核动力工程

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余红星, 武铃珺, 邓纯锐, 邓坚, 卢毅力, 张航, 彭欢欢, 王小吉

2020, 41(6): 1-7.

摘要(525) PDF(324)

摘要:
概率安全评价（PSA）是核能安全分析领域的两大分析方法之一。本文从PSA概念入手，首先从理论基础、分析视角等多个方面比较了确定论和概率论2种分析方法的差异；其次，梳理PSA在核能安全分析领域的历史进程，通过回顾PSA在技术和法规上的变化，展示了PSA与核能安全在提升过程中相互促进的关系；再次，阐释PSA技术在风险量化预测、平衡安全设计、安全决策、安全监管方面的应用，并通过华龙一号（HPR1000）的实例展示了PSA在核能安全分析中的具体应用方式。最后，对PSA技术未来的发展方向进行了预测，指出确定论和概率论2种分析方法将深入融合，PSA分析从安全目标向任务目标转移、从静态向动态转换、从认知向感知转换的发展方向。

直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性数值模拟

赵孝, 白宇飞, 张震, 杨星团

2020, 41(6): 8-13.

摘要(270)

摘要:
直流蒸汽发生器内二次侧流体被一次侧流体加热，其轴向热流密度分布与两侧流体运行参数密切相关。采用RELAP5/MOD4.0程序对直流蒸汽发生器的稳态与瞬态运行特性进行数值模拟研究，获取了直流蒸汽发生器热工参数的振荡特征，并进一步探究了一个周期内不同时刻的二次侧流体的质量流量、热流密度及管壁温度的瞬时轴向分布以及二次侧入口节流对流动振荡的影响。结果表明：对流加热工况下轴向热流分布主要取决于一次侧流体和二次侧流体之间的温差。当直流蒸汽发生器内发生密度波振荡时，一次侧出口温度及总加热功率均剧烈振荡。干涸点的位置大幅移动，且其附近的壁温强烈波动，可通过增大二次侧入口节流抑制流动振荡。

钠冷快堆碎片床长期冷却阶段冷却性能分析程序的开发及验证

赫连仁, 张　斌, 滕春明, 单建强

2020, 41(6): 14-18.

摘要(164)

摘要:
为精确地分析钠冷快堆碎片床在沸腾、干涸和通道干涸阶段的冷却性能以及温度分布，同时提高计算效率，基于COMMEN程序和DEBRIS-HT程序，结合其各自的计算优势开发了COMMEN-LT程序。为验证COMMEN-LT程序的计算结果，选择美国桑迪亚实验室的ACRR-D10实验进行了对比。结果表明：COMMEN-LT程序很好地模拟了碎片床在换热初始、沸腾和通道干涸阶段的换热机理和温度分布。计算时间降到了“秒”量级，大大降低了计算代价，大大提高了计算效率。

GOTHIC局部氢气风险三维分析研究

黄高峰, 宫宇, 付廷造, 王佳赟, 张琨, 方立凯

2020, 41(6): 19-23.

摘要(167)

摘要:
目前的氢气风险分析中，主要采用一体化严重事故分析程序进行分析计算。日本福岛事故后，对氢气风险分析提出了更高的要求。为了实现对集总参数程序的有益补充，本文开展了GOTHIC程序氢气风险三维分析的研究。利用GOTHIC建立了局部氢气风险三维分析模型，在模型验证的基础之上，对典型严重事故序列下的氢气风险进行三维分析研究。研究表明：安全壳上部空间气流混合较好，氢气分层并不是非常明显；对于核电厂压力容器直接注射（DVI）管道破口所在的非能动堆芯冷却系统隔间B（PXS-B），由于破口以下部分区域被水淹没，破口以上区域的氢气浓度较高，但氢气风险较小。

不同评价核数据库压水堆包壳材料对反应性的影响及分析

肖向, 陈义学, 杨仝瑞, 吴军

2020, 41(6): 24-30.

摘要(120)

摘要:
压水堆包壳材料；评价核数据库；NJOY2016

控制棒尖齿效应中非均匀不连续因子处理技术

梁博宁, 吴宏春, 李云召

2020, 41(6): 31-35.

摘要(187)

摘要:
为了在压水堆（PWR）中限制控制棒尖齿效应，燃料管理计算程序系统NECP-Bamboo中的变分节块法（VNM）在之前的工作中通过将截面用分片多项式展开，具备了处理非均匀截面的能力。但半插的控制棒同时在节块表面带来了非均匀的不连续因子（DF）。本文提出了一个可以完全解决这个问题的方案。首先，通过包含非均匀不连续因子的表面积分将非均匀不连续因子显式地表达在变分节块法的泛函中，然后用分片多项式展开不连续因子，使其出现在响应矩阵的构建中。与现有的再均匀化方法相比，BEAVRS基准题的数值结果表明，含非均匀不连续因子的非均匀变分节块法可以消除控制棒尖齿效应，同时获得更准确的功率分布。

基于CFD的池式快堆多物理耦合分析方法研究

赵鹏程, 刘紫静, 于涛, 刘佩琪, 谢金森, 陈珍平

2020, 41(6): 36-44.

摘要(204) PDF(139)

摘要:
基于临界/次临界点堆中子动力学模型、燃料棒传热模型、热交换器和多孔介质等辅助热工水力模型，采用显式迭代和动态链接库技术（DLL），利用商用计算流体力学（CFD）程序FLUENT的用户自定义函数（UDF）实现中子动力学、燃料棒热传导等和快堆堆池冷却剂流动换热的耦合计算，开发池式快堆多物理耦合计算程序CFD/PF。采用CFD/PF开展小型自然循环铅铋快堆SNCLFR-10无保护超功率事故（UTOP）模拟，并与国际知名快堆多物理耦合分析程序SIMMR-III的计算结果开展Code-to-Code对比分析。研究结果表明：CFD/PF与SIMMER-III的分析结果吻合良好，耦合程序的开发取得了初步成功，可用于分析池式快堆堆池内的复杂三维流动和换热现象。

核动力厂堆芯毒性的单群点堆模拟及实验验证

何然, 张宽, 游海翔, 郑晓敏

2020, 41(6): 45-51.

摘要(127)

摘要:
为快速且精确地预测堆芯毒性，本文提出了一种通过特定的边界条件确定单群点堆模型参数，再通过单群点堆模型对堆芯毒性进行预测的方法。为验证该方法，以M310堆芯为例，对几种典型工况下的氙毒和钐毒变化进行模拟，并将模拟结果与更加精确的三维两群模型给出的结果进行对比；使用该方法对一起执照运行事件过程中堆芯毒性的变化进行了模拟，并将模拟结果与测量值进行对比。结果表明，模拟结果与测量值吻合很好；通过本文提出的方法，单群点堆模型能以较高的精度追踪压水堆堆芯毒性的变化。

压力容器-保温层流道变形条件下临界热流密度试验研究

刘宇生, 薛艳芳, 王昆鹏, 温爽, 张钲新, 李聪新

2020, 41(6): 52-57.

摘要(105)

摘要:
针对压力容器外部冷却（ERVC）应用中的压力容器-保温层流道（RPV-保温层流道）变形问题，利用提高临界热通量影响因素（FIMR）的试验装置，在相同流量范围开展了变形条件下壁面临界热流密度（CHF）的试验研究，分析了流道变形和流量变化对压力容器（RPV）下封头壁面CHF的影响规律，获得了流道变形情况下ERVC的安全裕度。结果表明：随着RPV下封头角度升高，循环流量增加，下封头壁面CHF增大；与原型流道相比，变形流道下封头壁面CHF的变化幅度小于7%，流道变化的影响并不显著；变形流道中，下封头壁面安全裕量最小的位置与原型流道相同，其安全裕量略有提高。

控制棒价值对外推临界试验的影响分析

宋京凯, 汪文聪, 袁伟, 黄礼渊, 王用超

2020, 41(6): 58-61.

摘要(204)

摘要:
针对外推临界试验中应用控制棒价值的效果进行研究。在零功率反应堆上进行外推临界试验，基于外推临界试验中子计数，采用考虑和未考虑控制棒价值的外推方法进行分析。结果表明：在前几步外推临界过程，控制棒价值对外推临界棒位的影响较为明显，对指导外推提棒存在一定影响，未考虑控制棒价值的外推1/2添加棒位会出现超过临界棒位的情况；在外推临界过程中，考虑控制棒价值的外推方法更加准确，所得外推结果更加安全。

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

陈珍平, 郭倩, 于涛, 张震宇, 马辉强, 谢金森

2020, 41(6): 62-68.

摘要(126)

摘要:
弥散燃料因具有燃耗深、包容裂变产物能力强和导热性好等优点而被广泛应用于新型核能系统设计中。然而，弥散燃料因其燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性给传统中子输运模拟方法带来了新挑战。基于弦长抽样法发展了弥散燃料蒙特卡罗中子输运计算方法和数值模拟程序，其可以实现弥散燃料的在线建模，充分考虑中子输运过程中燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性，快速获得准确可靠的中子输运模拟结果。利用数值例题对本文方法及程序开展了基准验证，证明了本文方法及程序在弥散燃料临界计算中的正确性。

TRISO燃料颗粒等效导热系数理论模型研究

钱立波, 余红星, 孙玉发, 邓坚, 陈伟, 刘余, 杜思佳, 沈丹红

2020, 41(6): 69-74.

摘要(238)

摘要:
三层各向同性碳包覆（TRISO）燃料颗粒由核芯和4层包覆层组成，具有良好的裂变产物包容能力，其等效导热系数是计算弥散微封装燃料等效导热系数的重要基础。本文首先从球坐标下基本导热方程出发，基于多相固体宏观等效导热理论，建立了TRISO燃料颗粒等效导热系数理论计算模型；然后，结合固-固二元复合材料等效导热系数Chiew-Glandt模型分析了锆基微封装燃料（M3）芯体等效导热系数。结果表明，本文开发的模型可有效模拟TRISO燃料等效导热系数。基于开发的TRISO等效导热系数模型计算获得了全陶瓷微封装燃料（FCM）的等效导热系数。

提高1Cr14Co14Mo5不锈钢韧性的热处理工艺研究

舒茗, 王浩, 吴松岭, 刘肖, 王理, 孔凡亚, 徐殿鑫

2020, 41(6): 75-79.

摘要(123)

摘要:
针对因材料韧性不足导致的滚珠丝杠端头脆性断裂失效问题，开展马氏体沉淀硬化型不锈钢1Cr14Co14Mo5的改进研究。基于局部成分调整的1Cr14Co14Mo5不锈钢，将原有固溶+时效热处理工艺进行了调整，尝试利用循环相变热处理细化奥氏体晶粒的微观机制，获得细化的板条状马氏体组织，以提升材料的塑韧性。组织和性能结果显示，固溶温度由1000℃升高至1100℃可有效提高材料冲击韧性；3~4次的循环相变热处理能有效细化晶粒，晶粒平均尺寸小于10 μm，可使材料的冲击吸收能量（KU2）由20.2 J提高至60 J以上，同时断裂韧性值略有上升。

ATF用颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展

万海毅, 王辉, 查五生, 安旭光, 孔清泉, 陈秀丽

2020, 41(6): 80-84.

摘要(158)

摘要:
日本福岛核电站事故的发生，使锆合金作为核燃料包壳材料的安全性受到了质疑，世界各国竞相提出研制事故容错燃料（ATF）。FeCrAl合金凭借其优异的抗高温蒸汽腐蚀性能成为了先进ATF包壳材料研发的重点之一。本文主要从成分设计、制备方法、增强颗粒的选择等方面概述了用于ATF的颗粒增强FeCrAl包壳材料的研究进展，指出了颗粒增强FeCrAl包壳材料存在的问题。

热蠕变对UMo/Zr单片式燃料板起泡行为的影响

严峰, 简晓彬, 丁淑蓉, 辛勇, 唐昌兵, 李垣明

2020, 41(6): 85-91.

摘要(280)

摘要:

针对含有气腔的UMo/Zr单片式燃料板，考虑包壳材料的热蠕变效应，将包壳的变形与气腔压力相耦合，发展了一种对燃料板宏观起泡行为进行数值模拟的方法。基于所建立的模拟方法，计算分析了包壳热蠕变和气腔内裂变气体原子数对起泡行为的影响。研究发现，在考虑包壳热蠕变时，若局部开裂区域内的裂变气体原子数为4.0×1017，以鼓泡高度0.1 mm作为起泡阈值的判断标准，所预测出的阈值温度比不考虑热蠕变时低100℃；若局部开裂区内的裂变气体原子数由2.5×1017增加至4.0×1017，则燃料板的起泡阈值温度将可能降低40℃，通过降低包壳材料的热蠕变率可以有效提高燃料板的抗鼓泡能力。

基于人工神经网络的RPV材料辐照脆化预测模型研究

康靓, 孙凯, 米晓希, 吴璐, 毛建军, 张烁, 雷阳, 潘荣剑, 汤爱涛

2020, 41(6): 92-95.

摘要(239)

摘要:
在分析一定量随站测试样品的基础上，构建了具有较高精度的反应堆压力容器（RPV）材料韧脆转变温度（DBTT）预测的人工神经网络模型，并利用模型研究了中子注量和中子注量率对RPV材料DBTT的影响。结果表明，材料DBTT随着中子注量增加出现先线性上升，然后平缓上升，最后饱和的趋势，而中子注量率对RPV材料辐照脆化的影响不明显。

在役核电厂人员闸门传动齿轮优化改进

何英勇, 李强, 谢洪虎, 张峰, 刘小华

2020, 41(6): 96-100.

摘要(110)

摘要:
采用ANSYS有限元分析程序，对国内某在役核电厂人员闸门断齿传动齿轮进行了应力分析，找出了传动齿轮断齿失效的根本原因：传递扭矩过大而引起齿轮过载，应力计算值超过了材料许用应力限值，致使传动齿轮产生根切断齿事故。结合传动齿轮断齿失效根本原因，从材料选择和结构设计2个方面对传动齿轮进行了优化改进。应力分析与评定结果显示，优化改进后的传动齿轮和与之配合的扇形齿轮应力计算值均小于材料许用应力限值，优化改进方案有效降低了传动齿轮的应力水平，有效提高了人员闸门齿轮传动操作的安全性和可靠性。

主泵高压冷却器盘管的流致振动分析

冯晓东, 苏文涛, 马宇, 王磊, 李小斌

2020, 41(6): 101-105.

摘要(151)

摘要:
为验证反应堆冷却剂泵（简称主泵）用高压冷却器结构设计在正常运行工况下可避免流致振动的发生，本研究依次从漩涡脱落、流体弹性不稳定和湍流激励3个方面分析了高压冷却器的壳侧流体对中间盘管振动产生的影响。采用预应力模态分析得到了螺旋管的固有频率为1.877 Hz，便于后续评定的对比；针对最大流通面积和最小流通面积2种极限情况分别计算了漩涡脱落频率，得到固有频率与漩涡脱落频率的比值均小于2；应用卡曼涡流频率计算得出螺旋管的流弹不稳定临界流速大于壳侧间隙流速，说明壳侧流体的流速未达到螺旋管的流弹不稳定临界流速；选用合适的螺旋管束半经验模型计算得到湍流激振的中心主频率是螺旋管固有频率的3.76倍。漩涡脱落、流体弹性不稳定和湍流激励的计算分析结果充分证明高压冷却器的结构设计是安全合理的，可满足核电厂的使用要求。

核电厂设备闸门外压极限承载特性研究

杜坤, 左永德, 袁亮

2020, 41(6): 106-110.

摘要(164)

摘要:
采用有限元分析方法对设备闸门外压极限承载特性进行研究。在ANSYS程序中建立参数化计算模型，通过非线性屈曲分析得到设备闸门封头的外压极限载荷。计算结果与经验公式结果相近，验证了有限元分析方法的可靠有效性。对影响外压极限承载特性的设计参数进行了敏感性研究，总结出其影响变化规律。优化设计示例表明该研究方法具有实用性，可为设备闸门的结构设计提供优化方案。

单相流体横向作用下传热管束间耦合振动数值模拟研究

包士毅, 朱海, 唐迪, 袁巍, 黄喜鹏

2020, 41(6): 111-115.

摘要(87)

摘要:
换热管束作为蒸汽发生器的重要组成部分，其可靠程度直接影响到核电厂反应堆的安全运行。借鉴相关领域的研究提出并发展了一种具有较高精度的计算流体动力学（CFD）/计算结构动力学（CSD）耦合计算方法，对相邻管束间耦合振动现象开展了数值模拟研究。在时域和频域内分析了管阵的涡结构及相邻管束间振动响应规律。研究结果表明：漩涡在管束的上游产生、脱落并向下游逐渐发展，管束间大量的脱落涡的相互作用极大地丰富了流场中的涡脱频率；管束振动受管束固有频率和涡脱频率的共同影响；周围相邻管束的振动会对管束流体力波动及频率主导性产生显著影响，在一定程度上削弱升力波动；当相邻振动管束在同一排时，对管束的振动位移影响较为显著。

非均匀两相流传热管流致振动中阻尼模拟研究

沈平川, 刘庆, 齐欢欢, 黄旋, 刘建, 陈果

2020, 41(6): 116-119.

摘要(171)

摘要:
在蒸汽发生器传热管流致振动分析时，由于传热管二次侧为汽水两相流，且空泡份额从下到上逐步增加，使得传热管上各位置的阻尼不同，需开展非均匀两相流中传热管的阻尼模拟研究。使用Pettigrew的两相流中管阻尼公式，结合典型实例中空泡份额沿传热管分布情况开展后续分析。传热管阻尼中的两相阻尼分量，分析了常用工程软件空泡份额处理方法阻尼高估的弊端，原因在于空泡份额影响系数的非线性。引入分段加权的方法，研究了不同分段长度的影响，表明应尽量减小分段长度。针对后续的分段（非均匀）阻尼加权等效问题，对比了工程方法和规范中不同加权因子的影响，彼此差异较小。开展了不同阻尼输入的流致振动分析结果比较，判断Pettigrew阻尼公式的适用性。由上述4个问题的研究给出推荐的非均匀两相流中传热管阻尼模拟方法，以更准确地开展传热管流致振动分析。

“华龙一号”征兆导向应急事故规程开发

冉旭, 喻娜, 李峰, 钱立波, 陈伟, 张明, 吴清, 刘昌文, 冷贵君

2020, 41(6): 121-125.

摘要(286)

摘要:
为了弥补事故导向应急事故规程（EOP）和状态导向应急事故规程（SOP）的缺陷，“华龙一号”核电技术将两者优势相结合。借鉴概率安全分析（PSA），通过大量的运行分析支持性计算，形成全新的征兆导向应急事故规程（SEOP）。以主蒸汽管道破裂事故为例，进行了SEOP引导下的典型事故应用研究及其与EOP和SOP的对比。结果表明，SEOP具有迅速直接处理事故以及较强的叠加事故应对能力，事故判断和缓解措施有效、可靠，能够合理调用能动加非能动安全系统应对事故，充分发挥了“华龙一号”安全系统设计优势，进一步提升了“华龙一号”的安全水平。SEOP开发过程所形成的思路、方法、技术体系，可用于同类核电厂的事故应急规程开发，并可为现役核电厂规程的改进提供借鉴。

T-S型模糊切换控制器在堆芯功率控制中的应用

姜庆丰, 曾文杰

2020, 41(6): 126-130.

摘要(137)

摘要:
采用传统比例-积分-微分（PID）控制器开展堆芯功率控制，控制过程中存在超调量大、调节时间长的问题。为解决这一问题，基于堆芯传递函数模型，采用T-S型模糊规则对比例-微分（PD）控制器、PID控制器、模糊控制器进行加权及切换，设计T-S型模糊切换控制器。以铅冷快堆堆芯功率控制为例，建立堆芯功率T-S型模糊切换控制系统，开展堆芯相对功率设定值阶跃、堆芯冷却剂进口温度扰动仿真。结果表明，基于堆芯传递函数模型设计的T-S型模糊切换控制器可以实现对堆芯功率的良好控制。

新型不确定性分析容忍限估计方法

郭家丰, 卢川, 毛辉辉, 孙中宁, 王建军, 王晓烈

2020, 41(6): 131-137.

摘要(184)

摘要:
使用WILKS公式的不确定性分析方法因拥有降低计算量的优点而被广为使用，但是面对与高精度计算导致的时间成本逐渐提升，WILKS公式已不能完全满足需求。本文通过对WILKS公式原理分析，从数学原理上入手，提出了一种基于WILKS公式原理的不确定性分析容忍限上下界估计的新方法。相比于WILKS公式，本文所述的方法可以有效降低所需计算的最小样本容量，减少不确定性分析的时间成本。

基于BDMP的AP1000设备冷却水系统动态可靠性分析

周世梁, 陈浠毓, 鄂万江, 张磊

2020, 41(6): 138-142.

摘要(176)

摘要:
设备冷却水系统（CCS）是一类具有双重冗余的可修复系统，冗余设备的交替运行以及故障设备的修复等因素对可靠性分析结果影响较大。传统故障树分析因缺乏对时间因素的描述，对于此类动态时序问题，分析假设过于保守。针对故障树分析的上述局限性，采用布尔逻辑驱动的马尔可夫过程（BDMP）方法对先进压水堆（AP1000）CCS进行了动态可靠性分析。然后基于BDMP模型导出了最简故障组合，计算了系统失效概率，并分析了系统失效的主要贡献因素。结果表明，CCS失效概率对设备冷却水泵的共因失效因子敏感，降低泵的共因失效可提高CCS可靠性。

基于CPSO滚动优化的堆芯功率自适应预测控制

潘岳凯, 钱虹, 江诚, 刘晓晶

2020, 41(6): 143-149.

摘要(152)

摘要:
针对核反应堆变功率过程中系统的非线性和反应性增量约束问题，本文将具备模型参数自适应辨识能力的改进型广义预测控制器（JGPC）应用于堆芯功率控制，该控制器通过预测模型参数和递推关系计算未来时刻的预测输出值，同时采用经正弦混沌策略和非线性惯性权重改进的混沌粒子群算法（CPSO）进行滚动优化，在优化过程中通过设定优化边界和混沌策略来处理反应性约束；以堆芯功率的受控自回归积分滑动平均模型（CARIMA）作为预测模型，并采用遗忘因子递推最小二乘法（FFRLS）自适应辨识模型参数，以克服堆芯功率模型非线性。基于MATLAB平台对本文控制器进行仿真验证，结果表明，该控制器在满足约束条件的情况下，能使堆芯功率快速、稳定地跟随设定值，且具备一定的抗干扰能力。

状态导向与事件导向相结合的二回路管道破裂事故处理规程开发

喻娜, 冉旭, 鲜麟, 李峰, 张卓华, 吴清, 刘昌文, 冷贵君, 陈伟, 方红宇, 陈宏霞

2020, 41(6): 150-154.

摘要(137)

摘要:
华龙一号”采用征兆导向应急运行规程（SEOP）进行事故处理。本文对SEOP中二回路管道破裂事故相关规程进行研究，包括规程开发和支持性验证。在规程的开发过程中，构建了合理的规程框架以及不同事故采用的处理规程，并结合“华龙一号”的设计特征，确定了主要恢复策略以及相关的重要定值。在支持性验证过程中，选取典型二回路管道破裂事故进行论证，结果表明，对所选的工况，SEOP提供的缓解策略能够及时有效地将核电厂引导至预期的安全可控状态。此外，通过对不同类型事故规程进行比较，证明了SEOP在涵盖的事故范围和恢复操作的时效性方面的优势。通过本文的研究，为“华龙一号”二回路管道破裂事故处理规程的开发和验证建立了合理的方法。

TXRIS007试验监督要求准则的流量判定

邱艳菲, 吴顺贵, 杨自军, 卢洋

2020, 41(6): 155-161.

摘要(75)

摘要:
为解决某核电基地多机组安注箱逆止阀功能验证试验（TXRIS007）在大多数情况下不满足验收准则的问题，采用一维流体仿真软件（Flowmaster）建立试验模型开展不同配置的瞬态计算，并结合历史数据进行理论分析。研究表明，仅考虑试验管道内径和测量仪表的合理偏差，其他试验影响因素正常，初始流量为2.37~5.70 m3/h，处于合理范围；阀门阻力特性较大改变、管道实际内径和管壁粗糙度等设备性能差异以及共用环路严重的堵塞都会导致流量出现较大的变化；当设置统一的最小流量时，可能无法识别出部分基准流量较高的环路阀门性能的变化，建议电厂结合计算结果针对不同机组在相同的试验条件下标定基准流量，并做好试验时的记录和归纳整理工作。

智能化核电厂燃料包壳破损在线监测装置研制

肖明, 陈小强, 王洋一, 宋云

2020, 41(6): 162-166.

摘要(93)

摘要:
研制一套智能化核电厂燃料包壳破损在线监测装置，采用高纯锗反康谱顿散射探测系统在线测量一回路冷却水特征放射性核素的活度，采用多核素组耦合的分析方法实现燃料包壳破损的在线诊断。通过检定校准试验，实测57Co、137Cs和60Co的相对标准偏差的绝对值小于3%；20 mL样品的可探测活度最小可达到6.5 Bq。

HTR-PM螺栓拉伸机无测量杆螺柱预紧力标定试验研究

金东杰, 汪垠, 金刚, 耿宝杰, 郭云龙

2020, 41(6): 167-171.

摘要(126)

摘要:
为了解决高温气冷堆示范工程（HTR-PM）无测量杆螺柱预紧力的控制问题，保证反应堆一回路压力边界的法兰密封，需要对无测量杆螺柱的预紧力进行标定。以HTR-PM中 M56无测量杆螺柱为例，采用液压拉伸机对其进行标定试验，找到螺栓拉伸机拉伸预紧力与螺柱残余预紧力的关系曲线；分析了螺栓拉伸机拉伸前后导致螺柱残余预紧力下降的原因，再通过材料力学本构关系，建立了螺栓拉伸机拉紧力与螺柱回弹后残余预紧力的理论关系式。结果表明，试验获得的螺柱联接体系中的残余预紧力及螺母旋紧前的预紧力关系式都与理论分析比较接近；螺栓拉伸机相同出力下，实际设备管嘴法兰螺柱的残余预紧力会比标定值大，但这更有利于法兰面的密封。

反应堆压力容器密封环国产化替代研究

胡文盛, 洪均

2020, 41(6): 172-176.

摘要(218)

摘要:
C型密封环是保证反应堆压力容器顶盖与筒体密封的核心部件，其密封性能直接关系到核电厂安全稳定运行。长期以来，C型密封环制造技术被外国公司垄断，单套售价高，供货周期长。通过密封特性试验、氦气检漏试验、水压试验和冷热循环试验，验证了国产C型密封环具备商用条件。通过功能影响分析论证了国产C型密封环的等效性。核电厂严控国产C型密封环安装质量，并通过在役水压试验、运行试验验证了国产C型密封环的性能，实现了国产C型密封环商用。

流体动压型核主泵机械密封腔内流动与传热研究

向先保, 杨全超, 文学, 郑嘉榕

2020, 41(6): 177-181.

摘要(195)

摘要:
为研究某型号流体动压型核主泵机械密封流场和温度场的分布规律，使用Pro/E软件建立了机械密封环及密封腔的三维实体模型。采用k-ε湍流模型，基于ANSYS Fluent软件求解了纳维-斯托克斯（N-S）方程和能量方程。研究了密封环生热与密封腔散热的规律。分析了流体流动与温度变化趋势。结果表明：该型核主泵机械密封的压力以密封端面为界，分为高压区和低压区。在密封端面液膜压力由外径到内径逐渐降低。最高温度出现在密封端面处，由密封端面向外温度逐渐降低。液膜粘性剪切热通过密封环的热传导及腔内流体的对流换热作用而带走。机械密封的泵送环强化了端面热量的散失。

核电厂凝结水精处理系统导致二回路水质钠离子浓度升高的原因分析与改进

程振华, 王国良

2020, 41(6): 182-186.

摘要(234)

摘要:
某蒸汽发生器排污系统（APG）中钠离子浓度超标，无法满足世界核运营者协会（WANO）国际先进化学指标。本文对核电厂二回路存在钠离子带入的可能原因以及凝结水精处理系统（ATE）运行前、后水质指标的差异进行分析，得出ATE的树脂再生性能直接决定了蒸汽发生器排污水钠离子浓度的高低。同时ATE再生时，最大化地去除油污以及适当地降低混床阴树脂再生时的碱耗量，使得ATE运行时，蒸汽发生器排污水中钠离子浓度满足WANO国际先进化学指标。

随机缺失数据下的核动力管道破口大小评估方法研究

赵鑫, 蔡琦, 张黎明, 赵新文, 王晓龙, 李海翠

2020, 41(6): 187-193.

摘要(115)

摘要:
针对核动力系统监测参数受噪声干扰出现随机丢失，影响操纵员判断事故严重程度的问题，提出了容忍参数缺失的破口评估模型。选定已知破口大小的多元序列作为标准序列，并在标准序列上按事故机理选定若干采样点，对待诊断多元时间序列上各时间点使用滑动动态时间弯曲算法寻找与标准序列采样点的最小累积距离，将得到的最小累积距离作为破口评估模型的特征值，使用支持向量机作为预测模型对破口进行评估，并通过集成学习策略优化诊断结果。以右侧主蒸汽管道破口为例进行验证，结果表明，该方法对待测序列的完整性要求不高，参数随机缺失的破口评估误差在10%以内，能够更好地辅助操纵员进行破口的评估。

单个浸没孔气泡动力学特性的数值模拟

沈兰亭, 柴翔, 程旭

2020, 41(6): 194-197.

摘要(347)

摘要:
核电厂发生严重事故时可利用池洗效应去除泄漏的放射性气溶胶。对池洗过程进行两相数值模拟研究是有必要的，在使用两相计算流体力学（CFD）程序计算之前需要确定气泡注入点处的边界条件。基于整合池洗研究（IPRESCA）项目框架和流体体积法（VOF），对单个浸没孔气泡动力学特性进行数值模拟研究，捕捉浸没孔处气泡的大小、形状和脱离频率，并对气泡注入速度对气泡脱离频率的影响进行敏感性分析。利用DBSCAN聚类算法获得了气泡质心高度，并计算得到了不同高度的气泡上升速度。给出了平均空泡份额沿z轴方向的分布，以及平均空泡份额和平均混合速度在不同高度平面沿水平及径向的分布。

基于机器视觉技术的乏燃料贮存格架自动定位试验方法研究与应用

程伟, 王磊, 胡建华, 王志明, 张鹏, 汲大朋

2020, 41(6): 198-201.

摘要(156)

摘要:
乏燃料贮存格架定位试验是核燃料装卸与贮存系统调试的一项关键性试验，直接影响着核燃料组件接收与贮存操作的安全性与高效性。通过对传统的人工手动定位试验方法进行研究，提出了一种基于机器视觉技术的乏燃料贮存格架自动定位试验方法。工程应用实践表明，该方法可以大幅提升定位试验效率并减少人力需求，同时在乏燃料水池异物防护与设备保护方面也卓有成效，具有可观的经济与安全质量效益。

焊后热处理对SA517 Gr.F焊接接头力学性能与组织的影响

李娟, 王璐璐, 于杰, 刘鸿鹏

2020, 41(6): 202-206.

摘要(259)

摘要:
为更好地掌握焊后热处理（PWHT）对SA517 Gr.F调质钢焊接接头性能的影响，对SA517 Gr.F调质钢手工电弧焊（SMAW）焊接接头进行了焊态（AW）与PWHT试样力学性能和组织分布特征的对比分析研究。分析结果表明：PWHT与AW相比，焊接接头室温拉伸和360℃高温拉伸的抗拉强度均有所下降；焊缝和热影响区（HAZ）峰值硬度降低。PWHT降低了焊接接头的残余应力，但未能改善焊缝和HAZ的冲击性能。建议对于SA517 Gr.F调质钢若满足ASME规范案例N-71-18条件，可免除焊后热处理。

铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法研究

赵鹏程, 朱恩平, 余红星, 翟鹏迪, 邓声文, 夏榜样, 陈宝文

2020, 41(6): 207-213.

摘要(285)

摘要:
铅基快堆具有良好的自然循环能力，研究其自然循环特性对提高反应堆固有安全性具有重要价值，而比例分析方法是建立合理可行铅基快堆自然循环实验台架的理论基础。本文通过无量纲化典型自然循环铅基快堆一回路系统的流体控制方程，确定主要的无量纲相似准则群；基于所构建的无量纲相似准则数对小型自然循环铅基快堆SNCLFR-10开展比例分析，获得双环路单相自然循环实验台架的几何和热工水力设计参数；对比分析额定工况下SNCLFR-10和缩比实验台架的关键热工水力参数，开展铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法验证。研究结果表明，SNCLFR-10和缩比台架的关键热工参数模拟结果比值与理论推导比例关系吻合良好，建立的铅基快堆自然循环实验台架比例分析方法合理可行。

次临界反应性测量方法研究

唐霄, 肖鹏, 刘同先, 廖鸿宽, 黄灿, 赵德华, 刘明权, 卢迪, 李满仓

2020, 41(6): 214-217.

摘要(124)

摘要:

控制棒落棒动力学数值计算

张吉斌, 高希龙, 何航行, 宫汝志, 马超, 岳宁

2020, 41(6): 218-223.

摘要(264)

摘要:
控制棒在安全停堆时的下落时间和下落规律是核电厂安全分析的重要参数。本文针对一种超临界水冷堆控制棒组件，采用计算流体动力学（CFD）瞬态动网格数值分析方法研究某控制棒的下落过程，分析其流场演化规律，并得到了控制棒下落过程中位移随时间、速度随时间及加速度随时间的变化规律。同时，研究了控制棒、通道发生变形时对控制棒下落规律的影响。本文的计算方法及结果对控制棒结构优化具有指导意义。

留言板

2020年第41卷第6期

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2020年 第41卷 第6期

2020年第41卷第6期