核动力工程

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陈博文, 李净松, 田瑞峰, 毛峰, 卢川, 温济铭

2020, 41(2): 1-5.

摘要(250) PDF(219)

摘要:
丝网分离器在工业中有着广泛地应用。本文针对液滴撞击网丝的动态过程，采用CLSVOF方法对单个液滴撞击干燥网丝的问题进行数值模拟，经过合理的简化，建立了气流扰动下单液滴撞击干燥扁网丝面的二维数学模型，分析了液滴撞击角和撞击位置对液滴撞击行为特性的影响。数值计算的结果表明：液滴撞击到干燥网丝上分为铺展和飞溅2个过程，撞击角越小，上铺展半径越大，下铺展半径越小，分离的二次液滴体积越大；液滴撞击网丝的位置离网丝边缘越近，越容易产生二次液滴，二次液滴的总体积越多。

矩形窄流道内汽泡行为的图像自动识别与分析

贺雪强, 刘汉周, 陈德奇, 陆祺

2020, 41(2): 6-10.

摘要(238)

摘要:
针对矩形窄流道内沸腾流动时产生的汽泡动力学行为，采用高速摄影仪进行汽泡行为捕获，再利用图像处理技术识别汽泡，最后提取出特征参量进行分析。通过采用改进图像处理法解决了光斑带来的二值化图像中部分汽泡边缘不封闭的问题，并达到了较好的汽-液分割效果；然后通过自动处理提取出图像中的汽泡投影面积比，并采用人工识别的汽泡投影面积比进行验证，两者相差在10%以内；最后根据接触角建立了汽泡体积计算模型，得出了汽泡生长过程中空泡份额变化趋势。

华龙一号LPD在线监测系统误差分析

张知竹, 廖鸿宽, 李庆, 龚禾林, 陈长, 李向阳, 刘启伟

2020, 41(2): 11-15.

摘要(265)

摘要:
核电厂采用线功率密度（LPD）在线监测系统对电站运行的实测参数在线计算并显示堆芯线功率密度，能够准确、及时地描述堆芯状态，提高核电厂运行的安全性和经济性。LPD在线监测系统报警限值的设定，需要考虑在线监测系统的总体误差，并留有一定裕量。通过研究华龙一号LPD在线监测系统的总体不确定度的分析方法，将系统的各部分误差通过统计方法综合起来，得到系统的总体误差限值。结果表明，华龙一号采用的LPD在线监测系统误差满足工程要求。

RGPu与WGPu驱动条件下钍基S&B型燃料组件特性分析

王金成, 黄杰, 丁铭

2020, 41(2): 16-21.

摘要(152)

摘要:

H原子在Zr(0001)表面吸附的第一性原理研究

陈雾, 张恒泉, 叶晓凤, 曾静, 肖红星, 周猛兵

2020, 41(2): 22-26.

摘要(241)

摘要:
结合蒙特卡洛（MC）模拟和第一性原理密度泛函理论（DFT）方法，从Zr-H体系微观结构、吸附概率、吸附能、Mulliken电荷布居数以及电子态密度等方面对H原子在α-Zr(0001)表面的吸附位点和吸附机理等进行计算分析。结果表明：H原子在Zr(0001)表面首先产生物理吸附，然后由物理吸附转变为化学吸附，吸附过程中电荷不断由 Zr(0001)表面原子向H原子转移，最后趋于稳定。另外，稳定吸附后的H原子直接与 Zr(0001)表面最表层原子生成化学键，且主要由H(s)、Zr(s)和Zr(d)轨道的电子态做贡献。综合分析得到H原子在Zr(0001)表面的吸附位点优先级顺序为密排六方间隙位（hcp位）＞面心立方间隙位（fcc位）＞桥位（bridge位），顶位（top位）不会产生吸附。

添加纳米Y2O3的ODS-HT9钢的显微结构和性能

吴开霞, 查五生, 赵建成, 唐睿

2020, 41(2): 27-31.

摘要(286)

摘要:
为了研究纳米Y₂O₃对HT9钢的显微结构和力学性能的影响，采用粉末冶金工艺，制备了纳米Y₂O₃含量为0.1%~0.9%的ODS-HT9钢样品，测定了样品的抗拉强度、伸长率、维氏硬度等力学性能，利用透射电子显微镜（TEM）观察和分析了样品中纳米Y₂O₃颗粒的分布状况、形状和相结构，利用扫描电子显镜（SEM）观察了样品拉伸断口的形貌。研究表明，球磨和热压烧结后，纳米Y₂O₃颗粒能够均匀地分布于基体中，相结构和形状未发生明显变化。弥散分布的纳米Y₂O₃硬质颗粒，具有明显的弥散强化作用，导致ODS-HT9钢的抗拉强度和维氏硬度随Y₂O₃含量的增加而显著增加，伸长率显著降低。Y₂O₃含量低于0.7%时，样品以韧性断裂为主，进一步增加含量，断裂方式将由韧性断裂转变成脆性断裂。纳米Y₂O₃含量为0.3%~0.5%的ODS-HT9钢，抗拉强度达到了913~936 MPa，伸长率为10.7%~11.2%，具有良好的综合力学性能。本文研究结果有助于ODS-HT9钢高温性能的研究及其在反应堆中的实际应用。

压缩空气搅拌在ADUN溶液制备中的应用

彭建财, 李佳, 袁波, 尹荣才, 张捷

2020, 41(2): 32-35.

摘要(123)

摘要:

耐事故UO2基复合燃料芯块的研发进展

莫华均, 张伟, 吴璐, 罗浩, 何文, 潘荣剑, 王桢, 伍晓勇, 温榜

2020, 41(2): 36-39.

摘要(315)

摘要:
对先进耐事故燃料（ATF）芯块的研发背景进行了概述，重点讨论了耐事故UO₂基复合燃料芯块的国内外研究现状，认为UN、U₃Si₂和ThO₂等燃料相是耐事故UO₂基复合燃料芯块中最具发展潜力的掺杂相，然而其最佳添加量及分布状态尚需结合多尺度数值模拟和实验研究的方法开展深入探索。

核电厂围板螺栓超声检测技术研究

王韦强, 马官兵, 王彬, 汤建帮, 曾晨明, 许俊龙

2020, 41(2): 40-44.

摘要(284)

摘要:
围板螺栓是核电厂堆内构件的关键连接部件，长期服役下可能产生辐照应力腐蚀裂纹（IASCC）等缺陷，有必要对其结构完整性进行无损检测。分析围板螺栓的结构特点和在役检查工况，开发针对外六角头结构螺栓的组合晶片超声检测方案，介绍探头设计选型原则和缺陷评定技术，确保良好的声场有效覆盖以及检测出螺栓不同部位的裂纹缺陷。通过对含缺陷试块的试验验证了超声检查工艺的可行性，结果表明该技术能够有效检测30%螺杆横截面当量的裂纹缺陷，信噪比可达12 dB以上，满足在役检查要求。

主曲线方法在核电厂压力容器老化延寿中的应用

虞晓欢, 杜娟, 邵雪娇, 杨宇, 刘贞谷, 田俊, 杨灵芳

2020, 41(2): 45-48.

摘要(231)

摘要:
反应堆压力容器的压力-温度限值曲线（P-T限值曲线）方法是确保压力容器完整性的重要方法，在处理压力容器老化延寿问题中有着重要意义。传统的方法利用由t-R_TNDT曲线表征的材料准静态断裂韧性限值（K_Ic）绘制P-T曲线，这种方法不能直接测量材料辐照后的材料无延性转变温度的参考温度（R_TNDT），且过于保守。本文针对某核电厂压力容器，利用现有的辐照监督管数据估计50 a延寿期末主曲线参考温度R_TT0，并采用ASME Code Case N629中的主曲线应用方法，计算寿期末的P-T限值曲线。与传统方法得到的P-T限值曲线相比，利用主曲线方法可以得到更大的运行窗口，能够提高设备的经济性。

管道系统的功能性评定准则研究

汤凤, 李强, 彭建, 王明毓

2020, 41(2): 49-53.

摘要(220)

摘要:
管道系统的功能性是不同于管道系统压力边界完整性的一项要求，美国核管理委员会（NRC）提出了管道系统功能性的2种评定准则。为了探讨功能性评定准则的来源以及应用，通过研究经典文献中有关功能性评定准则的内容，阐述了2种评定准则的来历和依据，分析了2种功能性评定准则的特点，指出了使用功能性评定准则的注意事项。通过一个管道系统功能性评定的实例，提出2种功能性评定准则在不同的核电厂设计阶段的应用策略。对于新建的核电厂，尽量使用C级限值来保证管道系统的功能性，如果是已建造的核电厂，则可以用D级限值附加5个条件来保证管道系统的功能性。

堆芯跌落事故下水力缓冲性能分析研究

方健, 段远刚, 冉小兵, 马若群

2020, 41(2): 54-58.

摘要(192)

摘要:
对采用“水力缓冲+机械缓冲”技术的反应堆堆内构件二次支承结构缓冲性能进行分析，研究假想堆芯跌落事故（吊篮断裂）下反应堆堆内构件二次支承结构对吊篮组件的水力缓冲作用机理。基于Fluent动网格技术对吊篮组件跌落过程进行数值模拟，分析不同竖直间隙、冷却剂温度及初始流速下吊篮组件跌落过程的运动规律；基于LS-DYNA非线性动力分析程序分析跌落末端的冲击过程，研究二次支承结构水力缓冲作用效果。分析显示，堆芯跌落事故下，水力缓冲可以吸收缓解大部分跌落冲击能量，与传统缓冲结构相比，缓冲效果更佳，确保了反应堆压力容器（RPV）的结构完整性和堆芯稳定性。

非岩性地基条件下核岛厂房-桩-土非线性动力相互作用特性研究

邹德高, 隋翊, 周晨光, 周扬, 潘蓉, 刘鑫, 李江峰

2020, 41(2): 59-65.

摘要(139)

摘要:
在模拟水环境下，对堆内构件压紧弹簧的缩比试样进行了刚度试验，并与有限元模拟、基于小扰度理论模型和大扰度随动模型的分析结果进行比较分析。结果表明，当摩擦系数按文献实验测值0.189取值时，有限元模拟、基于小扰度的理论模型和大扰度随动模型计算所得的刚度值均与试验所得的相近；卸载稳定段的刚度均明显小于加载稳定段的，是加载时的0.6倍左右。有限元模拟分析进一步阐明，在压紧弹簧变形过程中，压紧弹簧的截面存在转动，它与垫板之间的接触点并不是固定的，在加载和卸载过程中存在来回的径向位移。并且压紧弹簧接触面上的摩擦力方向是相反的，使得压紧弹簧在加载和卸载过程的刚度存在较大的差别。较小扰度理论模型、考虑压紧弹簧截面转动和接触点径向位移的大扰度随动模型所得的结果与有限元模拟更为接近。

模拟水环境下的压紧弹簧刚度试验及计算模型的研究

曹亮, 石琳, 吴铦敏, 黄建学, 陈冰冰, 谢继高, 郑三龙

2020, 41(2): 66-71.

摘要(228)

摘要:
在模拟水环境下，对堆内构件压紧弹簧的缩比试样进行了刚度试验，并与有限元模拟、基于小扰度理论模型和大扰度随动模型的分析结果进行比较分析。结果表明，当摩擦系数按文献实验测值0.189取值时，有限元模拟、基于小扰度的理论模型和大扰度随动模型计算所得的刚度值均与试验所得的相近；卸载稳定段的刚度均明显小于加载稳定段的，是加载时的0.6倍左右。有限元模拟分析进一步阐明，在压紧弹簧变形过程中，压紧弹簧的截面存在转动，它与垫板之间的接触点并不是固定的，在加载和卸载过程中存在来回的径向位移。并且压紧弹簧接触面上的摩擦力方向是相反的，使得压紧弹簧在加载和卸载过程的刚度存在较大的差别。较小扰度理论模型、考虑压紧弹簧截面转动和接触点径向位移的大扰度随动模型所得的结果与有限元模拟更为接近。

基于拉格朗日方法的核素近海迁移计算

李子超, 周涛, 司广成, 秦雪猛

2020, 41(2): 72-77.

摘要(218)

摘要:
根据实时气象数据，建立了某核电厂近海域水动力模型；基于拉格朗日方法，建立核电厂近海域核素扩散模型，验证了模型的可靠性，分析了核电厂近海域水动力特征和核素迁移路径。结果表明：核电厂近海域水动力模拟结果较好地刻画了核电厂近海域半日潮的潮汐潮流现象；放射性核素的基本迁移方向是从核电厂开始，沿着海岸向东北方向扩散；受潮流影响，核素在旋转中前进；表层核素贴着沿岸迁移，迁移距离最近，中层核素距离沿岸较远，迁移距离最远，底层核素迁移距离介于表层核素与底层核素之间。

基于数据挖掘的非能动系统功能可靠性评估方法研究

王宝生, 唐秀欢, 包利红, 朱磊, 孙培伟

2020, 41(2): 78-83.

摘要(123)

摘要:
针对多维不确定性参数及小概率的功能失效问题，提出一种基于数据挖掘的功能可靠性分析方法。该方法将自举抽样响应面拟合模型及最优化线抽样技术相结合，进而高效获得非能动系统的功能可靠性。以西安脉冲堆为例，结合中破口失水事故，考虑输入参数及模型的不确定性，对其进行功能可靠性评价。结果表明，该自举抽样响应面模型具有较高的拟合度；最优化线性抽样技术具有很高的计算效率，同时又能保证很好的计算精度。因此，本研究的评价方法对非能动系统隐式非线性的功能失效分析具有很强的适应性。

压水堆核电厂一回路首次钝化工艺研究

汲大朋, 张烨亮

2020, 41(2): 84-88.

摘要(205)

摘要:
压水堆核电厂热态功能试验中的一回路首次钝化对核电厂一回路材料腐蚀控制和减少腐蚀产物等方面具有重要作用。本文结合理论研究与工程实际情况，提出了在热态功能试验过程中钝化膜的生成包含电化学反应和化学反应的观点，阐述了双层膜的生长机理，解释了用电化学测试方法分析钝化工艺过程的合理性，推导出钝化温度与钝化膜反应速率的函数关系式，钝化温度升高，反应速率升高，钝化时间缩短；明确了钝化工艺温度的理论限值应不低于260℃。

壁面辐射对具有内置翅片的封闭腔内湍流自然对流传热特性影响

王烨, 赵兴杰, 马兵善, 管国祥

2020, 41(2): 89-95.

摘要(175)

摘要:
为研究有内置翅片的封闭腔内壁面发射率（ε）对腔内湍流自然对流传热特性的影响，采用RNG k-ε湍流模型对流体为空气、高宽比为1的封闭腔内的温度场、流场、壁面传热能力进行数值分析。结果表明：内置翅片与壁面辐射的综合效应使得竖向热边界层和速度边界层厚度均增大，腔体顶部及底部区域水平速度产生了一定波动。考虑壁面辐射时，双翅片结构对热壁面局部传热能力的影响趋势与单翅片结构类似；ε为0.3、0.6、0.9时，单翅片对热壁面平均努塞尔数（Nu）分别提高39.95%、88.55%和144.97%，双翅片对热壁面平均Nu分别提高41.09%、87.32%和141.23%；ε过大对双翅片结构的封闭腔内对流散热反而不利。

广义预测控制在堆芯变功率控制中的应用

潘岳凯, 钱虹, 江诚, 刘晓晶

2020, 41(2): 96-101.

摘要(143)

摘要:
针对不同功率水平下稳态中子密度造成的堆芯功率模型非线性问题，将广义预测控制（GPC）应用于堆芯功率控制，实现变工况条件下堆芯功率的自动控制。本文首先基于零功率堆芯模型和温度反馈模型建立堆芯功率模型，基于该模型阶次设计预测时域，并根据系统输入输出数据在GPC校正环节通过带遗忘因子的最小二乘法在线辨识不同功率水平下的模型参数。为验证控制器的鲁棒性，在满功率平稳运行时加入反应性扰动。基于MATLAB平台对控制器的性能进行仿真验证。结果表明，本文所设计的GPC在堆芯变工况运行时能使输出功率快速、准确地跟踪设定值，并能在线辨识不同功率水平的堆芯模型参数，具备一定的抗干扰能力。

某核电厂在线式硼表测量准确度超标原因分析及改造研究

郑军伟, 刘洋, 邓圣, 马蜀, 王璨辉, 杜文龙, 崔永乐

2020, 41(2): 102-108.

摘要(330)

摘要:
为查明AREVA NP GmbH供货的在线式硼表（BCMS）测量准确度超标原因，研究提高BCMS测量准确度的方案。根据BCMS工作原理，从中子测量和总硼浓度计算环节对影响BCMS测量准确度的因素进行了分析，并统计分析了BCMS的测量数据；选择测量准确度高于BCMS的离线式硼表（OFBM）为对标对象，在同等统计误差分析条件下对二者的测量准确度进行了对比；以中国核动力研究设计院研制的在线式硼表（ONBM）为参考，量化分析了被测管道尺寸对BCMS中子计数率的影响。结果表明：BCMS在制造厂测试和在核电厂运行期间均存在测量准确度超标问题；BCMS测量准确度超标是由其中子测量装置在固定计数时长内测得的累积中子计数率过低所致；BCMS中子源与中子探测器之间有聚乙烯损耗中子的缺陷。提出了通过切削聚乙烯屏蔽层，同时更换高热中子灵敏度探测器提高BCMS测量准确度的改造方案。

基于变论域模糊PID的液态熔盐堆堆芯功率控制

姜庆丰, 曾文杰, 于涛, 谢金森, 陈乐至

2020, 41(2): 109-113.

摘要(144)

摘要:
液态熔盐堆堆芯系统具有非线性、时变性等特点，模糊比例积分微分（PID）控制技术因初始论域不能跟随误差变化而伸缩，使得系统的控制精度降低，故设计了一种基于变论域模糊PID控制器的堆芯功率控制策略。以熔盐增殖堆MSBR堆芯为例，在堆芯入口温度扰动或堆芯反应性扰动下，使用Matlab/Simulink对PID控制、模糊PID控制与变论域模糊PID控制下的效果进行仿真对比。结果表明，基于变论域模糊PID控制器建立的堆芯功率控制系统响应速度更快，超调量更小，控制效果更佳。

两级旋风式汽水分离器的分离性能研究

刘妍, 柯炳正, 王先元, 杨雪龙, 田瑞峰

2020, 41(2): 114-119.

摘要(270)

摘要:
在研究国内外相关资料的基础上，设计了一种两级旋风分离器结构并针对该结构的分离性能进行了详细的数值模拟研究：依据两级旋风式汽水分离器的结构建立计算分析模型，采用数值模拟分析计算了汽水分离器的分离性能，研究不同入口速度、不同湿度对分离器分离特性的影响，搭建了气-水冷态试验回路对模型进行了验证。分析结果表明数值模拟计算结果与冷态试验结果趋势一致，分离效率计算结果偏差小；设计工况中，分离器总体分离效率优于99.5%；一级分离器适用于粗分离，其分离效率随入口湿度和速度的增大而减小；二级分离器适用于小液滴分离，其分离效率与入口速度呈正相关，与入口湿度呈非线性关系。

核电厂气闸门机械传动机构用薄壁齿轮失效分析及设计改进研究

刘省勇, 何英勇, 谢洪虎, 黄弋力, 张峰, 张士朋

2020, 41(2): 120-124.

摘要(168)

摘要:
对国内某在役核电厂气闸门机械传动机构用薄壁齿轮断齿失效事故进行了分析研究，该研究从薄壁齿轮断齿失效的机理和齿轮受载条件2个方面展开，找出了薄壁齿轮断齿失效的根本原因：①薄壁齿轮选材不合理。材料牌号为ANSI 1340，成分分析结果显示S元素（含量为0.11%）远超标准要求，且齿轮中含有大量MnS夹杂物，MnS使材料性能劣化，导致齿轮发生轮齿根切断裂；②薄壁齿轮结构设计不合理。选用了齿数为12齿的特殊结构变位齿轮，变位齿轮受到的载荷超出其材料的许用限值，产生根切断裂。最后，本文从材料选择、制造加工工艺控制、结构设计等3个方面对薄壁齿轮提出了优化改进措施。

主管道管径对主泵性能的影响分析

王岩, 崔怀明, 郭艳磊, 毛远帆, 段永强, 李磊, 苏先顺

2020, 41(2): 125-129.

摘要(202)

摘要:
针对压水堆核主泵及其2种不同的主管道冷段管径配置方案，将核主泵与主管道组合建立三维模型，采用六面体结构化网格划分并进行了整个流动区域的非定常流动特性数值计算，得出了不同的主管道冷段配置方案下泵内及管道内的非定常压力脉动特性。分析结果表明：增加冷段管径使主泵本身效率降低，但由于相接的冷段管径增大使水力损失降低，整个系统效率提高了1.3%；配置较大管径冷段可以明显降低过渡段的压力脉动幅值；2种冷段管径方案的泵内导叶入口位置和压水室内的压力脉动幅值差别较小，冷段内压力脉动幅值也较小，且均呈现出无周期和无规律特性；配置较大管径冷段会使轴向力脉动幅值略有降低。

基于CFD的辅助给水泵叶轮裂纹故障特性研究

李远征, 刘政, 郑鸿恩

2020, 41(2): 130-134.

摘要(181)

摘要:
为研究辅助给水泵叶轮裂纹故障特性，基于计算流体动力学（CFD）探究不同叶轮裂纹长度下辅助给水泵泵壳测点的压力脉动响应规律，并结合辅助给水泵在有无叶轮裂纹时泵壳测点的振动监测数据对CFD结果进行验证。研究表明泵壳测点的压力脉动响应能较好地反映辅助给水泵叶轮裂纹故障特性；辅助给水泵叶轮存在裂纹时，泵壳测点的振动频谱中叶片通过频率附近会出现明显的宽度为转频的边频带。

核电机组辅助给水系统水温超运行技术规范限值的改造研究

王树强

2020, 41(2): 135-139.

摘要(229)

摘要:
针对夏季高温天气下，辅助给水系统（ASG）水温超过运行技术规范限值而导致机组后撤的问题，提出了对辅助给水贮水箱（ASG001BA）加装热交换器的改造方案，从工艺设计、仪控修改和运行控制角度进行了详细分析和论证。机组实践表明，在蒸汽发生器冷却正常停堆模式下，本文提出的改造方案保证了ASG001BA的水位和水温在运行技术规范要求的范围内，保证了机组安全经济的运行。本文的研究对机组大修优化、提升机组核安全水平具有参考价值。

国内在役核电厂首例电气贯穿件更换改造

易非凡, 钱厚军, 陈子明, 陈富杰, 曾舒, 李书平, 陈啓豪

2020, 41(2): 140-144.

摘要(198)

摘要:
核电厂电气贯穿件作为安全壳上的关键设备，承担着核岛内外各种电力和信号传输以及保证安全壳压力边界完整性的重要功能。通过秦山核电厂一期工程30万千瓦机组第18次大修期间国产在役DDG-1型电气贯穿件更换改造项目的实施，分析了秦山核电厂一期工程在役电气贯穿件设备现状和改造的必要性；针对在役核电厂更换改造工期短和贯穿件密封性能验证难等问题，通过优化检验工序、制作专用检漏工装的方法，缩短了贯穿件改造的工期并验证了贯穿件密封性能。

核电厂一回路管座焊缝超声波检测仿真研究

胡晨旭

2020, 41(2): 145-149.

摘要(156)

摘要:
小尺寸支管接头（BOSS）焊缝作为核电厂一回路压力边界的薄弱环节，对其有效监控是核电厂日常和在役大修的重点和难点。采用仿真技术、工艺试验和现场应用验证等方法，设计并验证了BOSS焊缝的超声波相控阵检测工艺，解决了核电厂日常和在役大修中BOSS焊缝的监督难点。并得到类似超声波相控阵检测工艺的设计和验证方法。

国产先进压水堆核电厂通用调试导则的设计方法

尚臣, 田齐伟, 毛欢, 刘勇

2020, 41(2): 150-154.

摘要(212)

摘要:
通用调试导则作为核电厂调试的基础性技术指导文件之一，其作用是针对核电厂中同类型设备、部件或某种给定类型试验给出通用试验方法。基于国内外核电厂调试相关法规和标准的要求，分析国产先进压水堆核电厂的设计特点和调试工作的实际需求，制定了一种国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件的设计方法。通过核电厂主要设备和功能梳理、导则试验项目筛选、标准化分析等关键步骤，同时结合国产二代压水堆核电厂调试经验，设计了一套具有自主知识产权、标准化和规范化的国产先进压水堆核电厂通用调试导则文件体系，并在此基础上确定了一种新的文件分类和编码形式，降低文件被错误使用和引用的风险，一定程度上减轻了调试人员的工作负担，同时满足文件的使用、管理和归档要求。

核电厂放射性贮存池钢覆面检漏系统关键设计参数分析与研究

陈楚员, 谢洪虎, 陈曌, 刘小华

2020, 41(2): 155-159.

摘要(387)

摘要:
检漏系统是长期放射性贮存池钢覆面的重要组成部分。为确定检漏系统的关键设计参数，采用风险分析、流体力学理论计算等方法开展分析研究，并基于某三代核电厂乏燃料水池钢覆面检漏设计开展实证分析，确定了乏燃料水池钢覆面检漏系统的检漏回路数量、最大泄漏量、检漏管道坡度和响应时间。同时，通过与乏燃料水池冷却和处理系统的设计补水能力及液位报警情况进行比对，结果表明乏燃料水池工艺设计上留有充足裕量。

基于时间序列神经网络的蒸汽发生器传热管泄漏程度诊断研究

钱虹, 江诚, 潘岳凯, 魏莹晨, 刘晓晶

2020, 41(2): 160-167.

摘要(214) PDF(104)

摘要:
针对蒸汽发生器U形传热管泄漏，本文提出了一种基于时间序列神经网络对蒸汽发生器传热管泄漏程度进行诊断研究的方法。首先，对核电厂蒸汽发生器U型传热管泄漏进行机理分析，构建其数学模型，提取其泄漏的直接特征参数，再依据Fisher得分法，提取其间接特征参数；其次，通过滑动时间窗口法从预处理后的时间序列数据中生成数据样本，作为时间序列神经网络的输入，并以蒸汽发生器U形传热管泄漏程度信息为标注，基于反向传播（BP）算法对五层神经网络系统进行训练，得到蒸汽发生器U形传热管泄漏的时间序列神经网络模型；最后，模拟核电厂运行过程蒸汽发生器U形传热管泄漏时的时间序列测试数据。仿真结果表明，时间序列神经网络对演变事件的处理具有较好的有效性和较高的泛化能力，对故障程度的诊断研究具有参考价值。

HFETR辐照生产放射性63Ni材料能力研究

周春林, 李海涛, 张江云, 陈亮, 李可天, 赖立斯, 赵家强, 刘鹏, 魏甫

2020, 41(2): 168-172.

摘要(269)

摘要:
为实现放射性同位素⁶³Ni的自主化生产，利用反应堆物理计算程序建立符合高通量工程试验堆（HFETR）实际运行的平衡堆芯物理模型，模拟在HFETR内4个典型位置处辐照天然镍靶和高纯⁶²Ni靶生产放射性同位素⁶³Ni的过程。结果表明，高纯⁶²Ni为最合适的靶材，元件层铍中孔（K14）是最佳辐照位置；高纯⁶²Ni靶生产高比活度的⁶³Ni材料（≥5.55×10¹¹Bq/g）所需最短辐照时间为60炉段；辐照产生的放射性同位素⁶³Ni中杂质核素含量低；辐照过程中K14位置的靶件芯体释热率最大，达到9.73 W/g。最后，本文提出了分段装载分段出堆的连续批量化生产方案设想，可为后续工程化生产线设计提供技术支撑。

核反应堆工业控制系统与企业信息系统互联安全防护体系研究

秦利华, 王丹, 王大秋

2020, 41(2): 173-177.

摘要(165)

摘要:
针对核反应堆工业控制系统与企业信息系统互联工程安全防护策略孤立分散的现状，根据系统互联的安全保密需求，分别从管理层面和技术层面对2个系统互联后面临的安全保密风险进行详细分析，并根据分析结果提出了基于管理和技术双重防御的核反应堆工业控制系统与企业信息系统互联安全防护体系。本文提出的安全防护体系可为核反应堆工业控制系统与企业信息系统的互联建设提供防护指南。

热室转运系统非接触供电模式及关键问题研究

卓勇, 王丁超, 叶森茂

2020, 41(2): 178-183.

摘要(156)

摘要:
在分析传统热室转运系统供电模式不足的基础上，通过对非接触电能传输系统中不同磁耦合结构的研究，提出了一种适用于热室等放射性场所的转运系统新型供电结构。研究表明，此结构可在热室转运系统随机运动条件下持续可靠地完成电能非接触传输，较好的解决了传统热室转运系统供电模式对运动路径的限制，提高了热室操作的空间灵活性，通过对该系统进行理论分析及计算机仿真验证了系统的可行性。

用于求解细网SP3中子输运方程的两节块方法的精度与效率分析

赵文博, 于颖锐, 柴晓明, 甯忠豪, 张斌, 刘琨, 方浩宇

2020, 41(2): 184-188.

摘要(300)

摘要:
采用两节块方法求解细网3阶简化球谐函数（SP3）中子输运方程，该方法只对零阶角通量密度的拉普拉斯算子进行节块法处理，对应的零阶通量密度采用2阶展开，横向泄漏采用零阶近似；以此方法开发了适用于细网全堆输运计算的CORCA-PIN程序，该程序同时集成了细网有限差分方法。验证算例采用KAIST 3A基准问题及扩展三维问题。数值结果表明，采用栅元1×1划分的两节块法具有可接受的计算精度，而计算时间只有相同精度的细网有限差分方法的11%。因此，本文提出的两节块方法适用于细网SP3中子输运方程计算。

小破口失水事故非能动系统瞬态特性研究

金远, 蒋孝蔚, 邓坚, 刘余, 毕树茂, 朱大欢, 杨帆

2020, 41(2): 189-192.

摘要(209)

摘要:
为了解先进压水堆小破口失水事故下非能动安全壳冷却系统、非能动堆芯冷却系统、非能动余热排出系统的瞬态响应特性，需开展小破口失水事故下反应堆冷却剂系统和安全壳的耦合响应特性研究。分析结果表明，小破口失水事故下，耦合分析中非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统、自动卸压系统和非能动安全壳冷却系统的特性与独立计算有较大差异，小破口失水事故下耦合分析得到的安全壳压力峰值小于独立计算。

主给水隔离方式对主蒸汽管道破裂事故质能释放与安全壳行为的影响分析

关仲华, 邱志方, 蒋孝蔚, 段永强, 沈云海, 方浩宇

2020, 41(2): 193-197.

摘要(256)

摘要:
以秦山第二核电厂3、4号机组为对象，采用THEMIS程序分析了隔离给水管线上阀门和停运主给水泵2种给水隔离方式对主蒸汽管道破裂（MSLB）事故质能释放的影响，并采用PAREO9程序模拟了安全壳热工水力现象。结果表明，采用隔离阀门的方式能够更加有效地缓解MSLB的质能释放，采用停运主给水泵方式时提高浓硼箱中的硼浓度可以在一定程度上缓解MSLB的质能释放，避免安全壳超压。

核电厂松脱部件报警案例分析

简捷, 罗婷, 刘才学, 王广金, 胡建荣, 杨泰波

2020, 41(2): 198-202.

摘要(145)

摘要:
针对某核电机组在大修热试阶段多次出现松脱部件报警的现象，在关键位置临时安装探头实施了现场试验，通过分析撞击信号阵发波到达传感器的时差对采集试验数据进行定位分析。结果表明，松脱部件报警事件的起源与核电机组热试相关状态改变有关；报警触发源位于主管道冷段上（距离压力容器入口1 m处），事件是由于该位置的甩击限制器自发或间接将信号传导至主管道所导致的。此报警事件的成功诊断，不仅解决了工程实际问题，而且对现有松脱部件监测系统探测区间的完善具有重要意义。

基于大数据和关系型数据相融合的反应堆远程运维数据管理系统开发

白轶, 秦利华, 王思诗

2020, 41(2): 202-206.

摘要(221)

摘要:
根据核电运维的流程详细梳理了运维的各类数据，分析了数据类型、数据特征和量级，提出了大数据和关系型数据相融合的数据管理构架；根据远程运维的业务特点，进一步分析了核电运维的数据管理需求，基于B/S构架开发了基于大数据和关系型数据相融合的数据管理系统，创新了核电运维数据的管理模式。该系统已在核电运维服务中得到了有效应用，极大提升了核电运维工作效率，同时也为后续智能运维的研究提供了基础。

一种基于电荷信号的远程在线自检单元的设计与应用

李翔, 王磊, 李海, 邹博豪, 付国恩, 邓圣

2020, 41(2): 207-213.

摘要(150)

摘要:
设计一种基于电荷信号的远程在线自检单元，为安装于核电厂反应堆厂房的松脱部件监测系统（LPMS）的一次仪表提供快速有效的远程在线自检方法。介绍了该远程在线自检单元的设计原理和方法、硬件设计与实现，以及软件流程设计。对远程在线自检单元进行了实验室测试，测试结果表明，在空载输出5 V低电压工作条件下可满足250 m的远程在线自检要求，同时对集成了该远程在线自检单元的国产化LPMS样机进行了鉴定试验，试验结果验证其满足工程应用环境。集成了远程在线自检单元的2套国产化LPMS产品已在巴基斯坦的恰希玛核电厂C-3/C-4机组进行了成功应用，以低成本和高效率实现了反应堆装料运行期间LPMS一次仪表的在线检测。

留言板

2020年第41卷第2期

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