核动力工程

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余红星, 李文杰, 柴晓明, 李松蔚

2020, 41(4): 1-7.

摘要(1185) PDF(883)

摘要:
数字反应堆是针对反应堆系统开展综合性能数值模拟的集成平台。本文回顾了反应堆数值模拟技术的发展历程，并阐述了构成数字反应堆的3个技术要素：目标场景、先进模型与多物理场耦合技术、集成环境。尽管目前数字反应堆发展还面临若干技术挑战，如多学科和多尺度计算的时空协调问题、设计优化的复杂性、缺乏数据库等，但数字反应堆仍能更好地分析限制反应堆性能或影响反应堆安全的关键问题，以及从机理上解释那些无法通过试验观察或测量的现象。

基于OpenFOAM的中子输运动力学求解器ntkFoam研究

马宇, 王亚辉, 芦韡, 羊俊合

2020, 41(4): 8-11.

摘要(345)

摘要:
由于中子输运模拟的复杂性及其与其他物理过程耦合的困难性，全堆芯精细中子输运-热工水力多物理计算是核工程领域的难点。本文基于有限体积C++开源软件OpenFOAM，采用有限体积法建立稳态和瞬态中子输运动力学方程数值求解模型，开发了中子输运动力学求解器ntkFoam。通过对多个基准问题进行模拟验证表明，本文建立的ntkFoam求解器能准确模拟中子输运动力学问题，并能很好地适应于不同维度及复杂几何条件；可实现中子输运、传热传质的精细耦合，为基于中子输运计算的全堆芯多物理模拟提供了一些精确耦合的思路与方法。

基于FLUENT的多物理场耦合研究

王坤, 董秀臣, 张鑫

2020, 41(4): 12-16.

摘要(313)

摘要:
基于FLUENT的多物理场耦合分析是当前核安全分析的热点问题。本文运用6组缓发中子的点堆动力学模型（PKM）编写了反应堆核功率计算程序，利用外部调用耦合和用户自定义函数（UDF）动态链接库耦合方法分别建立了FLUENT-REALP5耦合分析模型和FLUENT-PKM耦合分析模型，并在单相范围内利用水平分支管道的喷放问题和线性反应性引入的超功率瞬变问题验证了耦合模型的正确性和有效性。本研究的耦合分析方法可以为FLUENT的多物理场核安全分析提供支撑。

CPU-GPU协同计算在MOC中子输运异构并行计算中的应用研究

宋佩涛, 张志俭, 张乾, 梁亮, 赵强

2020, 41(4): 17-21.

摘要(243)

摘要:
特征线方法（MOC）可以精确求解任意几何的中子输运方程，但该方法收敛慢、计算时间长。本研究基于空间区域分解和特征线并行技术，采用MPI+OpenMP/CUDA编程模型，实现了适用于中央处理器-图形处理器（CPU-GPU）异构系统的二维MOC异构并行算法。为充分利用异构系统中的CPU和GPU计算资源，实现CPU-GPU协同计算，提出动态任务分配模型，根据CPU和GPU的计算能力合理分配计算任务。数值验证结果表明：程序具有良好的计算精度；动态任务分配模型能根据硬件性能给出最佳任务分配方案；5异构节点（包含20块GPU）并行时，相对MPI+CUDA并行模式，采用CPU-GPU协同计算后，程序整体效率提升达到14%。

压水堆二次中子源替代一次中子源的初步可行性分析

苏耿华, 石夏青

2020, 41(4): 22-25.

摘要(204)

摘要:
在反应堆一次中子源供应存在风险的背景下，为分析压水堆二次中子源替代一次中子源的可行性，计算了二次中子源在运行机组辐照一个循环后的中子源强，并基于某新建CPR1000反应堆首循环堆芯参数及装料顺序，计算装料过程中堆内外各中子探测器的计数率。结果表明，二次中子源在结束辐照后的4个半衰期（约240 d）内用于替代CPR1000反应堆首循环一次中子源可满足技术规范对中子探测器计数率的要求，证明压水堆二次中子源替代一次中子源具有一定可行性。

CNP650长燃料循环长短交替运行管理研究

廖鸿宽, 于颖锐, 王永明, 刘同先, 黄灿, 陈长, 刘明权, 陈亮, 胡钰莹

2020, 41(4): 26-29.

摘要(165)

摘要:
海南核电厂1、2号机组采用我国自主设计的CNP650反应堆，由于海南电网存在着明显的用电峰谷期，使得海南核电厂从年换料向长燃料循环过渡的关键在于循环长度差异巨大的长、短交替运行设计。面向上述目标，本文针对CNP650反应堆，完成了新燃料组件类型和富集度设计、新燃料组件数目及布置设计、独立过渡循环设计，得到了CNP650反应堆长、短交替运行的长燃料循环燃料管理策略，从1号机组第5循环开始，通过4个过渡循环，进入循环长度分别为517.3等效满功率天（EFPD）和464.0EFPD的交替运行平衡循环，各项参数满足长燃料循环燃料管理设计要求，有效地解决了海南核电厂长周期运行的特异性需求，可直接应用于海南核电厂长燃料循环运行。

福清核电厂基于堆外核仪表系统中间量程测量的动态刻棒试验

孟凡锋, 耿飞, 蔡光明

2020, 41(4): 30-33.

摘要(231)

摘要:
通过分析堆外核仪表系统的功率量程和中间量程的性能，使用堆外核仪表中间量程的测量信号进行动态刻棒试验数据验证。验证结果表明，基于堆外核仪表系统中间量程的动态刻棒试验可作为传统动态刻棒试验的一种手段，其测量误差在验收准则允许范围内，且无需进行本底电流测量即可减少动态刻棒测量时间。

西安脉冲堆数字化功率调节系统自动控制方法研究

张良, 袁建新, 赵巍, 王宝生, 张强, 朱广宁, 杨宁, 陈立新, 江新标

2020, 41(4): 34-40.

摘要(157)

摘要:
数字化功率调节系统软硬件相比于以往模拟化的系统存在一定差别，需要研究新的功率自动控制方法。本文建立了数字化功率调节系统的控制模型，提出了自动控制方法的基本思想，研究了在提升功率过程中避免短周期问题的方法以及增强控制棒运动平稳性等关键技术问题，通过反复迭代计算，设计了数字化功率调节系统的自动控制方法，并用西安脉冲堆仿真程序（XAPRSC）对该方法进行了验证，结果表明，该方法满足设计指标，有利于西安脉冲堆的运行安全。

基于蒸汽轮机的非能动IVR策略研究

马如冰, 盛天佑, 元一单, 马卫民

2020, 41(4): 41-44.

摘要(264)

摘要:
针对某些压力容器布置较高的核电厂，实施熔融物堆内滞留（IVR）过程中溢出堆腔的水和/或安全壳内冷凝水无法依靠重力自然回流到堆腔，从而无法实现长期非能动IVR的问题，提出利用IVR实施过程中产生的水蒸气，使其推动蒸汽轮机做功，然后带动水泵将安全壳底部的水重新注入堆腔，从而建立蒸汽和水的循环，进而实现长期非能动IVR的策略；并对该策略进行详细的热工水力计算分析，从理论上论证了该系统的可行性。

超临界水冷堆燃料组件及堆芯方案简化设计研究

姚磊, 夏榜样, 卢迪, 王连杰, 李翔, 王诗倩, 李庆

2020, 41(4): 45-49.

摘要(223)

摘要:
为解决超临界水冷堆中子慢化不足的问题，采用在燃料组件中设置“水棒”或者加入固体慢化剂的设计方法，同时堆芯冷却剂采用多流程流动方案，导致燃料组件和堆芯结构复杂化，并向堆内引入较多强中子吸收结构材料。因而基于CSR1000研究结果，开展了简化超临界水冷堆燃料组件及堆芯结构设计。研究结果有效简化了超临界水冷堆燃料组件和堆芯结构。

低功率条件下低高度差开式自然循环流动模式研究

李毅, 孙建闯, 彭航, 成翔, 全标, 曹夏昕, 周剑, 丁铭

2020, 41(4): 50-54.

摘要(192)

摘要:
开式自然循环系统广泛应用于能源和化工领域。在一些特殊条件下，低高度差自然循环系统应运而生，但目前研究并不充分。本文采用蒸汽加热方式，对这类的低高度差开式自然循环系统在低功率水平下的流动模式进行了实验研究，并对其流动模式以及存在物理现象进行了详细的分析。研究发现，在不同功率水平下，因受不凝性气体和过冷沸腾的影响，该自然循环系统主要存在4种流动模式。最后，对不同流动模式转变点的加热段进出口温度进行分析，结果表明加热段出口温度可作为系统流动模式的判定依据。

三环路压水堆压力容器上腔室交混矩阵数值研究

宋磊, 何向艳, 程艳花, 崔大伟

2020, 41(4): 55-59.

摘要(217)

摘要:
使用STAR-CCM+软件对三环路压水堆压力容器上腔室流场进行了大规模、精细化三维数值模拟，并采用组分跟踪方法分别对157个燃料组件出口冷却剂流动进行计算，构造了一个具有3×157个元素的“上腔室交混矩阵”，用该矩阵即可定量、精确地描述冷却剂从堆芯流出后，经上腔室内交混并再分配到各热管道的复杂流动过程。研究发现堆芯流出的冷却剂在压力容器上腔室内的交混是并不充分的，径向上不同位置燃料组件流出的冷却剂会在上腔室同热管道的接口区域存在明显的对应关系，而燃料组件径向功率分布的差异必然导致热管道中冷却剂热分层现象的产生。

波形板壁面液膜的神经网络及混沌特性分析

王博, 陈博文, 田瑞峰, 柯炳正, 李茹, 卢川

2020, 41(4): 60-63.

摘要(236)

摘要:
波形板干燥器是船用核动力系统中重要的汽水分离设备，其壁面上自由下降液膜的流动特性对干燥器的汽水分离效率及船用核动力装置的安全性指标有着较大的影响。基于平面激光诱导荧光技术（PLIF）对不同雷诺数下的壁面薄层液膜厚度进行测量。通过小数据量法计算不同工况下的液膜厚度时间序列的最大Lyapunov指数，分析壁面液膜的混沌特性并进行相空间重构。利用反向传播（BP）神经网络解决非线性问题的优势对液膜厚度进行预测，完成了单隐层BP神经网络预测模型的建立并实现了自由液膜厚度的非线性特征分析。结果显示：最大Lyapunov指数与液膜雷诺数呈正相关关系；在大雷诺数区生成的孤立峰同重力及液膜间的叠加作用相互耦合，使液膜混沌特性变得更加明显。

液滴撞击干燥倾斜壁面铺展实验研究

陈博文, 王博, 田瑞峰, 李茹

2020, 41(4): 64-69.

摘要(259) PDF(137)

摘要:
通过高速摄影技术及像素分析方法对液滴撞击干燥倾斜壁面进行实验研究，分析了不同倾斜角及韦伯数（We）对液滴飞溅及铺展的影响，结果表明，倾斜角的增加有利于抑制飞溅的产生；We一定时，液滴的前铺展因子随着倾斜角的增加而增加，后铺展因子随着倾斜角的增加而减小；液滴的前后初始铺展速度均大于液滴的撞击速度，且随着倾斜角的增加而减小。

疏水孔对旋叶分离器分离效率影响研究

徐晗, 路铭超, 熊珍琴, 祖洪彪, 顾汉洋, 谢永诚

2020, 41(4): 70-75.

摘要(122)

摘要:
为提高旋叶分离器中气-液混合物的分离效率，针对内筒具有正三角形排布疏水孔的旋叶分离器开展空气-水性能试验和计算流体动力学（CFD）数值模拟研究，分析每一排疏水孔分离水比例变化规律和疏水孔布置高度对分离性能的影响。研究结果表明，当空气表观速度较低（≤14.4 m/s）时，每一排疏水孔分离水比例随着内筒高度的升高呈先下降后增加的趋势；当空气表观速度较大（>14.4 m/s）时，每一排疏水孔分离水比例随内筒高度升高呈单调下降的趋势。研究对比了第1排疏水孔布置距离旋叶分别是0.8倍、1.0倍、1.2倍内筒直径3种位置时分离性能的变化, 结果表明当空气表观速度较低（< 12.9 m/s）时，疏水孔位于1.2倍内筒直径位置时旋叶分离效率最高；空气表观速度较高（≥12.9 m/s）时，疏水孔位于0.8倍内筒直径位置时旋叶分离效率最高。

窄缝通道内过冷条件下单蒸汽泡尾流特性实验研究

张利琴, 黄彦平, 昝元锋, 王俊峰

2020, 41(4): 76-78.

摘要(170)

摘要:
单蒸汽泡尾流特性是影响窄缝通道内蒸汽-水两相流流型形成与演变的关键因素，本文采用粒子图像测速仪PIV和Insight3G后处理软件，对窄缝通道内过冷条件下单蒸汽泡的尾流特性进行研究，获得窄缝通道内单蒸汽泡的尾流特性。实验结果表明，单蒸汽泡冷凝上升过程中，其尾流均为涡交替脱落的不对称尾流结构；汽泡直径越大，涡越细长，涡强度越大，大直径蒸汽泡的尾流对周围汽泡的作用更强；流道间隙减小，则尾流中涡强度降低，流体速度减小，尾流对周围汽泡的影响会相应减弱。单蒸汽泡尾流特性为构建窄缝通道内蒸汽-水两相流模型提供基础支持。

大管径主管上旁支管流致声共振实验研究

黄超, 张锴, 肖瑶, 李俊龙, 祖洪彪, 顾汉洋, 谢永诚

2020, 41(4): 79-84.

摘要(233)

摘要:
核电厂蒸汽管线的安全阀支管设计不当容易引发流场与声场耦合的声共振现象，对大管径主管上的旁支管结构开展实验研究，研究在10~65 m/s流速区域内，不同的旁支管长度、直径、并排结构对声共振强度、特征频率以及流动特征的影响。实验结果表明，在大管径主管下，二阶水力模态特征显著，其声共振峰值对应的斯特鲁哈尔数（St）约为一阶水力模态声共振峰值对应的St的2倍；旁支管长度的增加显著降低了声共振的强度，旁支管直径的减小则会抑制二阶水力模态的发生，且会改变流动特征并大幅降低声共振强度；并排双旁支管声共振特征与单旁支管相似，但其一阶水力模态一阶声模态控制区的声共振强度与控制流速范围显著增大。

锆合金包壳和GH4169镍基合金的微动摩擦磨损性能研究

高雯

2020, 41(4): 85-90.

摘要(271)

摘要:
燃料棒在冷却剂流过时易受到扰动而发生微振动，导致在格架弹簧与包壳管接触点附近产生微动摩擦磨损，严重时会导致燃料棒破损，放射性产物泄漏，从而影响核电厂安全运行，因而需要对燃料包壳的微动摩擦磨损性能进行充分研究。本研究旨在比较分析2种牌号、2种状态的锆合金（Zr-4）和N36与格架材料GH4169镍基合金在不同环境条件下的微动摩擦磨损性能，分析载荷、循环次数、环境条件对其摩擦磨损性能的影响，并结合磨损表面的形貌、成分分析结果，揭示其微动摩擦磨损机理。研究结果表明，微动摩擦磨损时摩擦系数随载荷的增加呈线性增加趋势；相同条件下，Zr-4/Zr-4摩擦副组合的微动摩擦系数最大，GH4169/N36摩擦副组合的微动摩擦系数最小；预氧化对材料的微动摩擦系数影响显著，预氧化态样品的摩擦系数均高于非预氧化态的样品。

锆合金氧化膜弹性模量的测定

张君松, 龙冲生, 肖红星, 廖京京, 韦天国

2020, 41(4): 91-95.

摘要(174)

摘要:
氧化膜的内应力对锆合金的腐蚀行为有重要影响，弹性模量是计算分析氧化膜内应力的关键物性参数。由于测试困难，锆合金氧化膜的弹性模量通常根据块体材料的数据进行估计。本文利用纳米压痕法测试分析了多种条件下锆合金氧化膜的弹性模量和硬度，研究发现其表面和截面的弹性模量与硬度数值存在差异。与纯水相比，在含锂水介质中腐蚀，锆合金氧化膜的弹性模量及硬度偏小。

严重事故下预应力混凝土安全壳非线性分析及性能评估

金松, 李忠诚, 蓝天云, 董占发, 贡金鑫

2020, 41(4): 96-100.

摘要(150)

摘要:
预应力混凝土安全壳作为核电厂重要防泄漏屏障，对保证核电厂正常运行、确保人员安全至关重要。本文基于顺序热力耦合方法对严重事故工况下预应力混凝土安全壳进行非线性有限元分析，考虑了温度和内压荷载共同的影响，分析了安全壳结构典型不连续区域和连续区域的位移响应。研究表明：安全壳混凝土不连续区域位移响应沿厚度方向上差异较为显著，而连续区域处的差异相对较小；安全壳泄漏失效模式由设备闸门位置控制，50%和95%分位水平的内压分别为1.266 MPa和1.072 MPa；破口失效模式由筒体某一位置控制，50%和95%分位水平的内压分别为2.224 MPa和1.883 MPa；本文所分析的预应力混凝土安全壳的内压承载力满足最小安全裕度不小于2.5的要求。

核设备抗震鉴定试验中功率谱密度检验方法分析评估

孙渝刚, 褚濛, 丁振坤, 袁芳

2020, 41(4): 101-104.

摘要(183)

摘要:
为满足核设备抗震鉴定试验中输入运动的功率谱密度（PSD）要求，基于对规范背景和目标PSD算法的调研以及典型算例的对比分析，对PSD的检验方法进行分析评估。结果表明，检验PSD最为直观的方法即对比输入运动PSD与目标PSD；根据各类目标PSD算法的结果精度、保守性及其规范依据，推荐使用2014版美国核管理委员会标准审查大纲（SRP）3.7.1节附录B中人工合成时程的方式来计算目标PSD：虽然该算法通常适用于核电厂的厂址设计反应谱，但对于设备抗震鉴定反应谱，仅需将人工合成时程的目标反应谱替换为鉴定反应谱即可；采用本文推荐方法计算目标PSD时，设备抗震鉴定输入运动的PSD检验应与SRP 3.7.1保持一致，即在0.3 Hz到目标反应谱的最高截断频率范围内包络目标PSD的70%。

高温气冷堆蓄电池组地震易损性研究

姜卓尔, 赵军, 王海涛, 史力, 王晓欣, 孙卫东

2020, 41(4): 105-110.

摘要(149)

摘要:
为验证核电厂发生地震外部事件时的电力安全，需要对蓄电池组进行抗震鉴定试验。本文以高温气冷堆（HTR）核电厂安全级蓄电池组为研究对象、以安全级蓄电池组抗震鉴定试验数据和工程经验为基础，通过识别、量化蓄电池组的地震易损性变量，并应用基于试验的易损性分析法推导出地震易损性曲线和高置信度低失效概率（HCLPF）抗震能力。研究结果表明，安全级蓄电池组的抗震能力远高于核电厂设计基准地震动需求。

地震波空间相干效应对核电厂土与结构相互作用分析的影响

姜微, 屈云光, 徐征宇

2020, 41(4): 111-115.

摘要(106)

摘要:
为研究地震波空间相干效应对核岛厂房土与结构相互作用分析的影响，采用ACS-SASSI软件对典型的压水堆厂房的土与结构相互作用分析时，分析不同土层、不同标高处，空间相干性对楼面反应谱的影响。结果表明，在高频段考虑空间相干性，对于中硬质岩石场地和坚硬土至软质岩石场地将降低楼层响应10%~70%；在高频段考虑空间相干性，对于中硬土场地将降低楼层响应10%~40%。因此，不考虑空间相干性，其楼层响应分析结果高频段偏保守，低频段偏不安全。

核电厂地震PSA中HRA方法研究

王晗丁, 梁小玉

2020, 41(4): 116-121.

摘要(238)

摘要:
在调研外部事件人员可靠性分析（HRA）的发展历史及方法缺陷的基础上，研究了当前国内外外部事件HRA技术标准，并以某核电厂地震概率安全评价（PSA）中的人因事件为研究对象开展方法研究，说明了地震场景HRA与内部事件HRA的不同点，明确地震人员响应的流程，阐述地震场景下HRA方法，使其得到的分析结果更加接近外部事件的实际情况，并可为外部事件PSA的开发提供技术依据。

基于PSA的非能动余热排出系统可靠性研究

赵新文, 郭海宽, 蔡琦, 邓纯锐

2020, 41(4): 122-127.

摘要(206)

摘要:
非能动型反应堆概率安全评价（PSA）工作在分析非能动系统可靠性时，仅考虑系统设备可靠性，未涉及物理过程可靠性。综合考虑非能动系统设备可靠性与物理过程可靠性时，又存在仅考虑系统投入的设备可靠性而忽略运行设备可靠性的问题。针对此问题，以丧失正常给水事故下AP1000非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象，采用自主提出的综合法将系统可靠性融合进PSA模型，兼顾能动设备的需求失效与非能动设备的运行失效，分析了系统设备可靠性的敏感性。结果表明，综合法对PRHRS进行可靠性分析时所得事故序列谱更真实、更全面，与传统方法相比较具有优越性。

核电厂临时设备投运人员可靠性评估模型

陈帅, 张力, 青涛, 林耀祖, 李林峰, 陈潮

2020, 41(4): 128-134.

摘要(211)

摘要:
核电厂临时设备作为严重事故缓解的重要设施，其接入工序大多较为复杂。为了分析核电厂人员在临时设备投运时的可靠性，通过研究福岛核事故后改进项所增设临时设备接入行为的特征，基于人因失误模式和影响分析，定义人因失误发生概率、人因失误影响程度、人因失误可恢复概率为风险因子，结合专家评价与模糊语言理论提出一种临时设备投运人员可靠性评估模型。以全厂断电事故下移动电源的接入任务为例，应用所建模型获得了该任务中的人误模式重要度排序及合理的风险见解，验证了模型的可行性。

冬夏海阳核电厂核素在近海域的迁移路径和浓度分布研究

李子超, 周涛, 司广成, 张博雅

2020, 41(4): 135-140.

摘要(129)

摘要:
为制定核电厂发生核泄漏事故应急响应预案，需要快速预测事故后放射性核素在近岸的迁移路径和浓度分布。本文首先根据实时气象数据，基于拉格朗日方法和欧拉方法，建立了核电厂近海域核素扩散模型，并验证了该模型的可靠性；其次，用该模型对比分析了夏季和冬季海阳核电厂核素的迁移路径和浓度分布。分析结果表明，夏季受东南风和洋流的影响，海阳核电厂核素主要沿着海岸线向东迁移；冬季受西北风和洋流的影响，核素首先沿着海岸线向东迁移，然后快速向东南迁移；无论冬季还是夏季，5 d后核电厂近海域核素浓度比释放总量降低约9个数量级，10 d后核素浓度比释放总量降低约10个数量级。

钠冷快堆碎片床迁移行为底部注气实验研究

滕春明, 张斌, 单建强, 张熙司, 曹永刚

2020, 41(4): 141-147.

摘要(181)

摘要:
为了模拟钠冷快堆（SFR）碎片床迁移行为的瞬态过程，采用底部注气方法进行了大量的碎片床迁移实验，来研究颗粒物性、注气流量、注气区域和横向流量等因素对碎片床迁移行为的影响。总的来说，较大的气体注入速度、较大的横流流速以及接近碎片床中心的气体注入区域可以促进碎片床迁移现象的发生，而较大的颗粒直径、不规则的颗粒形状、较大的颗粒密度以及光滑的颗粒表面可以抑制碎片床的迁移行为，不同大小的混合颗粒的迁移特性处于单一尺寸颗粒的迁移特性之间。

西安脉冲堆反应性测量空间效应修正方法研究

赵巍, 张良, 王宝生, 袁建新, 张强, 朱广宁

2020, 41(4): 148-152.

摘要(246)

摘要:
反应性是反应堆重要的物理参数，在西安脉冲堆上增加反应性实时监测功能，能够为操纵员提供反应性实时大小和变化趋势，有利于其安全运行。逆动态方法以其实时性好、能测量任意反应性引入而被广泛应用于反应性测量，但由于控制棒的移动会导致中子注量率空间分布前后不一致，而出现偏差。本文对逆动态方法和静态空间效应因子进行了理论分析，给出了相应的计算方法；以西安脉冲堆为研究对象，使用蒙特卡罗（MCNP）程序计算了探测器三维空间的响应函数，同时计算了归一化节块功率密度，由此得到静态空间效应因子；最后在脉冲堆上进行了不同棒速下插控制棒实验，处理实验数据得到控制棒积分价值曲线。结果表明，进行空间效应修正是必要的，经修正后计算得到的控制棒价值曲线更稳定，计算结果与真实值误差更小。

海岛下垫面对核事故核素扩散影响规律研究

许凡, 马元巍, 王德忠, 王鼎之, 吴思远

2020, 41(4): 153-160.

摘要(108)

摘要:
为研究核事故发生后气载核素在海洋环境中的扩散，以海岛核电厂为研究对象，采用计算流体动力学（CFD）模拟的方法对海岛核电厂各下垫面要素、风速变化、喷口速度变化进行了模拟，并用风洞实验验证CFD模拟的准确性。结果表明，山体会对地面最大扩散因子产生显著影响；平台的高度增加时，地面最大扩散因子降低，出现距离更靠近喷口；风速的增大会使得面最大扩散因子出现位置后移；喷口速度增大会使得地面最大扩散因子变小，其出现位置后移；在喷口速度变化的情况下，地面最大扩散因子的CFD模拟值和高斯烟羽模型计算值呈倍数关系，并以此对高斯烟羽模型进行了修正。

压水堆核电厂ASG汽动泵蒸汽入口隔离阀开启故障分析

陈　飞, 陈诗怡, 蒙堆强

2020, 41(4): 161-165.

摘要(139)

摘要:
针对国内多个压水堆核电厂出现的辅助给水系统（ASG）汽动泵蒸汽入口隔离阀无法按照要求开启的故障，采用故障树分析法进行故障根本原因分析，确定故障的根本原因为填料摩擦力过大或弹簧力过小，采用对阀门石墨填料换型为特氟龙填料彻底解决了故障。

核级连续式阀位指示器国产化研制

罗世洪, 王宇翔, 郭松, 袁晟毅, 田孝帅, 张冬林, 李晓钟

2020, 41(4): 166-169.

摘要(175)

摘要:
基于核级连续式阀位指示器的测量原理和功能需求，采用模块化设计、仿真分析和验证试验等方法，研制了满足使用需求的连续式阀位指示器。试验验证结果表明，本文所述的核级连续式阀位指示器完全可应用于核电厂重要阀门的阀位测量。

对SINBAD屏蔽基准题实验的模拟验证

黄浩, 谢芹, 于涛, 谢金森, 陈珍平, 侯丞, 苏适

2020, 41(4): 170-173.

摘要(336)

摘要:
为了验证屏蔽基准题的准确性，进一步完善我国的标准基准题库，采用蒙特卡罗MCNP程序精细建模计算方法，针对SINBAD屏蔽基准题库，选取其中具有代表性的3例基准题对其准确性进行评估验证。结果表明，模拟计算得到的结果在误差允许的范围内，能够给其他自主软件提供数据验证支持，可将验证结果归入我国屏蔽基准题数据库。

基于SuperMC的船用反应堆辐射屏蔽结构优化研究

孙原理, 宋志浩

2020, 41(4): 174-177.

摘要(179)

摘要:
船用反应堆辐射屏蔽结构的重量严重影响着船舶的机动性，如何在现有屏蔽空间内进行屏蔽设计以减少屏蔽体的重量，对船舶机动性能提高有着重要意义。本文基于中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC中的智能核设计模块对固定屏蔽空间的屏蔽优化问题开展了研究，采用“萨瓦娜”号反应堆模型进行了屏蔽优化计算。结果表明，优化方案相比于原始设计方案屏蔽体重量大幅度减小，该方法为指导船用反应堆辐射屏蔽的材料选择与屏蔽体布局提供了新的技术手段。

CEPR机组CRDM役前检查方案优化

肖开华, 邵春兵

2020, 41(4): 178-180.

摘要(212)

摘要:
某CEPR机组的控制棒驱动机构（CRDM）耐压壳安装完成后，发现此批次CRDM焊接见证件试验存在不合格样品。为缩短CRDM更换工期，降低对于项目整体进度的影响，在对CRDM耐压壳更换过程中通过深入研究役前检查规范，提出了一种新的役前检查策略。经实践表明，采用优化后的役前检查方案，在10 d内即完成了全部CRDM的离线役前检查，较最初的计划提前了约20 d；通过对安装后的部分CRDM进行超声和涡流检查，发现离线和在线检查结果一致，并且在线检查不存在可达性问题。

饱和氧浓度铅铋共晶合金中Cu/Cu2O型氧传感器性能研究

许裕恒, 牛风雷, 张瑜, 赵云淦

2020, 41(4): 181-184.

摘要(209)

摘要:
共晶在池式液态铅铋合金固态氧控实验装置平台上进行了Cu/Cu2O型氧传感器的研发和测试，氧控平台从500℃阶梯式降温到300℃，降温过程铅铋合金中通入95%Ar+5%O2的混合气体令液态铅铋共晶合金（LBE）保持氧饱和状态。结果表明，在300~500℃温度区间内，采用Cu/Cu2O作为参比电极的氧传感器从准确性、响应性上都表现出良好的性能；氧传感器能迅速地对因温度变化而带来的氧浓度变化做出响应；氧传感器测量的电动势与理论电动势的相对误差保持在±3%内，氧浓度误差保持在±10%内，信号波动小于1.7 mV。

基于故障模式分析的核安全级DCS冗余功能测试方法

齐敏, 吴瑶, 朱剑, 吕秀红

2020, 41(4): 185-190.

摘要(214)

摘要:
针对当前核安全级数字化仪控系统（DCS）冗余切换功能测试方法缺乏、测试活动主要依靠人员经验的情况，提出了一种针对核安全级DCS设备的通用的冗余切换测试方法，通过设计机理分析，建立冗余切换测试基础故障模式，并对故障模式进行模式组合和系统状态变迁分析，完成对冗余切换测试场景、测试环境等整体方案的设计。通过在某核安全级仪控平台中的应用以及在核电厂的成功运行经验，对本测试方法的有效性进行了验证。结果表明，提出的冗余切换测试技术能够有效地发现设计缺陷，对设备冗余切换功能的出口质量控制具有实际应用价值。

热管冷却反应堆核热力耦合研究

马誉高, 刘旻昀, 余红星, 黄善仿, 柴晓明, 谢碧衡, 韩文斌, 刘余, 杜政瑀, 何晓强

2020, 41(4): 191-196.

摘要(684)

摘要:
热管冷却反应堆（简称“热管堆”）高温运行下的结构热膨胀效应会显著影响反应堆的传热和中子物理输运过程。本文提出了一种考虑固体堆芯显著膨胀的几何更新和反应性反馈方法，并构建了基于动态几何的中子物理/热工/力学3场核热力耦合分析程序。在核热力耦合中主要考虑温度引起微观截面的变化、材料密度的变化以及热膨胀引起堆芯尺寸的变化。基于提出的核热力耦合方法，对MegaPower热管堆进行了核热力耦合分析，分析了不同松弛因子下，堆芯功率分布和径向功率因子的收敛性。核热力计算表明，热膨胀造成堆芯边通道的中子泄漏增加，从而产生负反应性反馈；同时，边通道中子泄漏增加加剧了功率分布的不均匀性，传热恶化，考虑核热力耦合后，径向功率因子从非耦合情形的1.20提升到1.23，燃料峰值温度增加11 K。

燃料组件精细化定位格架模型开发及评价

刘伟, 刘扬, 李捷, 彭诗念, 江光明, 刘余, 杜思佳, 邱志方, 邓坚

2020, 41(4): 197-202.

摘要(264)

摘要:
为提高燃料组件子通道内两相局部参数预测的准确性，本文基于分布式阻力方法建立精细化定位格架模型，选用合适的摩擦阻力表达式，对格架上的交混翼进行精细化建模，采用Carlucci湍流交混模型计算湍流交混速率，引入阻塞因子计算由定位格架引起的湍流交混效应，并将建立的精细化定位格架模型植入子通道分析程序（ATHAS），对压水堆子通道和棒束实验（PSBT）基准题进行计算分析。结果表明，本文开发的精细化定位格架模型能够提高燃料组件子通道内空泡份额和温度分布的预测准确性，为棒束通道流场、焓场计算和临界热流密度（CHF）预测奠定了基础。

压水堆核电厂运行模式总体设计研究

崔怀明, 周金满

2020, 41(4): 203-207.

摘要(261)

摘要:
根据电网需求和建造成本选择适当的反应堆功率控制方式并确定运行模式的功能要求，然后根据确定的运行模式功能要求，进行运行模式设计、控制系统设计及甩负荷设计；最后对采用该运行模式的核电厂进行堆芯功率能力分析和相关事故分析，结果表明采用该运行模式的核电厂是安全的；以先进的六十万千瓦级中国压水堆（ACP600）核电厂运行模式研制的全过程为实例进行论述，结果也表明了本文的运行模式总体设计方法切实可行。

留言板

2020年第41卷第4期

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2020年 第41卷 第4期

2020年第41卷第4期