核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

潘清泉, 王侃

2020, 41(1): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0001

摘要(784) PDF(225)

摘要:
采用堆用蒙特卡罗程序（RMC）进行反应堆屏蔽计算时，面临着深穿透的技术难题。通过分析中子在屏蔽层中的输运过程，证明了各能群的中子都满足穿透率守恒。在RMC中开发了基于穿透率守恒的自适应局部减方差方法，该方法可以快速计算出指数重要性函数和等梯度重要性函数，对中子的空间位置和能量值同时进行偏倚，高效地求解出深穿透区域的能谱分布。用工程常用的混凝土和水屏蔽层进行测试，计算结果证明：该方法可以高效地求解深穿透问题，提高RMC的计算效率。

AP1000稳压器波动管竖直管段空气-水CCFL实验研究

蔚江涛, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正

2020, 41(1): 7-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0007

摘要(740)

摘要:
使用竖直管代替波动管模型开展稳压器波动管竖直管段内空气-水两相逆流限制（CCFL）特性可视化实验研究。实验现象表明：竖直管与上容器接口处的局部CCFL决定了进入竖直管内的液相流量；竖直管内的局部CCFL决定了从竖直管流出的液相流量；两处局部CCFL均随空气流量的增大而增强。在较低气量情况，进入竖直管内的液相能够完全或大部分流出，竖直管内的局部CCFL较弱，上容器和竖直管接口处的局部CCFL在整体CCFL中占主导地位，整体CCFL程度随着上容器液位升高而略有增强。在高气量情况，从上容器进入竖直管的液相大部分或者完全被限制而不能向下流出，竖直管内的局部CCFL强烈，在整体CCFL中占主导地位，整体CCFL特性不受上容器液位变化的影响。通过实验数据拟合得到了新的稳压器竖直管CCFL模型。稳压器波动管CCFL数据和稳压器竖直管CCFL数据基本重合，表明波动管CCFL主要由CCFL-U决定。

带MVG和MSMG的5×5全长棒束单相流场和温度行为数值分析

谢士杰, 曹念, 郎雪梅, 陈德奇

2020, 41(1): 15-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0015

摘要(683)

摘要:
定位格架作为燃料组件的关键部件之一，直接影响到燃料组件的热工性能。本文对带结构格架（MVG）和跨间搅混格架（MSMG）的5×5全长加热棒束单相流场和温度场采用计算流体力学（CFD）程序进行数值分析研究，获得该特征棒束组件出口二次流场以及温度场分布特性。研究表明，定位格架下游流场受定位格架和距离的影响，定位格架上游流场对下游二次流几乎无影响，定位格架导致流体强烈的横向二次流，增强了流体和加热棒之间的换热能力，使得棒束子通道截面流体温度更加均匀。与5×5全长棒束出口子通道温度的实验数据对比分析表明，获得的计算模型可以较好地分析该型棒束组件结构温度场行为。

3×3棒束通道内蒸汽对流换热特性数值分析

周璇, 张震, 昝元锋

2020, 41(1): 21-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0021

摘要(724)

摘要:
采用计算流体力学（CFD）方法，建立3×3棒束模拟体的数值模型，进行蒸汽冷却条件下的对流传热特性分析。结果表明：棒束通道内周向的壁面热流密度不均匀性明显，体现出流固耦合方法相比于均匀热流方法对传热细节模拟的优越性。蒸汽速度场、温度场、热流密度、换热系数等热工参数分布规律受入口效应、壁面效应、热源分布、物性参数等因素影响。压力的升高及氢气的加入均能提升通道内的换热性能。加热段换热系数沿程变化趋势与文献[13]中Deissier的趋势一致，CFD的换热系数结果与WCOBRA/TRAC程序中的关系式吻合较好。本文模拟方法可行，其结果可为后续的实验模拟体设计提供技术支持。

叶轮叶片厚度对混流式核主泵能量性能的影响

王强磊, 赖喜德, 叶道星

2020, 41(1): 28-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0028

摘要(294)

摘要:
为了分析混流式核主泵叶轮叶片厚度对能量性能的影响和进行流体动力优化，以某公司制造的100型混流式核主泵为研究对象，选取叶轮叶片厚度作为优化设计变量，分别设计了3种不同叶片厚度的叶轮。首先对原始模型进行数值模拟及性能预测，通过与原始模型试验数据的对比分析，确定了合理的数值模拟方法和验证性能预测的可靠性。对3种不同叶片厚度的叶轮进行全流道的数值计算分析，预测分析不同叶片厚度对核主泵外特性以及内部流场分布的影响。分析结果表明：相同流量工况下，随着叶轮叶片厚度的减薄，核主泵的扬程增加，效率降低。由于空间导叶的特殊结构，叶轮叶片减薄使导叶叶片进口处出现回流现象，增加了导叶内的流动损失，且全流道内的压力整体较高。因此，适当地增加叶片厚度有助于提高具有特殊空间导叶结构的核主泵效率和保证核主泵运行的可靠性。

物性参数对氟盐球床堆传热模型不确定性和敏感性的影响分析

步珊珊, 楚涛, 张尚, 孙皖, 马在勇, 张卢腾

2020, 41(1): 33-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0033

摘要(277)

摘要:
为了确保氟盐球床堆堆芯传热模型的预测能力满足安全限制，研究了氟盐冷却剂的物性参数对堆芯传热模型不确定度和敏感性的影响。采用统计学不确定性评估方法，将氟盐冷却剂物性参数（包括动力粘度、密度、比热容、导热系数）作为输入参数，选取经典传热关联式作为计算模型，分析了努赛尔数（Nu）的不确定性及其对物性参数的敏感性程度。结果表明，无论氟盐物性参数的概率分布为正态分布或均匀分布，计算得到的Nu的平均值非常接近，其分布形式都接近正态分布；同时发现，动力粘度是物性参数中对Nu影响最大的参数，并且呈负相关；导热系数对Nu的影响为负相关，密度和比热容对Nu的影响较小且均为正相关。

316LN不锈钢在高温高压水环境下的腐蚀疲劳行为研究

苏豪展, 陈凯, 张乐福, 党莹, 陈乐

2020, 41(1): 37-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0037

摘要(331)

摘要:
在室温纯水、高温纯水及高温硼锂水环境下开展了316LN不锈钢在不同应变幅加载下的腐蚀实验研究，并获得了3种条件下的腐蚀疲劳寿命曲线。结果表明，316LN不锈钢在加载过程中出现了先硬化后软化现象，且随循环周次增加，应力峰值逐渐下降；高温纯水及高温硼锂水环境下材料的腐蚀疲劳性能下降，加速了材料的腐蚀疲劳失效；在高应变幅条件下高温的软化作用占主要影响，低应变幅条件下腐蚀作用占主要影响；试验后的样品断面上均可观察到疲劳辉纹、滑移变形带及二次裂纹，高温水腐蚀环境会加速裂纹扩展，加速疲劳失效。

Zr-0.2Cu-xNb合金的显微组织及腐蚀行为

王杰亿, 李强, 连奥杰, 梁雪, 彭剑超, 姚美意

2020, 41(1): 43-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0043

摘要(310)

摘要:
对Zr-0.2Cu-xNb（质量分数x=0.2，0.5，1.0，2.5）合金进行真空β相油淬、冷轧及退火处理，并在静态高压釜中进行过热蒸汽腐蚀试验，最后采用扫描电镜和透射电镜研究了合金及其腐蚀生成的氧化膜的显微组织。结果表明，随着Nb含量的增加，Zr-0.2Cu-xNb合金中Zr2Cu第二相的数量逐渐减少，而β-Zr第二相数量逐渐增加；合金中尺寸较小的Zr2Cu第二相对耐腐蚀性能有利；β-Zr第二相在氧化过程中会促进氧化膜微裂纹的产生，降低合金的耐腐蚀性能。Zr-0.2Cu-xNb合金中Nb含量接近其在α-Zr中最大固溶度时，合金具有最优的耐腐蚀性能。

基于涡流技术的燃料棒氧化膜测量信号有效性评估与统计

程曦, 周国正, 唐西明, 梁军, 赵博文

2020, 41(1): 49-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0049

摘要(223)

摘要:
应用统计学中的中位数、四分位距概念并结合实践经验，研究了燃料棒氧化膜涡流测量信号在线及离线处理流程的优化方法，提出了使用标定信号检验结合氧化膜轴向变化趋势图进行在线的燃料棒氧化膜信号有效性评估，以减少事后复测带来的频繁吊运燃料组件的问题。同时，在对燃料棒氧化膜涡流信号进行离线统计时发现，相对平均数统计，中位数统计可以排除极端信号的干扰，燃料棒轴向长约150 mm区域段的氧化膜厚度数据的四分位距多数分布于0~3 μm。结果表明，使用中位数可以准确、直观地代表各个区域段的氧化膜厚度水平。

控制棒组件置换策略优化研究

李长征, 林少芳, 曹进, 邓勇军, 王欣欣

2020, 41(1): 54-58. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0054

摘要(267) PDF(132)

摘要:
目前国内在运核电厂控制棒组件并未考虑置换策略，控制棒组件在堆内位置固定，由于控制棒组件功能不同导致承受辐照不均匀，控制棒吸收体材料在辐照下发生肿胀及蠕变，影响电厂安全运行。使用控制棒组件工程分析评价程序CRABE V3.3对CPR1000核电机组控制棒组件设计寿命进行评价，通过对比分析控制棒组件置换策略对寿命的影响发现，若采用置换策略，功率调节棒组件设计寿命可显著提高至目前寿命的2倍以上，温度调节棒组件设计寿命也有明显提高。因此，在充分考虑电厂大修的实际情况下，通过优化控制棒组件在机组内置换策略，增加控制棒组件使用年限，从而提高机组安全性及经济性。

乏燃料组件抓具混合双摆模型及地震响应分析

袁占航, 刘升, 周洋

2020, 41(1): 59-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0059

摘要(244)

摘要:
核动力厂对乏燃料组件抓具提出了抗安全停堆地震（SSE）的要求，而抓取过程的地震响应是评价其安全性的重要依据。为精确分析抓取过程的地震响应，根据乏燃料组件抓具的结构和工作方式，建立乏燃料组件抓具工作状态的混合双摆模型，推导其运动微分方程，采用Runge-Kutta法求解其在地震载荷作用下的响应，根据动力学理论进一步求得钢丝绳和抓具上的动态载荷，并对结果进行分析。此方法为类似结构的精确抗震设计、综合评定提供参考。

电气机柜的地震概率易损度分析

黄茜, 蔡逢春, 黄旋, 沈平川, 刘建, 陈果

2020, 41(1): 65-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0065

摘要(206)

摘要:
为开展电气机柜的地震概率安全分析（PSA），利用抗震能力与条件失效概率之间的关系和抗震鉴定试验数据，通过地震易损度的对数正态分布特性开展了电气机柜的概率易损度评价，得到某电气机柜的抗震能力中值为0.75g、随机性对数标准差为0.21、不确定性对数标准差为0.50及高置信度低失效概率（HCLPF）值为0.23g。该评价方法对电气设备的地震易损度分析具有借鉴作用。

贯穿件J形坡口焊接残余应力分析

林炳炽, 徐晓, 金挺, 孔小飞, 刘攀, 陆文杰, 聂照宇

2020, 41(1): 70-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0070

摘要(311)

摘要:
核电站反应堆压力容器（RPV）顶盖控制棒驱动机构（CRDM）管座J形坡口焊缝在一回路高温高压水环境下存在应力腐蚀开裂（SCC）的风险，而焊接残余应力是SCC的主要驱动力。使用二维轴对称模型有限元方法对CRDM中心管座J形坡口进行焊接残余应力分析。为了探索一种简单、高效和保守的方法，研究了热源简化、焊缝形状简化、屈服强度、相变和强化行为对焊接残余应力的影响。结果表明：双椭球热源与均匀热源得到的残余应力结果基本一致；焊缝形状由鱼鳞状简化为方块模型对焊接残余应力结果影响不大，但是与合并焊道的结果相差较大；采用低屈服强度得到的残余应力结果并不保守；在ANSYS软件中，固液相变对残余应力结果影响不大；等向强化模型的结果比随动强化模型的结果保守；在工程上，建议采用均匀热源、方块焊道模型和等向强化模型进行焊接模拟。

浮动核电站系统典型用泵动力吸振器的设计

刘佳, 刘立志, 蔡龙奇, 陈纠, 黄伟, 王禹

2020, 41(1): 75-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0075

摘要(361)

摘要:
浮动核电站系统典型用泵（典型泵）在系统运行期间振动线谱突出，加大了整个系统的振动水平。本文以典型泵在49 Hz处的振动特征线谱为控制对象，开展动力吸振器的设计研究。结合系统运行环境、吸振器吸振原理、安装方式等多方面因素，初步提出吸振器设计参数，并探讨吸振器几何参数、质量、阻尼对吸振频率的影响；建立典型泵的动力吸振器有限元模型，验证动力吸振器的吸振效果，并分析吸振器质量、阻尼、安装个数对吸振性能的影响。结果表明：动力吸振器满足在8~400 Hz的频率范围内可调，加装动力吸振器后典型泵在49 Hz处的振动线谱控制效果可达到7.3 dB。

基于超单元技术的乏燃料贮存格架多自由度非线性抗震分析

伍时建, 尚尔涛, 刘攀, 高晨, 徐晓, 聂照宇

2020, 41(1): 79-82. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0079

摘要(241)

摘要:
基于有限元软件ANSYS超单元分析技术，建立乏燃料贮存格架整池超单元模型，对格架地震响应进行更精确的多自由度模拟。考虑了格架间流-固耦合影响，对整池格架进行非线性时程抗震分析，获得了格架的跳起位移、碰撞加速度、滑移位移等计算结果，并将超单元模型抗震分析结果扩展到格架详细模型，得到格架地震下的变形和应力。分析结果表明：基于超单元分析建模的技术方法显著提高了分析效率，格架响应计算也更为精确，可用于乏燃料贮存格架的抗震设计。

主余震作用下AP1000核电厂房动态响应与楼层谱研究

赵春风, 彭涛

2020, 41(1): 83-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0083

摘要(180)

摘要:

安全级DCS仿真验证平台技术方案研究

武有光, 刘明明, 张子鹏, 李倩

2020, 41(1): 89-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0089

摘要(450)

摘要:
为确保安全级集散控制系统（DCS）的正确性、稳定性及可靠性，需在安全级DCS的方案设计阶段、测试阶段以及投入使用之前进行相关验证，以防止出现严重设计问题。本文提出了一种用于仿真和验证安全级DCS的平台技术方案，通过此方案可以实现对安全级DCS多维度、高逼真的闭环验证，确保了安全级DCS内部逻辑以及与外部系统连接的正确性。

液态熔盐堆堆芯功率模糊PID控制

姜庆丰, 谢金森, 曾文杰, 陈乐至

2020, 41(1): 93-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0093

摘要(265)

摘要:
液态熔盐堆采用熔融氟化盐为燃料，燃料熔盐出口温度是衡量熔盐堆安全的重要指标。通过堆芯功率控制可实现燃料熔盐出口温度控制。将液态熔盐堆堆芯划分成内区和外区，并基于能量守恒原理建立堆芯非线性模型，采用微扰理论对非线性模型进行线性化。基于堆芯线性化模型，采用模糊比例-积分-微分（PID）控制器设计堆芯功率控制系统。以熔盐增殖堆（MSBR）为例，开展堆芯功率控制仿真。结果表明，引入10-3、2×10-3阶跃反应性时，模糊PID控制器可以减小系统响应的上冲幅度和超调量，并且在堆芯功率发生了较大的负荷变化时，模糊PID控制器可以对堆芯功率的变化实现良好跟踪。故所采用的模糊PID控制器具有良好的动态性能，可实现对堆芯功率的良好控制。

基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件NUSOLSIM的开发

蔡青玲, 葛莉, 单建强

2020, 41(1): 99-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0099

摘要(464)

摘要:
为满足核工程与核技术专业相关课程不限时间和空间的仿真教学需求，采用C/S架构开发了基于网络的压水堆核电厂瞬态实时仿真软件(NUSOLSIM)。针对大型压水堆核电厂堆芯、一回路、二回路等系统设备进行建模，此软件具有实时仿真模拟典型核电厂事故的能力，具备暂停、保存和图形输出功能。最后利用NUSOLSIM软件分析了2个典型的预期运行事件，结果表明本软件具有较好的事故进程分析能力。

“华龙一号”核电厂控制棒棒位处理设备架构设计

郑杲, 黄可东, 李国勇, 许明周, 青先国, 何正熙, 李梦书

2020, 41(1): 104-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0104

摘要(184)

摘要:
针对目前国内外棒位处理设备存在的相关问题，结合核电站现场运行维护经验反馈，通过对棒位处理方法的设计与研究，研制出“华龙一号”核电厂控制棒棒位处理设备。该处理设备的特点主要体现在：棒位处理数字化平台采用先进的可编程逻辑控制系统，使得逻辑处理功能得以全面实现；棒位处理方法采用信号分时选通加冗余采集技术，使得棒位信号的采集更加高效稳定。棒位失步判断方法采用动态与静态相结合的故障处理技术，使得棒位信号的处理功能更加完善。

重要厂用水系统设计水温对冷链换热器热工设计的影响分析

郑杲, 黄可东, 李国勇, 许明周, 青先国, 何正熙, 李梦书

2020, 41(1): 108-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0108

摘要(239)

摘要:
核电厂重要厂用水系统设计水温（TSEC）是影响冷链换热器热工设计的重要参数，随着TSEC的增大，冷链换热器的热工设计工况趋于恶劣，导致换热面积和设备尺寸逐渐增大。本文以冷链换热器的典型热工设计工况为设计输入，针对不同的TSEC，采用热混合设计方法，得到了对应TSEC下的冷链换热器板片方案。分析了冷链换热器总通道数量、流道占比、总传热系数随TSEC的变化情况，发现对于特定的热工设计工况，冷链换热器只能在一定的TSEC范围内实现压降和换热裕量的完全匹配，且存在一个临界温度，当TSEC高于该温度后，板片数量会迅速增大，应尽量避免TSEC高于该临界温度。

百万千瓦级核电站轴封型主泵整机集成试验验证优化方案研究

陈兴江, 彭放, 丛国辉, 符伟, 罗志远

2020, 41(1): 113-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0113

摘要(163)

摘要:
为确保主泵的安全性和可靠性，主泵整机在完成集成设计后需通过试验进行验证。文中介绍了主泵设计与验证的总体思路，提出了主泵工程样机需开展的整机试验项目。基于已有的试验条件，进行了主泵整机集成试验验证方案的优化和可行性分析。分析结果表明，在充分开展主泵各模块、子模块、部件和材料的试验与分析的基础上，可采用小流量试验方案进行主泵整机集成试验验证。

核电厂放射性废液防堵塞液位检测系统研究

符江, 刘胜智, 李苏, 马嘎

2020, 41(1): 117-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0117

摘要(159)

摘要:
核电厂内放射性废液处理系统的吹气式液位测量仪表频繁堵塞，导致放射性废液液位失去监测，影响放射性废液处理效率。针对该问题，新增自动吹扫装置用于吹气式液位测量仪表引压管的预防性吹扫。依据吹气式液位仪表测量气路组成和堵塞周期，将自动吹扫装置的吹扫气路与测量气路重新组合，吹扫逻辑通过设置吹扫工作启动和停止的先后顺序和时间间隔，每次只吹扫一路测量气路，保证了吹扫工作中仪表的测量功能不受影响。模拟测试结果表明，自动吹扫装置解决了吹气式液位测量仪表管路频繁堵塞的问题，最终保证放射性废液液位监测功能连续可用。

用修正淬透性系数法对反应堆压力容器锻件RTNDT数值的预估

马蒙

2020, 41(1): 122-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0122

摘要(328)

摘要:
分析反应堆压力容器（RPV）锻件制造过程中关键化学元素含量及基准无塑性转变温度（RTNDT）数值，通过引入修正淬透性系数，建立了反映RTNDT变化规律的修正淬透性系数函数表达式，并给出了实例验证，结果表明，通过本文建立的修正淬透性系数函数式可以比较精确地预估RPV锻件的RTNDT值。

动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响

杨从新, 刘满, 王秀勇, 于洪昌, 牛红军, 钱晨, 刘志丹

2020, 41(1): 127-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0127

摘要(187)

摘要:
为了研究动静叶栅间隙对钠冷快堆二回路泵压力脉动特性的影响，以钠冷快堆二回路泵原型样机为研究对象，基于剪切应力传输（SST）k-ω湍流模型，对5种导叶进口直径下的模型泵进行非定常数值计算，其中不同模型对应的动静叶栅相对间隙（s）分别为3.030%、4.545%、6.060%、7.575%和9.090%。获得了不同s的模型泵导叶流道区域的压力脉动特性及作用在转子上的径向力特性，分析结果表明：s为7.575%的模型泵，其扬程（H）和效率（η）均为5种模型中最高；导叶流道内各测点的压力脉动主频均为叶轮叶片通过频率，且各测点的叶频处压力脉动幅值沿导叶进口至出口方向逐渐降低；随着动静叶栅间隙增大，各测点处压力脉动及转子所受径向力脉动的叶频处幅值均逐渐降低，且高频脉动成分发生衰减；同时，转子所受径向力矢量大小和方向的波动性也逐渐减弱。

基于改进线性学习算法的核动力系统事故诊断研究

赵鑫, 蔡琦, 赵新文, 王晓龙

2020, 41(1): 134-139. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0134

摘要(200)

摘要:
为解决核动力系统事故类型多样且故障严重程度难以确定的问题，在传统线性模型的基础上引入层级结构和嵌套结构，并选用支持向量机分类模型作为结构内的诊断模型；采用线性学习实现计算结果的融合，通过分析事故运行过程和机理选取单个分类模型的训练样本，并确定对应类别事故的有效识别区域及敏感参数。结果表明，本文提出的事故诊断框架的识别准确率达到99%以上，可为大型系统的事故诊断提供参考。

核电厂电气贯穿件设备延寿再鉴定方法研究

王新宇, 王广金, 周天, 邱新媛, 王江武

2020, 41(1): 140-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0140

摘要(241)

摘要:
以秦山一期核电厂电气贯穿件（EPA）为实施对象，基于已有设备设计、制造、鉴定和实际运行数据，并结合国内外核电厂的设备鉴定、老化延寿管理等标准规范和最新研究成果，开展了核电厂设备延寿再鉴定方法研究，同时结合目前国内核电厂类似EPA等1E级核安全设备老化管理的现状，提出了设备老化管理建议。

严重事故下吸湿性气溶胶的自然去除研究

卢俊晶, 张天琦, 杨小明, 马如冰, 元一单

2020, 41(1): 145-149. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0145

摘要(370)

摘要:
反应堆发生严重事故时，堆芯释放出的吸湿性气溶胶会在潮湿的安全壳内增大，从而影响其自然去除过程。本文理论推导了吸湿性气溶胶的增大模型并通过多种方法对其进行了验证。模型计算结果表明，气溶胶的增大过程由于受到溶解度的限制而存在临界湿度值，在该临界值以下时气溶胶不发生吸湿，但这未被其他严重事故分析程序所考虑。同时，基于某三代先进压水堆的特定严重事故工况，本文分析了干颗粒半径及湿度对气溶胶的平衡半径和自然去除系数的影响。结果表明：气溶胶的自然去除系数随干颗粒半径的增大将先减小后增加，并在1 μm时达到最小值；相同湿度下，干颗粒半径对气溶胶半径的最大增大比例的影响不大；湿度的增加对不同干颗粒半径气溶胶去除系数的影响不同。

基于数值微分核脉冲信号数字处理方法

包超, 高志宇, 罗庭芳, 孙琦, 喻恒

2020, 41(1): 150-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0150

摘要(284)

摘要:
核反应堆核测量系统测量探测器输出的核脉冲信号，该信号后沿拖尾很长，在计数率较高时容易产生信号堆积和基线漂移等问题，导致源区计数率测量上限仅能达到105 Hz左右。文中基于数值微分方法，采用数字处理技术，在时域上分析了核脉冲信号经过前置放大、信号成形、低通滤波和脉冲甄别后的输出，并利用探测器实测信号进行了仿真。仿真结果表明，基于数值微分的数字处理方法可以实现相邻0.4 μs脉冲信号的识别和测量，将源区测量计数率上限提升到2×106 Hz以上。

小型动力堆海上核事故后放射性核素在大气和海洋中扩散研究

欧阳可汉, 陈文振, 商学利

2020, 41(1): 154-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0154

摘要(330)

摘要:
为准确评估小型动力堆海上严重核事故后释放的气载核素造成的海洋放射性污染水平，以小型动力堆断电诱发的严重核事故为例，建立核素在大气和海洋中扩散的计算模型，计算事故后大气和海洋中137Cs的放射性污染水平，并分析了气载核素释放高度、大气稳定度对沉降核素海洋扩散的影响。结果表明，在一定的释放高度下，源下风轴线上表层海水中核素的时间积分浓度随下风向距离的增大呈先升高后下降的变化规律；在离源一定距离内，释放位置越高，表层海水中核素的时间积分浓度越小；在离源一定距离外，大气越不稳定，表层海水中核素的时间积分浓度越小。

ICP-MS和ICP-AES联合分析⁶³Ni活度浓度

梁帮宏, 苏冬萍, 张劲松, 陈云明, 李兵, 李顺涛, 李新政

2020, 41(1): 159-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0159

摘要(180)

摘要:
将电感耦合等离子体质谱法（ICP-MS）与电感耦合等离子体原子发射光谱法（ICP-AES）联合使用，结合2种仪器的优势，建立仪器分析和数据处理方法。采用建立的联合方法实测了辐照后镍金属制备⁶³Ni β放射源工艺监控样品的⁶³Ni活度浓度，并将所测结果与液体闪烁计数器法（LSC）测量结果进行对比。结果表明，2种方法所测结果的最大偏差为5.1%，测量结果的不确定度为4.4%（k=2），证明该联合测量方法准确可行。

拌摩擦焊焊缝缺陷超声检测信号特征分析与神经网络模式识别

徐蒋明, 柯黎明

2020, 41(1): 163-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0163

摘要(339)

摘要:
以搅拌摩擦焊（FSW）焊缝的包铝层伸入、未焊透、隧道孔缺陷为对象，将小波分析理论应用于缺陷超声检测信号特征提取问题的研究，使用小波包分解重构节点能量、小波包分解节点系数、缺陷信号的功率谱密度小波分解这三种方法对缺陷的超声检测信号进行特征提取。利用类别可分离性判据和BP神经网络分别对提取的特征量进行评估和识别。结果表明，缺陷信号的功率谱密度小波分解这一特征提取方式具有最好的类别可分性，并且以该特征量为网络输入的BP神经网络具有85.71%缺陷识别率。

基于非支配排序遗传算法的辐射屏蔽多目标优化方法研究

曹奇锋, 张震宇, 陈珍平, 马辉强, 于涛

2020, 41(1): 167-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0167

摘要(384)

摘要:
为提高反应堆辐射屏蔽结构设计效率与设计性能，减少传统辐射屏蔽设计方法的主观经验影响。本文基于非支配排序遗传算法对反应堆屏蔽结构开展多目标优化方法研究，并开发了反应堆辐射屏蔽多目标优化计算分析程序；利用典型反应堆辐射屏蔽结构模型对此优化方法和计算程序开展了初步验证。结果表明，非支配遗传算法可正确有效地用于辐射屏蔽结构的设计，优化效果显著。

红外吸收法与热导法同时测定铀硅化合物中氧、氮含量

黄新树, 邓传东, 盛红伍, 孙四中, 秦毅

2020, 41(1): 172-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0172

摘要(218)

摘要:
采用氧/氮分析仪对铀硅化合物中氧、氮含量的测定方法进行了研究，以红外吸收法和热导法测定了铀硅化合物中氧、氮的含量。考察了取样量、助熔剂、加热功率、分析时间等参数对氧、氮含量测定的影响，并优化了相关的工作参数。当取样量为0.10 g（准确至0.0001 g）时，在以镍篮为助熔剂、4200 W的加热功率条件下，氧的质量分数测定范围为0.00050%~0.365%，氮的质量分数测定范围为0.00050%~0.026%，线性相关系数均大于0.999，测定相对标准偏差均优于10%。

微波消解-原子吸收法应用于核级树脂锂型转型率的分析研究

林清湖, 徐天凤

2020, 41(1): 176-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0176

摘要(249)

摘要:
常规核级离子交换树脂锂型转型率的测量采用将离子交换树脂中的锂用酸淋洗后测量锂浓度，再计算锂型转型率，存在分析时间长、分析结果偏低等不足。本文采用微波消解-原子吸收法测量核级离子交换树脂的锂型转型率，利用微波消解实现树脂的完全消解，利用原子吸收仪测量锂浓度，结合氢型树脂湿基工作交换容量计算离子交换树脂的锂型转型率，实现离子交换树脂锂型转型率的准确测量。分析结果表明，锂浓度加标回收率为99%，相对标准偏差为0.97%（n=7），锂型转型率达99.20%。方法具有离子交换树脂使用量少、分析结果准确等优点，可用于核级离子交换树脂锂型转型率的测量。

设备闸门提升与导向装置运行特性仿真分析

谢洪虎, 张峰, 刘小华, 何英勇, 钦军伟, 张译寒

2020, 41(1): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0180

摘要(184)

摘要:
对核电厂设备闸门提升与导向装置在设备闸门封头开启与关闭过程中的运动特性进行了分析研究，该研究借助动力学仿真软件ADAMS展开，分别对提升与导向装置可能出现的同步提升操作和不同步提升操作两种工况进行了仿真分析。分析结果表明：在同步提升操作工况下，设备闸门封头两侧导向箱位移一致，提升与导向装置不会产生卡滞；在不同步提升操作工况下，设备闸门封头两侧导向箱最大允许高度差为54 mm，否则提升与导向装置将产生卡滞。

行星滚柱丝杠传动副基于Hertz接触理论的接触模型研究

刘佳, 彭航, 罗英, 张毅雄, 朱紫豪, 颜达鹏, 方浩宇

2020, 41(1): 185-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0185

摘要(522)

摘要:
结合行星滚柱丝杠传动副接触特点，基于Hertz接触理论开展了传动副接触模型研究，提出一种研究传动副静态接触状态下接触力与接触力分布的分析方法。通过有限元分析方法进行验证，结果表明，该方法合理可行，可用于传动副静态接触特性研究，并为进一步开展相关静态与动态特性研究打下了基础。

核电高效紧凑新型蒸汽发生器设计研究

李磊, 张富源, 何戈宁, 吴杨, 田雅婧, 李冬慧

2020, 41(1): 189-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0189

摘要(400)

摘要:
为了适应三代核电机组进一步提质增效的发展需求，在确保安全性的基础上，采用更加先进的技术、同时兼顾设计及制造技术的成熟性，研究设计了一款经济性更好、技术性能更先进的高效紧凑新型蒸汽发生器（ZH-J60型SG）。ZH-J60型SG设置了轴流式预热器和泥渣收集器，并改进设计了小型双级叶片汽水分离器。计算和分析表明，ZH-J60型SG提高了SG自然循环倍率，提升了整机功率重量比、出口蒸汽品质和运行可靠性，完全满足并在部分关键参数上超过第三代压水堆核电厂SG的水平。

铪替代银-铟-镉合金控制棒价值分析

倪东洋, 刘琨, 魏彦琴

2020, 41(1): 194-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0194

摘要(481)

摘要:
随着我国锆铪分离技术的突破，核级海绵铪已经实现了工业规模的生产，为国内核电厂使用铪作为控制棒材料奠定了物质基础。本文从控制棒价值及控制棒材料燃耗特性角度，分析天然铪（Hf）、硼化铪（HfB2）、氢化铪（HfHX）、氧化铪（HfO2）4种材料替代银-铟-镉合金（AIC）控制棒的可行性，分析结果表明：从增加控制棒价值的角度，替代AIC的优先顺序为HfB2>HfH3>Hf；从工程应用角度，应用于国内主流核电厂时，替代AIC的首选铪材料为Hf。

大空间内底部弧形加热段自然对流传热特性研究

2020, 41(1): 199-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2020.01.0199

摘要(224)

摘要:
为准确预测安全壳上封头的自然对流换热特性以保证堆芯余热安全排出，设计了采用底部弧形加热段的矩形封腔自然对流装置，研究导热率对底部弧形加热段和封腔内流体温度分布的影响，并基于开源软件OpenFOAM，采用数值模拟方法对比分析2种湍流模型和3种湍流热通量模型的适用性。结果表明，流体沿弧形面的流动受边界层和绕流脱体强化现象的影响，局部自然对流换热强度从顶部向两端先减小后增大；材料热导率对弧形面的温度分布影响比较大，但对于加热段外的流体温度分布影响极小；经过对AFM模型进行修正，得到了更适用于实验条件的模型参数值，修正后的模型对流体速度场的模拟更为准确且在更高功率工况下也得到验证。本研究可为后续方案设计的有效性评价提供参考。

留言板

2020年第41卷第1期

留言板

2020年 第41卷 第1期

2020年第41卷第1期