核动力工程

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林晓玲

2019, 40(5): 1-5.

摘要(536) PDF(530)

摘要:
辐射安全是核动力舰船战斗力的重要保障，但辐射安全系统占用舰上资源过多可能降低战斗力性能，因此辐射安全最优化设计是核动力舰船设计的重要任务之一。本文构建了核动力舰船辐射安全体系，针对性地分析了辐射安全分系统应具备的功能、设计需考虑的主要问题和控制要求，以及内外部协调关系和统筹考虑等，旨在使核动力舰船辐射安全设计最优化。

2×2棒束内超临界水传热特性实验研究

李永亮, 黄志刚, 文彦, 朱海雁, 臧金光, 曾小康, 闫晓, 黄彦平, 肖泽军

2019, 40(5): 6-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.05.0006

摘要(270)

摘要:
以中国超临界水冷堆（CSR1000）燃料组件研发为研究背景，采用实验辅以理论分析的方法，开展2×2棒束结构内超临界水工质的传热特性研究。实验工况范围为：压力（P）23~25 MPa；质量流速（G）680~1400 kg/(m2?s)；热流密度（q）174~968 kW/m2。实验结果表明，随着q的增加、G的减小，2×2棒束的传热性能减弱；随着P从23 MPa变化到25 MPa，2×2棒束的传热性能变化微弱； 2×2棒束内超临界水的传热特性既与边界层和主流的物性差异程度有关，又受流道各子通道之间的流动传热不均匀性影响；基于实验数据进行多元线性回归分析，获得2×2棒束内超临界水换热关系式，约88.9%的实验数据与该换热关系式的计算值偏差范围在±25%内。

超临界水堆全系统启动特性研究

袁园, 单建强, 王丽, 王冬青, 张小英

2019, 40(5): 13-17.

摘要(278)

摘要:
为研究超临界水堆（SCWR）全系统启动特性，以SCTRAN程序为计算工具，基于中国超临界水堆（CSR1000）堆芯参数、高性能轻水反应堆（HPLWR）热力循环回路和日本SCWR再循环启动回路，建立了SCWR完整再循环启动系统模型。通过与HPLWR热力循环回路的稳态参数对比，验证了完整回路模型的正确性。分析在控制系统控制下的CSR1000再循环启动过程，得到了启动过程中堆芯、汽鼓、汽轮机、各级抽汽、再热器、各级回热器的瞬态响应曲线。计算结果表明，启动序列和启动过程各热工参数的变化符合预期，系统稳定启动；堆芯始终处于单相状态；汽轮机入口为超临界蒸汽；经过高压和低压回热器后堆芯入口温度能够达到280℃；高压缸入口压力维持恒定；在启动的过程中最大燃料包壳表面温度低于限值温度650℃，整个启动过程安全可靠。

板型燃料元件反应堆瞬态热工水力分析程序的开发与验证

刘伟, 张勇, 蒋孝蔚, 张诚, 张大林

2019, 40(5): 18-22.

摘要(385)

摘要:
针对核动力系统瞬态分析的需求，建立板型燃料反应堆的热工水力数学物理模型，开发了具有自主知识产权的核动力系统瞬态热工水力分析程序SYSTRAN，并采用中国先进研究堆（CARR堆）的设计工况和国际原子能机构（IAEA）基准题的堵流瞬态数据对程序进行了验证。计算结果表明，堆芯流量分配、出口温度等关键参数与验证数据吻合良好，初步证明了本程序适用于板型燃料反应堆系统瞬态热工水力分析。

基于多专业耦合分析的钍基熔盐堆反应堆本体设计研究

杨洪润, 李翔, 杨立才, 孙英学, 张卓华, 应栋川, 付强

2019, 40(5): 23-28.

摘要(331)

摘要:
基于固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）的特点，提出了基于多专业耦合的反应堆本体设计方法。参考现有成熟的设计规范，结合固态燃料钍基熔盐堆反应堆本体的结构和功能要求，完成了反应堆本体结构设计方案，并进行了反应堆本体屏蔽设计分析、堆容器上顶盖传热与温度场分析、反应堆结构力学分析，最终通过本体结构设计与多专业分析的反复分析迭代，初步实现了TMSR-SF1反应堆本体设计，满足TMSR-SF1功能要求。此外，通过反应堆结构选材论证和制造可行性分析，确保了结构设计的工程可实施性。

竖直管束外含空气蒸汽冷凝传热特性数值分析

全标, 边浩志, 丁铭, 罗涵禹, 邹志强, 李锋, 孙中宁

2019, 40(5): 29-34.

摘要(187)

摘要:
采用STAR-CCM+软件对管束条件下含空气蒸汽冷凝开展了数值模拟研究。主要考察了3×3管束、管间距为2倍管径条件下不同传热管的局部场分布和流动传热特性。结果表明，在管束条件下，各传热管附近的空气层发生了重叠，形成了高空气浓度区。这一方面促进了气体的自然对流，提高了对流传热能力；另一方面增加了空气层厚度，抑制了冷凝传热。在管束结构的影响下，管束区域的浓度、温度和速度梯度均较单管有明显的差异，导致各传热管的局部传热系数沿轴向降低了50%以上，周向传热系数最大相差1.88倍。其中，轴向传热性能主要受浓度边界层发展的影响，周向传热性能主要受相邻传热管的影响。通过分析表面平均传热系数发现，各传热管较单管最大降低了9.06%。

一回路动态排气剩余空气体积标准值提升后冷却剂流动特性研究

张钊, 圣国龙, 孙开宝, 赵福宇, 种道彤, 严俊杰

2019, 40(5): 35-40.

摘要(139)

摘要:
针对动态排气后提升一回路剩余空气体积标准值的改进方案，提出含高溶解度空气的冷却剂在主泵启动瞬态下的压力预测方法和是否释放为两相分离流动的判断方法，对一回路及其辅助系统进行热工水力建模，空气体积标准值提升为24标准立方米（1标准立方米=1.293 kg）后，对主泵启动的瞬态过程进行了仿真，得到了一回路主要节点压力变化规律；结合冷却剂中气体溶解-释放模型，得到饱和氮气溶解度、氧气溶解度变化规律。结果表明，主泵启动瞬态过程中，一回路主要节点压力均在机组运行正常范围内，一回路中溶解的氮气、氧气不会释放成为两相流动。因此，就流动特性而言，空气体积标准值提升到24标准立方米可行。

反应堆冷却剂泵叶轮水力性能分析与优化设计

蒋鸿, 周婧, 刘立志

2019, 40(5): 41-45.

摘要(176)

摘要:
以反应堆冷却剂泵叶轮为研究对象，采用计算流体动力学（CFD）方法对其内部流场进行数值模拟，得到该泵叶轮水力性能的分析结果。根据CFD分析结果，叶片入口轮毂侧流动冲角过大，叶轮额定流量下的扬程低于设计要求，必须汽蚀余量（NPSHr）较大，需对其进行优化设计。考虑到CFD计算的偏差和实际工程经验，确定了叶轮水力性能优化目标；以叶片进口安放角、出口安放角和叶片进口边位置为优化变量，选择多种组合方案进行计算，确定了优化设计方案。对优化设计后的叶轮进行CFD计算，结果表明：相对原设计的叶轮，优化后的叶轮叶片入口处流动冲击明显减小，NPSHr大幅减小，内部流场更为合理，水力性能明显改善，优化方案满足预期目标。

基于高斯过程回归的临界热流密度预测

蒋波涛, 黄新波

2019, 40(5): 46-50.

摘要(173)

摘要:
准确地预测临界热流密度（CHF）对于反应堆的安全和运行十分重要。针对现有人工神经网络（ANNs）预测方法所存在的缺点，提出一种基于高斯过程回归（GPR）的CHF预测方法。首先对获取的当地条件下CHF数据进行预处理，将数据划分为训练集和测试集；然后，利用训练数据对GPR模型进行训练，并得到最优超参数；再利用训练好的GPR模型对CHF进行预测，并将结果与径向基神经网络（RBFNN）进行比较，同时分析了重要参数对CHF的影响趋势。结果表明，与RBFNN相比，GPR模型的预测结果具有更高的预测精度和更小的误差，且与对应的实验值吻合较好，其参数趋势符合通用的趋势变化规律。

基于多孔介质模型的快堆蒸汽发生器热工水力特性数值研究

王弘扬, 阮神辉, 文青龙, 陈志强, 丁雪友, 朱丽娜, 侯斌

2019, 40(5): 51-55.

摘要(257)

摘要:
蒸汽发生器（SG）作为钠冷快堆一次侧钠与二次侧水的热交换器，其可靠程度直接影响反应堆能否安全运行，因此对SG的一次侧热工水力特性的研究具有重要意义。本研究采用多孔介质模型，对快堆蒸汽发生器一次侧流场进行分析。通过对支撑板模型的计算，获得多孔介质控制方程的阻力源项。一次侧向二次侧的释热量通过系统程序Relap5计算，确定多孔介质控制方程的能量源项。通过用户自定义程序将动量源项与能量源项编译至FLUENT求解器中。通过FLUENT求解器求解控制方程，获得SG一次侧流场、压力场、温度场等信息。并通过对比模拟结果与设计值，验证了计算的准确性。

基于混合自适应遗传退火算法的AHTR堆芯优化研究

何燎原, 徐博, 严睿, 邹杨, 郭威, 刘桂民

2019, 40(5): 56-60.

摘要(362)

摘要:
板状先进高温堆（AHTR）的预设计采用均一富集度的燃料组件，导致功率峰因子（PPF）过大，总PPF高达2.09，一定程度制约了反应堆的安全性与经济性。文章采用富集度分区法对其进行改进优化，为了加快堆芯燃料最优化布置的搜索速度，设计了一种自适应的混合智能算法，该算法整个优化过程均基于一个用MATLAB语言编辑的程序自动完成，优化后的径向功率峰因子降低至1.122，相比原设计降低25.02%。温度场模拟结果表明，优化方案温度分布更均匀，峰值温度从1030 K降低至1010 K，有效地提高了堆芯的安全裕量。

管束效应对含空气蒸汽冷凝传热影响数值分析

全标, 边浩志, 丁铭, 李毅, 成翔, 彭航, 孙中宁

2019, 40(5): 61-66.

摘要(201)

摘要:
采用数值模拟的方法分析管束效应对管外含空气蒸汽冷凝传热的影响。基于3×3管束，分析了管间距在1.5d~5d（d为管径）范围内的管束效应及管间距对局部和平均冷凝传热性能的影响。在管间距为1.5d条件下讨论了管束结构对冷凝传热性能的影响。结果表明，管束效应包括高浓度空气层的抑制传热作用和管束抽吸效应的强化传热作用。随着管间距的减小，第2类和第3类传热管主要受高浓度空气层的影响，第1类传热管主要受管束抽吸效应的影响。当管间距为1.5d时，第2类和第3类传热管的传热系数分别比单管恶化了6%和29%，而第1类传热管比单管增加了2.5%；在1.5d管间距条件下，管束抽吸效应随管列数的增加而明显增大，导致管束平均冷凝传热系数（hb）逐渐增大。当管列数达到20列时，hb高于单管。

小容积流量下船用核湿汽轮机末级流场稳定性分析

陆英栋, 杨自春, 张磊, 曹跃云

2019, 40(5): 67-73.

摘要(169)

摘要:
采用Bladegen软件对核湿汽轮机末级扭叶片进行参数化建模，并基于Turbogrid软件完成复杂扭叶片单流道的准确建模和网格划分；采用CFX软件对变容积流量工况下的核湿汽轮机末级进行全三维定常数计算及分析。结果表明，核湿汽轮机末级通流域内的流动稳定性随相对容积流量的减小而逐渐下降；级内蒸汽流动较为复杂，70%~85%叶高区域处的流场紊乱度最大且稳定性最差。本研究为该型核湿汽轮机的结构和叶型优化提供借鉴意义。

CPR1000核电机组换料后再启动升功率策略优化研究

李长征, 林少芳, 刘维超, 蔡智毅, 聂立红, 邓勇军

2019, 40(5): 74-78.

摘要(307)

摘要:
根据大量核电厂运行经验反馈和模拟计算分析，中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组采用的升功率技术限值仍有较大优化空间。本文从升功率速率和阈值功率水平2个角度对换料后反应堆再启动以及达到满功率后运行模式进行模拟，升功率过程至达到满功率后一般经历几十个小时后燃料棒就能达到参考状态，采用优化升功率速率可以将能力因子提升0.1%左右。

溶胶凝胶法制备U-Zr-Hf可燃毒物燃料主要影响因素研究

张嘉, 李佳, 康武, 刘羽, 彭小明, 刘锦洪, 曾诚

2019, 40(5): 79-84.

摘要(210)

摘要:
为研制辐照稳定性良好的整体型可燃毒物燃料，采用溶胶凝胶法制备U-Zr-Hf燃料，可实现可燃毒物与燃料的均布。本文研究了溶胶配制、分散胶凝、凝胶球洗涤、还原烧结过程的主要因素对燃料制备及性能的影响。结果表明：金属总离子浓度是在低温下导致溶胶粘度增加的主要原因；溶胶内金属离子体系是胶凝过程中影响稳定分散温度的主要因素；洗液与凝胶球体积比直接影响洗涤效果；烧结温度的增加促进了燃料的致密化，从U-Zr-Hf燃料的金相磨面照片可看出燃料表观完整，无破裂，内部致密。

基于弥散燃料颗粒开裂的裂变气体释放模型

陈洪生, 龙冲生, 肖红星, 韦天国, 高雯

2019, 40(5): 85-91.

摘要(235)

摘要:
根据弥散燃料颗粒开裂后裂变气体的3种释放途径，分别建立了裂纹连通释放模型、气泡连通释放模型以及原子扩散释放模型，综合得到了基于弥散燃料颗粒开裂的裂变气体释放模型，并采用该模型对裂变气体释放量进行了计算。结果表明：裂变气体释放量主要由裂纹连通释放途径贡献；燃耗深度越高，裂变气体释放量的增加速率会越大；随着退火温度的增加，裂变气体释放量迅速增加，而退火时间越长，裂变气体释放量的增加速率越低。通过裂变气体释放量模型计算得到的裂纹宽度与实验观察到的裂纹宽度符合较好，对比结果验证了基于弥散燃料颗粒开裂的裂变气体释放模型的合理性。

高燃耗下裂变气体释放行为研究与程序校验

任啟森, 廖业宏, 陈蒙腾, 张永栋, 谢亦然, 刘彤

2019, 40(5): 92-96.

摘要(307)

摘要:
采用燃料棒性能分析程序COPERNIC，针对哈尔登（Halden）测试燃料组件（IFA）519.9 DK 辐照试验燃料棒辐照试验进行了计算分析，研究了高燃耗下裂变气体释放行为，并与试验数据进行了对比验证。结果表明，在燃耗达到约100 GW?d/t(U)的辐照过程中，该程序对裂变气体释放率的预测值与试验测量结果符合较好；程序未精确预测芯块孔隙率在高燃耗“边缘结构”内的演化过程，但不影响其对燃料棒辐照综合性能分析的准确性和合理性。

支持系统始发事件建模方法研究

杨健, 王玉卿, 冯楚然

2019, 40(5): 97-102.

摘要(207)

摘要:
支持系统始发事件（SSIE）是核电厂概率安全分析（PSA）中需考虑的一类特殊始发事件，建模时需要解决的重要技术问题包括：与PSA模型的联接和定量化方式、备用列/设备的任务时间、共因失效、重要度和不确定性分析结果。目前国内各单位在开展PSA工作时对这些问题的处理方式差异很大，可能影响PSA风险见解的合理性。本文结合PSA技术标准要求，通过实例分析和对比，提出以下建议：①SSIE故障树应与PSA整体模型联接并开展定量化分析；②目前2种常见方法——乘数法（Multiplier）和显式法（Explicit）均可使用，但应了解2种方法在重要度分析和不确定性分析中分别存在的局限性并避免造成明显偏差。

核级仪控系统平台和睦系统主控制站的研发和应用

石桂连, 周飞

2019, 40(5): 103-107.

摘要(191)

摘要:
开展国内首个核安全级数字化仪表控制（仪控）系统平台和睦系统主控制站的研发和应用。主控制站硬件采用PowerPC系列高性能处理器；嵌入式软件采用无商用操作系统、无中断任务调度和静态固定内存分布设计；主控制站之间通信采用单向传输方式。主控制站在出现故障和失电的情况下，满足故障安全的设计要求。主控制站中的软件已经通过了德国独立第三方检验、检测和认证机构（ISTEC）的确认和验证（V&V）, 所有板卡已经通过相关标准要求的环境、电磁兼容性（EMC）和抗震实验，并已经成功应用于国内先进百万千瓦级压水堆核电站（ACPR1000）和高温气冷堆核电站。

核安全级机柜无风扇散热设计及分析

李兆龙, 张云波, 姜智锐, 刘永亮, 史英斌

2019, 40(5): 108-110.

摘要(209)

摘要:
当前在核安全级数字化仪表控制系统（DCS）机柜中主要采用强迫风冷的方式进行散热。但风扇寿命往往较短，需要实时监测其运行状态并定期维护更换，从而增加了核安全级DCS机柜的使用成本，相比于通过风扇强迫散热的方式，采用无风扇自然散热是一种更加可靠、经济的方法。本文介绍了一套针对自然对流散热系统的设计分析方法，通过Flotherm电子散热分析软件来验证该分析方法的合理性。依据该分析方法设计了一种应用于核安全级DCS和睦系统的无风扇机柜，该机柜在秦山核电站二期改造项目中实现了应用。

北方核电厂取水口堵塞原因分析及改进措施评价

张国辉, 宋和航, 穆阳阳

2019, 40(5): 111-117.

摘要(343)

摘要:
近年来，地处渤海海域的北方某核电厂多次因海生物爆发而引起取水口堵塞，造成冷源相关系统的功能丧失，威胁机组安全。根据该核电厂历次取水口堵塞事件的实际情况，分析了堵塞原因，调研论述了核电厂在冷源保障体系建设，以及机组控制策略等方面所做的改进措施。总结了目前冷源安全仍面临的问题，并从取水口结构优化、应对恶劣天气、加强监测预警等方面提出了改进建议，以提高核电厂在海生物集中爆发时的应对能力，切实降低取水口堵塞的风险。

倾斜条件对海上小型堆LOCA事故的影响研究

曹志伟, 刘建昌, 肖红, 杨江, 卢向晖, 田文喜

2019, 40(5): 118-123.

摘要(164)

摘要:
基于热工水力系统分析程序RELAP/SCDAPSIM，建立了倾斜条件下海上小型堆一、二回路系统模型和安全注入系统模型，模拟计算了不同横向和纵向倾斜角度下压力容器上接管发生双端剪切破口事故工况。计算结果表明，事故发生后，系统主要热工水力参数受纵向倾斜影响较小，受横向倾斜影响较为显著，且存在陡边效应；发生较大角度的横向倾斜时，一回路冷却剂在重力的作用下重新分布，导致堆芯水位显著降低，燃料包壳峰值温度相较于非倾斜条件下升高约520℃。

核电厂安全壳地坑过滤器化学效应试验研究

刘蔚伟, 夏小娇, 马韦刚, 姜峨, 傅晟伟, 赵永福, 何艳春

2019, 40(5): 124-129.

摘要(174)

摘要:
核电厂失水事故工况下，化学效应可能引起地坑过滤器过度堵塞，影响应急堆芯冷却系统或安全壳喷淋系统的再循环功能，导致堆芯、安全壳丧失冷却，威胁核电厂的安全。本文以秦山核电厂二期扩建工程为研究对象，开展失水事故工况下潜在化学产物对地坑过滤器压头损失的影响研究。结果表明，秦山核电厂二期扩建工程安全壳内含Al材料和保温材料在地坑环境中会析出Al、Si，Al、Si元素在地坑介质降温过程中形成了化学沉淀物，化学沉淀物会在地坑过滤器碎片床上沉积，堵塞碎片床流道，缩小碎片床孔隙率，导致地坑过滤器压头损失增加。因此，秦山核电厂二期扩建工程失水事故后存在化学效应，在地坑过滤器性能评估、下游效应分析中应予以考虑。

重水堆核电厂严重事故下辐射环境模拟

王学栋, 曹学武, 赵晓玲

2019, 40(5): 130-134.

摘要(210)

摘要:
使用MCNP程序模拟了重水堆核电厂（HWR）不同区域在事故后不同时刻的辐射环境条件。结果表明，自放射性物质释放开始后约2.5 h，电厂各区域达到了事故后的剂量峰值水平，其后随着核素的衰变，剂量水平逐渐降低。另外，应急堆芯冷却系统（ECCS）设备与管线附近在事故后较长时间内保持了极高的Gamma剂量率，预计引起的可达性问题将会对事故缓解造成一定影响。

摇摆条件对船用核动力装置凝结水射流泵空化特性影响数值研究

李勇, 王苇, 姚世卫, 魏伟, 肖颀, 李少丹

2019, 40(5): 135-139.

摘要(163)

摘要:
船用核动力装置受空间布置限制，凝结水（凝水）系统灌注高度小，凝水泵运行过程易发生汽蚀。为解决该问题，在凝水泵入口前设置凝水射流泵，以提升凝水泵入口压力、改善凝水泵汽蚀性能。然而，凝水射流泵自身也存在空化风险，特别是在摇摆条件下，凝水射流泵入口压力与流体质点受力发生变化，对凝水射流泵空化特性造成重要影响。采用计算流体力学方法，分别对凝水射流泵处于稳态工况及2种摇摆工况下的空化特性进行分析。结果表明：稳态工况下，凝水射流泵流场内空化体积分数很小，喷嘴出口与喉管前端是易空化的2个位置，工作水温升对空化特性有较大影响；摇摆条件导致凝水射流泵空化增长、扬程降低，且随着摇摆周期的减小而影响加剧；当横摇周期为3 s时，凝水射流泵出现严重空化，扬程大幅波动且显著低于额定扬程，存在完全丧失增压能力的风险，影响凝水系统运行稳定。

基于Octree-SBFEM跨尺度模型的大型商用飞机撞击核电厂的精细化损伤演化分析

邹德高, 隋翊, 陈楷, 潘蓉, 熊京川

2019, 40(5): 140-145.

摘要(171)

摘要:
采用比例边界多面体有限元分析方法，结合八分树网格离散技术，开展了第三代核电厂在大型商用客机撞击下屏蔽厂房的损伤演化分析，讨论了基础效应、撞击区域形状选取和结构-地基相互作用的影响。结果表明：比例边界多面体有限元分析方法具有极强的网格离散能力、单元质高量少，且对模型修改有极高的适应性，与传统方案相比，效率可提高几十倍；精细化模型更准确地模拟了损伤演化与渐进破坏过程；飞机撞击核岛分析中的基础效应及结构-地基相互作用（SSI效应）在非岩性地基时不可忽略。

核电厂乏燃料贮存格架水下去污装置研制

罗文广, 偶建磊

2019, 40(5): 146-149.

摘要(116)

摘要:
针对核反应堆乏燃料贮存格架去污的必要性与功能要求，研制了一种二代核电厂乏燃料贮存格架水下冲洗去污装置。详细介绍了该装置的结构组成、功能原理及控制系统设计。经某核电厂现场使用验证，该装置操作简便，具有良好的冲洗去污能力，可大幅降低乏燃料贮存格架的辐射剂量水平。

核电厂蒸汽发生器与主泵对接焊缝检查系统开发

于岗, 周路生, 陶泽勇, 张宝军

2019, 40(5): 150-155.

摘要(148)

摘要:
AP1000核电厂蒸汽发生器出口接管与主泵泵壳对接焊缝泵壳侧为粗晶奥氏体铸造材料，由于该焊缝壁厚大、超声衰减、晶粒散射严重等导致焊缝的超声检测技术开发难度大。本研究采用特殊的设计，开发了一套从蒸汽发生器出口接管内壁实施超声检测的自动检查系统，并将该系统应用于国内某AP1000核电厂的役前检查。结果表明，该检查系统完全满足现场检查要求，检验结果与焊缝出厂检验结果具有良好的一致性。

水面核电厂蒸汽发生器水位测量技术研究

赵阳, 吕鑫, 朱毖微, 郑嵩华, 吴茜, 王雪梅, 万谊, 罗涵禹

2019, 40(5): 156-159.

摘要(100)

摘要:
由于水面核电厂长期在倾斜摇摆状态下运行，导致蒸汽发生器水位测量无法直接采用陆上核电厂成熟的差压式液位测量技术。本文结合差压式液位测量原理，在理论计算分析的基础上提出一种适用于水面核电厂的蒸汽发生器水位测量改进方案，并通过倾斜摇摆台架进行了试验验证。验证结果表明，该改进测量方案能够在水面核电厂倾斜摇摆环境下，快速跟踪各种工况下蒸汽发生器水位的变化，测量稳定可靠。

核安全级DCS保护算法离线调试工具的设计与实现

张春雷, 张保乾, 任保华, 彭立, 张智慧

2019, 40(5): 160-164.

摘要(194)

摘要:
在核电厂安全级DCS系统工程设计阶段，通过人工检查难以发现保护算法逻辑、人因错误等组态问题，设计人员也很难评估及分析算法的动态特性，而连接设备调试效率很低，且不支持暂停、回退、跳转等功能，一旦发现问题缺乏快速有效的定位手段。因此核安全级DCS中增加针对保护算法的离线调试工具是解决问题的有效手段。本文基于我国首个具有自主知识产权的核安全级数字化控制保护系统平台——和睦系统，在满足核电标准要求的基础上实现了一种可应用于核安全级分布式控制系统（DCS）保护算法的离线调试工具。该工具大幅提高了核安全级保护算法的设计周期和测试效率，并为现场调试和故障定位提供了快速而有效的维护手段，目前已应用于阳江核电站、红沿河核电站等多个核电DCS项目中。

核电厂功率快速变化下操纵员任务分析

刘雪阳, 张力, 邹衍华

2019, 40(5): 165-169.

摘要(123)

摘要:
从操纵员培训、任务类型和工作负荷3个方面，对比分析核电厂调峰任务与其他常规工况下操作任务存在的差异性。通过对比得出，调峰任务和常规工况下操作任务相比，操纵员心理负荷和体力负荷将发生较大改变，这将导致操纵员的认知模式和人因失误模式相较于常规工况存在差异。现有的人因可靠性分析（HRA）方法和模型难以满足操纵员人因可靠性分析的需求，因此需要建立一种新的HRA方法解决操控任务持续快速变化背景下核电厂操纵员人因可靠性问题。

FMEA技术在CPR1000机组关键敏感设备维修优化中的应用

杨立飞, 武涛, 青晨, 刘晓磊, 时雷

2019, 40(5): 175-179.

摘要(476)

摘要:
结合核电厂维修管理特点形成了简化的失效模式与影响分析即潜在失效模式及后果分析（FMEA）方法，对CPR1000多个机组的关键敏感设备管理（CCM）涉及的设备故障模式、故障影响和维修策略进行了分析，建立了关键敏感设备FMEA数据库。实践证明，该项工作的开展识别出了关键敏感设备未管理到的潜在停机停堆故障模式，发现了关键敏感设备技术文件存在的错误及不一致性，并复核了关键敏感设备清单的正确性和完整性，同时基于群厂运维大数据对众多关键敏感设备维修策略进行了系统性的优化，弥补了关键敏感设备的维修管理不足，减少了不必要的关键敏感设备维修资源投入，对关键敏感设备相关设备管理工作的互助开展，降低核电机组的非计划停机停堆风险有重要参考价值。

安全壳背压对SGTR事故进程的影响研究

蒋孝蔚, 邓坚, 邱志方, 朱大欢, 党高健, 张丹, 毕树茂

2019, 40(5): 180-183.

摘要(186)

摘要:
在先进非能动电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故中，设计上采用非能动余热排出系统来带走一回路热量。分析中使用的安全壳背压的大小会影响到换热器所在换料水箱水沸腾后的温度，并影响到换热器两侧温差进而影响换热效率。本文对换料水箱水沸腾所产生的水蒸气造成的安全壳升温升压效应开展分析以确定SGTR事故过程中安全壳压力进程，确定安全壳压力高值用于SGTR事故分析，并对不同安全壳背压情况下的一回路事故进程进行对比研究，确定安全壳背压对事故进程的影响。分析显示，安全壳背压越高，换热器两侧温差越小，非能动余热排出系统换热能力越弱，采用较高背压将延长事故进程及破口流量终止时间，增大事故下冷却剂释放量，并减小满溢工况下的满溢裕量。

华龙一号调试首堆试验研究与设计

黄宗仁, 刘昌文, 赖建永, 李峰, 王啸宇, 李燕, 李海颖, 冷贵君

2019, 40(5): 184-186.

摘要(230)

摘要:
介绍了国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）和美国核管会（NRC）对核电厂调试首堆试验的相关要求，结合核电厂运行经验反馈和同类型核电机组工程实践确定了华龙一号调试首堆试验的设计原则。同时，通过分析华龙一号核电机组采用的新设计理念和新设计特点，研究并确定了华龙一号调试首堆试验的项目。分析了各首堆试验项目的试验条件、试验内容和验收准则，以便于华龙一号调试首堆试验的开展。

先进中子学栅格计算程序KYLIN-Ⅱ共振计算基准验证

涂晓兰, 柴晓明, 芦韡, 陈定勇, 郭凤晨, 尹强, 汤臣杭

2019, 40(5): 187-191.

摘要(191)

摘要:
针对先进栅格计算程序KYLIN-Ⅱ的共振计算模块，开展了多个基准题数值验证，包括单栅元、IAEA板型燃料组件、钍基组件、多层套管型燃料组件、带可燃毒物的燃料栅格、带中心大水腔的超临界水堆燃料栅格、AFA3G含钆燃料组件基准题。验证结果表明，本文的共振计算模块适用于棒栅元方型组件、板型燃料组件、六角形组件等几何结构较复杂的问题，同时可以正确计算含有铀、钍、毒物等复杂材料的共振问题，满足未来工程使用的需求。

燃料棒束格架不同尺寸条带流致振动实验研究

张波涛, 朱晔晨, 龚圣捷, 顾汉洋

2019, 40(5): 192-196.

摘要(165)

摘要:
为了深入认识燃料棒束格架条带流致振动特性，本文采用各种不同尺寸的平直条带进行流致振动实验研究，并获得了条带的流致振动特性。在实验研究范围内，条带的振动响应分为湍流激振与涡激振动2部分。湍流激振响应以条带的一阶模态为主，且条带湍流激振响应随流速的增加而增大。对于涡激振动，实验测得的St数范围在0.2~0.25之间；通过对实验数据进行分析，观察到了锁频现象。对于同一条带，低阶模态锁频范围比高阶的大；对不同厚度条带，随着厚度的增加，同阶模态锁频范围逐渐变小；对不同长度条带，长条带的同阶模态锁频范围比短条带的大。

超临界氢气在弯管中的流动换热计算

周彪, 吉宇, 孙俊, 孙玉良, 石磊

2019, 40(5): 197-201.

摘要(186)

摘要:
为探究超临界氢气流经喷管喉部时的流动换热特性，通过ANSYS FLUENT软件模拟超临界氢气在180°弯管中的流动换热现象，得到了氢气在弯管中的流场分布以及不同位置处的壁面温度分布。研究发现：由于离心力作用，管内氢气流动在弯管段向外侧径向偏移，产生了垂直于主流方向的二次流现象，使得内侧氢气流速低于外侧；由于弯管段的流量分布不均，导致弯管外侧换热得到强化，内侧则出现传热恶化现象。在本文研究工况下，弯管段出口附近的内侧壁面区域，壁面温度达到最高，传热恶化最为显著。

柔度法计算Zr-4合金包壳管轴向裂纹应力强度因子的研究

陈亮, 宋小明, 庞华, 王克成, 霍蒙, 曾祥国

2019, 40(5): 202-206.

摘要(219)

摘要:
基于虚拟裂纹闭合法，利用控制单变量变化的方法，对含对称双边缘裂纹的薄壁圆柱壳受对称集中力的情况进行了数值建模，得到了裂纹尖端的能量释放率，分析了Zr-4合金包壳管的预制裂纹长度和外部载荷对应力强度因子的影响作用。使用柔度法计算并获得了应力强度因子的近似计算公式，并与数值计算结果进行了对比验证，验证结果吻合较好。

留言板

2019年第40卷第5期

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2019年 第40卷 第5期

2019年第40卷第5期