核动力工程

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孙寿华, 冉洺东, 林力, 刘文磊, 李振臣, 李文钰

2019, 40(6): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0001

摘要(1439) PDF(807)

摘要:
放射性废液得到有效处理是世界各国核工业迅猛发展的前提，其关键技术的现状和发展方向也是我国核工业界关注的焦点。本文介绍了几种放射性废液处理的传统方法及涌现出的新技术，概述了各种方法的原理及优、缺点，同时讨论了放射性废液处理技术今后的研究方向及发展趋势。

基于两相CFD方法的竖直圆管环状流预测研究

徐海淞, 王季, 熊进标, 卢川

2019, 40(6): 7-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0007

摘要(294)

摘要:
基于欧拉-拉格朗日方法，结合壁面液膜模型，模拟圆管环状流中的液滴与连续气相的相互作用、液滴在壁面处的沉积与夹带、液膜的沸腾与蒸发等关键物理现象。通过与瑞典皇家理工学院的环状流实验结果比较，评价欧拉-拉格朗日方法对环状流的预测精度。比较结果表明，数值模拟得到的液膜质量流量与实验测量结果吻合良好，证明所采用欧拉-拉格朗日方法及本构模型能够较准确地模拟环状流动。

小型模块化超级安全气冷堆中子学特性研究

张成龙, 堵树宏, 刘国明, 霍小东, 杨海峰, 邵增

2019, 40(6): 13-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.00013

摘要(313)

摘要:
为分析小型模块化超级安全气冷堆堆芯中子学特性，建立六棱柱燃料组件模型，利用蒙特卡罗程序和ORIGEN程序的耦合计算，研究TRISO颗粒致密度、燃料富集度、TRISO颗粒大小、栅距比、TRISO颗粒包层厚度和燃料棒直径等物理参数对寿期等特性的影响。研究结果表明，寿期长度随着燃料富集度、栅距比的增大而单调增大；燃料棒直径、TRISO颗粒致密度、TRISO颗粒尺寸大小对寿期长度也有一定的影响；TRISO颗粒包层厚度对寿期长度的影响很小。基于该结果，初步设计出小型模块化超级安全气冷堆的堆芯装载方案，其寿期满足20 a不换料的寿期长度要求。

竖直波形板折角处液膜破裂研究

王博, 田瑞峰

2019, 40(6): 20-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0020

摘要(183)

摘要:
通过对曲线坐标系下2维边界层的纳维-斯托克斯（N-S）方程与连续性方程的推导，并结合定义无量纲量的方法，建立了液膜破裂模型，得出了一种波形板折角处的液膜临界破膜速度的理论计算方法；开展了液膜破裂实验研究，利用平面激光诱导荧光技术与图像处理方法分析了临界破膜速度与液膜厚度的关系。实验与模型计算结果均表明：波形板折角处的临界破膜速度与液膜厚度呈负相关关系；当液膜厚度相同时，波形板临界破膜结构参数越大，其临界破膜速度亦越大，利于气水分离效率的提高。

LOCA后安全壳碎片对压水堆燃料组件的压降影响试验研究

王达, 牛风雷, 梁瑞仙, 卓卫乾, 刘军

2019, 40(6): 24-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0024

摘要(315)

摘要:
为研究压水堆核电厂失水事故（LOCA）后杂质在堆芯燃料组件内的沉积现象及压头损失，本试验搭建相应台架，分析了极限工况下碎片在组件中的分布和堵塞情况，定量化评估LOCA后安全壳内碎片对燃料组件压降的影响。结果表明，碎片几乎都堆积在组件下半段尤其是下管座；碎片量相同时，碎片同时添加方案比依次添加方案造成的压降更大；化学沉淀物对碎片床有压实效应，可造成更显著的压头损失；即使极限工况仍有足够的冷却剂进入堆芯排出余热。

CPR1000机组功率量程探测器波动特性分析

何洋, 张海州, 曹云龙, 王宗魁

2019, 40(6): 30-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0030

摘要(307)

摘要:
以工程实践为基础，通过大量的数据调查分析，总结了功率量程探测器（PRC）的波动特性，提出了功率量程波动的部分规律。基于其波动规律，对如何挖掘发电裕度给出了建议；同时针对功率量程波动研究中的部分问题，提出了可能的研究方向。

窄矩形通道两相流动实验回路设计研究

张杰, 陈红丽, 张雪

2019, 40(6): 35-39. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0035

摘要(282)

摘要:
为了更好地研究某燃料堆内窄矩形冷却剂通道的流动传热特性，调研了窄矩形通道传热的研究现状和发展趋势，结合NP工程反应堆相关参数和实验需求，搭建了一套热工水力两相流实验回路用来研究分析某燃料冷却剂通道传热特性。该实验回路根据实际的反应堆运行操作要求，设计了与实际冷却剂通道一致的实验段，流动方向设定为竖直向下流动，采用双面加热，流道间隙尺寸设定为2.3 mm，通道宽度为67 mm（加热宽度为62 mm），流道长度为1000 mm（加热长度为750 mm），并通过实验对其进行了验证。结果表明，本文装置正确可行。

基于EM算法的热工水力模型的不确定性量化方法研究

李冬, 赵柏阳, 金頔

2019, 40(6): 40-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0040

摘要(283)

摘要:
常用的最佳估算加不确定性（BEPU）方法是对电厂和程序模型的不确定性来源（输入不确定性）进行量化，并通过不确定性传递得到与安全相关参数（如包壳峰值温度PCT）的双95%不确定度带。然而最佳估算（BE）程序内部的一些物理模型参数作为重要的不确定性来源，在实验中往往不能被直接测量，其不确定性的量化目前主要依赖于专家判断，缺乏客观性。本文基于期望最大化（EM）算法，利用分项实验中可直接测量的响应参数，通过反问题求解推导程序内部模型参数的不确定性概率密度分布，并以再淹没现象为例进行方法应用，得到了程序内部沸腾传热、相间摩擦等模型的不确定度。

先进反应性测量系统的研发与应用

王丽华, 杨庆湘, 杜炳, 杨波, 秦玉龙, 施建锋

2019, 40(6): 46-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0046

摘要(233)

摘要:
相比于传统的反应堆控制棒价值测量方法，快速的动态棒价值测量方法要求反应性测量设备具有更高的精度和性能，以准确获取和处理堆外探测器的电流信号，并需通过额外的堆芯中子学计算对试验过程中的空间效应进行修正。为此本研究开发了一套包含先进物理试验测量仪（APTC）和动态棒价值测量软件包（LIGHT）的先进反应性测量系统（SMART），并对SMART开展了一系列验证试验。结果表明，SMART具备完整的物理启动试验功能，其精度和性能能够满足包括动态棒价值测量在内的物理启动试验的要求；在300 MW压水堆核电厂中的成功应用也充分验证了SMART的工程应用能力。

HFETR控制棒钴吸收体安全性分析研究

刘水清, 康长虎, 杨斌, 谭晶华, 邹鹏, 刘红倩, 宋雨鸽, 宋霁阳

2019, 40(6): 50-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0050

摘要(281)

摘要:
高通量工程试验堆（HFETR）控制棒钴吸收体入堆至今已经20余年，本文对59Co的燃耗以及其燃耗对控制棒价值的影响进行了分析计算，结果表明，9#～14#控制棒的钴吸收体的平均燃耗和最大燃耗分别为4.02%和5.45%，4#和7#控制棒的钴吸收体的平均燃耗和最大燃耗分别为6.45%和10.38%；考虑钴吸收体燃耗的影响，9#～14#控制棒价值几乎不变，4#和7#控制棒价值下降0.15βeff（对于HFETR，1βeff=0.0071）；钴吸收体的燃耗使得堆芯次临界度下降0.16βeff，而反应堆的停堆棒位几乎不变，因此HFETR控制棒钴吸收体是安全的，且其燃耗对钴吸收体控制棒价值的影响较小，不影响反应堆的安全运行。

反应堆棒束通道搅混翼数值研究

王烨, 孙兰昕, 徐长哲, 胡楠, 郑旭, 张萌, 李小畅

2019, 40(6): 54-58. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0054

摘要(328)

摘要:
定位格架上的搅混翼是核反应堆燃料组件中的关键部件，其性能对棒束通道热工水力特性有重要的影响。以带单层定位格架的5×5棒束为研究对象，对搅混翼排布方式及末端形状对格架下游的流场和温度场的影响进行数值模拟研究。计算结果表明，改变搅混翼的排布方式，压降几乎不受影响，但格架下游流场和传热情况却因排布方式的改变而发生显著变化；将搅混翼末端形状改为弧形，压降较典型撕裂型搅混翼没有明显差异，但换热情况得到明显改善。

反应堆压力容器辐照监督无损评估技术研究

上官斌, 李承亮

2019, 40(6): 59-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0059

摘要(433)

摘要:
反应堆压力容器（RPV）的辐照脆化问题是核安全的重中之重，影响到核电厂的安全性、经济性与公众信心。介绍了传统RPV辐照监督方案，讨论了现行技术的局限性，梳理了RPV辐照监督无损评估技术国外研究进展与存在问题，在实验与理论研究的基础上创新性地提出了中子辐照条件下RPV钢力学性能预测统一模型，并形成了基于电磁性能的RPV辐照监督无损评估技术，进一步完善后具有较好的工程应用前景。同时指出了开展RPV钢电磁性能实验研究，既有助于从一个全新的角度理解与再认识国产RPV钢长寿期服役时的辐照脆化行为，又有利于揭示RPV钢辐照脆化机理，丰富辐照脆化的基础理论。

高温气冷堆新燃料元件运输容器临界安全分析

李颖虹, 黄灏, 周荣生, 杨晓东

2019, 40(6): 64-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0064

摘要(236) PDF(143)

摘要:
采用基于蒙特卡罗方法的MCNP5程序对高温气冷堆所用的球形燃料元件进行描述；根据包覆燃料颗粒在燃料球内的分布性质构建了8种不同模型，并研究不同模型对有效增殖因子（keff）和计算时间的影响，获得了临界计算问题中最优的燃料球模型；运用MCNP5描述燃料球运输容器，并研究了容器中子吸收板厚度、外容器壁厚、缓冲层材料、反射层材料、容器形状、容器结构缺失和水密度等影响运输容器临界安全的因素。结果表明，所研究的高温气冷堆新燃料元件运输容器在正常运输条件下和事故运输条件下均处于临界安全状态，其临界安全指数（CSI）可定为0。

乏燃料干法后处理中铀电沉积行为模拟研究

张萌, 王靖阳, 孙兰昕, 米宗良, 周羽, 候洪国, 高杨, 矫彩山

2019, 40(6): 72-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0072

摘要(315)

摘要:
基于多物理场耦合软件COMSOL，在LiCl-KCl熔盐体系中建立以电解槽为阳极、双石墨棒为阴极的氯化铀电沉积行为三维数值模型。通过研究熔盐中铀离子的运动情况以及对阴极几何形状的实时计算，得到了铀电沉积的沉积层厚度随时间的变化情况，得到了铀离子阴极沉积行为与阴极表面的位置、熔盐铀离子浓度、反应温度、平均电流密度之间的关系。研究中，还将模拟结果与氯化铀熔盐电解实验数据进行对比，计算与实验结果拟合良好，证明铀电沉积行为模拟的可靠性，模拟结果可为乏燃料干法后处理中铀的提取提供设计参考。

核电站钢制安全壳焊后热处理仿真技术研究

常海军, 侯岩岩, 阳小华, 申梦岭

2019, 40(6): 77-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0077

摘要(272)

摘要:
利用SYSWELD软件模拟安全壳筒体第1大环和第2大环之间环焊缝的焊后热处理过程，分析局部整圈和局部分段热处理后安全壳的残余应力及变形情况；通过实测残余应力与数值模拟残余应力结果的对比，证明数值模拟结果的正确性和可靠性，同时结合工程实际情况，证明局部分段热处理方法的合理性，并确定了合理且经济的局部热处理分段方案。研究结果为大壁厚、大体积的钢制安全壳热处理提供了一种有效的途径。

利用HHT产生与多阻尼楼板谱匹配的地震波

李波, 唐家伟, 戴靠山, 沈乐

2019, 40(6): 82-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0082

摘要(211)

摘要:
美国原子能管理委员会（USNRC）规范规定了用于核电厂抗震分析和设计的地震波要求。在抗震分析和设计中，采用的地震波可与多阻尼目标反应谱匹配，也可与单阻尼目标反应谱匹配。然而，在对核电设备和部件进行动力时程分析时，则需要与多阻尼目标楼板谱匹配的地震波。基于此问题，提出利用希尔伯特-黄变换（HHT）方法，通过修改种子地震波的频率和振幅信息，使之与多阻尼目标楼板谱匹配，且完全符合USNRC规范的匹配标准，从而为核电设备和部件的地震安全评估提供合适的地震激励。

核动力船舶燃料组件瞬态动力学分析

梁双令, 吴婉烨

2019, 40(6): 89-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0089

摘要(300)

摘要:
针对核动力船舶燃料组件在船体运动状态下的结构安全问题，以海洋核动力平台为例，采用水动力学对平台进行频时域计算，得到船体重心的六自由度运动时历曲线。基于远程位移方法将船体运动传递到反应堆，实现对燃料组件随船体运动的数值模拟，并采用瞬态动力学对燃料组件的结构载荷进行计算。计算结果表明，与船体静止状态下相比，燃料组件的结构载荷在船体运动状态下明显增大。因此，在对燃料组件进行结构安全分析时，必须考虑船体的随机运动响应。

三代核电DBA环境试验装置改造设计研究

邢立淼, 湛力, 谢旭, 吴小飞, 许世杰, 徐长哲, 马楠

2019, 40(6): 95-99. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0095

摘要(752)

摘要:
中国核动力研究设计院环境鉴定试验装置因试验开始初期试验腔内热冲击温度拉峰能力不足、热冲击过程中试验腔内温度分布不均匀等问题难以满足三代核电反应堆失水事故（LOCA）环境试验的要求。针对存在问题，利用数值计算软件RELAP5对试验装置改造设计进行了数值分析，依据分析结果对环境鉴定试验装置进行了设计及改造。改造后装置试验结果表明，装置在热冲击阶段的温度拉峰能力大大提高，温度均匀性得到明显改善，满足三代核电设计基准事故（DBA）环境试验曲线的要求。

基于热管技术的非能动余热排出系统换热能力研究

鲜麟, 周科, 李峰, 杨帆, 张卓华, 张丹, 王小吉

2019, 40(6): 100-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0100

摘要(279)

摘要:
分离式热管技术在工业领域已有应用，多用于余热回收锅炉等节能领域，具备加热面和冷却面完全分离、冷热源完全隔离且换热效率高等优点。结合分离式热管的工作特性开展了基于热管技术的非能动余热排出系统的理论设计，并基于系统程序对设计方案进行了分析论证，研究了不同充液率、冷热芯位差以及蒸发段和冷凝段面积比等系统条件下的热管传热能力，得到了各参数对热管性能的影响规律，并给出了推荐的适用于非能动余热排出系统设计的参数范围和方向。在本文计算范围内，充液率大于0.7后传热功率明显下降，零位差下系统仍能建立稳定循环，面积比在1.0~2.5范围内变化时，热管功率随面积比线性增大。

基于ν-支持向量机的事故工况下反应堆功率预测

蒋波涛, 黄新波, Hines J.Wesley, 赵福宇

2019, 40(6): 105-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0105

摘要(150)

摘要:
针对事故工况下堆芯功率变化的特点和神经网络（ANNs）易陷极小值、收敛速度慢等问题，提出一种基于ν-SVR）的事故工况下堆芯功率预测方法。该方法运用k重交叉验证（k-CV）完成对ν-SVR预测器并将其用于弹棒事故（REA）和落棒事故（RDA）工况下的堆芯功率预测。研究表明，与ANNs相比，该方法具有更高的预测精度和更短的响应时间。

基于堆芯线性化模型的液态熔盐堆功率控制研究

杜尚勉, 曾文杰, 于涛, 陈乐至, 谢金森

2019, 40(6): 109-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0109

摘要(258)

摘要:
液态熔盐堆中熔盐燃料依托主泵驱动在一回路中流动，在流动过程中造成了反应性损失，直接引起堆芯功率变化。考虑到熔盐燃料流动对堆芯功率控制的影响，建立了堆芯非线性模型，并对模型进行线性化处理。基于堆芯线性化模型，采用线性二次型高斯/回路传输（LQG/LTR）技术设计堆芯功率控制系统。以熔盐实验堆为例，开展堆芯反应性扰动控制研究。结果表明，采用堆芯线性化模型和LQG/LTR技术可以实现对液态熔盐堆堆芯功率的控制。

华龙一号核电机组中压安注泵关闭扬程降低的PSA分析及设计优化

杨健, 邓纯锐, 马超

2019, 40(6): 114-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0114

摘要(639)

摘要:
通过概率安全分析（PSA）发现，在华龙一号核电机组设计过程中，中压安注泵关闭扬程的降低虽然有利于满足蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故的验收准则，但造成丧失直流电事故的堆芯损坏频率（CDF）上升。对此针对性地提出了在事故处理规程中增加快速卸压阀用于充-排的优化方案。将该方案应用于华龙一号核电机组，PSA结果表明，丧失直流电事故的CDF由2.4×10-8 （堆? 年）-1下降至2.2×10-9 （堆?年）-1。因此，本文提出的优化方案有效降低了机组风险。

国际原子能机构SSG-30安全分级方法应用解析

司恒远

2019, 40(6): 118-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0118

摘要(1808)

摘要:
安全分级的目的是确保物项的设计、制造、建造、调试和运行采用恰当的要求，使物项在所有预期的运行工况下有适宜的质量，进而确保安全功能的实现。国际原子能机构（IAEA）2014年颁布的核电厂构筑物、系统和部件（SSC）安全分级导则（SSG-30），其安全分级原则涵盖核电厂5个纵深防御层次，从设计预防措施和安全功能分类两个维度识别安全相关物项的重要性，考虑核电厂运行工况状态和放射性与运行限值的要求，进而确定物项的安全级别和相关的规范要求。

基于自适应遗忘因子RLS算法的稳压器模型在线辨识

钱虹, 江诚, 潘岳凯, 史哲烽

2019, 40(6): 124-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0124

摘要(258)

摘要:
为提高稳压器时变系统模型辨识的准确性及其参数在线辨识的快速性和鲁棒性，并研究遗忘因子大小对遗忘因子递推最小二乘法算法特性的影响，提出了一种基于模糊算法的自适应遗忘因子递推最小二乘法算法。该算法以系统动态特性值与辨识模型值之间的残差时间序列平均值及其变化率作为模糊算法的输入，遗忘因子修正量为输出，从而实现遗忘因子的自适应调整。通过对某核电厂稳压器降压系统进行仿真，结果表明，该算法可实时调整遗忘因子大小，有效地解决了稳压器模型参数时变性的问题，得到了较精确的时变模型；有效地解决了参数辨识结果稳定性和收敛速度相互矛盾的问题。因此，该算法具有可行性和优越性。

核电厂安全壳内置换料水箱过滤系统过滤性能及阻力特性研究

谢洪虎, 李石磊, 张峰, 陈楚员

2019, 40(6): 130-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0130

摘要(240)

摘要:
对核电厂安全壳内置换料水箱（IRWST）过滤系统过滤性能及压损特性进行了分析研究。该研究借助试验验证和数值模拟分析方式展开，主要包括下游效应（碎片浓度）试验研究和过滤系统压损分析2部分。结果表明，在事故工况下，地坑滤网下游碎片浓度为368 ppm（1 ppm=1 mg/L）、安全注入系统（RIS）地坑滤网和安全壳喷淋系统（EHR）地坑滤网的压损分别为3.533 kPa和3.631 kPa，上述结果分别满足了过滤系统碎片浓度小于480 ppm和压损小于5.6 kPa的系统功能要求。

沉淀硬化马氏体不锈钢热老化脆化的热电势检测研究

薛飞, 史芳杰, 孙琦, 褚英杰, 遆文新, 黄飞

2019, 40(6): 135-139. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0135

摘要(275)

摘要:
研究了17-4PH沉淀硬化马氏体不锈钢在400℃下不同时效时间力学性能和热电势变化规律，提出了热电势和冲击韧性的经验公式，并通过在核电厂服役13 a的主蒸汽隔离阀阀杆进行验证。验证结果显示，随着时效时间的延长，材料的冲击韧性下降，屈服强度、抗拉强度和硬度升高，断面收缩率和断裂伸长率下降。材料的热电势变化与冲击韧性呈现指数相关性，材料的屈服强度、抗拉强度、硬度和热电势呈现出较好的线性关系。通过热电势检测评估的冲击韧性和实测值显示出较好的符合性。

超声应力波信号有源带通滤波器设计与应用

蒋兆翔, 何攀, 曾杰, 王磊, 王广金, 刘才学

2019, 40(6): 140-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0140

摘要(183)

摘要:
根据超声应力波信号的特征，采用了一种简捷、准确的网页滤波器设计软件，设计了一种频率范围在50 kHz~200 kHz的8阶巴特沃兹带通滤波器，通过电路仿真软件（Multisim）对滤波电路进行了仿真调试与验证，通过不断调试优化滤波性能，仿真结果满足设计指标，证明了设计的可靠性；通过Labview搭建自动化测试平台实现了批量滤波板卡的测试，提升了测试效率并节约了人力成本；将滤波器应用于华龙一号某核电管道评估系统中，实现了主管道和波动管密封性能的实时监测。

压水堆核电站主泵的装配技术和管理

朱伟, 王峰, 王永革, 王勇

2019, 40(6): 144-148. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0144

摘要(255)

摘要:
反应堆冷却剂泵（简称主泵）是核电站的关键设备。本文介绍了压水堆核电站主泵的装配结构、装配流程及装配的技术关键点，通过对装配中问题的总结分析，找出了影响主泵装配进度和质量的主要因素，并采取加强装配计划管理、合理安排组织分工、做好装配前技术准备、建立应急处理渠道等措施，有效地提高了装配质量和效率，可为其他核电项目主泵装配管理提供经验参考。

一种常闭翅片式冷冻阀的结构设计与有限元分析

蒋鑫越, 王纳秀, 苏博, 陈玉爽, 孔祥波, 陆惠菊, 傅远

2019, 40(6): 149-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0149

摘要(216)

摘要:
在钍基熔盐堆（TMSR）二回路中冷冻阀TMSR-FV1的功能是充当常闭截止阀。TMSR-FV2为TMSR-FV1的改进版，其在保持TMSR-FV1整体不变的情况下，在外表面增加翅片以增强传热。本文采用有限元方法对TMSR-FV2进行了结构设计和传热分析，研究自然冷却条件下翅高、翅厚和翅距等因素对TMSR-FV2内熔盐冻堵效果的影响，提出了一种翅片结构，并与TMSR-FV1在自然冷却及不同冷却流量条件下的实验冻堵效果进行了对比。计算结果表明：在研究范围内，本文提出的TMSR-FV2翅片结构有效降低了冷冻阀扁平段中心熔盐温度，对提升冷冻阀冻堵效果明显，实现了冷冻阀非能动关闭功能。

核电厂主给水系统再循环阀设计布置试验研究

穆冠宇

2019, 40(6): 155-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0155

摘要(118)

摘要:
对某核电厂主给水系统再循环阀的设计布置进行试验研究，分析引起再循环管道在启泵瞬间突然跳动并伴随爆破声的根源，以及泵组基础错位及振动超标与再循环阀异常情况之间的关系。结果表明，多级笼式调节阀不能布置于有空气残留的高压给水管道中，否则在启动阶段将诱发破坏性水锤。通过优化再循环阀的设计布置，最终解决了主给水系统的非正常启动问题。

IRC提前饱和对ATWT功能影响分析及应对研究

郑军伟, 刘洋, 张娟花, 刘朝鹏, 牛茂龙

2019, 40(6): 159-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0159

摘要(228)

摘要:
某压水堆核电厂调试启动期间核仪表系统（RPN）中间量程通道（IRC）的输出电流在核功率（Pn）小于30%FP时提前达到饱和值。首循环换料设计方案（FCRS）确定后，IRC提前饱和的主要影响因素是探测器出厂热中子灵敏度（SF）。根据未能紧急停堆的预期瞬态（ATWT）设计功能和RPN安全准则，得出IRC提前饱和造成ATWT允许信号实际阈值低于设计期望阈值是可接受的结论。IRC提前饱和时，必须在饱和点以下选择Pn作为ATWT允许信号阈值，以确保ATWT允许信号可正确触发。提出采用首循环18个月换料设计方案（FCRS18）的机组应选用SF较小的探测器，以降低IRC提前饱和问题发生的几率。

CPR1000核电厂蒸汽发生器排污系统频繁隔离原因分析与优化措施

徐颖, 许金泉, 杨宗伟, 于航

2019, 40(6): 163-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0163

摘要(365)

摘要:
中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电厂蒸汽发生器排污系统（APG）在正常运行期间频繁自动隔离，结合此隔离事件运行背景对事件原因进行了分类研究，并对APG进行了相应优化。具体措施为对冷却水温度控制器增加了微分环节并优化了控制参数；对排污水流量控制回路增加了前馈环节以消除扰动；对排污水流量计和压力开关信号下游增加了相应延时环节；对启机阶段运行程序进行了适应性修改。某核电厂实际运行经验证明，优化后的APG运行情况良好，自动隔离事件大幅减少，运行维护成本有效较低。

一种通风流量孔板光圈调节器的研制

王晓明, 杨宏伟

2019, 40(6): 168-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0168

摘要(196)

摘要:
水-水反应堆（WWER）机组核岛通风系统调试时，采用固定流量孔板进行风量调节，存在操作量大、耗时长的问题。通过对光圈机构原理进行解析，研制了一种通风流量孔板光圈调节器。测试结果表明，调节器实现了在线改变通径进行风量调节的功能，且具有易安装、精度高的特点。该装置用于系统调试，避免了固定通径孔板的反复变更，有利于提高调试效率，同时也为其他堆型通风系统的设计提供了借鉴和参考。

贫化铀用于核动力堆防护的屏蔽性能与放射性毒性计算分析

宋英明, 王岩, 肖锋, 吕焕文, 付孟婷, 沈格宇

2019, 40(6): 173-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0173

摘要(251)

摘要:
针对贫化铀的γ射线屏蔽进行了实验与模拟计算验证。构建了核动力压水堆屏蔽模型，模拟输出的屏蔽层内中子能谱与实际能谱分布较为一致。采用蒙特卡罗程序与燃耗计算程序相耦合的方法，模拟计算了贫化铀在不同位置处中子、γ混合辐射场中的综合屏蔽性能，并与铅作为屏蔽材料进行了对比分析。模拟计算了屏蔽层中子辐照贫化铀40 a后的活化和裂变产物，分析了材料辐照前后年摄入量限值（ALI）定义下的放射性毒性，结果表明，新增二次产物对放射性毒性影响不大。

吊篮下挂分体式堆内构件设计研究

张宏亮, 范恒, 许斌, 王留兵, 陈训刚, 徐海波, 刘晓, 李浩

2019, 40(6): 178-182. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0178

摘要(181)

摘要:
通过对模块式多用途小型压水堆（ACP100）结构特点进行分析，提出了一种吊篮下挂的分体式堆内构件，其吊篮组件悬挂于反应堆压力容器中部并由压紧筒组件压紧，该结构具有易于制造安装、冷却剂分流密封效果好、流量分配合理等优点。力学分析、控制棒驱动线综合实验、堆内构件流致振动实验结果表明，该结构具有很好安全性和可靠性，满足ACP100的功能需求。

ACP600主蒸汽管道破裂事故的应对措施研究

张舒, 邱志方, 张晓华, 陈宏霞, 方红宇

2019, 40(6): 183-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0183

摘要(214)

摘要:
针对ACP600取消高压安注系统和浓硼箱、使用一体化钆为可燃毒物、采用Mode-C运行与控制模式等设计改进导致主蒸汽管道破裂（MSLB）事故安全裕量降低的不利情况，对先进三代核电厂ACP600的MSLB事故进行分析研究。为避免MSLB事故下反应堆重返临界后堆芯功率峰值过高导致偏离泡核沸腾比（DNBR）低于限制值，分别从快速注入硼溶液和减缓堆芯冷却率的角度，评价不同的安注系统配置以及停运故障环路主泵对于缓解MSLB事故的作用。研究最佳的缓解方案，并提出增设“蒸汽管线压力低-3”信号停运故障环路主泵的设计优化建议。

RELAP程序用于PRS分析的适用性研究

张晓华, 李峰, 张渝, 吴清, 喻娜, 张舒, 鲜麟

2019, 40(6): 189-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0189

摘要(269)

摘要:
以三代核电技术“华龙一号”二次侧非能动余热排出系统（PRS）为研究对象，对RELAP程序用于PRS分析的适用性进行论证。首先通过关键现象识别和程序功能梳理，定性说明RELAP程序相关数理模型能够满足PRS分析的需求；同时通过修改RELAP程序水平/竖直管内蒸汽冷凝相关换热模型并与PRS实验台架结果进行对比，定量评价相关模型的适用性。在上述工作基础上，使用RELAP程序分析全厂断电（SBO）工况下PRS投入运行的瞬态过程，结果表明PRS能够建立自然循环并有效排出热量；最后分析了PRS误投入瞬态工况，结果表明PRS误投入工况下反应堆是安全的，PRS的设计满足要求。

基于切比雪夫有理近似方法的点燃耗程序开发

张云飞, 张乾, 赵强, 张志俭

2019, 40(6): 194-197. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0194

摘要(267)

摘要:
基于切比雪夫有理近似方法（CRAM）开发了点燃耗求解程序。程序采用2套燃耗数据库，精细燃耗数据库和简化燃耗数据库，并将点燃耗程序与输运系统耦合。计算了定注量率辐照问题和衰变问题，以及JAEA轻水堆基准题，计算结果与国际知名程序对比。结果表明，程序在定注量率辐照问题和衰变问题的计算上，核子密度精度与ORIGEN2相当，单栅元和组件计算结果与HELIOS1.11以及参考解吻合良好。

核动力系统多目标优化设计方法研究

朱力, 彭诗念, 杨韵佳, 李峰, 鲜麟, 张丹, 邱志方, 袁红胜

2019, 40(6): 198-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0198

摘要(254)

摘要:
为提高核动力系统多目标优化设计结果的精确性，提出一种改进的多目标自适应差分进化算法，并通过测试函数对算法性能进行了验证。基于改进的多目标自适应差分进化算法开发了一种核动力系统多目标优化设计方法；以AP1000核电厂非能动余热排出热交换器为对象，采用开发的核动力系统多目标优化设计方法对其进行了优化设计，计算结果证明该方法是有效可行的。

基于丝网技术的矩形通道空泡份额测量研究

杨宜昂, 熊进标, 张腾飞, 柴翔, 刘晓晶

2019, 40(6): 203-206. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0203

摘要(454)

摘要:
对于矩阵窄缝通道，基于丝网测量技术，通过改进传感器探头结构，设计了一种新型的非侵入式空泡份额测量传感器。设计气水两相实验，使用该传感器以及高速相机同时对矩形窄缝通道进行测量，通过数据的对比，验证了该传感器的可行性。此外，开发了适用于该传感器的后处理程序。基于高速相机测量结果，对后处理程序中的相关算法进行比对，结果表明，Lanczos算法和Canny算法与高速相机拍摄结果更加接近，更适用于本文所提出传感器的数据处理。

留言板

2019年第40卷第6期

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