核动力工程

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张良, 袁建新, 赵巍, 王宝生, 张强, 朱广宁, 江新标, 陈立新

2020, 41(5): 1-7.

摘要(453) PDF(369)

摘要:
西安脉冲堆仪表与控制系统正在进行数字化改造，需要一套动态特性分析程序提供非脉冲瞬态工况下实时变化的功率和燃料温度等参数。本文在以往铀氢锆脉冲堆经典分析程序的基础上，对堆芯物理模型进行了优化和补充，建立了西安脉冲堆动态特性分析模型，开发了可用于非脉冲瞬态工况分析的西安脉冲反应堆动态特性分析程序（XPRDCA），开展了堆上实验，将程序的计算结果与堆上实验结果进行了对比，并研究了燃料温度反应性系数和气隙传热系数对动态特性的影响。结果表明，程序计算结果和堆上实验结果符合较好，采用优化后模型的动态特性分析程序计算速度显著提升。该程序可以用于数字化仪表与控制系统的设计和调试。

秦山重水堆CPPF因子的修正

王军

2020, 41(5): 8-11.

摘要(253)

摘要:
随着机组的老化，秦山重水堆堆芯燃料冷却能力下降，需要定期对区域超功率保护（ROP）停堆整定值（TSP）进行完整分析，以确保反应堆运行安全。分析结果通过修正用于停堆系统ROP探测器校正的通道功率峰值因子（CPPF）进行应用，并实现对热工水力、压力管蠕变等参数的持续跟踪。本文重点分析CPPF的ROP相关参数修正方法，并通过1号机组实际运行数据，分析修正前后相关参数的对比，以及修正后对换料等机组运行产生的影响，最后总结可以采取的运行优化和应对措施。

球坐标系下中子输运方程泄漏项的简便推导

羊本林, 陈石, 万砺珂, 王子冠, 赵鑫樾, 胡龙翔, 杨松

2020, 41(5): 12-14.

摘要(136)

摘要:
采用一种恰当的方法，简便地推导出中子输运方程泄漏项在球坐标系下的表达式，该方法避免直接寻求二面角与中子飞行距离之间的复杂微分关系，转而寻求二面角与其他平面角之间的几何关系，再利用其他平面角与中子飞行距离之间的微分关系（通常是已知的或比较容易推导得到），便可间接推导出中子输运方程泄漏项在球坐标系下的表达式。该方法与传统方法推导得到的表达式完全一致，且推导过程直观、物理图像清晰。

Non LOCA-三维物理GINKGO/COCO 耦合程序的开发与验证

贺青云, 罗静怡, 陈俊, 任志豪, 彭思涛, 周洲, 单建强

2020, 41(5): 15-19.

摘要(208)

摘要:
针对更为精细和准确的堆芯建模与热工水力分析需求，基于自主研发的Non LOCA热工水力分析程序GINKGO和三维物理程序COCO，采用动态链接库（DLL）技术开发了GINKGO/COCO耦合程序；介绍了耦合程序的开发原理和实现方式，并采用经济合作与发展组织（OECD）主蒸汽管道破裂事故（MSLB）国际基准题对其进行了验证。结果表明，GINKGO/COCO耦合程序的计算结果与OECD MSLB国际基准题的结果较为吻合。因此，GINKGO/COCO耦合程序具有良好的计算能力和可靠性。

小型压水堆压力容器内部三维流场计算

王坤, 董秀臣, 刘海鹏, 张鑫, 袁江涛

2020, 41(5): 20-23.

摘要(280)

摘要:
反应堆安全分析过程中，获得反应堆压力容器内部准确的流场至关重要。以小型压水堆为研究对象，运用计算流体力学（CFD）方法对反应堆压力容器内部流场进行计算分析，获得燃料组件流量分配和下封头混合特性。结果表明：两泵高速对称入口条件下，燃料组件流量分配系数最大值为1.032，最小值为0.934，且流量整体分布呈现“中间大、边缘小”的特点；一泵高速非对称入口条件下，下封头流动漩涡增强，燃料组件流量分配的不均性增大；下封头混合特性计算得到堆芯入口冷却剂流量混合因子最小值为0.022，下封头冷却剂混合能力不足。

螺旋管直流蒸汽发生器一、二次侧耦合传热特性分析

刘法钰, 张小英, 陈佳跃, 陈焕栋, 袁园

2020, 41(5): 24-29.

摘要(363)

摘要:
为获得螺旋管直流蒸汽发生器（HCOTSG）螺旋换热管内两相流动换热特征，以国际革新安全反应堆（IRIS）HCOTSG为研究对象建立了HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型，分析了稳态工况下，不同二次侧给水流量对HCOTSG热工水力参数产生的影响，并将所建立的HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型与计算流体力学软件（CFX）三维流动换热计算相结合，对HCOTSG稳态工况下螺旋管内精细的热工水力参数进行计算。通过HCOTSG一、二次侧耦合热分析模型计算得到HCOTSG稳态工作时沿管程的相关热工水力参数；通过CFX三维模拟发现螺旋管横截面流体流速和温度分布不均匀现象，得到螺旋内侧流体温度高于螺旋外侧，螺旋内侧流体速度低于螺旋外侧，螺旋内侧流体比螺旋外侧流体先开始沸腾的结论。因此，本研究对于HCOTSG稳态运行和螺旋换热管事故分析具有指导作用。

SA508钢表面临界热流密度强化试验研究

秦菲, 刘汉周, 胡练, 陈德奇, 钟达文

2020, 41(5): 30-34.

摘要(160)

摘要:
利用“冷喷涂”多孔涂层制备技术，在反应堆压力容器真实材料SA508Gr3碳钢试验件表面制备了微米尺度多孔涂层。通过可旋转实验装置，在常压下开展了下朝向不同角度条件下池沸腾SA508钢试验件光表面、冷喷涂涂层表面的临界热流密度（CHF）试验研究，获得了2种表面在不同倾角下的沸腾冷却曲线。试验结果表明，随着倾角的增加，CHF增加；采用涂层表面的CHF始终高于光表面的CHF，CHF强化至少在25%以上；在多次加热和冷却循环后，多孔涂层表面保持足够的强度和稳定性。

快堆用蒙特卡罗多群数据库制作方法研究

朱帅涛, 马续波, 许谦, 曹博, 陈义学

2020, 41(5): 35-39.

摘要(161)

摘要:
基于离散角方法，开发了蒙特卡罗多群数据库生成程序MGXSMC，该程序可以实现从输入文件读取截面数据或者从指定格式的截面库中读取截面，产生可供蒙特卡罗程序MCNP或RMC计算的数据库，并且可自动生成相应的索引文件列表。采用二维两群不带反射层的国际原子能机构（IAEA）压水堆（PWR）基准题和铅基快堆（RBEC-M）基准题对MGXSMC程序加工产生的核数据进行验证，计算结果表明，采用P5阶近似多群截面与连续点截面计算的有效增殖系数（keff）结果相差24 pcm（1pcm=10-5），而采用P0阶近似多群截面与连续点截面计算的keff结果相差较大。由此说明蒙特卡罗多群数据库的制作方法和所开发的程序是正确的，同时，中子各向异性散射对铅基快堆计算结果影响较大，故制作蒙特卡罗多群数据库时应加入中子散射角数据。

弥散型核燃料热导率计算模型研究

任啟森, 廖业宏, 陈蒙腾, 张永栋, 谢亦然, 刘彤, 刘伟强

2020, 41(5): 40-43.

摘要(266)

摘要:
弥散型燃料热导率是反应堆安全分析和燃料元件性能评估中的重要参数。本文基于多孔物体热导率理论，考虑基体中弥散颗粒分布相关性的影响，建立弥散型燃料热导率的计算模型，并初步验证了模型的合理性，在此基础上研究了孔隙率、燃料相体积分数以及燃料相/基体热导率比对弥散型燃料热导率的影响。结果表明：弥散型燃料热导率随燃料相体积分数和孔隙率的增加而降低；燃料相与基体热导率之比越大，燃料相体积分数对热导率的影响越小。

压紧板弹簧辐照松弛试验装置设计与验证

罗文广, 王亚军, 王万金, 吴瑞, 张先萌

2020, 41(5): 44-48.

摘要(180)

摘要:
针对AFA3G燃料组件压紧板弹簧的特点，设计了一种压紧板弹簧辐照松弛试验装置，并通过了一系列模拟试验验证试验装置的可靠性，最终选取4组经过不同循环出堆的AFA3G燃料组件，使用该装置对其压紧板弹簧进行全行程任意位置的压紧力与形变精确测量。试验结果表明，压紧板弹簧辐照松弛试验装置重复精度为0.49%，综合精度为1.7%，满足松弛试验要求。

316不锈钢长时总体一次薄膜应力强度许用值预测方法研究

李长香, 莫锦涛, 段春辉

2020, 41(5): 49-52.

摘要(245)

摘要:
材料的总体一次薄膜应力强度许用值（Smt）是高温反应堆设备结构设计力学分析的重要判定依据，但美国机械工程师协会（ASME）的规范和法国《快堆核岛机械设备设计和建造规范》（RCC-MR）给出的最长30万小时的Smt不能满足长寿期反应堆的设计要求。本文基于ASME规范给出的30万小时许用应力、预计最小断裂应力及断裂应力系数等材料蠕变性能数据，采用Larson-Miller外推模型成功获得了50万小时长寿期的316不锈钢母材和焊缝的长时蠕变性能，可满足长寿期反应堆的设计要求。

含双边轴向裂纹N18锆合金薄壁管的蠕变裂纹扩展行为研究

李志浩, 包陈, 王博, 刘晓坤

2020, 41(5): 53-59.

摘要(163) PDF(116)

摘要:
通过对含双边轴向裂纹管（DEAT）试样及其加载装置进行设计，基于能量等效和载荷分离原理获得了DEAT试样的能量率回路积分（C*积分）表达式，从而建立了含轴向裂纹薄壁管的蠕变裂纹扩展速率测试方法。基于此方法，采用DEAT试样完成了N18锆合金薄壁管在350℃不同载荷水平下的蠕变裂纹扩展试验。结果表明，蠕变载荷会显著影响N18锆合金的蠕变裂纹扩展速率；蠕变裂纹扩展可分为稳态扩展和快速扩展2个阶段；蠕变裂纹扩展速率（da/dt）与C*积分存在良好的幂律关系，可用于预测N18锆合金管蠕变裂纹扩展行为。

反应堆压力容器疲劳时限老化分析研究

邵雪娇, 谢海, 张丽屏, 杨宇, 杜娟, 田俊, 邝临源, 高世卿

2020, 41(5): 60-64.

摘要(294)

摘要:
基于美国核管会（U.S.NRC）的管理导则RG1.207提出的2种考虑冷却剂环境对设备疲劳寿命的影响评估办法，对比了美国NUREG/CR-6909和日本JNES两大体系不同环境疲劳修正因子（F_en）表达式和边界条件对环境疲劳的影响，对比了F_en和环境疲劳曲线2种分析方法对环境疲劳寿命评估的差异。最后，将考虑应变率历程的详细F_en方法、环境疲劳曲线方法、参数保守取值的F_en方法3种方式都应用于某核电厂反应堆压力容器进口接管嘴部位的疲劳评定中。结果表明，相比环境疲劳曲线的方法和参数保守取值的F_en计算方法，考虑应变率历程的详细Fen方法能更准确评估结构的环境疲劳寿命。

PWR堆芯燃料组件非线性梁模型研究

古成龙, 杨钰莹, 郭严

2020, 41(5): 65-69.

摘要(180)

摘要:
为描述燃料组件的非线性特性，采用有限元方法建立燃料组件横向梁模型，并引入迟滞模型，用于模拟燃料组件横向变形时的非线性效应。计算结果表明：该非线性梁模型能够更准确地获得组件的弯曲变形和受力，有助于开展燃料组件事故分析。

主螺栓断裂对压力容器密封性能、应力及疲劳的影响分析

郑连纲, 白晓明, 石凯凯, 杜娟

2020, 41(5): 70-73.

摘要(144)

摘要:
在理论分析和数值仿真技术基础上，研究并提出了一种主螺栓断裂对反应堆压力容器（RPV）密封性能、螺栓应力及疲劳的影响分析方法，采用该方法对主螺栓断裂影响进行了评价分析。结果表明，该方法适用于分析1根或多根主螺栓断裂情况对压力容器安全性能的影响，可以用于核电厂在运行中发生类似问题时判断反应堆能否继续运行。

二级PSA在严重事故管理中的应用研究

张佳佳, 倪曼, 肖军, 宫宇, 钱鸿涛

2020, 41(5): 74-78.

摘要(139)

摘要:
二级概率安全分析（PSA）可用来定量评估严重事故风险，是评价严重事故管理的良好工具。通过研究二级PSA应用于严重事故管理的一般方法与流程，以某二代改进型核电厂二级PSA模型为例，对严重事故管理导则中“一回路卸压”和“一回路应急注水”两个关键操作进行了定量评价。评价表明进入严重事故管理导则后立即执行“一回路卸压操作”可大幅度降低大量放射性释放风险，执行“一回路应急注水操作”对于降低进程较慢的事故序列大量放射性释放风险贡献较大。研究表明国内核电厂针对严重事故的管理还有进一步提升空间。

AP1000冷凝水回流相关设计优化简介

马柏松, 庄亚平, 郄卫青

2020, 41(5): 79-83.

摘要(162)

摘要:
在非失水事故（LOCA）事故工况下，AP1000核电厂应在36 h内将反应堆冷却剂系统（RCS）平均温度冷却至215.6℃，但因冷凝水回流率远低于预期目标而无法实现。经分析并通过穹顶冷凝水滴落等试验进行验证，确定了冷凝水损失途径。因此，执行了一系列包括修改环吊梁、内部加强肋、冷凝水回流槽结构在内的设计优化。安全停堆评价证明在丧失正常给水叠加丧失厂外电源事故后，AP1000核电厂可在34.6 h内将RCS平均温度降至215.6℃。

反应堆核加热冷启动压力控制及超压问题仿真分析

青先国, 肖凯, 黄轲, 陈冠宇, 李羿良, 陈智

2020, 41(5): 84-88.

摘要(140)

摘要:
基于反应堆核加热冷启动过程操纵和控制要求，开展了反应堆核加热冷启动过程压力自动控制方法研究，完成了系统压力自动控制方法设计与控制仿真验证；同时对冷启动水密实状态的超压问题进行了仿真分析，提出了防止超压事故的联锁控制方法。结果表明，当核功率不超过一定功率水平时，压力自动控制方法可实现反应堆核加热冷启动过程系统压力的有效控制。

浮动核电厂反应堆供电系统分析

陈强, 郭翔, 朱成华

2020, 41(5): 89-93.

摘要(139)

摘要:
浮动核电厂的安全性与反应堆供电系统的优劣紧密相连，为提高浮动核电厂的安全系数，需对反应堆供电系统进行分析。本文结合反应堆供电系统设计的要点，分析浮动核电厂反应堆供电系统的配置，对比了2种方案下的辅助电力系统和核应急电力系统。结果表明，优化后的方案2在可靠性和安全性方面都较方案1更优，且方案2也更为经济。本文提出的优化方案可为后续核动力船舶反应堆供电系统的设计提供参考和借鉴。

核电厂堆腔冷却状态监测研究

何鹏, 陈静, 李小芬, 何正熙, 朱加良, 徐涛, 李红霞

2020, 41(5): 94-98.

摘要(206)

摘要:
为判断严重事故下堆腔的事故进程和堆腔注水策略启动后的执行效果，分析了严重事故条件下不同注水速度下堆腔多项物性参数状态的发展序列，对比研究了传统二代加核电厂、改进型二代加核电厂、华龙一号核电厂的监测手段；通过优化温度测量仪表、液位测量仪表、监测系统的功能设计和计算方法，最终在华龙一号核电厂中设计了完善的监测系统。此监测系统实现了严重事故下反应堆压力容器（RPV）失效前的事故状态监测、堆腔注水策略启动后缓解措施投运情况监测以及RPV破损后熔融物状态监测，有效完成了严重事故条件下堆腔状态监测需求。

基于统计软件R的安全壳泄漏率试验数据有效性分析

沈东明, 蔡建涛, 何锐, 黄晓明

2020, 41(5): 99-103.

摘要(150)

摘要:
安全壳泄漏率计算过程中，最重要的环节是以不同时刻测量数据对时间进行线性回归分析。对回归的显著性检验以及方差分析是评价试验结果有效性的重要手段。本文基于统计软件R对某电厂调试阶段安全壳泄漏率试验的数据进行分析，通过对线性回归模型的独立性、正态性和异方差性检验以及极端样本点的剔除等方式，探讨泄漏率计算前的回归诊断对计算结果可靠性的影响。通过回归诊断的实例分析发现，在安全壳泄漏率计算的数据样本中，可能存在自相关、非正态和异方差性等问题影响回归结果，进而影响泄漏率的最终结果。因此，在计算泄漏率结果时，须通过回归诊断方法评价数据的有效性，对不能通过检验的样本应通过适当方法对最终结果进行修正。

需求建模方法在核电需求分析中的应用

朱俊志, 杨珏, 万蕾, 崔军, 刘永康, 刘青松

2020, 41(5): 104-109.

摘要(250)

摘要:
由于缺乏有效的需求收集和管理方法、无法进行早期需求验证和需求变化演进等问题，核电设计产品越来越难满足用户期望。针对上述问题，本文以安注系统为例，将需求建模方法应用于需求分析：通过需求用例建模、需求场景建模和需求逻辑建模等手段实现安注系统的需求收集和管理，通过状态图的执行确保顶层设计满足用户需求，通过时序图的比较检查遗漏或不一致的需求等。借助需求建模实现需求的早期验证，确保设计产品符合用户需求，为需求建模在核电设计中的进一步应用提供参考。

ACPR1000主回路与稳压器硼浓度差仿真分析

姜夏岚, 李辉, 秦治国

2020, 41(5): 110-115.

摘要(122)

摘要:
为了解决中国改进型百万千瓦级压水堆核电站（ACPR1000）在正常稀释与硼化过程中可能产生的主回路与稳压器硼浓度差过大的问题，防止意外违反机组运行技术规范，对硼浓度差的产生原因进行了理论分析，并使用三维瞬态物理热工耦合程序（RELAP5-3D）对反应堆冷却剂系统进行堆芯物理和热工水力建模，应用仿真平台模拟了核岛辅助及相关控制系统，使用由这些系统模型组成的全范围模拟机综合分析了各因素的影响，定量计算在快速硼化瞬态下的硼浓度差。结合机组运行规程与实验数据进行分析，结果表明：硼浓度差的幅度受瞬态过程的喷淋及补水流量影响较大；依据当前运行规程执行仍可能导致机组超出运行规范要求，对此提出了改进建议。

乏燃料贮存舱通风方式对气载放射性排出的数值模拟研究

桂霆, 鲜春媚, 方震, 董长青, 安静, 贺梅葵

2020, 41(5): 116-121.

摘要(134)

摘要:
为保障乏燃料贮存舱内作业人员免受内照射伤害，需控制乏燃料贮存舱内的气载放射性浓度，气载放射性的排出主要通过通风系统实现。本文针对乏燃料贮存舱的特点设计了4种通风方式，利用Airpak软件对乏燃料贮存舱4种通风方式进行了模拟仿真，通过对比分析污染蒸汽浓度场、流场以及污染蒸汽轨迹图，研究4种通风方式对气载放射性排出的影响:结果表明，分层送风方式Ⅱ对气载放射性排出效果较好，并且在此通风方式下，人员作业平台上的气载放射性浓度较其他3种通风方式低。

EPR核电机组部分冷却试验研究与风险识别

曾欢, 赵鑫, 段盛智

2020, 41(5): 122-126.

摘要(92)

摘要:
部分冷却试验作为欧洲先进压水堆（EPR）核电机组的首堆试验，试验过程中将造成压水堆一、二回路巨大的热冲击，核电厂全寿期内允许次数为15次。为减少重大瞬态试验的风险，本文对部分冷却试验的控制逻辑、试验原理及可行性进行深入研究，总结提炼出5大风险点。并通过模拟仿真对部分冷却试验进行分析，优化试验方案，最终试验一次成功满足核安全要求。

高温熔盐试验回路系统设计及验证研究

孔祥波, 王纳秀, 林良程, 陆惠菊, 傅远, 王晓

2020, 41(5): 127-131.

摘要(231)

摘要:
钍基熔盐堆核能系统（TMSR）计划建设热功率2 MW的液态燃料熔盐堆。在熔盐泵、换热器、冷冻阀等设备原理样机研制基础上，需要设计并建造高温氟盐回路对上述设备进行运行考验。首先设定熔盐-空气换热器换热功率为200 kW，根据经典热量方程及预定流速法确定系统流量为15 m3/h、管径为DN50（公称直径为50 mm）。采用Fluent数值计算确定系统压损为155 kPa，考虑一定裕量后熔盐泵扬程确定为20 m。为解决管道在高温工况下热应力集中问题，除熔盐泵固定安装外，加热器及换热器设计采用了万向球移动支承结构以增加系统柔性。自建成以来，回路累计运行超过4000 h，相关设备及系统结构设计得到验证。系统实际压损为110~120 kPa，仍需采用差压计进行实测验证。熔盐杂质含量分析表明，系统运行后Cr、Mo等杂质元素含量提高了2个数量级，说明存在材料腐蚀。回路内水氧含量控制水平需要在100 μL/L设计限值基础上进一步提高。

基于核主元分析法的核电厂设备状态监测技术研究

吴天昊, 刘韬, 施海宁, 张涛, 唐堂

2020, 41(5): 132-137.

摘要(333)

摘要:
为解决核电厂传统监测手段的局限性，提出将核主元分析法（KPCA）引入核电厂设备在线监测领域中，并设计了监测模型建设方法以及在线监测策略。为验证算法的有效性，将其应用在国内某核电机组电动主给水泵的真实监测案例中。仿真结果表明，KPCA算法可适应核电厂设备监测的要求，能比现有阈值监测手段提供更为早期的故障预警。同时，相比于常规的主元分析法（PCA），KPCA算法能够提取各变量之间的非线性关系，识别出设备不同的运行模式，有效减少误报警。

AP1000主泵下部C型密封环切割技术研究

杨志业, 李涛, 王斌元, 李松, 赵明甡

2020, 41(5): 138-141.

摘要(135)

摘要:
三门核电厂采用美国三代核电技术AP1000，其1号、2号机组的大型屏蔽式主泵用于一回路冷却剂循环。在大修解体主泵时，需要开发专用切割方案与装置，以完成下部C型密封环切割。根据其主泵结构特点，确定切割方案的功能需求，并完成切割装置设计与开发；通过有限元分析，对装置的结构强度以及冷却效果进行验证与优化，保证切割精度以及使用寿命。所述切割方案与装置，适用于狭窄幽深空间，可实现定距切割，效率高、精度可靠、异物可控，且不产生空气辐射污染。该方案与装置可推广应用到同类型屏蔽式核电主泵检修工作中，并且具有一定的工业推广价值。

基于本体的核电运行规程模型构建方法

许余, 黄远远, 熊立红, 冷杉, 朱小良

2020, 41(5): 142-145.

摘要(386)

摘要:
运行规程是核电厂安全运行必须遵守的操作程序。核电厂运行规程繁多、查找不便，现行电子规程存在精简程度不够、内容关联程度弱、相比纸质规程优越性不强等问题。为核电厂设计一种基于本体模型的简洁高效电子化规程系统势在必行。以某核电厂化学和容积控制系统运行规程为例，运用本体模型理论，分析规程文本、挖掘规程知识、提取关键概念。使用本体开发工具构建系统，实现了电子规程及其可视化，可浏览电子规程和知识库，查询关键操作。此构建方法同样适用于其他系统的运行规程，不仅使本体知识实现重用和共享，而且有利于查询、理解、记忆规程，能够为核电厂操纵员使用规程提供帮助，提高效率，增强核电厂的安全性和智能化。

AP1000核电厂丧失正常给水稳压器防满水措施研究

马柏松, 郭宏恩

2020, 41(5): 146-149.

摘要(161)

摘要:
在某AP1000核电厂丧失正常给水事件中，由于一系列的误操作导致稳压器满水，而稳压器安全阀在多次打开后可能无法重新关闭，不满足核电厂Ⅱ类工况验收准则。文章分析了该事件中稳压器满水的原因，即在非能动余热排出热交换器（PRHR HX）冷却能力充足的情况下，系统不适当的降压导致环路中冷却剂闪蒸，进而导致稳压器满水，此时通过开启堆顶放气阀启动应急下泄的方式无法有效降低稳压器液位。最后给出了AP1000核电厂丧失正常给水事故中防止稳压器满水的建议措施，即在RCS降压过程中，应确保RCS压力始终高于热管段温度对应的饱和压力，进而确保冷却剂不发生闪蒸。

核电厂指套管磨损涡流检查深度定量的影响因素研究

马强, 陈骋, 李平仁, 孔玉莹, 丁伯愿, 赵宏强, 杨宏博

2020, 41(5): 150-154.

摘要(121)

摘要:
反应堆中子注量率测量指套管的涡流检查结果是核电厂维修行动的参考依据。基于现用的涡流检查方法，分析了指套管磨损缺陷的参数变化对涡流检查深度定量的影响，结果表明：周向磨损宽度在210°以内时对涡流测量深度定量的影响较大；轴向磨损长度小于20 mm时，对深度定量的影响明显；月牙型磨损的涡流测量值偏小；在2次磨损的周向位置不变的情况下，磨损叠加对测量无影响，当2次磨损的周向位置变化时，磨损缺陷叠加对测量结果影响较大。

圆锥角对汽阳极AMTEC圆锥形蒸发器性能影响分析

朱磊, 江新标, 李华琪, 陈森, 田晓艳, 秋穗正

2020, 41(5): 155-161.

摘要(122)

摘要:
为分析汽阳极碱金属热电转换装置（AMTEC）中圆锥角对蒸发器性能影响，建立了汽阳极AMTEC回流芯和圆锥形蒸发器稳态二维热工水力模型，研究了不同运行条件下不同圆锥角对蒸发器表面温度分布、空隙率和毛细极限等参数的影响。结果表明，圆锥形蒸发器较平板形蒸发器具有更大的蒸发面积和更高的表面蒸汽压力。当冷、热端温度分别为623 K和1123 K，电流为2.5 A时，15°圆锥角蒸发器表面蒸汽压力为35.29 kPa，比平板形蒸发器高1.62 kPa，但深圆锥形蒸发器较浅圆锥形蒸发器具有更大的毛细极限区，且在蒸发器表面中心处更易发生大面积冷凝；电流范围为1~2 A时，15°圆锥角蒸发器表面冷凝面积达7%~18%。因此在汽阳极AMTEC中推荐使用浅圆锥形蒸发器。

核电厂事故条件下内部泄漏途径对主控室可居留性剂量影响研究

王琪, 王凯, 王建华

2020, 41(5): 162-167.

摘要(185)

摘要:
为充分考虑事故条件下内部泄漏途径对核电厂主控室可居留区内工作人员的辐射安全影响，建立了考虑内部泄漏途径的放射性物质迁移模型，改进了舱室模型，分析了事故工况下主控室可居留区及周围非居留区厂房内放射性物质活度，开展了国内某核电厂主控室可居留性剂量计算分析，并对贯穿件泄漏率进行了敏感性分析。分析结果表明：考虑了内部泄漏途径的方法计算所得主控室可居留区内工作人员的甲状腺当量剂量分别是未考虑内部泄漏途径的8.704倍和120.749倍，其中以吸入内照射途径引起的有效剂量增加及甲状腺当量剂量增加尤为显著，有效剂量达到0.628 mSv，甲状腺当量剂量达到6.32 mSv，低于HAD 002/01-2019中的限值。贯穿件泄漏率的敏感性分析表明，在核电厂事故工况下，主控室可居留区内工作人员的有效剂量和甲状腺剂量与贯穿件泄漏率呈现出较为明显的线性正比关系。根据本文的研究结果对我国核电厂主控室及贯穿件的辐射防护设计提出了改进建议。

EPR机组PTR水池液位计校验试验方法研究与应用

袁美春, 孙冬梅, 南夏瑜

2020, 41(5): 168-172.

摘要(151)

摘要:
针对欧洲先进压水堆（EPR）机组的燃料水池冷却与净化系统（PTR）水池液位计校验试验问题，提出了一种基于联通器原理的试验方法，并设计了专用的试验装置。试验结果表明，新的试验方法可以少占用施工主线工期40 d；可以减少除盐水的使用量3785 t以上；可以避免全水池充水带来的跑水风险。该方法成本低、效率高、实用性强，在核电行业中具有一定的推广价值。

先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对蒙特卡罗方法的要求

吕炜枫, 熊军, 刘杰, 唐邵华

2020, 41(5): 173-177.

摘要(148)

摘要:
在分析M310堆型核电站辐射屏蔽设计中由于工具限制存在的问题以及“华龙一号”堆型核电站辐射屏蔽设计提出的要求的基础上，从程序界面、输入接口、计算功能和辐射场应用扩展４个方面提出先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计对于蒙特卡罗（MC）方法的要求。MC方法在“华龙一号”辐射屏蔽优化设计的应用实践表明，基于MC方法的计算程序在程序界面、输入接口和辐射场应用扩展方面进一步提升之后，可在先进压水堆核电站辐射屏蔽优化设计方面发挥巨大的作用，显著提升核电站辐射屏蔽优化设计的水平。

反应堆辐射屏蔽多目标优化方法研究

张泽寰, 宋英明, 卢川, 唐松乾, 肖锋, 吕焕文, 杨俊云, 毛婕

2020, 41(5): 178-184.

摘要(275)

摘要:
为解决基于蒙特卡罗方法的传统屏蔽优化方法效率低、可应用性差的缺点，本文基于精英策略的非支配排序遗传算法（NSGA-Ⅱ）和小批量随机梯度下降法（MBGD）对反应堆屏蔽优化方法进行了研究，同时改进了遗传算法自适应变异率算子以增强遗传算法的全局寻优能力，提出了反应堆屏蔽多目标优化方法。构建反应堆二次屏蔽多目标优化模型，将蒙特卡罗方法与神经网络预测方法输出的屏蔽后归一化中子透射率进行对比，验证了MBGD的准确性。通过神经网络与NSGA-Ⅱ的耦合对屏蔽参数进行约束寻优，能够快速找到屏蔽设计模型的Pareto前沿，可实际应用于反应堆辐射屏蔽多目标优化工程设计。

反应堆压力容器屏蔽组件设计改进

庄亚平, 马柏松

2020, 41(5): 185-188.

摘要(122)

摘要:
某机组热试期间反应堆压力容器屏蔽组件屏蔽材料受热泄漏，因此针对屏蔽盒结构和布置进行了优化设计，选用B4C作为中子屏蔽材料。本文从热传递、辐射屏蔽、GSI 191等方面对改进的设计方案开展了分析。结果表明，改进的设计满足使用和规范要求。补充热试期间，对屏蔽盒及模块温度场、安全壳内辐射剂量水平进行了测量，进一步验证了改进设计的有效性。

ACP100S浮动核电站总体设计及验证

李庆, 宋丹戎, 曾未, 陈长, 刘佳, 王东辉, 肖仁杰

2020, 41(5): 189-192.

摘要(697)

摘要:
浮动核电站是利用浮动平台建造的可移动的核电站，从电功率分级上划分属于小型反应堆，可用于发电、淡化海水、供热，能满足区域供电、区域供热、海上石油开采、偏远地区、孤岛等特殊需要。本文在分析目前浮动核电站发展形式及其特点、优势基础上，提出了中核集团ACP100S浮动核电站方案，分析ACP100S设计原则、技术特点、设计参数、总体技术方案、试验和验证以及示范工程进展情况。

熔融物堆芯冷却滞留特性研究

宋建, 向清安, 邓坚, 余红星, 杜娟, 毕金生

2020, 41(5): 193-196.

摘要(184)

摘要:
以模块式小型堆ACP100为分析对象，建立MELCOR程序严重事故分析模型，分析了堆芯衰变热依次经过吊篮、压力容器壁面然后进入堆腔注水系统（CIS）的传热行为。采用燃料棒失效模型评价燃料组件坍塌行为，并通过ANSYS程序蠕变断裂模型评价堆芯下板失效行为。分析结果表明，严重事故后堆芯中心燃料组件坍塌形成堆芯熔融池，堆芯周围燃料组件保持完整结构状态，堆芯下板支撑堆芯熔融池和未坍塌的燃料组件且未发生蠕变断裂失效；CIS冷却压力容器外壁面并导出堆芯衰变热，最终实现熔融物堆芯滞留，避免下封头内形成熔融池。

FCM燃料堆内行为模拟及结构设计研究

周毅, 刘仕超, 陈平, 李垣明, 辛勇, 刘振海, 张林, 谷明非, 赵艳丽, 乐韵琳

2020, 41(5): 197-200.

摘要(157)

摘要:
本文采用二维特征模型模拟不同无燃料区厚度全陶瓷微封装弥散（FCM）燃料的热力学行为，在保证堆芯装载要求的条件下，研究不同结构FCM燃料SiC基体和包覆燃料颗粒SiC层的应力状态。通过优化无燃料区厚度，调整TRISO颗粒间的间距，保证无燃料区和SiC层同时具有较低的应力水平。分析了无燃料区厚度为100 ~ 500 μm时基体SiC、无燃料区以及SiC层的应力分布，结果表明，基体SiC和SiC层最大应力随无燃料区厚度增大而增大，而无燃料区的最大应力则随其厚度增大而降低。当无燃料区厚度为400 μm时，无燃料区和SiC层均处于较低的应力状态，无燃料区SiC基体应力约为400 MPa，而SiC层的最大环向应力约为200 MPa，其失效概率约为2.5×10-4。因此，当无燃料区厚度为400 μm时，FCM燃料既能维持芯块结构完整，又能保证SiC层具有较低的失效概率。结构优化为FCM燃料的应用提供了基础。

留言板

2020年第41卷第5期

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