核动力工程

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余红星, 周金满, 冷贵君, 邓坚, 刘余, 吴清, 刘伟

2019, 40(1): 1-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0001

摘要(1036)

摘要:
“华龙一号”是我国自主设计研发的具有完整知识产权的第三代百万千瓦级压水堆核电技术。本文介绍了“华龙一号”的产生历程，系统论述了“华龙一号”反应堆堆芯与安全设计特点，包括“华龙一号”研发过程中开展的堆芯核设计、热工水力设计、安全设计、设计验证及“华龙一号”持续开展的设计改进与优化等内容，通过采用新的设计理念和设计技术，全面提高了“华龙一号”作为三代核电技术的经济性、灵活性和安全性。

适用于新型PWR燃料组件的CHF关系式的开发及应用

刘伟, 彭诗念, 江光明, 刘余

2019, 40(1): 8-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0008

摘要(386)

摘要:
以中国核动力研究设计院（NPIC）的棒束临界热流密度（CHF）实验数据为依据，基于具有自主知识产权的子通道分析程序CORTH，采用最小偏离泡核沸腾比（DNBR）点法开发了适用于新型压水堆（PWR）燃料组件的CHF关系式（CF-DRW关系式）并对其进行了应用分析。典型事故分析结果表明，采用CF-DRW关系式的计算结果相比FC-2000关系式具有相当或者更大的热工裕量。

NECP-Atlas中多群常数处理模块的开发与验证

徐嘉隆, 祖铁军, 曹良志, 吴宏春

2019, 40(1): 12-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0012

摘要(542)

摘要:
多群常数是确定论物理计算的基础，多群常数的准确性将直接影响到后续确定论物理计算结果的可靠性。国内外多群常数处理方法发展迅速，研究多群常数处理方法以及开发相关程序具有重要意义。多群常数包含多群截面和多群转移矩阵以及多群裂变常数等参数。基于评价核数据库和反应率守恒原理，利用可递推的超细群方法求解中子慢化方程并提出了核素混合方法，开发了Group_collapse模块，实现了多群常数的处理功能。数值结果表明，理论模型正确，所处理的多群常数可用于传统两步法以及一步法的确定论物理程序。

不同状态方程对超临界二氧化碳强迫对流传热中流动加速因子的影响

刘生晖, 黄彦平, 刘光旭, 王俊峰, 王金宇

2019, 40(1): 18-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0018

摘要(361)

摘要:
明显的流动加速效应对超临界二氧化碳强迫对流传热有重要影响。流动加速因子是表征流动加速效应强度的重要无量纲数，在建立流动加速因子过程中需要用到二氧化碳状态方程。理论分析了选取理想气体状态方程和van der Waals方程对建立的流动加速因子合理性的影响，并结合实验数据进行了评估。结果表明，基于van der Waals 方程建立的流动加速因子可以较好地预测流动加速效应引起的传热恶化区域，而基于理想气体状态方程建立的流动加速因子与实验结果存在较大偏差。分析表明体积膨胀系数和体积压缩系数反映了流动加速现象的本质，以体积膨胀系数和体积压缩系数来建立流动加速因子更合理。

小型自然循环铅冷快堆无保护最热组件局部堵流瞬态分析

赵鹏程, 刘紫静, 于涛

2019, 40(1): 23-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0023

摘要(289)

摘要:
铅冷快堆内液态重金属的腐蚀作用严重制约铅冷快堆技术发展。基于程序ATHLET建立100 MW小型模块化自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统模型，对无保护最热组件局部堵流事故开展瞬态热工安全分析。结果显示，当阻塞率β达到0.6时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的50%左右，而最热棒包壳最高温度将达到650℃。当β达到0.9时，最热组件内冷却剂流量将降为额定流量的12.6%左右，包壳最高温度将超过包壳材料熔点1400℃，此时最热组件内将出现包壳熔化现象。

失水事故分析程序临界流模型改进及验证

王杰, 刘东, 刘盈, 卢忝余, 吴丹

2019, 40(1): 28-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.028

摘要(230)

摘要:
失水事故（LOCA）分析中保守分析方法不利于提高核电厂的经济性，为了满足10CFR50附录K的核电厂LOCA评价要求，基于最佳估算程序RELAP5对其模型进行修改以满足对LOCA的评价要求，同时增大设计裕量。由于附录K涉及模型较多，本文主要对LOCA模型修改和验证方法进行研究，改进了RELAP5程序临界流模型，添加保守的Moody两相临界流模型，同时增加过冷临界流Zaloudek模型，并分别采用分离效应实验装置Marviken、Edward喷放管和整体效应装置Bethsy对程序进行了验证，结果表明添加的模型对模拟喷放过程临界流现象具有足够的可靠性。

两相横流作用下的旋转三角形管束流弹失稳研究

蒋天泽, 李朋洲, 马建中

2019, 40(1): 33-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.033

摘要(155)

摘要:
为了较为准确的预测两相流作用下圆柱管的失稳临界流速，采用试验测量的两相流准稳态流体力系数，对单向流的准稳态模型进行扩展，建立了气-水两相流作用下的旋转三角形管束中间悬臂自由管的动力学模型，运用Galerkin方法对方程变量进行离散后，求解特征方程得到了不同空泡份额的临界流速，并运用龙格-库塔法求解动力学方程得到位移时程响应。数值结果表明，临界流速随着空泡份额的增大而增大，且所建模型计算结果与试验测量值较为吻合。因此，本研究所建模型可用于两相横流作用下的旋转三角形管束流弹失稳临界流速预测。

M310改进型核电机组年换料堆芯装料操作方案研究

何泰烽, 刘欣平

2019, 40(1): 37-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0037

摘要(560)

摘要:
M310改进型核电机组年换料堆芯在装料操作过程中存在困难，通过M310改进型核电机组年换料堆芯的布置、燃料组件变形形式和装载措施的研究，福清核电厂1号机组第2次大修堆芯装料操作方案为例，基于对燃料组件变形特性的分析和装载基本假设，对现有的“蛇形”装料法进行深入分析，提出修正最后3排燃料组件的装载次序的优化改进方案。经实际装料验证，优化后的年换料堆芯装料操作方案是可行的，能显著提高装料的安全性与效率。

双流体熔盐快堆概念设计可行性研究

何迅, 曾畅, 余小权, 杜卓奇, 拉法叶•马西恩•胡安

2019, 40(1): 42-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0042

摘要(307)

摘要:
双流体熔盐快堆（DFFR）尚处于概念研发阶段，很多主要设计参数还未确定。本文主要依据DFFR概念进行初步的反应堆设计，并初步评估了这些设计参数与反应堆物理特性的关系，以验证该型反应堆的可行性。评估主要采用2种方法：①基于蒙特卡洛理论的堆芯临界计算；②基于传热理论的堆芯热工水-力计算。结果显示，DFFR可以在选定的功率下达到临界并且获得与设计值一致的热工参数。通过对DFFR堆芯物理及热工特性的评估，初步验证了该型反应堆概念设计的理论可行性。

基于BP神经网络的相同几何形状等质量铀部件²³⁵U丰度判定

任立学, 刘知贵, 周之入

2019, 40(1): 48-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0048

摘要(201)

摘要:
针对相同几何形状、等质量、不同丰度的金属铀部件，采用²⁵²Cf源驱动噪声分析法来获得中子时间关联计数。通过对中子时间关联计数的分析、处理，确定特征参数。采用BP神经网络方法通过一定数量的训练后，对未知丰度的金属铀部件进行判定。结果显示，采用BP神经网络方法可以对金属铀部件的丰度进行有效地判定。该方法可应用于金属铀部件身份认证工作。

不同氢化物取向的Zr-4管材制备方法研究

陈波全, 彭倩, 曾子寒, 赵素琼, 洪晓峰, 邱绍宇, 徐春容

2019, 40(1): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0051

摘要(199)

摘要:
电解渗氢制备氢含量分别为140±20 ppm（1 ppm=1 μg/g）和260±20 ppm的Zr-4管材，通过加载高压气体使管材发生氢化物应力再取向效应，最终获得不同氢化物取向的Zr-4管材。结果表明：以电解参数为105 mA/cm²×2 h和110 mA/cm²×(4 h+50 min)进行电解后可分别获得氢含量为140±20 ppm和260±20 ppm的管材。当温度循环为400~200℃，实际升温和降温速率分别约为10℃/min和0.75℃/min时，通过调节压力和保温时间，仅单次热循环即可获得氢化物取向因子高达0.7的管材。

U₃Si₂燃料芯块的制备与显微组织研究

张翔, 刘桂良, 刘云明, 肖红星, 刘羽, 陈蓉, 张瑞谦

2019, 40(1): 56-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0056

摘要(711)

摘要:
使用电弧熔炼破碎制备U₃Si₂粉末，通过粉末冶金工艺制备获得U₃Si₂燃料芯块，研究了芯块制备过程中U₃Si₂芯块成型能力以及烧结工艺对密度和显微组织的影响。结果表明，加入质量分数为0.5%的聚乙二醇（PEG）成型剂，在260~300 MPa压力下压制成型，在1550℃烧结2~4 h后，U₃Si₂芯块密度最高达到11.4 g/cm³，达到理论密度的的93%以上；芯块晶粒大小均匀，约为60 μm，局部区域存在着少量U相或UO₂相夹杂；芯块的热导率明显优于UO₂，且随温度的升高，其热导率呈线性升高趋势。

氢化物取向对Zr-4包壳管室温拉伸和爆破性能的影响

陈波全, 彭倩, 洪晓峰, 刘然超, 邱绍宇, 解怀英, 陈乐

2019, 40(1): 60-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0060

摘要(494)

摘要:
通过室温爆破和室温拉伸实验，研究了氢化物取向对氢含量140±20 μg/g和260±20 μg/g的Zr-4管材力学性能的影响。结果表明：在研究的2种氢含量下，氢化物取向对室温拉伸性能和室温爆破强度无明显影响，周向延性对氢化物取向十分敏感。随着氢化物取向因子增加，室温爆破延伸率显著降低。与氢含量140±20 μg/g的管材相比，氢含量260±20 μg/g的管材室温爆破延伸率下降得更快。

氚在RAFM钢中的渗透

陆光达, 向鑫, 包锦春, 范东军, 张桂凯, 陈长安, 唐涛

2019, 40(1): 65-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0065

摘要(202)

摘要:
采用气相渗透方法，开展了国产低活化铁素体/马氏体钢（RAFM钢）之一的CLAM钢的氚渗透实验，研究了影响渗透的关键因素，建立了可靠的实验方法。在573~823 K温度范围内，得出氚的渗透率F_T为2.57×10^-8exp(-38639/RT)，氚溶解度S_T为2.2×10^-1exp(-38639/RT)，扩散系数D_T 为1.17×10^-7exp(-22011/RT)。另外，氘氚混合渗透时存在明显的正同位素效应，在实验温度范围内，推导得出的氘氚渗透分离系数α_DT为1.42，氕氚渗透分离系数α_HT为3.76。

U₃Si₂粉末氟化制备UF₄工艺研究

张凡, 于晓闯, 李涛, 郭波龙

2019, 40(1): 69-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0069

摘要(237)

摘要:
在元件生产过程中，不合格的含铀物料种类多、存量大，为了提高铀的可利用率，满足日益增多燃料元件生产任务所需物料的稳定供给，需要进行铀回收。本实验研究了将U₃Si₂粉末先煅烧氧化制成U氧化物，再将U氧化物与固体氟化铵反应制备UF₄的干法工艺，通过研究氟化物加入量、反应温度、反应时间等因素对产品UF₄质量的影响，摸索出最佳工艺参数。实验结果表明，U₃Si₂粉末煅烧氧化后与固体氟化铵或氟化氢铵反应能制备出符合质量要求的UF₄产品，反应温度在500℃左右、保温时间4.5 h可将UF₄中的UO₂F₂含量降到较低水平。

脉冲激光熔覆制备ATF包壳Cr涂层的工艺与性能研究

李锐, 刘彤

2019, 40(1): 74-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0074

摘要(398)

摘要:
介绍了中广核研究院在事故容错燃料（ATF）包壳领域的最新成果，通过预置粉末式脉冲激光熔覆技术，在不同的功率下制备出不同厚度的锆包壳管Cr保护层；通过高温蒸汽氧化增重数据发现，采用半导体脉冲激光熔覆技术、脉冲激光功率50~60 W、螺距0.8~0.9 mm、角速度10°/s等参数条件下制备Cr涂层可以获得较好的抗高温氧化性能，证明保护的效果直接受涂层质量控制。通过SEM分析了涂层的显微结构，采用扩散机理解释了Cr涂层在1200℃下与锆合金基体相容性良好的原因。

内置稳压隔热水层的设计与数值研究

曾畅, 隋海明, 任云, 钟发杰

2019, 40(1): 78-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0078

摘要(255)

摘要:
针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器，设计了一种隔热水层结构，采用数值分析方法，对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究，并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下，隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明，隔热水层内流体的流动和导热能力较弱，可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。

SG LOCA摇晃动力响应数值分析

黄茜, 余晓菲, 齐欢欢, 冯志鹏, 姜乃斌, 宋海洋

2019, 40(1): 82-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0082

摘要(195)

摘要:
经过合理的简化与等效处理，建立了国内某3代核电站的蒸汽发生器（SG）非线性有限元模型，将其与反应堆冷却剂环路（RCL）串联，开展了SG失水事故（LOCA）摇晃动力响应数值分析，得到了作用在SG传热管上的应力极值及其随管径的变化规律，并获得了作用在上部支承上的载荷。将本文方法与传统解耦法进行对比，结果表明：SG的解耦对摇晃动力响应有较大影响，应采用与RCL耦联的计算方式。

数字化主控室操纵员操作模式及响应时间研究

李林峰, 向啸晗

2019, 40(1): 87-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0087

摘要(617)

摘要:
对国内某核电厂数字化主控室操纵员模拟机复训开展实地观察，收集操纵员在数字化操作平台的操作行为及响应时间的影像数据，根据影像数据应用行为分析技术对操纵员在数字化操作台上的各种操作行为进行分组并获取其响应时间的均值，最终确定了数字化操作平台操纵员操作的模式及各操作行为组的响应时间，该研究及分析成果为明确人员可靠性分析的定性描述，减少定量化分析的不确定性提供了有力的理论及现实依据。

核电厂严重事故缓解进程中应急人员行为分析

陈帅, 张力, 青涛, 李林峰, 刘朝鹏, 牛茂龙

2019, 40(1): 91-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0091

摘要(267)

摘要:
为了分析核电厂人员处理严重事故的行为特征，本文通过研究严重事故管理导则的特殊性，结合现场调研和操纵员、应急技术支持人员访谈，建立了严重事故缓解进程中的人员决策模型，识别了决策人员、执行人员的关键影响因子，为严重事故下的人因可靠性分析方法研究奠定基础。

阳江核电站R棒频繁动作问题分析

项洪一, 刘洋, 黄振广, 陈坚才, 陈开林

2019, 40(1): 97-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0097

摘要(193)

摘要:
阳江核电站1、2、3号机组，在第2、第3核燃料循环期间，一回路温度控制棒（R棒）每天频繁动作，严重影响机组安全运行。从R棒的逻辑控制原理、堆芯装载等方面进行分析，将一阶惯性、超前滞后、微分环节的传递函数，转换为差分方程进行理论计算，并在模拟机上进行了87%FP（满功率）平台一回路温度±4℃扰动试验，试验结果表明修改的参数正确，可以解决R棒频繁动作问题。阳江核电站2号机组实施修改参数后，R棒动作正常，机组稳定运行期间，R棒动作2次/日。

卧式蒸汽发生器排污穴室水力冲洗设备的研发和应用

严巍峰, 刘建民

2019, 40(1): 101-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0101

摘要(181)

摘要:
为清理田湾核电站1、2号机组蒸汽发生器（SG）二次侧排污穴室内积聚的腐蚀产物、降低其对壳体母材和焊缝造成腐蚀的风险，研制了排污穴室水力冲洗设备并且在机组大修期间进行了应用。通过水力冲洗工作，清理了SG排污穴室内积聚十余年时间的沉积物、检查确认排污穴室内壁和焊缝无异常，提高了蒸汽发生器运行的安全性、可靠性。

核电厂用变频泵振动故障分析及治理

董宝泽

2019, 40(1): 105-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0105

摘要(184)

摘要:
某核电厂在调试过程中一台变频泵发生了某一频率范围内振动大的故障。振动大不利于该泵的长期运行，为此进行敲击试验得出该泵固有频率，并由振动频谱分析确定该泵为结构共振。利用结构共振理论给出了改变电机支架刚度或质量并通过有限元分析计算后调整固有频率的方法，使得变频泵在振动故障治理后振动明显变小且最终符合要求，为转动设备的故障诊断提供了重要参考。

基于数字化控制的核电厂棒控电源柜研究与设计

许明周, 黄可东, 郑杲, 李国勇, 李梦书, 何佳佶

2019, 40(1): 110-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0110

摘要(295)

摘要:
针对在运行的棒控电源柜存在适用性差、负载输出动态响应速度慢、抗干扰能力差等缺点，设计了一种控制架构采用可编程逻辑控制（PLC）和数字化处理（DSP）技术，主电路采用快速能量吸收回路和双闭环控制方法的棒控电源柜，将该电源柜与ACP1000控制棒驱动机构（CRDM）进行冷热态机电配合试验，试验结果表明，该电源柜满足三代核电的运行要求，且有效改善了在运行的棒控电源柜的不足。

压水堆核电厂放射性源项的估算方法研究

徐艳凤, 张鹏飞

2019, 40(1): 116-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0116

摘要(616)

摘要:
给出了通过安全壳大气取样分析结果估算核事故情况下压水堆核电厂向环境释放的放射性源项的方法，对相关因素进行了讨论，并与核事故辐射后果评价软件RASCAL4.2的评价结果进行了比对，验证了方法的有效性。发现了软件RASCAL4.2的不足，并提出了相应的改进建议。

截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究

刘蕴, 刘新建, 李红, 方晟, 毛亚蔚, 曲静原

2019, 40(1): 120-125. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0120

摘要(271)

摘要:
放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数，在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型（VAR）对释放源项的求解为全局最优，但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响，建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型（TTLS-VAR）。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正，以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证，结果显示：TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。

基于ALOHA的有毒有害气体泄漏对主控室可居留性影响研究

李辉, 李超锋, 石艳明, 熊敏

2019, 40(1): 126-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0126

摘要(173)

摘要:
以国内某核电项目为依托，根据美国核安全管理导则Regulatory Guide 1.78-Evaluating the Habitability of a Nuclear Power Plant Control Room During a Postulated Hazardous Chemical Release（RG1.78）评估原则，梳理并筛选核电厂中符合要求的化学品，利用ALOHA软件计算发生泄漏后进入主控室的有毒有害气体浓度，评估泄漏后对主控室可居留性影响。从模拟结果看，由于核电厂核岛厂房为封闭设计，主控室通风口位于核岛厂房内部，当发生有毒有害气体泄漏时，主控室通风口处的有毒气体浓度低于毒性限值，不会对主控室可居留性造成重大影响。

载银丝光沸石和载银氧化铝对气态碘的吸附研究

熊伟, 曹骐, 王海军, 陈云明, 吴王锁, 张劲松

2019, 40(1): 131-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0131

摘要(225)

摘要:
针对核设施产生的高湿度、高氮氧化物含碘气体设计一套动态吸附装置，制备了用于吸附气态碘的载银丝光沸石和载银氧化铝，通过改变吸附剂载银量及碘蒸汽的浓度，研究载银丝光沸石和载银氧化铝对气态碘的吸附性能。实验结果表明：实验温度为30℃，相对湿度为100%，NO₂体积含量为0.1%条件下，载银量15.2%的丝光沸石对碘的饱和吸附容量为178.4 mg/g，载银丝光沸石对气态碘的吸附效果优于载银氧化铝；载银丝光沸石和载银氧化铝对气态碘的吸附是一个以化学吸附为主又包括物理吸附的复杂过程。
关键词：载银丝光沸石；载银氧化铝；气态碘；动态吸附

核反应堆设计软件验证数据库系统的研制

刘盈, 冯波, 曹国海, 唐雷, 冯晋涛, 卢嘉川, 于洋, 周月善, 强胜龙

2019, 40(1): 135-139. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0135

摘要(123)

摘要:
针对反应堆物理、热工-水力分析、燃料设计等专业的数据在软件验证工作中的实际需求，研制了核反应堆设计软件验证数据库系统，提出了系统的逻辑结构与技术实现架构，并采用统一的数据建模方式，从数据管理、系统管理、安全管理3个方面对软件验证数据库系统进行了设计与实现。研制完成的验证数据库系统，有效地解决了验证数据的组织不规范、数据重复、数据利用率低等缺陷和不足，为后续的软件验证工作提供有力的支撑。

钠冷快堆蒸汽发生器背景噪声功率谱分析方法研究

曹韵奇, 刘桂娟, 刘志国

2019, 40(1): 140-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0140

摘要(185)

摘要:
为了了解钠冷快堆蒸汽发生器内部流体运行状态、内部成分等不易测量的变化，引入现代谱估计AR模型法和传统经典法谱估计的周期图法、Welch改进周期图法、BT法对钠冷快堆蒸汽发生器运行产生的背景噪声原始数据进行了分析和比较。结果表明，采用AR模型法对钠水反应背景噪声进行谱估计分析效果更加理想。

确定核动力工程厂址历史地震影响烈度的方法分析

王继, 张郁山, 闫静茹, 张玉洁

2019, 40(1): 144-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0144

摘要(399)

摘要:
介绍了3种确定核动力工程厂址历史地震影响烈度的方法，分别是历史地震等震线推断方法、古建筑震害调查资料评定方法、厂址附近农居入户震害调查评定方法。以河北某核动力工程厂址为例，用历史地震等震线推断方法判断1679年河北三河、平谷8级地震对该厂址影响烈度是Ⅶ度；1976年唐山7.8级地震古建筑震害调查资料评定厂址影响烈度是Ⅵ度，农居入户震害调查评定厂址影响烈度是Ⅴ度。

AP1000乏燃料水池失冷瞬态特性研究

段永强, 何迅, 景福庭, 蔡志云, 余小权

2019, 40(1): 147-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0147

摘要(240)

摘要:
以AP1000堆型为参考，建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型，并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化。模拟结果显示，在整堆芯卸料时即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为24 h；在装料后即发生丧失所有冷却途径的事故，则燃料裸露时间约为213 h。这些工况的模拟结果为应对相应乏燃料水池失冷事故提供了参考反应时间。

高压工况下圆管内垂直向上流动沸腾CHF关系式比较研究

刘伟, 彭诗念, 江光明, 刘余, 沈才芬, 单建强

2019, 40(1): 152-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0152

摘要(227)

摘要:
基于15 MPa至临界压力的圆管内垂直向上流动沸腾临界热流密度（CHF）实验数据，筛选出Katto、Bowring、Hall-Mudawar、Alekseev关系式以及CHF查询表（LUT-2006）进行比较研究，通过对预测值与实验值的误差分析，评价了各个关系式的适用性，得到了15 MPa至临界压力区间内CHF随压力的变化趋势。本研究对高压工况（≥15 MPa），尤其是接近临界区域的CHF预测具有指导意义。

锆基弥散微封装燃料在稳态运行条件下的失效机理研究

李垣明, 唐昌兵, 余红星, 辛勇, 陈平, 周毅

2019, 40(1): 156-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0156

摘要(163)

摘要:
为实现锆基弥散微封装燃料（M3燃料）的优化设计，进一步提升其在轻水堆（LWR）运行环境下的可靠性，需对其在稳态运行条件下的失效机理进行研究。本研究借助于ABAQUS有限元软件，通过二次开发建立了M3燃料的辐照-热-力耦合性能三维数值模拟分析方法，并基于此分析方法对M3燃料在稳态运行条件下的失效机理进行了研究。研究结果表明，稳态运行期间M3燃料的失效主要以辐照初期内致密热解碳层（IPyC层）的失效、辐照中后期疏松热解碳层（Buffer层）与IPyC层分开再接触后导致的碳化硅层失效为主。该研究结果可为后续M3燃料的优化设计提供指导。

运行核电厂堆芯吊篮壳型振动特性研究

李芸, 刘才学, 罗婷, 杨泰波

2019, 40(1): 162-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0162

摘要(150)

摘要:
反应堆堆芯吊篮的振动反映了吊篮及相关堆内构件的振动情况与设备稳定性，是评估反应堆安全运行的重要依据。本文采用中子噪声技术和信号时频域分析方法，重点研究了堆芯吊篮壳型振动特性，通过分析某核电厂特定机组近几年的监测数据，获得堆芯吊篮壳型振动模态参数的变化趋势。结果表明，在每个燃料周期内，吊篮壳型振动频率有逐渐变小趋势，每经历一次大修后，振动中心频率基本恢复至上一个燃料循环的初始振动频率处。研究结果有助于了解堆芯吊篮在多个燃料循环周期内壳型振动的特性和成因，为堆芯吊篮早期故障诊断奠定基础。

核电厂主泵轴振异常分析

李振, 袁少波

2019, 40(1): 167-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0167

摘要(244)

摘要:
为解决某核电厂主泵轴振报警问题，对异常现象进行了原因诊断和现场验证。采用对比分析、频谱分析、轴心轨迹分析方法对主泵轴振异常进行研究。分析表明：泵轴振动大于电机轴振动，相同位置测点在水平面内2个不同方向振动基本相当。电机轴Y向振动异常为电缆屏蔽层损坏导致，振动传感器线缆安装宜使用如麻绳等较为软质的材料进行绑扎固定。泵轴振动异常为泵轴存在较大涡动和较高基频成分引起。在泵轴出现较明显的涡动现象时，可提高轴封水抑制泵轴的涡动，以降低泵轴振动。

控制棒驱动机构电流监测与故障诊断技术研究

曾杰, 彭翠云, 何攀, 刘才学

2019, 40(1): 172-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.01.0172

摘要(362)

摘要:
控制棒驱动机构作为反应堆控制和核安全保护系统的执行机构，对其运行状态进行有效监测是防止反应堆发生控制棒卡棒、滑棒和驱动失灵的重要措施。本文在分析控制棒驱动机构动作原理的基础上，通过对驱动机构探测方法、信号分析处理方法以及故障鉴别方法的研究，实现了对控制棒驱动机构的电流监测与故障诊断，为驱动机构电流监测与故障诊断系统的应用奠定了技术基础。

留言板

2019年第40卷第1期

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