核动力工程

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余红星, 马誉高, 张卓华, 柴晓明

2019, 40(4): 1-8.

摘要(1819) PDF(596)

摘要:

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念，通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程；分析了热管冷却反应堆的技术特点，包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势；归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状，并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战，从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势，为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言，热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景，有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。

高压条件下燃料组件内过冷沸腾过程传热不均匀性研究

杜利鹏, 陈晓龙, 张鹏飞, 张文超, 金光远

2019, 40(4): 9-14.

摘要(248)

摘要:
基于流体动力学软件Fluent中的流体体积函数（VOF）两相流模型，通过编写用户自定义函数（UDF）程序添加控制方程源项，建立过冷沸腾模型，对压水堆带定位格架的5×5燃料组件棒束通道内的过冷沸腾现象进行数值模拟。根据模拟结果，从空泡份额、燃料棒周向传热方面对比分析各个子通道内传热特性。研究发现各子通道内空泡份额的分布不均匀性较大，同样加热条件下，边通道的沸腾程度高于角通道。此外，对棒束周向的传热特性进行了分析，燃料棒周向努塞尔数呈不均匀性分布，燃料棒0°、90°、180°、270°等方向附近的传热能力较强，其相应的横向速度较大，对应的沸腾程度较强。

非能动安全壳中降膜流动与波动特性数值模拟研究

邱庆刚, 龙黄祥, 邓坚, 邱志方, 孟垂举, 朱晓静, 沈胜强

2019, 40(4): 15-20.

摘要(241)

摘要:
基于非能动安全壳建立了1:45的简化的二维数值模型，在保持无量纲数不变的前提下，利用流体体积函数（VOF）模型捕捉气-液交界面，分析了不同雷诺数（Re）条件下的液膜铺展状况。通过与实验结果的对比，模拟结果能够较好地反映出实验结果中的液膜波动现象，且液膜厚度的变化与Re一致；竖壁降膜过程受多种力的综合作用，波动的液膜可以分成明显的层流底层与独立波两部分，层流底层流速较低而独立波沿流动方向移动较快，随着液膜的铺展，独立波之间发生碰撞和融合并加剧液膜的波动性；随着Re的增加，层流底层的液膜厚度及独立波的振幅都有所增加，同时波动性加剧。

压力容器外部冷却可视化图像分析研究

薛艳芳, 张祥, 田道贵

2019, 40(4): 21-24.

摘要(232)

摘要:
针对反应堆压力容器外部冷却（ERVC）缩比试验台架的可视化视频数据，基于Matlab商业软件开发相应图像自动分辨和界面捕捉程序IMGPROCS1对下朝向半球形结构的沸腾两相流动可视化数据进行批量处理分析。通过图像分析程序的批量处理，分析了不同工况下ERVC过程中沸腾汽泡的界面演化、汽膜厚度、沸腾循环周期等汽泡行为特征。结果表明：核态沸腾工况下，随着热流密度的增加，汽膜厚度逐渐增大；沸腾循环周期维持一恒定值。

船用核动力装置止回阀的流固热耦合研究

余　航, 赵新文, 傅晟威

2019, 40(4): 25-28.

摘要(364)

摘要:
针对船用核动力装置中止回阀的泄漏问题，利用流固热耦合仿真方法研究了温度快速变化对止回阀的影响，结果表明：止回阀的等效应力和变形量随温度的降低而降低；密封压垫和四合环最大等效应力位于阀门管道两端，最大变形量位于阀门前后部位；密封压垫的最大变形量和收缩率都比四合环大；由于高温高压的作用，密封压垫与阀盖之间产生了明显的间隙，易发生泄漏，且该间隙随温度的降低而扩大，可能加剧泄漏。

³He辐照考验装置反应性引入事故分析

徐涛忠, 邓才玉, 马立勇, 朱磊, 杨斌, 康长虎, 张平, 刘水清, 杨灵芳

2019, 40(4): 29-31.

摘要(244)

摘要:
在高通量工程试验堆（HFETR）中，³He回路内气体压力变化会向反应堆引入反应性，进而影响到HFETR的运行安全。本文利用蒙特卡罗（MCNP）程序计算了³He辐照考验装置反应性变化速率，并利用RELAP5程序对³He屏失压与HFETR 1根控制棒失控提出叠加事故进行了分析。结果表明，正常工况下，³He回路辐照试验不影响HFETR 正常运行；³He屏失压事故与HFETR事故工况叠加不会影响HFETR安全。

超临界压力区域失压瞬态传热特性数值研究

李永亮, 曾小康, 文彦, 臧金光, 闫晓, 肖泽军, 黄彦平

2019, 40(4): 32-38.

摘要(188)

摘要:
采用Ansys Fluent 15.0开展水工质在超临界压力区域失压瞬态传热特性的数值研究。通过对比分析计算结果与实验数据，建立了合理的并适用于超临界压力区域失压瞬态工况的数值模拟方法。数值计算结果表明，在模拟的近临界点瞬态工况参数下，实验段出口流体参数已超过该工况的拟临界点参数，但该参数仍处于物性参数急剧变化的拟临界点附近区域，实验段流体从入口区域的不可压缩流动转变为出口区域的可压缩流动，且拟临界点处的质量流速和压降梯度出现峰值。瞬态工况计算结果与Jackson公式计算结果对比分析表明，在临界点附近区域Jackson公式计算的努塞尔数比本文计算的努塞尔数高出20%~50%。

DBA条件下安全壳非能动余热导出系统的载热特性缩比试验分析

孟现珂, 费立凯, 高彬, 张圣君, 何丹丹

2019, 40(4): 39-43.

摘要(147)

摘要:
AP/CAP系列核电厂设计了安全壳非能动冷却系统（PCCS），可以实现事故后72 h内对安全壳非能动冷却。但是，72 h后如顶部水箱不能及时补水，仅靠安全壳自身的散热能力很难将全部的余热带走，安全壳仍有超压风险。针对目前核电厂安全壳余热导出能力有限时长的短板，对一套创新的安全壳内热量非能动导出系统搭建试验台架以验证其载热性能。在设计基准事故（DBA）条件下，开展安全壳内不同压力、温度和气体组分条件下系统载热性能的试验研究。结果表明，DBA条件下该套系统的载热能力完全满足设计要求。本文进一步给出了适用于低过冷度条件的含不凝性气体管外冷凝换热系数关联式。

安全壳过滤排放系统长期运行热工水力特性分析

董世昌, 杨军, 邓程程, 隋增光

2019, 40(4): 44-49.

摘要(163)

摘要:
安全壳过滤排放系统（FCVS）的长期运行特性对缓解严重事故具有重要作用。为探究采取周期性启闭排放策略时FCVS的长期运行热工水力特性，使用热工水力程序RELAP5对假想严重事故工况下特定的FCVS进行建模，并进一步对初始液位、环境温度、衰变热功率对洗涤液储量的影响进行敏感性研究。结果表明在假想事故序列下，该FCVS可实现稳定的周期性启闭运行达250 h；通过敏感性分析发现为保证FCVS的正常运行，需要根据环境温度适当调整初始液位，并控制衰变热功率在一定范围内。本文的研究可为FCVS的运行和优化及核电厂安全分析提供一定指导。

适用于ADS组件计算的HELIOS程序多群数据库制作研究

包利红, 江新标, 张信一, 唐秀欢, 王立鹏, 徐嘉隆

2019, 40(4): 50-55.

摘要(200)

摘要:
针对HELIOS程序用于加速器驱动次临界系统（ADS）组件计算时，程序自带多群数据库核素不全的问题，研究制作了一套适用于ADS组件计算的HELIOS程序多群数据库。基于ENDF/B VII.0，按照HELIOS程序多群数据库制作流程，针对程序自带数据库已有核素¹⁶O，重新制作45群数据库并进行微观、宏观检验，结果初步验证了多群数据库制作方法的正确性。针对自带数据库没有的核素，扩充了HELIOS程序自带112群数据库核素，并用栅元规模进行了验证，结果进一步表明多群数据库制作方法正确。针对HELIOS计算结果与MCNP基准值相对偏差较大的问题，提出了基于小背景截面的多群数据库修正方法，并对该方法进行了数值验证，结果表明该方法对计算结果有明显改进。

能谱变化对活化法中子注量测量的影响

邹鹏, 操节宝, 王云波, 唐锡定, 康长虎, 杨斌

2019, 40(4): 56-59.

摘要(209)

摘要:
在反应堆中子注量测量中，活化探测器可能会经历多个燃料循环的中子辐照，不同燃料循环的中子能谱也会发生变化。考虑到中子能谱变化的影响，对某批次国产反应堆压力容器辐照材料进行中子注量测量修正。计算结果表明，探测器权重快中子注量率（E＞1.0 MeV）修正后比理论中子注量率（E＞1.0 MeV）高1.75%；与修正前相比降低了3.73%，中子能谱变化的影响不容忽视。

铅基快堆RBEC-M燃耗库制作方法研究及验证

刘佳艺, 马续波, 仇若萌, 许谦, 陈义学

2019, 40(4): 60-64.

摘要(246)

摘要:

提出了一套新的方法流程，用来处理和生成燃耗计算所需的数据。利用核数据处理程序NJOY处理评价数据库ENDF-B-Ⅶ.1生成33群的MATXS格式库，再根据具体问题中的材料信息，经截面处理程序MGGC处理得到相关核素的微观、宏观截面，经自编写的处理模块Triso对其进行格式转化、合并，最终得到提供给燃耗计算程序使用的ISOTXS库文件，其中一般核素以微观截面的形式表示，裂变产物以类似宏观截面的伪裂变产物形式表示。对铅冷快堆基准题900 MW RBEC-M进行了计算，采用REBUS-3进行燃耗计算，对比了结果中的有效增殖系数k_eff随燃耗的变化趋势、功率分布以及中子能谱，最终结果与参考报告较为符合，初步验证了这一系列燃耗库制作流程的可行性。

等离子喷涂制备FeCrAl涂层的ATF锆包壳性能研究

李锐, 刘彤

2019, 40(4): 65-69.

摘要(388)

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，通过等离子喷涂技术制备出锆合金表面的FeCrAl保护层；通过扫描电镜（SEM）与X射线衍射（XRD）分析了涂层的显微结构与物相，筛选出最优工艺样品；通过高温蒸气氧化增重数据检测了FeCrAl涂层耐蚀性能，使用SEM与X射线能谱（EDS）分析了氧化后样品中的主要元素分布，并以此研究FeCrAl涂层无耐腐蚀性能的机理，提出工艺改进方案。

铀燃料元件制造设施UF₆泄漏后室内行为初步分析

阙骥, 何玮, 张敏, 曹芳芳

2019, 40(4): 70-75.

摘要(240)

摘要:

为分析UF₆泄漏事故细节，包括泄漏流量变化和泄漏到室内后的行为，基于UF₆容器内的质量和能量平衡以及室内的质量平衡，建立了UF₆室内释放源项分析模型；采用此模型对国内铀燃料元件制造设施安全分析报告中分析的典型UF₆泄漏事故进行了分析，得到了事故中容器内的物相变化、泄漏流量和泄漏物态变化；同时得到了泄漏后室内的有害物质浓度和沉降量；以及最终排放到环境中的有害物质浓度等数据。这些数据可为应急计划的实施和环境影响评估提供源项数据。

核电厂数字化仪表控制系统商品级物项适用性确认方法研究与应用

孙洪涛, 李红霞, 刘静波, 郑伟智

2019, 40(4): 76-80.

摘要(289)

摘要:
随着核电建设步伐的加大，国产化核电厂数字化仪表控制系统（DCS）面对着极大的市场需求，但是DCS中执行或影响安全功能所需的大量零部件难以寻找到满足法规要求的核级供应商，只能采用非核级供应商的基于一般工业要求的非核级设备即商品级物项。这些商品级物项根据法规要求，需要对其品质进行充分的控制和保证。参考当前国际经验，应用商品级物项适用性确认（CGD）是一个成功的方法。本文结合田湾核电站5&6号机组安全级DCS的设计与供货工作，对国内外相关标准及CGD过程和方法进行研究和探讨，摸索出一套适合国内CGD的工作体系和方法。相关方法已在田湾核电站5&6号机组中得到成功应用，对未来在国内乃至国际整个核电领域中商品级物项的正确应用具有一定的参考价值。

M310堆型及其改进型核电厂中压移动电源设置的有效性分析

张奇, 曹光辉, 耿艳, 孔静, 刘鹏, 陈子溪

2019, 40(4): 81-84.

摘要(229)

摘要:
参考岭澳核电站二期在移动电源方面的设计方案，使用概率安全分析（PSA）方法对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》中中压移动电源设置的有效性进行分析。通过定性、定量分析，认为中压移动电源在功率和停堆工况下对全厂断电事故有较为明显的缓解效果，并对《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求（试行）》提出了改进建议。

核电厂仪表与控制系统设计在英国GDA过程中的若干问题分析

郑伟智, 柏祥基, 孙洪涛, 刘静波

2019, 40(4): 85-90.

摘要(197)

摘要:
为了承接英国核电项目建设，核电项目的核安全审查和执照申请须首先通过英国核监管办公室（ONR）的通用设计审查（GDA）。GDA主要基于ONR发布的审查导则—安全评估原则/技术评估指南（SAP/TAG）及相关的国际原子能机构（IAEA）、西欧核安全监管协会（WENRA）导则和国际电工委员会（IEC）标准开展，通过分析GDA对仪表与控制（I&C）系统设计主要关注问题及相关导则和标准要求，并结合英国欧洲压水堆（UK-EPR）和英国先进非能动压水堆（UK-AP1000）的审查经验，提出了I&C系统总体设计应对策略。可为后续项目通过GDA提供参考借鉴。

核电厂数字化主控室操纵员界面管理任务特征的研究

张力, 刘建桥, 邹衍华, 青涛, 黄容

2019, 40(4): 91-95.

摘要(279)

摘要:
首先采用系统性人因失误减少和预测方法（SHERPA）分析操纵员界面管理任务中的关键行为；再用行为分析软件（INTERACT9）分析国内某数字化核电厂全范围模拟机上操纵员的操作录像视频，之后对INTERACT9采集的关键行为数据进行统计分析，得到4个操纵员界面管理任务的一般特征：①一、二回路操作员操作菜单栏、选择监视目标和打开参数界面的频率最高；②操纵员在选择进入不同系统界面的方式上趋向于选择从菜单栏进入；③一回路操纵员在正常工况和事故工况下的界面管理任务没有明显差异；二回路操纵员在正常工况下的界面管理任务明显少于事故工况；④正常工况下，一回路操纵员的界面管理任务显著多于二回路操纵员；事故工况下，一回路操纵员的界面管理任务与二回路操纵员的的界面管理任务相当。

核电厂集成系统确认情境选取方法

孙茜, 楚济如, 王雨琪

2019, 40(4): 96-99.

摘要(186)

摘要:
集成系统确认（ISV）是核电厂装料前对集成的人-机接口（HSI）进行基于效能的评估，适当的ISV情境选取方法是确认活动充分、必要、有序的保证。本文结合核电厂HSI设计，在满足美国核管会（NRC）发布的《人因工程审查模型》（NUREG 0711）关于运行工况采样评审要求的基础上，提出了一套具有体系性和可实施性的ISV情境选取方法，使ISV工作更加合理和高效。

重水堆核电厂在线测氚系统抽气方式的改进

苏国权

2019, 40(4): 100-103.

摘要(86)

摘要:
重水堆核电厂利用电离室分析技术进行氚浓度监测。为解决其在线实时氚测量系统不能连续对多个区域进行测量的不足，提高测氚系统可靠性，对测氚系统抽气方式进行了改进。在线按序测氚改进后的测量结果，提高了氚浓度测量的准确性和实时性，为核电厂反应堆厂房内的氚泄漏定位和人员辐射防护提供了重要依据。

数字化主控室操纵员人因可靠性研究

陈青青, 张力, 胡鸿, 青涛, 戴立操

2019, 40(4): 104-107.

摘要(223)

摘要:
当前较经典、较普遍的人因可靠性分析（HRA）方法均是在主控室数字化前研究的。本研究根据操纵员模拟机培训录像，采用行为学的方法，对数字化主控室操纵员的操作行为进行了定义、数据采集和分析。研究表明，数字化主控室操纵员操作失误概率基本正常；二类任务操作增多、失误概率增大。因此，本研究为数字化主控室操纵员HRA提供了依据。

基于奇异值谱熵复杂度的CRDM滚轮磨损程度识别研究

张黎明, 李琳, 洪力阳, 杨晓晨

2019, 40(4): 108-112.

摘要(117)

摘要:
针对反应堆控制棒驱动机构（CRDM）中的滚轮丝杠运动副磨损状态难以评估的问题，引入复杂度概念，并基于奇异值谱熵构建复杂度指标，实现了滚轮磨损程度的识别。对观测时间序列进行相空间重构并计算奇异值，再结合信息熵的概念得到奇异值谱熵。经仿真、分析和验证，结果表明，该复杂度指标对于信号的不确定性较为敏感，可以有效的反映出不同磨损状态下信号频域的变化，进而判断出滚轮的磨损程度；滚轮随着运行时间增加，振动信号的高频成分显著增加，低频成分变化很小。因此，应用奇异值谱熵作为评价指标可以有效地识别滚轮的磨损状态。

模块式小型核反应堆稳压器波动管破口事故分析研究

尹莎莎, 罗涵禹, 秋穗正, 黄伟, 陈志辉, 田野, 方华伟

2019, 40(4): 113-116.

摘要(266)

摘要:
针对模块式小型核反应堆（SMR）稳压器波动管破口事故建立了MELCOR计算模型，采用该模型对波动管破口触发的严重事故进程进行了模拟；并对其相关的热工水力参数进行分析研究，同时对比分析了不同破口面积对事故进程和结果的影响。分析结果表明：波动管破口尺寸为0.002 m²时，事故进程最为严重，该结果可为SMR的严重事故管理导则提供参考依据。

浮动核电站抑压水池液舱晃荡研究

郑亚雄, 郭健, 符壮志, 梁双令, 谭美

2019, 40(4): 117-122.

摘要(268)

摘要:
浮动核电站运行环境与陆地核电站有着显著不同，其专设安全设施的设计需考虑海洋环境适应性，尤其是涉及液体流动的设施更应考察船体运动激励的影响。本文以抑压水池为分析对象，采用有限体积法对液舱晃荡过程进行仿真分析，研究在极限海洋环境下水池内水位的变化，以及有/无制流板情况下水位的区别。研究表明，船体纵/横摇引起的抑压水池最低水位相比于初始水位显著降低，由于抑压水池共振周期与船体晃荡周期错开，因此水位变化主要由晃荡幅值和内部结构件共同作用决定。

数字化核电厂主控室操纵员班组行为研究

陈青青, 张力, 胡鸿, 青涛, 戴立操

2019, 40(4): 123-126.

摘要(173)

摘要:
核电厂主控室数字化后将引起班组交流合作等一些列变化，但以往针对班组的研究较少且主要以经验研究为主，较少有实证研究，以致在进行人因可靠性分析（HRA）时难以恰当引用或修正行为形成因子。本文使用行为分析软件以模拟机培训中一个班组为研究对象，首次从行为分析的角度研究了数字化后主控室班组行为特征和组织结构的有效性。对班组成员在一次事故培训中的交流行为进行了统计分析，研究结果表明，数字化后操纵员班组为一个分工明确、层次清晰的组织结构。

基于核主泵性能预测的数值模拟精度研究

胡晓东, 王秀勇, 刘在伦, 张潇飞, 黎义斌

2019, 40(4): 127-133.

摘要(397)

摘要:
为提高核主泵在全工况点的数值模拟精度，研究了数值模拟过程中近壁面网格尺度、湍流模型、流动状态3种因素对计算精度的影响。结果表明，在定常状态下，重整化群（RNG） k-ε湍流模型和标准壁面函数法在近壁面网格尺度（y⁺）为50左右时具有较高的计算精度，并且其计算精度高于RNG k-ε增强壁面函数法、低雷诺数k-ε和剪切应力传输（SST）k-ω这3种湍流模型的计算精度，但上述不同网格尺度和湍流模型的计算结果均存在较大的计算误差；采用非定常计算时的计算精度明显高于定常计算，能够反映出扬程曲线在关死点附近的驼峰现象，效率的计算精度也有一定改善，更适合于对核主泵进行性能预测。

铑自给能探测器延迟信号数字处理算法与实验研究

徐小恒, 莫华均, 李东仓, 杨磊, 朱朝阳, 杨文华, 周春林, 邵剑雄

2019, 40(4): 134-138.

摘要(173)

摘要:
铑自给能探测器（RSPND）输出电流信号的慢响应特性严重影响反应堆内中子注量率的实时测量，不利于反应堆的控制和安全管理。采用反函数计算或各种补偿方法改进其响应特性，有利于RSPND的使用。本文研究了前向差分变换法、后向差分变换法、阶跃响应不变法及双线性变换法等4种数字处理算法，有效缩短了铑自给能探测器输出信号的响应时间，时间常数缩短到5 s以内。通过数字实验系统，验证了算法的正确性，为该探测器用于反应堆内中子注量率测量的快速响应提供了可行性。

核电厂人员闸门数字样机应用技术研究

谢洪虎, 马文勤, 张峰, 何英勇, 杨锦春

2019, 40(4): 139-144.

摘要(103)

摘要:
为提高核电厂人员闸门的安全、可靠性，基于数字样机技术，构建人员闸门整机和关键零部件的参数化模型，结合故障模式及影响分析（FMEA）方法，对人员闸门参数化模型进行可靠性分析，找到薄弱环节。并借助动力学仿真分析软件（ADAMS）和有限元分析软件（ANSYS），对人员闸门顶升机构和筒体与密封门组成的承压部件薄弱环节进行了动力学仿真分析和应力计算与评定。结果表明，人员闸门自身存在的薄弱环节不会导致其产生功能或结构完整性失效事故，验证了人员闸门数字样机结构设计的合理性、装配关系的正确性。

核电厂屏蔽主泵Canopy密封环钻孔疏流装置设计与研究

闫国华, 文忠, 李玮, 俞照辉

2019, 40(4): 145-148.

摘要(204)

摘要:
针对国和一号（CAP1400）、非能动先进压水堆（AP1000）核电机组屏蔽主泵拆装过程中残余放射性冷却剂如何导出的问题，研制了Canopy密封环钻孔疏流装置，并在试验台上进行了钻孔疏流试验。试验结果表明，Canopy密封环钻孔疏流装置密封效果达到了预期效果，未出现冷却剂外泄；刀具及切削参数选取合适，碎屑为细小碎片状，可随冷却剂一起导出；整套系统结构紧凑，工艺控制简单，能够实现远程控制的功能需求。

核电厂严重事故工况下氢气浓度监测装置研制

王宏庆, 唐敏, 唐月明, 马韦刚, 郑华, 褚力, 姜峨

2019, 40(4): 149-152.

摘要(303)

摘要:
研究解决了电化学测氢气浓度传感器中电极涂覆、结构设计等关键技术问题，设计制造了严重事故工况下氢气浓度在线监测装置样机，开展了不同压力、温度、氢气浓度条件下测试试验，正常工况下的性能测试试验和环境适应性试验。结果表明研制的氢气浓度监测装置具有选择性强、能实现在线监测、响应时间快、测量范围宽、测量精度高等特点，可用于我国的“华龙一号”（HPR1000）和大型先进压水堆（CAP1400）核电厂严重事故工况下氢气浓度在线监测。

基于三代核电技术的电气贯穿件导体组件研制

周缘, 王广金, 周天, 陈青, 赵雨恒, 邱新媛, 王江武, 周寒

2019, 40(4): 153-156.

摘要(191)

摘要:
根据三代核电厂对各类特殊信号传输要求，以三同轴导体组件为例，针对三同轴电缆贯穿安全壳及其射频信号传输的特殊要求，对电气贯穿件专用的三同轴导体组件的设计、制造、工艺试验及型式试验进行了阐述。最终的型式试验结果表明，三同轴导体组件的结构设计合理、制造工艺可行，能够满足三代核电厂电气贯穿件技术要求，其研究成果可直接应用于三代核电厂电气贯穿件的设计。

MJTR硅单晶辐照技术改进研究

杨斌, 王红阳, 王云波, 向玉新, 张平, 康长虎

2019, 40(4): 157-160.

摘要(261)

摘要:
为了具备8 inch（1 inch=2.54 cm）硅单晶辐照生产能力，同时进一步提高硅单晶辐照质量，对岷江试验堆（MJTR）硅单晶辐照技术进行改进研究。通过在辐照孔道增加中子屏布置改善硅单晶辐照的不均匀性，在辐照孔道外增加反射层布置提高辐照孔道热中子注量率，满足了8inch硅单晶辐照要求；同时对硅单晶辐照操作工艺进行优化设计，并对半自动辐照控制工艺进行了设计改进。硅单晶辐照技术改进后，每罐硅操作时间缩短了一半左右，辐照罐数可增加2%，辐照生产效率提升显著。

CORCA-3D软件调硼临界燃耗计算功能的开发和初步验证

安萍, 马永强, 郭凤晨, 孙伟, 芦韡, 刘东, 李庆

2019, 40(4): 161-165.

摘要(189)

摘要:
调硼临界燃耗计算功能是堆芯核设计软件的基本功能，先进节块法堆芯三维少群中子学计算软件CORCA-3D是中国核动力研究设计院研发的堆芯核设计软件，具有完全的自主知识产权。本文介绍CORCA-3D软件的调硼临界燃耗计算功能主要涉及的物理模型，并通过基准题、电厂实测数据及SCIENCE系统对CORCA-3D软件进行了对比验证，结果表明，CORCA-3D软件计算具备较高精度。

基于智能预测的反应堆功率调节研究

赵梦薇, 陈智, 廖龙涛, 李羿良, 黄轲

2019, 40(4): 166-171.

摘要(212)

摘要:
针对比例-积分（PI）控制需进一步提高控制性能的需求，采用单步预测控制方案结合在线T-S模糊辨识和粒子群优化算法设计反应堆功率控制器。该控制器在不同工况下的仿真结果表明，预测控制在调节响应速度、超调量等指标上效果优于原先采用的PI控制。

UMo-Zr单片式燃料板结构改进研究

殷明阳, 庞华, 唐昌兵, 李垣明, 郑乐乐, 袁攀, 赵艳丽, 岳慧芳

2019, 40(4): 172-176.

摘要(205)

摘要:
基于有限元分析软件ABAQUS将燃料包壳和芯体的辐照-热-力本构关系引入数值模拟计算，初步建立了UMo-Zr单片式燃料板堆内热力行为的模拟方法。基于该数值模拟方法，针对均匀辐照的工况，通过改变燃料芯体长度、宽度、厚度3个方向的尺寸和边角的形状，研究芯体结构对辐照后温度场和应力场的影响。研究结果表明，辐照后的温度场和应力场对芯体厚度方向的尺寸变化最敏感；对芯体边角处进行倒角处理能够减小辐照后的米塞斯（MISES）应力峰值。

单相4×4棒束流动试验的CFD方法验证

刘卢果, 江光明, 李松蔚, 李仲春, 陈曦, 郭超, 袁红胜

2019, 40(4): 177-182.

摘要(209)

摘要:

为研究计算流体力学（CFD）方法预测棒束通道内流场分布的准确性，基于网格敏感性分析所确定的网格方案，采用标准k-ε模型（SKE）、可实现k-ε模型（RKE）、标准k-ω模型（SKW）和剪切应力传输模型（SST模型）对单相棒束流动进行模拟，并将横向速度与轴向速度与试验结果进行量化比较。结果表明：4种湍流模型均能较好地预测棒束通道内的流场分布，其中SKE与RKE的在横向速度预测上相对偏差较小，为19.6%；对于近格架区域的横向流场分析，SKE模拟较优，反之RKE模拟较优；对于轴向速度的预测，SKE的相对偏差最小为4.9%；4种湍流模型均低估均方根（RMS）速度，但能够预测棒束通道内RMS速度的分布规律，近格架区域采用RKE，反之SST较优。本文的计算结果可为单相棒束流动CFD分析的最佳实践导则建立提供参考。

某三代核电设备安全壳喷淋泵力学分析和试验研究

李松, 许余, 汤华鹏, 吴琳, 穆克亮, 张凯

2019, 40(4): 183-188.

摘要(173)

摘要:
以某三代核电设备安全壳喷淋泵为对象，利用有限元对整个系统进行建模，完成了该系统抗震性能、各部件模态和应力、结构屈曲以及连接螺栓应力的分析和评定，并进行了现场振动频率测试。结果表明，此安全壳淋喷泵满足规范要求，与设备模态试验情况符合较好。本研究可为后续安全评审和设备鉴定提供研究支持。

中央空调减振降噪技术在船用冷却水泵中的应用

王晨光, 汤雁翔

2019, 40(4): 189-192.

摘要(139)

摘要:
船用冷却水泵主要用于输送冷却水，对设备的可靠性要求较高，同时对运行时的振动噪音也提出了较高的要求。中央空调压缩机也有类似的减振降噪的要求，其相关技术具有相似性。本文主要介绍了永磁同步电机技术、压缩机减振方法，并探讨了该技术在船用冷却水泵中的应用可行性与前景。

船用核动力装置辐射安全技术研究

刘绍强, 张宏越, 谭怡, 吕焕文, 王霜

2019, 40(4): 193-199.

摘要(394)

摘要:
辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障，目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析，并从发展需求角度，归纳了两者的总体发展目标，梳理了各自的重难点技术，最后绘制了放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术的技术发展路线图，为我国船用核动力辐射安全技术发展提供了方向和支撑。

小型核电源传热及热电特性实验研究

唐思邈, 王成龙, 苏光辉, 田文喜, 秋穗正

2019, 40(4): 200-202.

摘要(371)

摘要:
针对无人水下航行器（UUV）续航能力差这一缺点，结合核动力UUV中的结合静默式温差发电热管反应堆技术，建立非核电加热实验台架，进行启动实验，验证静默式温差发电热管堆技术的技术可行性。实验结果表明：实验装置系统启动过程顺利，启动后等温性良好；温差发电器件热电性能良好，发电效率可达6.8%。该实验装置作为国内首个基于温差发电及高温热管传热的电加热实验台架，其实验数据可为静默式温差发电热管反应堆进一步设计和应用提供参考。

留言板

2019年第40卷第4期

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