核动力工程

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王鑫, 魏淑虹, 戴波

2019, 40(3): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0001

摘要(247)

摘要:
随着我国核电机组的数量和运行时间的增加，核电厂退役工作越来越重要。如何安全、经济、环保地退役，关系着核工业持续发展，以及生态环境安全和子孙后代的健康。本文从国际核电退役经验反馈和市场发展的角度出发，结合我国核退役规划要求，提出我国未来核电厂退役应开展的重点工作，包括：完善退役相关法规、标准；坚持自主化、企业化、市场化、专业化道路，合作共赢；落实全生命周期对于退役的要求；加快退役关键技术和设备研发；保障退役费用。

基于两相CFD的非均匀加热圆管CHF预测方法研究

李权, 陈平, 黄永忠, 陈杰, 焦拥军, 于俊崇, Maria Avramova

2019, 40(3): 6-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0006

摘要(969)

摘要:
为建立非均匀加热工况临界热流密度（CHF）预测方法，以对换热系统的安全分析提供新的辅助手段，本研究采用欧拉两流体模型和壁面沸腾模型，对非均匀加热圆管的CHF进行预测。通过数值计算得到不同热流密度下近壁面空泡份额和壁面温度的分布，将壁面温度出现二次峰值和此时近壁面空泡份额的峰值位置分别作为CHF发生的依据和CHF发生的点，并用此方法对2种不同功率分布圆管的CHF进行研究。研究结果表明，预测得到临界时的平均热流密度及临界发生的位置都与实验结果符合较好。因此，本研究建立的数值预测方法能够用于非均匀加热圆管CHF的预测。

基于CFD方法的PCHE窄小流道内超临界CO₂流动传热特性数值研究

刘贵军, 陈德奇, 胡练, 王俊峰

2019, 40(3): 12-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0012

摘要(1069)

摘要:
采用计算流体动力学（CFD）方法对Z字形通道的印刷电路板式换热器（PCHE）的热工水力特性进行了研究，结合物性拟合公式和用户自定义函数（UDF）计算超临界CO₂物性；湍流模型采用SST k-ω模型，通过摩擦阻力系数和传热系数的实验数据对方法进行了验证。模拟结果表明，流体在弯折点处，加速核心区域向外侧壁靠近；在弯折点下游，存在较大压降，且随分离流的减弱而减小。

汽水分离再热器波形板分离元件试验验证

张倩, 罗欢, 冯靖, 王永, 王伟, 魏立

2019, 40(3): 17-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0017

摘要(644)

摘要:
在压水堆核电机组汽水分离再热器（MSR）的实际运行工况下验证饱和湿蒸汽通过波形板分离元件时的分离特性和压降特性。采用大型热工-水力试验台架提供满足要求的饱和湿蒸汽，获得该湿蒸汽流经试验件的压降和残余湿度，结果表明：该MSR波形板试验件的二次携带临界流速较高，在入口蒸汽干度不大于86%且入口速度低于临界流速时，其残余湿度不大于0.1%，分离效率在99%以上，压降不大于7 kPa，满足出口蒸汽干度不小于99%、分离模型压降不大于14 kPa的设计要求，具有良好的分离和压降特性。

环形通道内液态金属钠流动传热特性数值模拟

赵鑫, 李亚, 仇子铖, 秋穗正, 苏光辉

2019, 40(3): 21-25. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0021

摘要(797)

摘要:
利用数值方法，使用商用软件ANSYS CFX，针对内径4~10 mm、外径7~20 mm的环形通道内不同边界条件下单相钠的流动和传热特性进行了研究，分析了流速、入口温度、内壁面热流密度和外壁面热流密度等对其流动传热的影响。结果表明，环形通道间隙对液态金属钠流动和传热影响较大，热流密度对其影响较小。将计算结果与文献中理论和实验结果进行了比较和分析，得出环形通道内液态金属钠的传热关系式。数值模拟结果与文献实验结果吻合较好，总体趋势符合良好。

核电厂全范围模拟机流固换热耦合并行技术研究

陈俊杰, 赵秀梅, 林萌, 王旭, 李延凯, 陈纲

2019, 40(3): 26-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0026

摘要(721)

摘要:
基于RELAP5程序热工水力计算原理，研究热构件壁面温度及热流密度耦合并行技术在核电厂全范围模拟机中的应用。整体模型通过热构件壁面温度或热流密度拆分为两个模型耦合并行计算，计算结果分别与整体计算的结果进行对比。结果表明：在间壁式换热器的热构件模型中，热流密度作为耦合参数时计算结果不准确；壁面温度作为耦合参数时可以准确计算。将温度耦合技术用于典型四环路压水堆核电站蒸汽供应系统的仿真计算，计算结果表明：间壁式换热器的热构件模型的温度耦合并行计算能有效提高CPU利用效率和计算速度，为模拟机的实时计算提供更多的保障。

落棒过程中燃料组件导向管内的流场分析迭代方法

刘胜, 杨翊仁, 李鹏

2019, 40(3): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0032

摘要(730)

摘要:
已有落棒计算认为控制棒下落过程中燃料组件导向管各流水孔始终为流出状态，而实际会出现流动反向。为解决此问题，认为每一时刻各流水孔均有流进和流出2种可能状态。对所有流动断面发生突变的位置进行流动能量损失分析，通过引入表征流动状态的流向指标，将所有可能出现的流动状态串联为一套Bernoulli方程和流量守恒方程，进行流向及流量的迭代求解。利用求解获得的流态、压强及速度分布计算控制棒组件上的流体阻力，代入下落运动方程，进行落棒时间计算。结果表明：考虑流动反向的落棒时间为2.133s，而认为所有流水孔始终流出的落棒时间为2.036 s；流动反向对落棒时程及落棒时间影响明显，理论分析可采用考虑流动反向的迭代方法。

瞬态条件下稳压器水位测量特性试验研究

刘妍, 王艳芝, 梁林科, 王先元, 田瑞峰

2019, 40(3): 38-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0038

摘要(759)

摘要:
稳压器是压水堆核动力装置压力安全系统的主要设备，其水位波动反映了一回路系统的水容积变化情况，是稳压器运行控制的关键参数之一。本文基于双区非平衡模型模拟蒸汽泄露条件下的稳压器水位变化，并针对稳压器蒸汽泄漏工况开展了水位测量特性试验研究，研究了2.6~7.8 kPa/s压降速率工况下，稳压器内水位测量压差的变化情况。研究发现：采用压差修正液相区密度计算的水位值在压力瞬变情况下有较好的跟随性，能够更好的反应水位特性；表征稳压器内液相区密度变化的压差在压力减小的过程中，过渡时间小于40 s，且过渡时间与压变速率单因素无强相关性。这为稳压器的安全运行控制提供了基础研究数据。

压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法研究和改进

吕炜枫, 熊军, 陈小强, 唐邵华, 刘杰

2019, 40(3): 43-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0043

摘要(993)

摘要:
分析了国内外压水堆核电厂燃料包壳破损诊断方法以及存在的问题，从燃料棒破损数量、破损尺寸和燃耗3个方面对压水堆核电厂燃料包壳破损的诊断方法进行了改进，并对可能影响诊断结果的因素进行了探讨。应用我国在役核电厂实际的运行数据对诊断方法进行了验证，结果表明，改进后的燃料包壳破损诊断方法可准确地诊断燃料包壳破损情况，且有更广泛的适用性。

铀加工与燃料制造设施核临界事故所致瞬发剂量计算研究

沈海波, 刘爱华, 胡伟, 肖洪文, 黄丹

2019, 40(3): 48-51. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0048

摘要(694)

摘要:
建立了基于蒙特卡罗（MCNP）程序建模的铀加工与燃料制造设施核临界事故工况下瞬发剂量的计算方法，并将该计算方法与EJ/T 988—96规定的计算方法进行了比较分析。以我国某核燃料元件研发厂址为例，采用MCNP程序建模计算了该厂址核临界事故对厂界公众所致的瞬发剂量。结果表明，EJ/T 988—96的计算方法过于保守的估计了核临界事故工况下的瞬发剂量；基于MCNP程序建模的计算方法，因其求解算法的科学性和模型对屏蔽介质的准确描述，以及结果误差的可控性，使得计算结果更准确。因此，建议采用基于MCNP程序建模的方法计算铀加工与燃料制造设施核临界事故下的瞬发剂量。

乏燃料干法贮存容器屏蔽性能研究

黄礼明, 唐邵华, 刘杰, 杨寿海

2019, 40(3): 52-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0052

摘要(723)

摘要:
乏燃料干法贮存容器的屏蔽设计是关系到乏燃料干法贮存设施辐射安全的重要影响因素。以我国自主研发的乏燃料干法贮存容器为对象，重点围绕屏蔽性能目标的合理确定、屏蔽计算方法、计算假设的选择以及计算结果的分析等多方面展开研究。计算分析表明，自主研发的的乏燃料干法贮存容器的屏蔽性能良好，满足辐射安全要求。

电感耦合等离子体质谱法测定核级海绵锆中痕量铀

廖志海, 龙绍军, 王鹏, 安身平, 罗凤焱, 乔洪波

2019, 40(3): 57-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0057

摘要(670)

摘要:
为保障核级海绵Zr的质量，应用电感耦合等离子体质谱法（ICP-MS）测定海绵Zr中痕量U。样品经HNO3-HF快速溶解后，从同位素质量数的选择、内标同位素选择、基体的影响等方面进行分析。结果表明，以232Th作为内标，可有效校正基体效应及仪器漂移引起的干扰；在样品中加入浓度分别为0.20、1.00、1.50 μg/g的U标准储备溶液，其加标回收率均在94%~99%之间，相对标准偏差最大为5.1%，合成相对标准不确定度为5.9%，方法的检出限为0.001 μg/g。采用该方法对实际样品U含量进行测定，测定结果满足核级海绵Zr对U含量的控制要求。

基于数字图像相关方法的核石墨力学参数测量

易亚楠, 张小娟, 马少鹏, 朱海斌, 孙立斌, 史力, 蒋晗

2019, 40(3): 61-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0061

摘要(790)

摘要:
开发了基于数字图像相关（DIC）方法的核石墨力学参数测量方法，给出了具体的数据处理方法和测量流程，并用IG-11型核石墨对该方法进行了验证试验，结果表明，DIC方法测得的杨氏模量和泊松比与电阻应变片法的测量结果具有很好的一致性，验证了DIC方法的可行性和准确性；通过DIC方法获取了完整的应力-应变曲线，证明了DIC方法在测量具有大变形特性的材料力学参数方面的优越性；此外，用DIC方法测量核石墨力学参数的试验具有操作简便且易于发现加载偏心等特点，为脆性材料的大样本试验及保证测试数据可靠性等方面提供了方便和保障。

自然循环冷却的钢制安全壳压力响应敏感性分析

孙燕宇, 郑云涛, 马秀歌, 杨长江

2019, 40(3): 66-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0066

摘要(719)

摘要:
非能动安全壳空气冷却系统（PAS）是模块化小型堆的重要组成部分，也是安全壳设计的核心。该系统保证安全壳压力不超过设计限值，保证安全壳完整性。本文采用拉丁超立方抽样（LHS）的方法对可能影响安全壳压力响应过程的13个参数进行了系统的敏感性分析。研究结果表明壳内初始温度、壳外气体温度对安全壳压力响应过程最为敏感。本文首次使用通用的最佳估算安全壳分析软件和统计分析方法进行安全壳压力响应敏感性分析，该研究结果为安全壳设计、安全分析和安全评审提供技术支持。

核电厂人员闸门顶升机构动力学仿真分析

谢洪虎, 马文勤, 张峰, 杨锦春

2019, 40(3): 70-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0070

摘要(659)

摘要:
为确保核电厂人员闸门顶升机构结构设计的合理性，对其在密封门启闭过程中的运动特性进行分析研究。本研究借助动力学仿真分析软件（ADAMS）对人员闸门顶升机构可能产生的故障失效模式进行了仿真分析，主要包括顶升机构传动箱运动学分析和传动丝杠动力学分析。分析结果表明，顶升机构传动箱的安装初始位置是导致顶升高度不足的直接因素；通过设置传动箱的初始安装位置、丝杠转速和运行时间可确保顶升高度达到设计要求的60 mm；此外，通过对主要动作部件的受力模拟分析，得出丝杠在径向上承载力可忽略，不会造成丝杠径向断裂事故出现。

反应堆系统动力响应的敏感性分析

黄茜, 熊夫睿, 兰彬, 王碧浩, 宋海洋, 黄旋, 刘帅

2019, 40(3): 75-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0075

摘要(682)

摘要:
输入参数对反应堆系统动力响应的敏感性分析是优化设计的重要前提。以反应堆系统关键部位的接触刚度和间隙为输入变量，利用Sobol法开展了关键输入参数对地震条件下系统动力响应的敏感性分析，得到了全局敏感性系数及输入参数的重要度排序，此外，还采用K-S测度敏感性分析法对结果进行了检验。分析表明：燃料组件地震响应对2个部位的接触刚度变化较敏感，3个部位切向载荷极值均对所在部位接触刚度的变化最敏感。相关方法与分析流程可推广至反应堆冷却剂系统及其他主设备，为优化设计参数的选取提供定量分析手段与数据支持。

核电厂安全级高可靠主控制器设计技术研究

马权, 罗琦, 宋小明, 刘艳阳

2019, 40(3): 81-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0081

摘要(749)

摘要:
从安全级数字化仪控系统（DCS）平台主控制器的功能特点、设备特点以及应用特点出发，结合相关法律法规及标准要求，对高可靠主控制器设计的诊断、冗余、通信、嵌入式软件开发等关键技术进行了研究，并将其应用于中国核工业集团有限公司安全级DCS平台——龙鳞系统（NASPIC）的主控模块设计中，同时搭建了华龙一号模拟件，并以停堆、专设、定期试验等典型样例对模拟件进行了功能测试和性能测试，这些测试和核安全局鉴定试验的结果表明，诊断覆盖率达到98%，超出标准要求；实测通信误码率小于10^-11，达到甚至超过其他主流厂家安全级DCS产品指标；热备冗余架构、嵌入式软件均满足1E级设备要求，实现了主控制器的高可靠性。

核电站稳压器压力非自衡系统的预测控制

钱虹, 苑源

2019, 40(3): 87-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0087

摘要(650)

摘要:
针对稳压器压力具有大惯性、多干扰、复杂非线性、难以获得精确数学模型的特点，以及稳压器压力开环不稳定的动态特性，本文采用非自衡系统的模型自衡化进行动态矩阵预测控制器设计，获得控制信号输出以解决该非自衡系统预测控制的工程实现问题，并以MATLAB/Simulink为仿真平台搭建控制系统。仿真对比和扰动测试表明，该控制系统具有良好的控制性能和抗扰能力，同时为动态矩阵控制算法适用于非自衡系统提供了一种可行方案。

核电厂严重事故下氢气燃烧单步模型研究

朱勇辉, 王迎, 李勇, 唐月明, 郑华

2019, 40(3): 93-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0093

摘要(740)

摘要:
通过改变指前因子和活化能系数，构建氢气燃烧单步反应机理，利用构建的单步机理开展严重事故下氢气燃烧计算分析，将计算结果与试验数据进行对比分析，同时利用机理开展不同氢气浓度条件下氢气燃烧数值计算。结果表明：单步机理在氢气火焰传播速度方面计算值与试验值符合很好，修正后的氢气燃烧单步机理可用于核电厂氢气燃烧计算分析。

基于Relap5的ACME台架全厂断电整体试验数值分析

刘宇生, 许超, 胡健, 庄少欣, 房芳芳

2019, 40(3): 98-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0097

摘要(301)

摘要:
针对我国大型非能动堆芯冷却系统整体试验（ACME）台架开展的全厂断电（SBO）整体效应试验，利用Relap5程序进行了建模和数值模拟，并进行了参数的比对分析，结果表明：Relap5数值模型可较好地再现ACME台架SBO整体试验的主要事故进程，其事故序列、关键热工水力现象均与试验结果一致；对于堆芯与非能动余热排出换热器（PRHR HX）和堆芯补水箱（CMT）间的自然循环现象，Relap5计算的自然循环流量偏高，自然循环瞬态过程较试验过程偏快；对于主回路系统（RCS）瞬态压力和稳压器水位峰值，Relap5的计算结果是保守的，存在安全裕量。

基于动态故障树的核反应堆稳压器数字压力控制装置可靠性研究

钱虹, 古雅琦, 刘鑫杰

2019, 40(3): 103-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0103

摘要(1073)

摘要:
以配置四取中逻辑输入模块的核电厂稳压器数字压力控制装置为研究对象，建立其故障树模型，包括四取中逻辑的动态部分和其他设备的静态部分，采用马尔科夫方法分析动态部分，再根据逻辑关系分析整体故障树，最后，围绕可靠度和重要度评价四取中逻辑的可靠性及其对整个装置可靠性的提升效果，结果表明：四取中逻辑在可靠性方面优化程度相对较高。

核电工程软岩地基沉降计算及沉降预测

李忠诚, 凡红, 丁志新, 丁秀丽, 黄书岭

2019, 40(3): 109-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0109

摘要(585)

摘要:
为了解软岩地基的沉降变形规律，基于国内某实际软岩地基核电工程，建立核岛软岩地基三维有限元模型，提出了适应于软岩地基时效力学特性的流变模型，通过二次开发将所提出的黏弹塑性本构模型嵌入到FLAC^3D软件中。同时采用的敏感度熵权属性识别综合评价模型对地基软岩力学模型参数进行敏感性分析，并基于均匀设计-改进遗传算法-神经网络集成理论的岩体力学参数反演分析方法，结合现场监测资料，反演获得了地基软岩的弹塑性和黏弹塑性模型的力学参数。利用反演获取的力学参数对已发生的核岛地基沉降变形进行数值重演，分析了当前荷载条件下地基沉降变形量及不均匀变形，并对后续地基沉降变形量及不均匀变形进行了预测。该套分析方法可以用于类似软岩核电工程的地基沉降变形计算以及沉降预测。

CSR1000启动过程控制特性研究

袁园, 王丽, 罗涵禹, 单建强, 张小英, 王冬青

2019, 40(3): 115-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0115

摘要(697)

摘要:
启动系统和启动特性分析是超临界水堆（SCWR）设计的重要组成部分，为了实现全系统启动分析，以SCWR瞬态分析程序SCTRAN为基础，提出了新的宽参数范围的壁面换热模型，在此基础上设计了启动过程的控制系统，包括冷却剂流量、堆芯入口温度、系统压力、堆芯功率、汽鼓水位控制。根据启动各阶段的不同控制目标建立不同的控制方案，并以中国百万千瓦SCWR（CSR1000）为研究对象，建立了包括再循环回路和直流冷却回路的分析模型，提出了采用控制系统的SCWR的4个启动过程。计算结果表明，再循环回路和直流冷却回路在各个启动过程中，各热工参数变化符合预期，最高包壳表面温度不超过限值温度650℃，验证了启动方案的可行性和启动过程的安全性。

核电厂封闭空间横向多层电缆燃烧纵向温度分布特征研究

王煜宏, 祝赫, 黄咸家

2019, 40(3): 121-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0121

摘要(738)

摘要:
针对核电厂横向多层电缆火灾危害性，研究封闭空间内电缆燃烧产生的室内温度分布特征及热烟气层温度预测模型。基于2种典型的电缆布置，在封闭空间进行了横向3层电缆燃烧实验。实验研究结果表明，横向多层电缆燃烧产生的热烟气层温度存在明显的分层现象。基于室内中心纵向温度分布，可将室内电缆燃烧产生的热环境分为底层冷空气层、中层热烟气层和顶层顶棚射流层。采用封闭空间内非稳态温度预测模型，对横向多层电缆桥架电缆火灾的热烟气层温度进行预测。通过比较模型预测结果和热烟气层温度实验测量值可以得到：该模型可以精确地预测封闭空间内热烟气层温度的最大值，相对误差小于1%；由于模型低估了火灾衰减阶段的温度发展，导致该模型预测整个温度发展的全局误差在16.3%~27.8%之间。

匹配设计反应谱的目标功率谱密度的确定方法

孙渝刚, 褚濛, 黄小林, 丁振坤

2019, 40(3): 125-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0125

摘要(1257)

摘要:
美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1节要求，核电厂结构、系统和部件（SSCs）抗震设计时程需同时满足包络设计反应谱和匹配设计反应谱的目标功率谱密度（PSD）的要求。本文结合2014版SRP 3.7.1，对匹配设计反应谱的目标PSD的确定方法进行介绍，并根据其算法编写相应的计算程序，通过算例分析对程序结果进行验证。结果表明：计算所得RG1.60谱、美国中东部和西部基岩厂址谱的目标PSD与SRP 3.7.1结果具有较好的一致性，且基于本文所得目标PSD和三角级数叠加法所构造的加速度时程反应谱与设计反应谱匹配良好。本文所给出的目标PSD的确定方法可为核电厂抗震设计时程的PSD检验提供重要依据，且采用本文方法生成目标PSD，设计时程的PSD检验仅需包络该目标PSD的70%。

可动电磁型控制棒驱动线可靠性增长试验及改进研究

吴小飞, 杨晓晨, 聂常华, 杜华, 闫晓, 彭航, 杨祖毛, 唐辉, 肖林海, 马楠, 邢立淼

2019, 40(3): 130-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0130

摘要(621)

摘要:
针对可动电磁型控制驱动机构，采用单组控制棒驱动线，轴向1:1的模拟组件，模拟实堆条件下开展控制棒驱动线可靠性增长试验，寻找薄弱环节，并通过驱动机构的失效事件，分析获得了失效机理，针对性地进行优化改进。最后在复用原试验样机的基础上重新进行试验验证。结果表明，可动电磁型控制棒驱动线可靠性增长试验可寻找出驱动机构的潜在不足，经过改进设计后提高了原驱动机构的运行寿命。

CPR1000上充泵的轴功率优化及水力性能研究

张强升, 马惠萍, 王岩, 沈伟, 吴超

2019, 40(3): 134-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0134

摘要(739)

摘要:
通过分析CPR1000上充泵水力性能试验，发现导流体进口面积较大是轴功率偏高的主要原因，采取在各级导流体进口隔舌处焊接筋板的措施来改善上充泵水力性能。同时，借助有限元软件Ansys CFX对修改后方案的上充泵内部流场进行数值模拟，并与修改方案前实测的水力性能数据对比，然后对上充泵水力性能进行试验验证研究。结果表明，上充泵的轴功率控制在650 kW以下，可达到满足鉴定试验大纲及技术规格书的要求，提高了上充泵的安全性和可靠性。

非能动氢复合器性能验证试验方法研究

李志明, 王宏庆, 马韦刚, 邱添, 李杨, 姜峨

2019, 40(3): 138-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0138

摘要(754)

摘要:
消氢启停阈值和消氢速率是非能动氢复合器的关键性能参数。本文设计了一种直观方便的非能动氢复合器性能验证试验方法：将非能动氢复合器放于密闭容器中，并通入氢气，只要氢复合器启动消氢反应且整条消氢过程曲线在给定值直线A以下，则验证了启动阈值不大于给定值A；只要消氢过程曲线最终的水平段在给定值直线B以下，则验证了停止阈值不大于给定值B；只要氢复合器达到稳定消氢状态，通入容器的氢气质量流量即为消氢速率。本文设计并搭建了试验装置，采用非能动氢复合器样机PARQX-15进行消氢性能验证试验，成功验证了消氢启动阈值<2%（体积浓度，下同），停止阈值<0.5%，消氢速率大于536 g/h，证明了试验方法的实用性和有效性。

反应堆冷却剂泵动压机械密封的工程开发与应用

冯晓东, 马宇, 宋奎龙, 谈和平, 李梦启, 吕延光

2019, 40(3): 142-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0142

摘要(776)

摘要:
反应堆冷却剂泵（以下简称主泵）轴密封由3级相同的动压机械密封串联组成，是主泵的心脏，其泄漏量直接决定主泵能否正常运行。本文提出了一种新型的挤压变形研磨法完成动压机械密封的制造，应用挤压变形工装和金属垫片使静环产生变形，在密封端面研磨出9个波形槽。功能实验表明，新型的机械密封在考核压力下的低压泄漏量满足主泵轴密封的设计要求；压力突变工况下的冲击考核实验表明，新型的动压机械密封摩擦副之间的液膜刚度未发生破坏，未出现密封失效。本文研发的动压机械密封在核电厂的运行状况与实验结果完全吻合，充分证明了该新型动压机械密封具有极高的工程应用可靠性。

核反应堆堆芯模糊多模型仿真系统开发与应用

陈乐至, 曾文杰, 于涛, 谢金森, 杜尚勉, 罗润

2019, 40(3): 146-149. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0146

摘要(700)

摘要:
单一功率水平处的堆芯模型无法准确地代表堆芯不同功率工况下的动态特性。为了解决这一问题，利用三角形隶属度函数对5个不同功率水平下的局部模型进行加权，建立堆芯模糊多模型，并开发模糊多模型仿真系统。以压水堆堆芯为对象，开展堆芯反应性和冷却剂进口温度的扰动仿真。结果表明，建立的堆芯模糊多模型仿真系统可适用于堆芯不同功率水平的仿真。

卧式蒸汽发生器传热管涡流检查系统研制与应用

朱良

2019, 40(3): 150-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0150

摘要(711)

摘要:
核电厂卧式蒸汽发生器由于集流管深度大，传热管弯道多、弯曲半径小、管数多以及材料均匀特性差等特点，给传热管涡流检查带来难度。研发了一套卧式蒸汽发生器传热管涡流检测系统（C-SMART），包括机械定位驱动装置、控制系统和控制软件、涡流数据采集和分析软件等。系统具备快速精准定位、单管标定、高效等特点，实现对传热管涡流的自动检查，具有显著的经济和社会效益。

三代核电厂电气贯穿件用屏蔽双绞导体组件的设计及验证

王新宇, 周天, 王广金, 陈青, 周缘, 王江武

2019, 40(3): 155-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0155

摘要(566)

摘要:
根据三代核电厂对于屏蔽双绞（STP）电缆贯穿安全壳的功能需求，结合三代核电厂的环境条件和STP电缆的功能要求，设计了一种电气贯穿件（EPA）用STP导体组件专门用于安全壳内外的STP电缆的连接。重点介绍了STP导体组件的结构设计、材料选型，并通过型式试验对STP导体组件的密封性能、电气性能、耐辐照性能和电磁兼容性能等关键特性进行了试验验证。试验结果表明，STP导体组件满足规定的设计寿命、密封和电气等预期设计要求。

核-气联合循环发电系统性能仿真分析

李斌, 巴星原, 张尚彬, 徐文韬, 刘哲, 滕昭钰

2019, 40(3): 159-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0159

摘要(645)

摘要:
针对压水堆核电机组循环热效率较低及电网对核电调峰能力的需求，基于Ebsilon软件，在大亚湾核电站二回路热力系统模型基础上，建立核-气联合循环发电热力系统。以燃气轮机循环效率、联合循环效率作为热经济性指标，评价联合循环系统的性能，并分析环境温度、压力及燃气轮机负荷变化对系统性能的影响。结果表明：核-气联合循环系统热效率相比原核电机组提高13.15%，汽轮机输出功率增加75.49%，工作环境得到明显改善；环境温度降低或压力升高会提高燃气轮机效率及联合循环功率；燃气轮机降负荷时，通过补燃天然气可维持核蒸汽发生器进口温度不变，汽轮机仍有较高的输出功率，负荷可调节范围为56.57%~100%。

某研究堆应急电力系统设计

覃甫军, 李昌顺, 张颖, 金阳, 郑婷婷

2019, 40(3): 165-169. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0165

摘要(784)

摘要:
为保证我国正在新建的某研究堆安全运行，通过介绍该研究堆应急电力系统的设计准则、系统结构、功能、设备组成等，分析系统的柴油发电机组、不间断电源（UPS）以及安全级蓄电池组的容量确定过程中应考虑的关键要素，并设计了一套应急电力系统作为反应堆的专设安全设施，对其容量进行了计算。结果表明：该系统的柴油发电机组容量1000 kV?A、不间断电源最大容量600 kV?A、安全级蓄电池组最大容量5000 Ah，在2路外电源丧失后能不间断地向反应堆安全系统供电72 h。因此，该应急电力系统能够保证反应堆安全运行。

参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的研究

余俊辉, 关仲华, 霍雨佳, 朱加良, 段永强

2019, 40(3): 170-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0170

摘要(649)

摘要:
对国内核电厂功率提升的背景以及适合的功率提升模式进行了阐述，分析和总结了核电厂功率提升相关法规及标准的要求；梳理了核电厂功率提升的分类，对小幅功率提升的具体要求和主要途径进行了分析研究；在分析核电厂功率和不确定度计算方法的基础上，明确了主给水流量和主给水温度为影响堆芯热功率计算误差的主要参数，分析总结了参数测量不确定度优化用于核电厂小幅功率提升的方法，即新增差压或超声流量计以及新增温度计以提升不确定度，并对小幅功率提升的经济性进行了总结。

确定论与概率论相结合的小型模块化压水堆应急堆芯冷却系统配置研究

高颖贤, 张航, 邱志方, 刘兆东, 李美福, 曾未

2019, 40(3): 175-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0175

摘要(755)

摘要:
基于小型模块化压水堆设计特点，分别采用确定论方法和概率论方法分析了事故工况下的应急堆芯冷却系统配置策略。初步分析表明：确定论方法和概率论方法对于安注箱（ACC）的配置需求存在明显差异；在确保安全目标实现的前提下尽可能简化应急堆芯冷却系统设计，建议可取消安全级的ACC，在非能动堆芯补水箱（CMT）失效后利用其他已有注水水源来平衡设计，如能动余热排出系统增设换料水箱安注功能。

基于CSG的堆芯蒙特卡罗输运模型可视化转换技术研究

袁光辉, 刘东, 余红星, 郝江涛, 强胜龙, 刘盈, 曹国海

2019, 40(3): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0180

摘要(704)

摘要:
为了提高堆芯蒙特卡罗精细输运计算模型（简称MC计算模型）的三维可视化分析效率，在充分调研目前MC计算模型三维可视化工具发展现状的基础上，通过对不同类型几何模型的特点，以及构造实体几何（CSG）模型的描述方法进行分析，提出了一种堆芯精细MC计算模型的自动三维可视化转换方法，并对可视化转换过程涉及到的CSG模型到边界描述（BREP）模型转换、BREP模型网格离散和CSG模型转换效率优化等关键技术进行了深入研究。测试结果表明，提出的MC计算模型自动三维可视化方法在功能和效率方面均能满足工程使用需求。

带7道格架的5×5棒束两相性能CFD分析

李松蔚, 李仲春, 杜思佳, 张虹, 刘卢果, 沈才芬

2019, 40(3): 185-190. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0185

摘要(259)

摘要:
采用两相计算流体动力学（CFD）方法进行带7道格架的5×5棒束两相性能研究，其中结构搅混格架（MG）和跨间搅混格架（MSMG）交替布置，计算考虑汽泡合并与破裂、热量传递，但不考虑相间的质量传递。为选择合理的两相模型参数，首先以带2道格架（MG、MSMG）的AFA3G燃料组件5×5棒束架为研究对象，对最大气泡直径、汽泡合并破裂系数、非曳力模型及曳力模型、入口气泡直径、入口空泡份额分布等进行了敏感性及不确定性分析。此后采用该两相模型设置，针对带7道格架的AFA3G燃料组件进行了两相性能研究，计算结果显示格架间的各项参数不存在完全一致的周期性，但同种格架上游的空泡份额分布具有一定的相似性，因此用于两相性能评价可计算带2~3道格架的棒束，该研究可用于带格架棒束两相计算的模型设置与几何规模选择，为下一步采用两相CFD计算建立燃料组件热工水力性能评价准则奠定了基础。最后比较了AFA3G燃料组件及改进型燃料组件两种格架的空泡分布特性，并从提高燃料组件临界热流密度（CHF）特性的角度对其进行评价，获得与实验一致的结论，证明了评价方法的正确性。

一种沙漏型电磁隔振器的设计与研究

罗亚军, 高星, 张英琦, 张雪, 张亚红, 张希农

2019, 40(3): 191-197. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0191

摘要(609)

摘要:

核安全一级高温管道系统结构分析与安全评估方法研究

张小春, 龚玮

2019, 40(3): 198-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0198

摘要(795)

摘要:
为解决复杂核安全一级高温管道系统结构分析与评定工程问题，在管道分析软件与核级高温评定规范ASME-NH之间建立了一座桥梁。首先，对管道结构（直管及弯管）在不同载荷作用下的应力状态解析解进行了详细推导分析，并且与有限元数值解进行了误差分析。结果显示，给出的直管及弯管结构应力状态解析解具有很好的准确性。随后，将一维管线力学分析模型与截面三维应力状态解析解相结合，给出了高温管道系统结构分析、评定方法及应用步骤，将ASME-NH-3650规范内容明确化。

模态应变能在反应堆及回路系统动力分析中的应用

熊夫睿, 叶献辉

2019, 40(3): 205-210. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.03.0205

摘要(677)

摘要:
为对系统级模型中不同部件和设备动力贡献程度进行量化考察，提出了一种基于模态应变能的计算方法。应用该方法对2个工程案例进行了分析。首先对某堆型反应堆冷却剂系统波动管支吊架位置变更导致的地震响应较大变化的原因进行了分析。分析发现，波动管局部主导模态由于支吊架位置变化而发生变化，主导频率所对应的输入地震响应谱位置相应变化，进而影响了波动管附近的地震响应。然后，本文对同堆型环路模型动力分析中蒸汽发生器主蒸汽管是否能从环路模型中解耦进行了论证。分析发现，根据USNRC SRP 3.7.2解耦准则的第二条，主蒸汽管满足解耦条件，可在动力分析中单独进行处理。本文所提出的分析方法可定量反映部件和设备在系统模型中的动力贡献程度，模态应变能的计算仅应用了系统级模型的质量和刚度信息，无需对整个系统进行时程瞬态分析。

留言板

2019年第40卷第3期

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