核动力工程

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王宁波, 肖泽军, 周磊, 昝元峰, 闫晓

2018, 39(6): 1-4. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0001

摘要(227)

摘要:
利用非定常雷诺平均纳维斯托克斯模拟（URANS）和大涡模拟（LES）对带分裂式交混叶片定位格架5×5棒束通道流动特性进行了研究。数值计算中建模考虑了格架条带、交混叶片等几何结构对流场的影响，并将模拟结果与MATiS-H基准实验进行了对比。结果表明，URANS与LES均能较好地模拟格架下游3个流速分量时均值；对于格架下游流速分量脉动值，URANS中非定常SST k – ω模型几乎不能够模拟出流速脉动值，非定常RSM模型对于流速脉动值模拟比实验值偏低。与URANS相比，LES能相对较为准确地模拟流速脉动值，然而LES对格架附近流速脉动值模拟结果与MATiS-H基准实验相比仍然偏低。

棒束通道定位格架沸腾临界特性数值研究

董晓朦, 张志俭, 刘东, 田兆斐, 陈广亮

2018, 39(6): 5-10. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0005

摘要(475)

摘要:
为研究核反应堆中定位格架及搅混翼对沸腾临界现象产生的影响，本文采用计算流体动力学（CFD）分析方法，探讨了棒束通道中定位格架的数目、位置和搅混翼的角度对于沸腾临界现象的影响。结果表明：定位格架会对主流流动产生阻力，同时定位格架数目越多，沸腾临界发生的温度也越高，但将定位格架布置在沸腾临界发生位置时，则可有效改善壁面传热环境并降低沸腾临界发生时的峰值温度。搅混翼的存在则会有效降低加热面附近空泡份额，改善传热环境，但搅混翼角度过大时会导致沸腾临界提前发生。

基于ENDF/B-VII的部分核素ACE格式光核截面的制作与检验

李文强, 刘滨, 韩金盛, 吕雪峰

2018, 39(6): 11-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0011

摘要(249)

摘要:
MCNP5程序可以用于电子加速器驱动次临界系统的建模运算，其调用的截面数据库缺乏部分核素的光核数据。利用NJOY程序将ENDF/B-VII中的7种核素原始光核数据制作成MCNP5可利用的ACE格式的光核数据，并用MCNP5建立模型计算出所加工核素的光中子反应微观截面，得到光中子反应微观截面随光子能量变化曲线，并与IAEA编写的技术文档中各核数据中心的截面曲线进行对比。结果表明，所有核素光核反应数据制作过程正确，但⁵²Cr、⁵⁸Ni和⁹¹Zr的光中子反应微观截面在不同数据库中有一定的差别。

矩形小尺度加热通道流型构成及过渡准则研究

田野, 黄伟, 罗涵禹, 王海松, 李鹏飞, 曹思民

2018, 39(6): 15-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0015

摘要(198)

摘要:
基于可视化实验系统研究了矩形小尺度加热通道内主要流型构成，从微观角度深入研究气-液两相在流型过渡临界状态下的受力情况，构建了基于力学模型假定的流型过渡准则，并采用可视化实验数据对该模型进行了验证。结果表明，泡沫流-受限气泡流过渡准则预测准确度为93.94%，受限气泡流-环状流过渡准则预测准确度为94.07%，模型预测结果与实验数据基本吻合。

基于水力学力的定位格架防勾挂设计研究

陈杰, 彭园, 雷涛, 陈平, 李权, 黄永忠

2018, 39(6): 19-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0019

摘要(159)

摘要:
定位格架是组成燃料组件的重要部件之一，与上、下管座共同构成了整个组件的外部轮廓。为减小燃料组件吊装过程中的勾挂风险，外条带上设置导向翼已成为定位格架结构设计上的重大改进。本文主要从燃料组件在堆芯的水力学环境出发，基于定位格架在堆芯运行过程中长期承受横向水力载荷可能造成外条带变形的考虑，采用计算流体动力学（CFD）方法，研究了定位格架外条带所承受的水力作用力，并为缓解外条带的受力情况进行了研究和方案设计。研究结果表明，在外条带上开孔能有效减小两侧压差，开孔的位置向下游方向移动效果更明显，同时开孔尺寸增大也能进一步减小两侧压差；更进一步地，将开孔位置移动到刚凸处，其平衡外条带两侧压力的作用更显著，外条带刚凸的开孔设计能更大程度地缓解外条带的水力作用。这些措施将对减小由于水力学力导致的外条带变形起到积极作用，从而在换料时有望降低燃料组件吊装过程中的勾挂风险。

水平矩形管内气-液逆向流动特性实验研究

马有福, 张玉燕, 岳荣, 吕俊复, 彭杰伟

2018, 39(6): 23-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0023

摘要(150)

摘要:
为探明管截面尺度及排气水深对水平矩形管内气-液逆流特性的影响，以空气和水为两相介质，对管长2 m、管截面尺寸106 mm×60 mm的矩形管分别在横置、竖置条件下和1 、3 m水深下进行了可视化流动实验。结果表明：管截面高度尺度对气-液逆流特性具有显著影响，在相同的管道流通面积下采用较高的流道高度会大幅强化水平管内液相倒流，从而有利于冷凝水由热段顺利回流至堆芯进行冷却；采用管截面高度作为气相及液相Wallis参数中的特征尺寸，可使不同管截面尺寸矩形管的无量纲逆流特性获得统一表征；在水深1~3 m范围，水深变化对水平矩形管内气-液逆流特性的影响并不明显。提出了预测水平矩形管内气-液逆向流动特性的无量纲实验关联式。

基于加速度效应的超临界水传热特性模型研究

曾小康, 李永亮, 闫晓, 黄志刚, 黄彦平

2018, 39(6): 29-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0029

摘要(200)

摘要:
超临界水冷堆（SCWR）运行在水的热力学临界点（22.1 MPa，374℃）之上，堆内冷却剂处于超临界状态，物性变化剧烈，与常规压水堆临界热流密度（CHF）导致包壳表面壁温飞升不同，超临界压力下的传热恶化是在变物性的影响下使得包壳表面温度相对缓慢上升，传统的热点判定方法和偏离泡核沸腾比（DNBR）限值等传热特性分析方法不再完全适用，因此，预测超临界水传热恶化时包壳壁温对SCWR的安全分析相当重要。本文基于边界层方程推导了超临界水传热关系式的加速度效应修正项，基于圆管实验数据，对加速度效应修正项的相关系数进行拟合获得超临界水传热特性半经验关系式，通过数据对比，该关系式在正常传热和传热恶化工况下均具有较好的适用性。本文获得的超临界水传热特性半经验关系式可为SCWR堆芯设计分析提供支持。

浮升力效应和流动加速效应对超临界二氧化碳传热影响理论分析

刘光旭, 黄彦平, 王俊峰, 刘生晖, 昝元锋, 郎雪梅

2018, 39(6): 34-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0034

摘要(268)

摘要:
从边界层基本特性出发，分析了拟临界区强变物性导致的浮升力效应和流动加速效应对近壁面区域超临界二氧化碳传热特性的影响机理，基于受力分析推导得到了2种效应作用下的超临界流体传热弱化起始点理论判据。研究结果表明，对于加热工况竖直向上流动，浮升力效应和流动加速效应均会导致近壁面区域切应力减弱，进而影响近壁面区湍流的生成与扩散，最终导致传热弱化；2种效应作用下传热弱化起始点判据分别为浮升力因子Bu=1.16×10^-5和流动加速因子Ac=2.91×10^-6，上述阈值与实验结果吻合良好。

多能谱γ射线透射法能量选取原则研究

罗建东, 许贵平, 王学权, 刘小军, 陈杰

2018, 39(6): 39-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0039

摘要(541)

摘要:
针对多能谱γ射线透射法能量选取方法相关研究不系统的问题，从吸收系数矩阵病态的角度详细分析了能量选取与γ射线透射法检测精度之间的关系，总结出了一种基于吸收系数矩阵条件数的多能谱γ射线透射法能量选取原则：通过判定被选能量对应吸收系数矩阵条件数确定能量参数，且工程建议吸收系数矩阵的条件数小于100。同时还以铀（U）/锆（Zr）混合物为基础对该原则进行了理论和实验分析验证，结果表明相同条件下被选能量参数对应相对吸收系数矩阵的条件数越小，实验测量精度越高；同时吸收系数矩阵条件数在100以下时，可以确保方法的测试相对精度优于5%。

燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究

杨文华, 张亮, 斯俊平, 聂良兵, 童明炎

2018, 39(6): 43-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0043

摘要(602)

摘要:
为使燃料尽可能在最恶劣设计工况下进行辐照实验，开展基于高通量工程试验堆（HFETR）的燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究。按照铀装量设计燃料试样在辐照装置内的位置，能够改善轴向燃料试样热流密度的不均匀性。HFETR主冷却剂低温状态下，在燃料试样外包覆液态铅铋合金和不锈钢能够实现燃料芯体及燃料包壳的高辐照温度指标。设计和实验结果表明，稳态和短期瞬态运行工况下，不锈钢盒表面辐照温度始终低于HFETR燃料元件包壳表面最高温度限值，满足反应堆运行和燃料辐照实验安全要求。为提高稳态运行工况下燃料试样的辐照温度，堆芯设计时应避免或降低由于反应性扰动造成的辐照装置内燃料试样短期瞬态功率影响，减小辐照孔道内燃料试样的热点因子。

多接管载荷作用的核辅助设备抗震分析

杜坤, 丁梦龙, 王晓峰

2018, 39(6): 49-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0049

摘要(222)

摘要:
针对核辅助设备接管载荷加载方式的多样性，提出了一种有效获取设备最大计算应力的处理方法。基于ANSYS平台和APDL编程语言，开发了多接管载荷作用的核辅助设备抗震分析评定专用计算程序模块，并进行了可视化用户界面（GUI）定制开发，使得操作界面直观方便。通过工程实例应用表明，开发的计算程序模块具有合理性和有效性。

高温气冷堆压力容器侧向支承地震易损性的敏感性分析

姜卓尔, 王海涛, 赵军, 史力

2018, 39(6): 53-58. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0053

摘要(203)

摘要:
反应堆压力容器（RPV）侧向支承是高温气冷堆地震风险的关键贡献物项，对于反应堆地震安全至关重要。本文确定了高温气冷堆RPV侧向支承的地震易损性变量，分析出易损性变量因子的合理取值，计算得到侧向支承的地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力，挑选出易损性变量中的关键参数，并研究了RPV侧向支承HCLPF抗震能力对易损性关键参数的敏感性。结果表明，侧向支承的抗震能力明显高于设计基准地震动，易损性对于关键参数变异并不敏感。

快速疲劳分析方法在核电厂疲劳监测系统中的应用

陈蓉, 刘新, 章贵和

2018, 39(6): 59-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0059

摘要(286)

摘要:
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。

反应堆压力容器主螺栓预紧工艺优化仿真分析

王小兵, 隆涛, 樊一军, 文小军

2018, 39(6): 64-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0064

摘要(267)

摘要:
应用商业软件ANSYS模拟了反应堆压力容器主螺栓十字拉伸3级预紧过程，对其预紧工艺进行了仿真优化分析。分析结果表明：3级加载方式中第1级采用对称加载、第2级采用间隔加载、第3级采用顺序加载得到的主螺栓不均匀度和离散度最小；第3级预紧采用变载荷能明显减小主螺栓的不均匀度和离散度，提高反应堆压力容器的密封性能。

高温气冷堆二回路加药系统工艺优化及自动控制方法研究

张瑞祥, 张林涛, 孟颖琪, 王红雨, 高景辉, 张亚夫

2018, 39(6): 69-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0069

摘要(183)

摘要:
目前高温气冷堆（HTGR）的二回路水质指标无相关的成熟标准可以参考，加药控制指标也没有标准。本文通过对HTGR二回路的材质和运行工况的研究，参考压水堆（PWR）和火电直流炉的运行经验，确定二回路给水pH值控制标准在9.5~9.8之间，联氨的控制标准在80~120 μg/L之间可以使二回路取得较好的防腐效果；针对HTGR二回路加药系统设计现状，对加药系统设计工艺提出了优化和变更方案，用联氨表代替溶氧表，用电导率计算pH，避免了溶氧表和pH表的滞后性和不稳定性；最后，通过控制方法的改进，实现HTGR二回路加氨和加联氨系统的全自动精准控制。

核电厂全部丧失热阱事故风险分析及其缓解措施研究

裴亮, 周胜文

2018, 39(6): 74-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0074

摘要(184)

摘要:
对国内某二代压水堆核电厂全部丧失热阱事故风险进行了详细分析和评价，根据分析评价结果，找出了目前全部丧失热阱事故缓解过程中存在的薄弱环节，并针对薄弱环节提出了相应的改进措施。通过概率安全评价（PSA）可知，改进后全部丧失热阱事故的风险有明显下降，这对提升核电厂安全水平具有重要意义。

田湾核电站3、4号机组主给水泵2倍频振动原因分析与处理

赵迪, 陈小萌, 王琇峰, 孙忠志, 周正平, 周志军, 胡光辉

2018, 39(6): 79-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0079

摘要(130)

摘要:
田湾核电站3、4号机组电动主给水泵在调试过程中发生二倍频振动现象，经模态测试发现二倍频与泵本体三阶固有频率相近；通过对泵本体底座加固调频，提高了泵本体三阶固有频率；经泵组带载试转，泵组轴承座振动明显降低，加固调频取得较好的效果。

基于堆芯模型耦合过渡方法的严重事故模拟机开发研究

曹瑛, 赵秀梅, 章雨, 林萌

2018, 39(6): 81-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0081

摘要(131)

摘要:
采取系统分析程序耦合过渡一体化严重事故（SA）分析程序的方法，对严重事故模拟机的开发进行研究。该方法首先使用系统分析程序计算事故早期响应，当满足耦合条件时，系统程序停止计算，切换至严重事故程序计算模拟事故中晚期。为实现切换时参数平滑过渡，以全范围模拟机常用程序RELAP5和严重事故程序MAAP4为例，主要分析了两程序热工水力模型重叠部分的堆芯区域的物理模型，选择传递了堆芯节点的芯块温度、包壳温度和堆芯功率。基于通用百万千瓦级压水堆小破口失水事故（SBLOCA）模型，使用该方法计算和SA程序单独计算进行对比验证。结果表明，过渡参数的选取是正确的，该系统分析程序耦合过渡SA程序的方法不仅能成功平滑地过渡参数，还保证了后续计算的准确性。

AP1000核电机组屏蔽厂房层间隔震结构及其抗震性能研究

侯钢领, 赵灿, 王晓东, 孙海, 郑罡, 陈耀东, 沈峰

2018, 39(6): 86-91. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0086

摘要(225)

摘要:
针对AP1000核电机组屏蔽厂房的结构特点，建立了结构参数优化模型，通过修改屏蔽厂房各部分之间的连接方式，构建了该屏蔽厂房的层间隔震新型结构。与传统屏蔽厂房结构、基础隔震结构等模型比较，表明了本新型结构的减震机理不同，并验证了本新型结构具有显著的减震效果、稳定的抗震鲁棒性和良好的场地适用性。

一种干式外圆机械切割装置的研制

胡冬梅, 彭婧, 张斌, 刘晓琼

2018, 39(6): 92-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0092

摘要(117)

摘要:
在乏燃料后处理中，需要回取已封装在乏燃料贮存容器中的乏燃料。根据热室使用环境及乏燃料贮存容器的特点，从耐辐射设计、乏燃料贮存容器固定、切割进给、切割刀具及刀具更换、放射性废物最少化等方面进行设计响应，研制了一种在热室内开启乏燃料贮存容器的干式外圆机械切割装置。功能性试验验证了该装置满足设计和使用要求。

堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象分析

张明乾, 黄美良, 付月明, 禇倩倩

2018, 39(6): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0096

摘要(309)

摘要:
堆芯中子注量率测量系统指套管磨损现象在在役的中国改进型百万千瓦级（1000 MW）压水堆核电厂中普遍存在。为深入了解指套管磨损现象，获得指套管磨损的影响因素和在反应堆内的分布规律，为指套管磨损原因分析和结构改进提供指引。对36组通过涡流检查获得的指套管磨损数据进行分析，获得如下结论：指套管磨损程度与对应的堆内构件支承柱、格架板形式存在关系；在反应堆内靠近0°方位区域内的指套管更易发生磨损；电站运行初期，指套管磨损较快，随着电站运行，磨损程度趋于稳定；近年运行的电站在第一次涡流检测时获得的指套管磨损现象更严重。

辅助给水系统泵综合性能试验的理论计算与建模分析

2018, 39(6): 101-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0101

摘要(116)

摘要:
中国改进型三环路压水堆（CPR1000）辅助给水系统（ASG）泵综合性能试验结果不满足监督要求时，需要对管路系统中的节流元件进行调整。简要介绍该试验中节流元件的调整原理，通过工程流体力学理论计算与计算流体动力学（CFD）建模分析得到节流元件的调整结果。通过2种分析方法的对比可以发现理论计算结果与建模分析结果具有较好的一致性。根据理论计算与建模分析方法各自的特点，在工程中可以根据实际需要选择最为简便的方法。

核电厂重大设备健康状态的模糊综合评价方法

沈江飞, 潘天成, 毛晓明, 吴天昊, 顾访

2018, 39(6): 104-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0104

摘要(194)

摘要:
针对核电厂重大设备管理细则、设备运行特点和要求，提出了核电厂的重大设备健康状态综合评价方法。根据核电厂设备状态监测特点，建立了基于监测任务的多层次指标体系模型。基于设备零部件潜在故障模式分析故障现象，分析设备监测任务，并构建监测任务隶属度函数模型。总结专家实际评估经验，提出指标权重由所辖多个监测任务共享，由劣化最严重的监测任务继承权重，得到设备的指标状态；通过改进的层次分析法，分配各指标的初始权重，并提出基于指标状态等级的分级变权理论模型，均衡考虑关键指标的恶化情况。将建立的评价方法应用于核岛主泵轴封系统健康状态评估，结果表明该方法可靠实用，能够有效表征重大设备的实际运行健康状态。

固定式周围剂量当量率仪原位校准技术研究

高飞, 徐阳, 肖雪夫, 倪宁, 侯金兵

2018, 39(6): 111-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0111

摘要(204)

摘要:
固定式周围剂量当量率仪广泛分布于核电厂内部，用于常规连续监测或核事故后应急监测。由于采用固定安装，不便于拆卸送往计量实验室进行校准。为了确保固定式周围剂量当量率仪的量值准确，结合蒙特卡罗方法研制了周围剂量当量次级标准电离室和便携式γ射线辐照装置，并开展原位校准实验。将原位校准因子与实验室得到的校准因子进行比较分析，结果证明利用便携式γ射线照射装置配合周围剂量当量次级标准电离室能够较好的解决固定式周围剂量当量率仪的原位校准难题。

大尺度空间辐射场计算减方差技术研究

王宋, 杨永新, 鲁昌兵, 陈迎锋

2018, 39(6): 116-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0116

摘要(143)

摘要:
在进行大尺度空间核材料贮存的辐射场分布计算时，直接计算会导致计算时间长、误差大等问题。在分析源偏倚、几何分裂、截断、权窗、强迫碰撞、DX球等减方差技巧的基础上，获得了针对基于探测器的点计算和基于网格的整体计算的大尺度空间最佳减方差组合。计算结果表明，使用截断配合强迫碰撞与指数衰减融合生成的权窗能够大幅提高计算效率，尤其对距离源较远点的计算准确度能够得到大幅提升。

基于宽量程探测技术的强辐射长距离探测方法

刘志强, 马燕, 刘志勇, 高晶

2018, 39(6): 122-125. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0122

摘要(158)

摘要:
针对强辐射环境监测容易损坏仪器中电子元件的特点，提出基于宽量程探测技术的强辐射长距离探测方法。该方法将GM计数管置于被测环境中，并采用长电缆与外界电路相连。理论分析和实验结果表明，该方法利用宽量程探测技术能提高计数管的测量范围、延长使用寿命，同时还能避免后端电路受照射而损坏。因此，该方法能应用于强辐射环境的远距离监测。

大型核动力船舶船员剂量评价体系研究

于红, 李兰, 程诗思, 杨舒琦

2018, 39(6): 126-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0126

摘要(168)

摘要:
建立船员的剂量评价体系是实现我国核动力商船等发展规划亟待解决的关键技术之一。对船员人数最多、人员编制最复杂和辐射防护涉及面最广的大型核动力船舶开展了研究，提出了大型核动力船舶船员剂量评价体系。该剂量评价体系参照国际辐射防护委员会和国际原子能机构推荐的方法建立，包括基本剂量量、剂量限值和参考水平以及剂量计算和监测3大块，覆盖计划照射和潜在照射2种情况，能够满足前瞻性、实际性和回顾性全部3个阶段的船员剂量评价需求。另外，该剂量评价体系还给出了船员剂量评价的具体方法，如需考虑的辐射源和照射途径，应使用的模型、量和取值等。

核电厂安全级DCS网关网络信息安全设计研究

刘明星, 马宇, 赵芯妍, 蒋维, 黄俊

2018, 39(6): 132-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0132

摘要(340)

摘要:
针对目前核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）网关应用工业控制协议Modbus/TCP所面临的信息安全问题，分析协议所缺失的5大信息安全服务，阐述缺失项目所带来的信息安全威胁。最后针对先进核电厂安全级仪控平台NASPIC网关网络信息安全设计出切实可行的集访问控制、完整性校验、加密认证、安全报警为一体的Modbus/TCP信息安全防御措施，该设计措施解决了核电厂安全级DCS网关网络信息安全问题。

压力/差压变送器在研究堆应用中应考虑的因素与对策研究

李林洪, 葛源, 林建华

2018, 39(6): 137-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0137

摘要(156)

摘要:
压力/差压变送器被广泛应用于研究堆的参数测量，若应用不当将会影响到工艺系统安全和人员设备安全，此外若测量信号不可靠或设备故障失效将会给研究堆带来严重的安全事故和经济损失。本文就压力/差压变送器在研究堆应用中应考虑的因素和对策展开研究，建议设计一次仪表间和一套压力/差压变送器反冲水系统并应用仪表校验免拆卸方法，以实现压力/差压变送器的可靠测量和高效维护，使设备的运行和维护满足研究堆安全运行和有效利用的要求。

关于核电厂可靠性保证大纲的核安全审查探讨

张文广, 杨承刚, 孙占, 张跃

2018, 39(6): 141-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0141

摘要(157)

摘要:
核电厂可靠性保证大纲对于提升设备的可靠性、可用率、可维修性和经济性具有重要作用。在设计阶段，对于风险重要的SSCs进行分析、归类，确定合理可行的可靠性参数指标，并在每一个阶段制定严格的质量控制措施，整体SSCs的累积可靠性会大幅提高，从而电厂的安全性和经济性会不断改善。通过分析当前国内外的可靠性法规要求，结合最新的研究成果和技术见解，整理提出了设计可靠性保证大纲的构成要素，并就大纲的审查问题进行了分析探讨，提出了一些建议措施供监管部门和设计单位参考。

密封源生产设施改造工程设计研究

刘虎平, 郭胜辉, 王跃勇, 李秀, 高朋杰

2018, 39(6): 146-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0146

摘要(80)

摘要:
某密封源生产设施由于原设计考虑不周、配套设施建设水平不高、设施维修维护不足等原因存在安全隐患。从工艺布局、辐射防护和监测、废液收集和公用工程等方面进行了研究分析，提出加强热室屏蔽性能、辐射监测功能、废液分类收集管理的方案，并对通风、建筑装修、自控和消防等进行完善。结果表明，改善后的密封源消除了安全隐患，降低了人员受照风险，满足法律法规的要求和后续生产需求，保护了公众和环境。

维修规则在国内核电厂的应用研究

程彬, 陈宇, 张圣

2018, 39(6): 151-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0151

摘要(230)

摘要:
为了满足国内核电厂对维修有效性评价体系的迫切需求，通过对美国维修规则（MR）的核心内容和具体实施过程进行研究和分析，结合我国核电厂的实际情况，分析MR在我国核电厂应用中面临的问题，建议在参考美国经验推广应用MR过程中，充分考虑国内核电厂的特点，不断改进创新，开发出一条适合国内核电厂特点的维修有效性评价体系。

蚁群优化最小二乘支持向量机在测量数据拟合中的应用

蒋波涛, Hines J. Wesley, 赵福宇

2018, 39(6): 156-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0156

摘要(356)

摘要:
针对传统数据拟合方法存在依赖用户经验，需预先确定估计拟合函数等缺点，提出一种基于蚁群优化最小二乘支持向量回归机（ACO-LSSVR）的数据拟合方法。该方法采用蚁群优化（ACO）对最小二乘支持向量回归机（LSSVR）的参数进行优化，获取最优参数，从而建立数据拟合模型。将该方法与传统回归拟合方法用于核工程的2个测量数据拟合实例中，得到堆芯功率曲线和熔融液滴在冷却剂中运动特性曲线，将2条曲线的拟合结果进行了比较。结果表明，ACO-LSSVR具有较高的拟合精度且无需对数据分段确定拟合函数。

堆内构件材料14Cr17Ni2马氏体不锈钢锻件特性研究

王庆田, 罗英, 杜华, 段春辉, 王留兵, 胡朝威, 王仲辉, 陈忻

2018, 39(6): 161-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0161

摘要(150)

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。

三层熔池结构对AP1000反应堆压力容器外壁面热流密度的影响

刘丽莉, 余红星, 陈亮, 邓坚, 邓纯锐, 向清安, 邹志强

2018, 39(6): 167-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0167

摘要(199)

摘要:
严重事故后期，反应堆压力容器（RPV）下腔室内熔融物（U-Zr-O-Fe）可能发生分层。但目前采用的三层熔池结构分析模型之间有较大差异。本文采用了3种不同熔池结构模型：Esmaili & Khatib-Rahbar模型、Seiler模型、MAAP5程序模型分别计算了AP1000电厂的三层熔池结构并对RPV外壁面热流密度分布进行分析。结果表明，3种计算模型计算的熔池结构差异很大，进而影响了RPV外侧的热流密度分布。相比Esmaili & Khatib-Rahbar模型，Seiler模型更为保守。而MAAP5程序模型虽然在计算氧化物层和重金属层成分时是基于热力学理论，但轻金属层成分的确定方法尚待进一步改进。

高压工况下管内垂直向上流动沸腾CHF机理模型研究

刘伟, 彭诗念, 江光明, 刘余, 单建强

2018, 39(6): 172-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0172

摘要(217)

摘要:
针对高压工况下偏离泡核沸腾（DNB）型临界热流密度（CHF）的特点，重新构建了Weisman & Pei模型的本构关系式；针对高压工况下干涸（Dry-out）型CHF，比较分析了Kataoka、Celata以及Hewitt 3个沉积率和夹带率计算关系式的结果。基于以上两类改进的CHF模型，建立了一个适用于高压工况的、结合DNB型和Dry-out型沸腾临界机理的CHF模型。采用高压工况下管内垂直向上流动沸腾CHF实验数据对建立的CHF机理模型进行了验证，分析了热工参数和几何参数的趋势效应。

核燃料厂房通风机振动故障诊断分析

杨建东

2018, 39(6): 178-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0178

摘要(150)

摘要:
对防城港核电厂1号机组核燃料厂房2#通风机组实施状态监测，发现异常振动现象，结合通风机结构形式，通过优化振动数据采集参数设置，捕捉特定的故障频率信号，进行频谱分析和故障诊断，发现电机振动超标的直接原因是拍频共振，并成功识别潜在的皮带传动缺陷。根据诊断结果可为预防性维修提供精确的处理方案，有效降低振动水平，保障设备健康稳定运行。

基于DDS技术的电荷信号发生器设计

王磊, 李翔, 胡建荣

2018, 39(6): 182-185. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0182

摘要(178)

摘要:
利用现场可编程逻辑门阵列（FPGA）、数模转换（DAC）电路和电荷转换电路设计了电荷信号发生器，采用直接数字频率合成（DDS）技术实现了信号的调频、调幅、调相，同时详细阐述了DDS技术的工作原理及模拟电路的设计思路。在Modelsim软件平台下，对程序进行了功能仿真，并调用SignalTap II逻辑分析仪捕获显示实时信号，仿真结果和捕获的实际波形证明了程序的正确性。将电压信号转换为电荷信号，并与电荷转换器、调理放大器联调，经测试输出波形达到技术要求，证明了电荷信号发生器的有效性和可靠性。电荷信号发生器可以作为标准的信号源应用于松脱部件和振动监测系统的安装调试和核电厂大修检查。

保护系统下试验期间开关故障导致机组瞬态的故障分析及优化

郭佳旭

2018, 39(6): 186-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0186

摘要(150)

摘要:
秦山第二核电厂反应堆保护系统进行模拟量通道试验（T1试验）时，由于开关故障导致信号未被切除，导致机组瞬态故障。本文针对试验期间开关故障导致机组瞬态故障为出发点，对开关本体进行剖析，提出开关切换验证的办法，并结合工作实践提出了优化的维修策略，有效地保障了机组安全稳定运行。

秦山核电厂松动部件监测系统典型误报警事件分析和处理

周星, 杜从波

2018, 39(6): 189-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0189

摘要(299)

摘要:
松动部件监测系统（LPMS）是核电厂监测一回路中是否有松脱件的基本安全工具，误报警是困扰松动部件监测的一个最重要的问题。为了甄别误报警事件，分析了秦山核电厂运行过程中的典型报警事件数据和工况信息，确认主泵启停过程中的报警、雷雨天气触发的报警、堆顶风机切换触发的报警、主系统在升温升压过程的报警为误报警，并针对这几类典型的误报警给出了解决方案。

留言板

2018年第39卷第6期

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