）关系式—ACC（ATHAS CHF CORRELATION）关系式，对比分析了这2种方法的数据分布和预测率，并分别利用Owen准则确定了其DNBR限值，结果表明：相比于最小DNBR点法，BO点法基于真实的CHF发生位置的数据，具有相对的保守性和较高的预测率。

衰变对严重事故条件下裂变产物释放及场外剂量评价影响分析

王军龙, 刘嘉嘉, 吕焕文, 李兰, 谭怡

2018, 39(5): 176-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0176

摘要(181)

摘要:
介绍了某三代核电厂严重事故释放类别，选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列，采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性。在此基础上，选取对人员剂量贡献最大的几种核素，计算考虑衰变和不考虑衰变2种情况下，各核素向环境累积释放活度及场址边界500 m处的全身剂量和甲状腺剂量的大小，并分析了衰变对累积释放活度和剂量评价的影响。结果表明：衰变对裂变产物向环境累积释放活度的影响与核素半衰期及事故后开始向环境释放时间有关；半衰期越短，裂变产物开始向环境释放时间越晚，衰变的影响越明显；从场外剂量分析，衰变对全身剂量的影响较甲状腺剂量的影响更明显。

核电厂松脱事件报警及应急响应研究

胡建荣, 吕爱林, 杨泰波, 刘才学, 罗婷, 简捷

2018, 39(5): 181-182. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0181

摘要(153)

摘要:
通过对松脱部件事件报警逻辑及国内外松脱部件监测法规和标准中关于松脱事件报警及应急响应的研究，结合国内某核电厂热试期间发生的松脱事件报警及报警事后应急响应，详细分析了该核电厂松脱事件过程。松脱事件报警分为绝对阈值和相对阈值报警，本文提出在系统报警逻辑中增加了计数因子和通道复核来提高报警准确率；GB/T 11807、IEC 60988和ASME均要求事件报警后采取措施确定报警是否是松脱部件所致，以及松脱部件对反应堆一回路系统产生的潜在危害进行评估；RG 1.133则要求确认松脱事件报警后应上报核管理委员会，GB/T 11807和IEC 60988则根据具体运行电厂确定，对于是否上报未做明确规定。基于国内某核电厂出现松脱事件报警及其应急响应，建议建立适合于国内核电厂松脱事件报警及应急响应机制，对于运行中出现的松脱事件及时确认，并对设备部件可能造成的损失情况进行及时评估，并对是否上报及采取何种措施做出进一步的规定。

CPR1000机组低压安注泵流量校核试验不满足准则时的分析

刘兴伟, 何金群, 王季能

2018, 39(5): 186-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0186

摘要(474)

摘要:
中国改进型三环路压水堆（CPR1000）低压安注系统（LHSI）泵流量校核试验不满足验收准则时，需要对管路系统中的限流孔板进行调整。通过工程流体力学计算分析，可以得到各种条件下限流孔板的调整方法。应用该分析方法，可以准确地得到满足LHSI运行要求的限流孔板尺寸。该分析方法有效地解决了在低压安注泵流量校核试验不满足准则要求时，如何对管路系统中限流孔板进行更换的问题。

通道缺陷模式下的松动部件撞击试验研究

王家前

2018, 39(5): 189-192. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.05.0189

摘要(150)

摘要:
利用在役核电站停堆检修的窗口，对核电站蒸汽发生器进行模拟松动部件撞击的试验，给出了松动部件监测系统（LPMS）在经过长期运行后的主要缺陷模式及处理方法。在指出LPMS故障自检功能中存在的盲区的基础上，分析了存在缺陷的通道对松动部件冲击信号的响应特征。研究表明，通道接触不良、电荷累积和多通道间信号干扰是造成通道信号失真的主要因素；电荷累积会对信号通道造成静电阻塞；多通道间的信号干扰是产生误报警、通道过载断路等现象的重要原因之一。

留言板

2018年第39卷第5期

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2018年 第39卷 第5期

2018年第39卷第5期