核动力工程

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张震, 闫晓, 肖泽军, 王雄, 陈炳德, 周慧辉

2019, 40(2): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0001

摘要(607)

摘要:
采用均一球体形成多孔介质通道，通过高速摄像系统获得了多孔介质通道内两相流动影像数据，识别出多孔介质通道内蒸汽-水两相流动流型存在形式，并研究了部分参数对流型转变的影响规律。结果表明，多孔介质通道内的汽-液两相流型有泡状流、泡状-弹状混合流、弹状流、弹状-环状混合流以及环状流5种；随着入口过冷度的增加，泡状流向过渡流转变以及过渡流向环状流转变时所对应的汽相表观速度呈现出逐渐增大的趋势；随着压力的升高，泡状流向过渡流转变以及过渡流向环状流转变时所对应的汽相表观速度呈现出逐渐减小的趋势。

氧化铝纳米流体临界热流密度机理模型验证

何晓强, 余红星, 王金雨, 江光明, 党高健

2019, 40(2): 6-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0006

摘要(588)

摘要:
针对现有纳米流体临界热流密度（CHF）在模型上存在的不足，考虑了接触角和毛细现象带来的影响，发展了针对氧化铝（Al₂O₃）纳米流体CHF的机理模型。本文利用多个Al₂O₃纳米流体实验与去离子水实验，对发展的CHF模型进行了验证。验证结果表明：模型能较好地模拟Al₂O₃纳米流体CHF实验，改善了Kandlikar模型的不足，且模型可较好地模拟CHF随浓度变化的趋势，这是其余模型所不具备的新功能；模型也能较好地模拟去离子水CHF实验，与基于去离子水CHF实验得到的El-Genk和Guo模型相当，说明模型具有一定普适性。

基于CFD的蒸汽发生器U型管内回流现象数值分析

隋增光, 杨军, 杨晔, 董世昌, 徐乐瑾

2019, 40(2): 10-15. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0010

摘要(584)

摘要:
反应堆一回路系统在自然循环条件下，蒸汽发生器（SG）部分U型管内可能会出现回流现象，利用计算流体动力学（CFD）方法，对某非能动三代反应堆蒸汽发生器U型管内流体的流动传热特性进行数值模拟分析。选取6组不同管长的U型管，对比分析U型管内单相流体的流动传热特性。基于数值仿真结果，得出6组U型管质量流量-进出口压降曲线，并?T分析了U型管长度和一次侧进口流体温度与二次侧壁面温度温差（?T）对流体回流的影响。研究结果表明，当?T一定时，随着进出口压降的降低，长管内更容易发生回流。当U型管长度一定时，?T越小越容易发生回流。

球床结构对PB-FHR中子物理特性的影响研究

冀锐敏, 严睿, 陈兴伟, 于世和, 周波, 邹杨

2019, 40(2): 16-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0016

摘要(196)

摘要:
氟盐冷却高温球床堆（PB-FHR）中燃料球的装卸依靠浮力完成。球床结构受堆芯几何、装卸料速度、熔盐密度、熔盐流动等诸多因素的影响，其不确定性是反应堆物理设计和安全分析中重点考虑的内容。参考装卸料实验台架（PRED）的实验结果，采用蒙特卡罗程序（MCNP）完成了固态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-SF1）球床堆积密度、球床底部形状、冷却剂泄漏导致的液位下降等因素对中子物理关键参数的影响分析。结果表明，堆积密度的增加（50%~64%）导致燃料球装载量的增加、有效增殖因数的增加、温度系数的增加和控制棒价值的减小；相对于平坦型球床底部结构，外锥型结构会随着锥角的增加导致反应性先增加后减小，内锥型和斜面型结构则会引入负反应性；冷却剂泄漏事故引起的堆芯冷却剂液位大幅降低会导致堆积密实并引入负反应性。

基于PHYCA软件的“华龙一号”反应堆水力学分析

汤华鹏, 刘余, 陈曦, 黄慧剑, 沈才芬, 李松

2019, 40(2): 23-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0023

摘要(538)

摘要:
针对核电厂反应堆水力学分析的需求，中国核动力研究设计院自主研发了PHYCA软件。为了进一步评价软件的工程适用性，以自主化三代核电“华龙一号”为对象，开展了基于PHYCA软件的反应堆水力学分析，给出了压力容器内主要部件的压降、压力容器内各类旁流量和堆内构件水力载荷，其值与工程设计结果相近，表明PHYCA软件可用于类似核电厂的反应堆水力学分析。

回收铀燃料元件UO₂芯块辐照后显微组织研究

彭艳华, 朱伟, 温榜, 杨帆, 樊申, 孟志良, 江林志

2019, 40(2): 27-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0027

摘要(310)

摘要:
为评价回收铀燃料元件中UO₂芯块的辐照稳定性，采用热室金相显微镜对辐照后高放射性UO₂芯块沿轴向及径向的辐照肿胀、裂纹分布、晶粒尺寸及分布和晶粒长大行为进行了观察和分析。结果表明：燃料元件芯块中均存在大量的裂纹，回收铀燃料元件UO₂芯块裂纹呈明显的环形分布特征，天然铀燃料元件UO₂芯块呈放射性发散分布特征。两者的燃料芯体晶粒呈等轴状，均出现从边缘区域向芯块中心区域晶粒逐渐长大现象，辐照后晶界变粗化。两者晶粒尺寸、形貌及分布特征并无明显差别。此外，在相同的堆内运行工况条件下，回收铀燃料元件UO₂芯块辐照肿胀不明显，芯块破碎程度及晶粒长大过程与天然铀并无明显差别。

低浓度硼对锆合金缓蚀作用研究

赵永福, 唐敏, 姜峨, 温菊花, 银朝晖, 刘金华, 何艳春

2019, 40(2): 32-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0032

摘要(259)

摘要:
采用动电位极化和电化学阻抗谱法（EIS）研究了核电厂包壳材料锆合金在3种pH值相同的正常硼锂水质中的高温电化学腐蚀行为；采用高压釜腐蚀增重和微观分析等手段研究了锆合金在2种锂浓缩水质中的均匀腐蚀行为。高温电化学腐蚀试验表明：在3种pH值相同的正常硼锂水质中，随着硼浓度的增加，锆合金的钝化电流密度减少而交流阻抗值增大，硼对减缓锆合金的腐蚀有利。均匀腐蚀试验表明：相对于无硼的锂浓缩水质而言，加硼显著降低了锆合金的腐蚀增重量，减少了氧化膜厚度，并使氧化膜更为致密，对提高锆合金的耐锂浓缩加速腐蚀有明显作用。

堆芯熔化严重事故下反应堆压力容器下封头高温蠕变分析

罗娟, 罗家成, 李朋洲, 孙磊, 唐鹏

2019, 40(2): 37-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0037

摘要(700)

摘要:
核电厂在发生堆芯熔化严重事故时，采用堆内熔融物滞留（IVR）策略将熔融物包容在反应堆压力容器（RPV）内是一项重要缓解措施。在IVR策略期间，RPV下封头在熔融物的极高温度载荷和力学载荷的共同作用下很有可能因过度蠕变变形而失效。因此，有必要对熔融物滞留条件下RPV下封头进行蠕变变形分析，以保证RPV结构完整性。该文在假定IVR条件下，采用有限元方法对RPV下封头进行热-结构耦合分析，通过计算得到容器壁的温度场和应力场，以及下封头的塑性和蠕变变形，并结合塑性和蠕变断裂判据对下封头进行失效分析。结果表明，考虑蠕变影响后，结构的变形将大大增加；严重事故下采取熔融物滞留策略期间，RPV下封头的主要失效模式为蠕变失效而非塑性失效；内压对蠕变变形量和蠕变失效时间有较大影响。该文为严重事故下RPV下封头的蠕变和失效研究提供了分析方法。

一种核主泵水力模型高效低轴向载荷优化改型策略

鲁业明, 王晓放, 周方明

2019, 40(2): 42-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2018.06.0042

摘要(288)

摘要:
针对当前多数研究中仅改善反应堆冷却剂泵（核主泵）性能特性而缺乏考虑载荷特性的不足，在一种新的叶轮轴面流道设计方法基础上，联合应用径向基神经网络和多目标遗传算法，构建了以高性能、低轴向载荷为目标的优化策略。为了验证优化策略的可行性，以前期设计的核主泵缩尺模型为对象进行了改型设计。结果表明：新的优化策略仅需要3个变量控制、15组采样数据，便可成功实现对核主泵的优化改型；优化结果在设计工况点效率较目标叶轮提高了0.9%，扬程提高了0.6 m，轴向载荷降低了约200 N；代理模型预测结果定量证明优化设计中扬程的增加容易引发轴向载荷的提升。

泵类设备主动浮筏隔振技术研究

陈纠, 蔡龙奇, 刘佳, 刘立志, 黄伟, 李毅

2019, 40(2): 49-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0049

摘要(204)

摘要:
随着减振需求的不断提高，世界各国针对泵类设备开展了较为深入的振动控制技术研究，浮筏隔振、主动隔振等振动控制措施得到了不同程度的应用。根据泵类设备振动控制需求，本文提出了一种泵集中布置、浮筏隔振与主动隔振相结合的主被动混合减振技术——主动浮筏隔振技术，以隔离泵宽频振动并抑制特征线谱。通过开展固有频率分析、减振效果分析等对主动浮筏隔振技术可行性进行了验证。分析结果表明，主动浮筏隔振减振效果良好。

防振条间隙对蒸汽发生器U形管固有频率影响敏感性分析

谭蔚, 姜淞元, 熊光明, 贾占斌, 郭凯

2019, 40(2): 53-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0053

摘要(222)

摘要:
为满足安装与制造的要求，在蒸汽发生器U形管部位防振条与换热管之间存在一定量的间隙，从而导致了防振条约束强度的不确定性，因此对其间隙进行敏感性分析十分必要。通过数值模拟中的模态分析，采用弹簧刚度表征防振条间隙对支撑强度的影响。结果显示，当防振条全部完全失效时，对1阶固有频率的影响较大，可使其减小88.15%；单点约束失效对固有频率影响较小，最大仅可使1阶固有频率减小2.65%；各个支撑位置中，临近直管段且连续的2点约束失效时影响最大，可使1阶固有频率减小23.58%。

非稳态流体力作用下两相流管束流弹失稳研究

蒋天泽, 李朋洲, 马建中

2019, 40(2): 58-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0058

摘要(223)

摘要:
流弹失稳会引起传热管振幅过大而发生磨损破坏，是两相流作用下蒸汽发生器管束流致振动的重要机理。为了较为准确地预测两相流作用下圆柱管的失稳临界流速，对试验测量的两相流非稳态流体力进行参数拟合，建立了气-水两相流作用下单管的动力学模型。通过无量纲化，运用Galerkin方法对方程变量进行离散后，联立求解方程得到了不同空泡份额的临界流速。数值结果表明，数值解与试验测得失稳临界流速较为吻合，验证了该模型可用于两相流传热管临界流速的预测。

空间弯管管束固有频率及附加质量系数计算

刘丽艳, 徐炜, 谭蔚, 李昭, 郭凯

2019, 40(2): 62-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0062

摘要(295)

摘要:
在工程设计过程中，合理确定中间热交换器内空间弯管的固有频率和附加质量系数，对于该设备的安全稳定运行至关重要。本文旨在通过有限元方法计算中间换热器同心圆排布的管束在空气和液钠环境中的固有频率及附加质量系数。将管束分为3个典型区域，选取6个位置建立换热管和流体域的三维模型，计算换热管的固有频率和附加质量系数。结果表明，换热管在空气中的固有频率受空间弯管的弯曲半径影响较小，附加质量系数受空间弯管的弯曲半径和所处区域位置影响较大，近似三角形排布区域的管束固有频率最低，该区域内层换热管的附加质量系数最大。

海上小型堆仪控系统的多样性评估方法及应用

杨宇奇, 王源, 熊国华, 王洪涛, 郭永飞

2019, 40(2): 68-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0068

摘要(239)

摘要:
利用多样性分析与评估的标准方法，对海上小型堆仪控系统的多样性设计进行分析与评估，并针对小型堆数字化仪控平台的选型方案，按美国核管会技术文件NUREG/CR 7007的方法进行多样性指标量化计算，从而为仪控平台选型方案提供量化数据支撑。分析结果表明，小型堆仪控系统的多样性设计满足相关标准要求，具备充分的多样性。

快堆功率和堆芯冷却剂出口温度的线性自抗扰控制

刘凤鸣, 周世梁, 沈聪, 王潇荦, 张华夏, 刘玉燕

2019, 40(2): 74-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0074

摘要(524)

摘要:
针对快堆控制器具有更快的响应速度和更高的控制精度的需求，分别设计了堆功率和堆芯冷却剂出口温度线性自抗扰控制器（LADRC）。基于快堆中子动力学模型和堆芯热传输模型分别导出了用于控制器设计的相对功率和冷却剂出口温度的2阶非线性模型，并基于导出的模型设计了对应的加入模型信息的线性扩张状态观测器（LESO）。采用所导出的2阶模型的时间尺度参数确定了LESO带宽范围，采用偏差和执行机构动作速度允许范围确定了比例-微分（PD）控制器带宽范围，并据此进行了LADRC参数整定。仿真结果表明，加入模型信息的LESO具有更好的总扰动估计效果，所设计的LADRC均具有较快的响应速度和较高的控制精度，而采用加入模型信息的LESO的LADRC控制性能更优。

西安脉冲堆满功率运行工况内部事件二级概率安全分析

唐秀欢, 王宝生, 朱磊, 沈志远, 杨宁, 单建强

2019, 40(2): 80-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0080

摘要(225)

摘要:
为评价西安脉冲堆（XAPR）裂变产物释放风险，提出了XAPR二级概率安全分析（PSA）技术要点，分析了事故进程及包容壳响应，基于满功率运行工况内部事件开展了二级PSA。结果表明，在所有释放类（RC）中，代表成功路径的包容壳完好释放类（RC01）贡献值占97.52%；在所有非正常释放类中，包容壳密封失效释放类（RC02）贡献份额为75.81%；RC01发生频率最高，约为4.80×10^-6（堆·年）^-1，核素释放量最小，为10⁹~10¹³ Bq数量级；包容壳失效旁路释放类（RC06）核素释放量最大，约为10¹⁴ Bq数量级，释放频率达1.38×10^-8（堆·年）^-1。因此，建议在事故时应重点关闭废气特排系统和堆厅排风系统。

基于和睦系统的ACPR1000核电机组保护系统优先级管理系统方案设计

石桂连, 张斌, 杨文宇, 尹宝娟

2019, 40(2): 85-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0085

摘要(299)

摘要:
通过梳理DI&C-ISG-04标准和ACPR1000核电机组对优先级管理系统（CIS）的功能要求，参考CPR1000核电机组CIS方案中的经验反馈，分析CIS设计中的诸多难点，提出了一套基于和睦系统（FirmSys）的ACPR1000核电机组保护系统CIS方案。相比CPR1000核电机组，ACPR1000核电机组的CIS方案采用了多种设计手段进行优化，如自主化和国产化设计、更优的防软件共因故障设计、更可靠的在线定期试验设计、模块化及多接口设计、就地功能设计。该设计方案已成功应用于ACPR1000核电机组，运转良好。因此本研究提出的CIS方案切实可行。

核反应堆控制棒驱动机构动作部件状态检测研究

谢细明, 彭航, 张倬, 孙启航, 张智峰, 霍蒙

2019, 40(2): 90-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0090

摘要(319)

摘要:
针对反应堆堆内环境条件下控制棒驱动机构（CRDM）常用状态检测方法难以应用的情况，提出了一种新的通过在线测量线圈电感值进行CRDM动作部件状态检测的方法，通过试验获取了线圈电感值与动作部件状态之间关系，并进行了样机模拟故障状态检测试验。结果表明，该方法可准确实现CRDM动作部件状态检测，不需在反应堆上增设额外仪器设备，实施较为方便。

核电站含硼废液中硼浓度测量方法对比研究

姜北, 陈定, 李福志, 牛婷婷, 王鑫

2019, 40(2): 95-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0095

摘要(574)

摘要:
硼作为重要的中子吸收剂大量存在于核电站一回路中，因此在对核电站放射性废液的分析以及模拟研究中经常需要对不同硼浓度样品进行浓度测量。本文对比了4种常用的硼检测方法，分析了各自的优缺点。最终结果显示，国家标准姜黄素法仅适宜检测低浓度硼（＜1.2 mg/L）；甘露醇滴定法仅对高浓度硼（＞1 g/L）的测量有效；甲亚胺-H酸比色法适用硼浓度范围广，精确度高，但操作复杂，样品准备过程中需避光保存；利用电感耦合等离子体发射光谱仪（ICP-OES）测量溶液硼浓度操作简单快捷，适用硼浓度范围大，准确度和精密度能满足检测分析要求。

基于PSA技术的核电厂数字化仪控系统可靠性设计及应用

江国进, 李富, 孙伟, 孙永滨, 莫昌瑜

2019, 40(2): 99-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0099

摘要(675)

摘要:
传统意义上核电厂数字化仪控系统主要依靠提升设备的可靠性来满足电厂安全目标。随着监管要求的逐步提高，在提升设备可靠性基础上，基于概率论技术的设计手段逐步成为核电厂安全设计新的研究方向。本文应用概率安全评价（PSA）技术，对典型电厂始发事件进行分析及研究，之后对仪控设计方案整体进行PSA建模，再将其置于电厂PSA模型中，通过定量评估分析，识别薄弱环节，给出优化改进措施。在此基础上提出了一套确保核电厂仪控系统满足整体安全目标的可靠性设计流程。

大型压水堆机械补偿控制策略仿真研究

孙剑, 王鹏飞, 俞赟, 张瑞, 何正熙, 陈智, 王远兵

2019, 40(2): 105-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0105

摘要(177)

摘要:
机械补偿（MSHIM）运行的优点之一是实现了堆芯功率和轴向功率偏移（AO）在控制手段方面的部分解耦，但原始控制策略设计并未充分利用该优点。本研究通过理论分析提出了一种新的改进型MSHIM控制策略，同时基于节点反应堆模型开发了MSHIM控制系统仿真平台，并利用该平台对西屋公司原始控制策略、西屋公司Drudy的改进控制策略和本研究提出的改进控制策略进行仿真研究和比对。结果表明，本研究提出的改进型MSHIM控制策略能够显著地提高AO的控制精度，并能减少控制棒的移动，明显地改善了AP1000核电机组的运行效果，可在工程中参考使用。

华龙一号反应堆下腔室结构优化设计

赵伟, 李燕, 杜思佳, 余志伟, 夏欣, 李浩, 王尚武

2019, 40(2): 112-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0112

摘要(629)

摘要:
在华龙一号反应堆结构设计中，为提高反应堆结构的安全性，将堆芯测量探测器从反应堆下腔室引出改为从反应堆压力容器顶盖引出，下腔室结构发生改变，影响了堆芯入口流场的均匀性，故需要重新设计下腔室搅混结构以使流场分布均匀。通过对比百万千瓦级国产化二代改进型压水堆（CNP1000）、百万千瓦级先进非能动型压水堆（AP1000）及欧洲先进压水堆（EPR）3种堆型反应堆下腔室结构，结合华龙一号自身下腔室结构特点，借鉴其他堆型以及提出新型结构，共提出了4种结构优化方案，分别对不同方案进行建模并利用计算流体力学（CFD）分析软件进行计算，从结构、制造、安装及流场分析等方面对4种新型下腔室搅混结构和CNP1000下腔室搅混结构进行对比分析，得出采用流量分配板结构的反应堆下腔室搅混结构为最优方案，其既能均匀搅混下腔室流场，又能使堆芯入口流量分配均匀。

核电厂主管道自动焊焊前组对的工程分析与研究

董安, 王恒, 郭利峰

2019, 40(2): 117-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0117

摘要(185)

摘要:
介绍了核电厂主管道自动焊组对的重要性和存在的组对风险，以主回路焊前组对情形为研究对象，提出尺寸链封闭算法，并根据工程实际设定了初始值、约束条件和优化目标值，实现了主回路焊接组对情况的预判功能，同时进行了设计验证与工程验证，验证结果与工程实际相符。

核电厂人员闸门气动回路优化设计与密封检测工艺改进研究

谢洪虎, 张峰, 钦军伟, 陈楚员

2019, 40(2): 120-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0120

摘要(200)

摘要:
介绍了核电厂人员闸门气动回路设计方案，并结合人员闸门可能出现的失效工况，对气动回路进行了优化设计；从人员闸门存在的整体密封失效和局部密封检测准确性方面，对人员闸门密封检测工艺进行了改进。优化改进后的气动回路设计方案及密封检测工艺已成功应用到在建的三代堆型上，在确保人员闸门人员操作安全性得到大大提升的同时，也有效避免了人员闸门可能存在的密封失效而导致第三道安全屏障完整性受损的事件出现。

稳压器垂直支承锚固件安装超差的分析评估

邓丰, 谈国伟, 李焕鸣, 黄燕, 鲁佳, 胡彧

2019, 40(2): 123-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0123

摘要(231)

摘要:
压水堆核电厂稳压器垂直支承锚固件为一次预埋件，在安装过程中容易产生超差。由于其结构较复杂，评估超差对后续稳压器安装就位的影响较为困难。本文对稳压器垂直支承结构的可调节裕量进行分析，并基于稳压器垂直支承锚固件各套管的实际超差情况，结合稳压器现场安装要求，通过模拟数值计算确定了稳压器的最佳就位位置。根据稳压器支承结构特点，提出了减小现场安装难度的优化建议如下：增加稳压器垂直支承结构中下环板套管孔径，有效增加稳压器垂直支承结构中下环板套管的可调裕量；采用球面垫圈代替稳压器支承结构中采用的平垫圈，从而放宽稳压器支承结构对地脚螺栓安装的垂直度要求。

核电厂DCS模拟机中数据回放技术的设计与实践

马建新, 彭立, 董晓峰

2019, 40(2): 129-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0129

摘要(368)

摘要:
在核电厂操作员培训时，为了使教员能检测操作员的操作过程是否正确，需要分散控制系统（DCS）模拟机具备数据回放功能。该功能是模拟机与实际DCS最大的区别，也是模拟机实现的难点。本文论述了数据回放技术的设计与实现方法，通过对系统中的数据、事件、鼠标键盘操作分别进行存储和查询来实现数据回放的目的。该技术已经在核电厂DCS模拟机产品SpeedySim中实现，并在阳江核电站5号、6号机全范围模拟机系统中得到了良好的应用，可以推广到其他模拟机产品和模拟机系统应用中。

VELAN气动阀典型故障分析及处理措施研究

彭宁, 李月星

2019, 40(2): 133-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0133

摘要(248)

摘要:
某核电厂工程安装调试期间，VELAN气动阀出现阀瓣开裂和气动头漏气的典型故障。经分析可知阀瓣开裂的根本原因为阀瓣制造过程中存在焊接质量缺陷，导致脆性增高，加之阀门在使用过程中受到过载应力作用，发生脆性开裂。处理措施为更换阀瓣组件和填料，并进行密封性试验。气动头漏气根本原因为O环尺寸存在偏差，压缩量不足导致漏气，处理措施为增大气动杆中心螺母力矩，进行力矩紧固，紧固完成后再次进行密封试验，或测量补偿环的厚度以及O环尺寸并进行处理，如更换补偿环或O环。通过以上措施，VELAN气动阀典型故障得到有效处理，对后续类似问题的分析及处理提供了参考和借鉴。

EPR项目蒸汽发生器下封头与管板环焊缝超声检验技术改进

赵国斌, 胡安中, 别超, 姜述杰

2019, 40(2): 137-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0137

摘要(273)

摘要:
欧洲先进压水堆（EPR）项目蒸汽发生器下封头和管板环焊缝是一回路的重要边界，焊缝厚度大且焊缝的一侧为球面，制定超声检验工艺时要充分考虑探头声束衰减、探头角度变化等影响，以满足相关检验标准的要求。对RCC-M和EN 1713等标准深入研究后，通过对探头能量和角度变化的分析与模拟演算，可得出：该焊缝超声检验增加60°探头，不仅满足标准要求，而且从检验工艺上大大降低了危险性缺陷漏检的风险。

反应堆控制棒驱动线三维动态公差分析方法研究

李浩, 陈训刚, 杜华, 李燕

2019, 40(2): 141-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0141

摘要(266)

摘要:
常规压水堆控制棒驱动线（简称驱动线）公差分析方法在公差计算时采用一维的线性累积，其计算过于保守，因此公差计算无法采用极限法，从而无法保证公差设计的置信水平达到100%。针对该问题提出了驱动线三维动态公差分析法，分析了驱动杆由竖直状态到倾斜状态的动态变化，并利用第1接触点和第2接触点作为双基准，约束了驱动杆及其通道的偏移方向和范围。三维动态公差分析法提高了分析的准确性，减少了计算的保守性，并通过模块式小型堆（ACP100）冷态驱动线试验验证了其正确性。

非能动压水堆钢安全壳围堰安装技术

赵旭, 王洪金, 丁海明

2019, 40(2): 146-149. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0146

摘要(171)

摘要:
通过对核电厂非能动安全壳冷却系统围堰的结构与功能进行分析，并采用有效的质量控制措施，制定了1套围堰安装技术。将此安装技术应用于海阳核电厂1号、2号机组。结果表明，围堰系统安装完成后达到设计要求、满足安全壳冷却系统功能试验条件，围堰安装技术有效可行。该围堰安装技术可为后续核电厂提供参考。

基于HFR的核动力装置非能动系统敏感性分析方法研究

张永发, 蒋立志, 蔡琦

2019, 40(2): 150-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0150

摘要(203)

摘要:
敏感性分析应用于反应堆非能动系统热工水力过程的不确定性分析和可靠性分析，能够定量识别对系统热工水力行为具有重要影响的不确定性输入参数。基于混合随机均衡-傅里叶幅度敏感性测试（HFR）方法，以某型核动力装置非能动余热排出试验系统作为算例进行全局敏感性分析研究，仿真结果证明了HFR方法的可行性与正确性。敏感性分析给出了系统输入参数重要度随时间的变化规律以及系统稳定运行时输入参数的重要度排序，分析结果有助于指导系统的设计优化及运行管理。

超临界水自然循环流量信号降噪分析

马栋梁, 周涛, 冯祥, 黄彦平

2019, 40(2): 155-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0155

摘要(179)

摘要:
当自然循环流量的时间序列信号存在噪声时，在计算分析时可能产生错误结论。为了避免错误的产生，在超临界水自然循环流动实验数据信号的基础上，通过选择各种不同的小波基函数，对实验流量信号进行信号去噪分析。通过指标计算对比分析，结果表明，经Dmey小波基函数变换后的自然循环流量去噪信号值，其标准偏差和均方根误差（RMSE）最小、相关系数最大、信噪比较高。因此，Dmey小波基函数适用于超临界水自然循环流量实验数据的信号降噪分析处理。

功能可靠性分析方法在XAPR堆芯自然循环可靠性评价中的应用

王宝生, 唐秀欢, 朱磊, 包利红, 单建强

2019, 40(2): 161-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0161

摘要(167)

摘要:
功能失效是导致自然循环系统运行失效的重要因素，需要在其可靠性分析中予以考虑。基于功能可靠性评价流程，通过RELAP5程序模拟自然循环物理过程，对西安脉冲堆（XAPR）池水自然循环冷却堆芯能力的可靠性进行评价。结合中破口失水事故，根据包壳完整性的功能准则，确定影响自然循环的关键参数；采用拉丁超立方抽样确定输入参数组合，进行参数敏感性分析和功能可靠性评价，并将功能可靠性评价结果整合到概率安全评价（PSA）模型中。分析结果表明：在PSA模型中不仅需要考虑硬件可靠性，还应充分考虑功能可靠性，以更好地指导XAPR运行及提高其安全性。

基于贝叶斯推断的堆芯功率分布重构

李松岭, 彭星杰, 蒋朱敏, 于颖锐, 李庆

2019, 40(2): 167-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0167

摘要(189)

摘要:
基于贝叶斯推断理论，实现了一种有效融合堆内中子探测器实际测量值与中子学理论计算值两类信息的堆芯功率分布重构方法。应用大亚湾核电站1号机组的测量数据对贝叶斯推断方法的功率分布重构精度进行了验证，并将贝叶斯推断方法与卡尔曼滤波方法以及耦合系数法进行了精度对比。验证结果显示，贝叶斯推断方法在整个循环寿期内的均方根误差、最大相对误差、功率峰重构误差分别不大于0.31%、1.64%和0.07%，且重构精度优于卡尔曼滤波方法以及耦合系数法。重构精度以及计算速度表明贝叶斯推断方法有潜力被应用于功率分布在线监测系统。

小批量国产自主化燃料组件入堆辐照策略研究

吴磊, 徐阳, 卢迪, 李满仓, 焦拥军, 廖鸿宽, 于颖锐, 李松

2019, 40(2): 171-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0171

摘要(250)

摘要:
为实现第三代中国燃料组件（CF3）的小批量应用，研究了方家山核电厂2号机组第4循环到第7循环的燃料管理策略。在综合考虑核电厂运行经济性、安全性和CF3小批量应用的辐照考验要求的基础上，完成了CF3小批量辐照的燃料管理方案。为了进一步提高CF3的最大卸料燃耗，进行了燃耗达到55000 MW·d/t(U)的可行性分析。研究表明，CF3小批量辐照的燃料管理方案满足核电厂运行的安全性和经济性，达到了CF3小批量应用的辐照考验要求，如果后续调整该燃料管理方案的第3循环的堆芯装载，可以实现CF3的燃耗达到55000 MW·d/t(U)。

金属基弥散微封装燃料中TRISO燃料颗粒的尺寸优化设计

辛勇, 李垣明, 唐昌兵, 陈平, 周毅, 高士鑫, 刘仕超, 赵艳丽, 岳慧芳

2019, 40(2): 176-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0176

摘要(694)

摘要:
弥散微封装燃料是将包覆燃料颗粒弥散在基体中形成燃料芯块或者燃料棒，是目前耐事故燃料（ATF）中最具发展潜力的燃料之一。包覆燃料颗粒为三结构同向型（TRISO）或者两结构同向型（BISO）包覆燃料颗粒，基体可以是金属也可以是陶瓷。本文用有限元分析软件ABAQUS对金属基弥散微封装燃料进行了分析计算。通过分析TRISO燃料颗粒各包覆层厚度对燃料性能的影响，提出优化改进的建议。研究结果表明，疏松热解碳层（Buffer）厚度越大，燃料颗粒发生破损失效的燃耗越高，因此设计时应考虑增加其厚度；内部致密热解碳层（IPyC）厚度越大，其自身的最大环向拉应力越大，因此设计时应降低其厚度；碳化硅（SiC）层厚度越大，其自身环向压应力越小，因此设计时应降低其厚度。本文的研究结果可为金属基弥散微封装燃料的优化设计提供指导。

不同燃耗步长对KYLIN-II软件k_inf计算结果的影响分析

郭凤晨, 柴晓明, 芦韡, 涂晓兰, 刘东, 陈定勇, 郑勇

2019, 40(2): 180-183. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0180

摘要(162)

摘要:
KYLIN-II软件基于改进预估修正方法进行临界燃耗迭代求解。本文针对压水堆纯UO₂燃料组件、含硼可燃毒物的UO₂燃耗组件和含钆可燃毒物的UO₂燃料组件，使用KYLIN-II软件，分析了不同燃耗步长对组件无限增殖系数k_inf计算结果的影响。通过比较分析，对于不同类型的燃料组件，给出了适合的燃耗步长选取，使其可以获得较高的计算精度。

小型铅-铋冷却快堆提棒事故核热耦合研究

杨冬梅, 刘晓晶, 张滕飞, 程旭

2019, 40(2): 184-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0184

摘要(203)

摘要:
基于热工程序COBRA-YT和物理程序SKRTCH-N，利用并行虚拟机（PVM）平台开发了核热耦合工具：COBRA-YT将冷却剂密度和燃料温度等热工参数传递给物理程序，用以更新截面；SKETCH-N执行物理计算，并将功率分布反馈给热工程序；最后，应用该耦合程序分析铅-铋冷却快堆的提棒事故。计算结果显示控制棒提起后，功率迅速升高，在1.42 s后达到最大值；5 s后包壳温度达到峰值1264℃，超出了设计限值。结果表明：在提棒事故后，均一化布置堆芯的安全会在极短时间内受到严重威胁，故该堆芯应采用分区布置。

He离子辐照对PZT陶瓷和微驱动器力电耦合性能的影响

靳凡, 岳动华, 赵丰鹏, 沈展鹏, 史平安

2019, 40(2): 189-196. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0189

摘要(199)

摘要:
为研究He离子辐照效应对压电微驱动器的力电耦合性能的影响规律。本文开展了3种不同剂量的He离子辐照实验，结合纳米压痕实验和有限元模拟技术，对辐照前后的PZT材料进行各向异性弹性参数识别；利用电学测量仪测量材料的压电和介电参数，并通过数值模拟研究辐照效应对微驱动器电致变形响应和固有频率的影响。结果表明，随着辐照剂量的增加，PZT压电材料的弹性参数、压电参数和介电参数均发生一定量的衰减，衰减率分别小于10%、4.8%和16.6%；辐照效应下，微驱动器的最大电致输出位移的变化率不超过4.6%，最大拉应力的变化率不超过5.4%，驱动器的前五阶固有频率的变化率不超过1%。

带穿孔三明治结构在爆炸载荷下的动态响应研究

李伟, 钱立新, 冯高鹏, 卢永刚

2019, 40(2): 197-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0197

摘要(220)

摘要:
考虑结构被破片穿孔预损伤，采用数值模拟方法进行了带穿孔三明治结构在爆炸冲击载荷下的结构动态响应研究。建立了不同结构参数下的带穿孔三明治平板三维数值模型；得到了带穿孔三明治结构动态响应的3个阶段并分析了各阶段的特征。在此基础上，开展了不同穿孔数对三明治平板结构的动态结构响应、最大变形量和各部分内能的影响研究，结果表明：对于三明治结构，穿孔造成的孔径方向横向动能显著减少了结构垂直方向上的变形量；穿孔数增加使结构的承载方式由二维“面承力”过渡为一维“梁承力”，使垂直方向变形增大和承载能力明显下降。研究成果为爆炸载荷下的带穿孔三明治结构动态结构响应和易损性建立了基础，同时也为三明治结构防护设计和研究提供了参考依据。

多用途流固耦合结构动力学计算程序研究

浦锡锋, 王仲琦

2019, 40(2): 203-207. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.02.0202

摘要(266)

摘要:
结合Eulerian流体弹塑性计算方法和Lagrangian结构动力学计算方法的特点，自主提出了一种比较通用的Euler-Lagrange流固耦合数值模拟计算技术，并编制形成了一套包含多种材料模型、状态方程及加载方式的多用途流固耦合计算分析程序。测试算例表明，自主开发的流固耦合算法使得流固间的相互作用可以更好地被监控、评价，从而可以更好地分析流场传递到结构中的载荷作用及流固相互作用过程。同时可为核工程中的爆炸、冲击载荷下结构安全性评价提供了一个较好的分析平台，也可为相关多物理场耦合计算技术的开发提供基础平台。

留言板

2019年第40卷第2期

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2019年 第40卷 第2期

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