核动力工程

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黄彦平, 曾小康, 丁吉

2021, 42(1): 1-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0001

摘要(1746) PDF(337)

摘要:
结合国际仿真技术的最新进展，探索研究了基于Modelica的核反应堆热工水力系统先进仿真技术，开展了基于Modelica的两相热工水力特性模型架构，建立了从底层的基本控制方程模型到顶层的系统模型的层次化架构图，并通过对热工水力系统常见的管内两相流进行Modelica建模仿真，论证了模型架构的可行性。研究表明，基于Modelica的层次化建模技术，可以极简地提取核反应堆系统及设备在两相热工水力方向的共性基类，即基础级模型；采用多级继承的方式，仅需对基础级模型进行参数配置和关联组合，就可形成针对特定对象的Modelica设备模型，进而通过组合封装或拖拽式建模，形成组件模型或系统模型；与传统软件Relap5对比，基于Modelica构建的模型仿真计算结果与其基本重合，但建模方式规范高效且灵活开放，是一种非常适用于复杂物理系统协同仿真的技术方向。

蒸汽发生器传热管密度波振荡现象研究

刘萌萌, 张震, 杨星团, 姜胜耀

2021, 42(1): 8-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0008

摘要(348) PDF(129)

摘要:
蒸汽发生器传热管内伴有两相流的产生，研究两相情况下传热管内密度波不稳定现象，对控制核反应堆安全运行有着至关重要的作用。通过数值计算，研究了双侧对流换热条件下的传热管密度波震荡（DWO）现象。引用Babcock&Wilcox公司的直流式蒸汽发生器（OTSG）实验进行计算模型的可靠性验证；将传热管双侧对流换热与壁面均匀加热条件下的流动不稳定现象进行比较；分析管内流体加热段高度、流动方向变化时，不稳定边界的移动情况。结果表明，增加加热段高度、适当减少传热管水平方向倾斜角度（50°~90°内变化）可以增加系统的稳定性。该研究可以为螺旋管式蒸汽发生器设计提供参考。

并联多通道流动不稳定性实验研究

王艳林, 周磊, 昝元锋, 徐建军, 闫晓

2021, 42(1): 15-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0015

摘要(239)

摘要:
以去离子水为工质，在系统压力为0.89~1.32 MPa、入口质量流速为500~750 kg/(m2?s)、入口温度为58.5℃~132.3℃的条件下，研究了2、3、5根圆管通道（1400 mm×Φ8 mm×2 mm）内工质向上流动时并联通道发生流动不稳定时的特征，并对比了其流动不稳定边界。结果表明，加热并联多通道进入两相后首先发生流量漂移，当通道出口含气率达到一定程度后，最热通道与其他通道之间发生周期性流量脉动；在对称加热条件下，加热通道数目对并联多通道流动不稳定边界无明显影响。

基于PIV技术的低雷诺数下棒束通道流场研究

祁沛垚, 邓坚, 谭思超, 秋枫, 于晓勇

2021, 42(1): 18-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0018

摘要(219)

摘要:
基于粒子图像测速（PIV）技术开展了低雷诺数（Re）条件下5×5棒束通道内充分发展段的流场可视化研究，试验Re从310~12296内选择了22组工况进行研究。试验结果表明：在低Re下，棒束通道内部的相对速度梯度较大，随着Re的上升，棒束通道内速度趋向于均匀化分布；通过阻力特性观察到的棒束通道中转捩相对于圆管较为模糊，转捩Re为900左右；在低Re效应的影响下，无量纲速度均方根随Re的增大而减小，而在转捩Re附近出现了无量纲速度均方根随Re的增大而增大的现象；此外该试验可以用于验证湍流模型对于不同Re的适用性。

自然循环U型管蒸汽发生器管内倒流受管长影响的理论研究

王一浒, 卢川, 丛腾龙, 陈衣然, 辛素芳, 黄慧剑, 徐良剑, 巫英伟

2021, 42(1): 23-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0023

摘要(245)

摘要:
自然循环U型管蒸汽发生器（UTSG）在一次侧处于自然循环工况下其部分U型管可能会出现倒流现象，这对自然循环带来不利影响。本文通过理论分析UTSG的U型管的水动力学曲线，获得U型管内发生流动不稳定时的临界压降与管长的关系，并利用系统分析程序RELAP5进行数值验证，验证结果表明：当管长增加时，临界压降呈先减后增的趋势，即小型的UTSG的最短U型管先出现倒流，而大型的UTSG最长管先出现倒流。所得结论解释了不同的仿真模拟研究得到的倒流管的分布不同的现象，为UTSG管内倒流及其管空间分布的预测提供理论依据。

垂直管内气液两相逆流极限管径效应实验

马有福, 邵杰, 陆鹏, 朱奎

2021, 42(1): 28-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0028

摘要(118)

摘要:
在压水堆安全性分析中，需准确预测气液逆流极限（CCFL）工况下两相流动关系。本文采用水下淹没排气的实验方法，对相同管长不同管径垂直管的CCFL特性进行可视化实验，并对垂直管CCFL关联式模型进行分析，主要结论有：①在CCFL工况下垂直管内流型为环状流动；表观气速较大时，大管径管内液膜呈搅拌状，小管径管内液膜呈波动状；随表观气速减小，均转为液面光滑的自由降膜流动；②Wallis数模型过度关联了管径变化对垂直管CCFL特性的影响；Kutateladze数和Froude-Ohnesorge数模型也不能良好关联垂直管CCFL特性的管径效应；③提出了新的CCFL无量纲参数和相应的实验关联式，由此可使垂直管CCFL特性的管径效应得以统一表征，还可以关联物性参数变化的影响。

竖直矩形窄缝通道内过冷沸腾传热特性的实验研究

严天宇, 王腾, 毕勤成, 王泽豪

2021, 42(1): 35-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0035

摘要(244)

摘要:
以去离子水为工质，在进口压力为0.1~0.3 MPa、质量流速为200~1400 kg?m-2?s-1、热流密度为20~320 kW?m-2的参数范围内，对截面参数为50 mm×2 mm的竖直矩形窄缝通道展开了传热实验研究。实验获得通道内部工质由单相状态到过冷沸腾状态的传热过程曲线，将过冷沸腾段实验值与8个经验公式提供的预测值进行了对比与分析，采用相似原理以及回归分析法，建立了适用于竖直矩形窄缝通道的过冷沸腾准则关系式。研究结果表明，在竖直矩形窄缝通道内，热流密度对过冷沸腾传热具有主导作用；对于本实验的窄缝通道，Bertsch传热公式对于过冷沸腾段的预测效果相较于其他公式更好，本研究所建立的准则关系式与实验数据符合良好。因此，本研究建立的公式能够用于竖直矩形窄缝通道过冷沸腾传热系数的预测。

钠冷快堆碎片床迁移判据模型适用性分析

滕春明, 张斌, 单建强, 张熙司, 曹永刚

2021, 42(1): 42-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0042

摘要(130)

摘要:
当钠冷快堆（SFR）发生堆芯解体事故（CDA）时，熔化后的堆芯燃料被冷却剂冷却固化成碎片颗粒，在堆芯下腔室堆积成碎片床。为保证碎片床内部的衰变热的有效移除以及熔融物堆内滞留（IVR）的有效实施，必须对碎片床迁移行为进行有效预测和模拟。研究人员基于颗粒受力平衡分析开发了碎片床迁移判据模型，以用于判断碎片床是否发生迁移。本文采用底部注气方法进行大量的碎片床迁移实验，并利用迁移判据模型对不同实验条件下的碎片床迁移行为进行计算和预测，进一步验证了所开发的碎片床迁移判据模型的合理性。

基于DPM模型的铅铋合金中颗粒物对管道冲蚀的数值模拟研究

杜晓超, 刘帅, 刘鹏, 洪锋, 袁显宝, 张永红

2021, 42(1): 48-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0048

摘要(316)

摘要:
基于流体力学理论研究液态铅铋合金（LBE）流体中颗粒物对管道壁面的冲蚀作用，采用Fluent软件中的离散相模型（DPM）对管壁的冲蚀进行数值模拟研究。结果表明，弯管角度、颗粒粒径、颗粒物浓度、管道的管径以及流速等对管壁的冲蚀磨损产生明显影响，其中，流速影响较大，在高流速下的冲蚀严重；弯管角度的影响显著，对直管段的冲蚀较弱，对弯管角度在30° ~ 90°之间的管道的冲蚀比较严重；颗粒粒径在1 ~ 9 μm内的微颗粒对管道冲蚀影响较小，粒径增大到10 ~ 90 μm时，冲蚀速率变化不明显，粒径增大到100 ~ 900 μm时，大直径的颗粒对管道冲蚀严重。

钠冷快堆停堆保护方案研究

徐伟栋, 段天英, 付浩, 冯伟伟, 杨堋

2021, 42(1): 54-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0054

摘要(202)

摘要:
在借鉴中国实验快堆（CEFR）热工模型建模经验的基础上，利用Relap5程序建立霞浦示范快堆（CFR）的主要系统模型，并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法，对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明，额定功率下发生反应性引入时，不会触发短周期的报警和停堆；当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故，目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值；当补偿棒失控提升15 s时，在目前的设计下，核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效，堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能，则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。

COSINE软件包基于三代非能动压水堆低功率物理试验的确认与评估

张伟斌, 朱成林, 王幸, 王释伟, 郑正, 李硕, 余慧

2021, 42(1): 61-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0061

摘要(389)

摘要:
基于三代非能动压水堆AP1000堆型的低功率物理试验结果，对COSINE软件包核设计软件的计算功能及计算精度进行确认与评估。从低功率物理试验的控制棒价值、所有棒组全提（ARO）工况末端硼浓度、ARO工况等温温度系数对比结果可以看出，COSINE软件包核设计软件计算结果与AP1000堆型低功率物理试验中的各项实测数据符合较好，均满足工程设计要求，计算精度良好。

基于等价理论的压水堆包壳材料共振计算方法研究

肖向, 吴军, 陈义学, 杨仝瑞, 朱成林, 李硕

2021, 42(1): 65-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0065

摘要(245)

摘要:
共振自屏效应的处理是影响压水堆组件程序反应性精度的主要因素之一，压水堆锆包壳材料同样具有共振自屏效应，忽略其影响会对反应性造成100~300 pcm（1 pcm=10-5）的偏差。目前，主要通过提供经验上的参考稀释截面与包壳等价理论处理包壳材料的共振自屏效应，但并未对其适用性及精度进行完整的分析。因此，本文采用DRAGON程序，通过一系列压水堆算例对这2种方法进行测试，确定包壳共振自屏效应的主要影响因素以及这2种方法的适用性。结果表明，包壳材料的共振自屏效应仅仅与包壳区的原子核密度、厚度、慢化区的水铀比有关，并且参考稀释截面方法可以满足大部分典型压水堆系统的计算精度，但是对于包壳区尺寸、原子核密度、慢化区水铀比变化较大的系统计算精度较差，而包壳等价理论计算精度和普适性强，可用于不同类型压水堆系统包壳材料的共振自屏计算。

反应堆结构三维非线性抗冲击分析

曹桂涛, 朱　贺, 叶雪香

2021, 42(1): 70-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0070

摘要(207)

摘要:
建立三维非线性有限元模型，对反应堆结构进行抗冲击动力响应分析，克服了结构的间隙、接触、摩擦、阻尼、预紧、碰撞、流固耦合、连接刚度等非线性因素；对于吊篮与压力容器间的流固耦合作用，建立水动力质量矩阵，并采用ANSYS声单元验证其准确性；设置了三维的堆芯上下板，并建立了多组燃料组件模型，考虑其预紧、跳起、与围板的间隙及碰撞，并考虑水平与竖直方向的耦合，更加精确地模拟了反应堆结构动力响应；以3个方向的冲击加速度时程作为计算输入，得到了各部件的响应，为各部件应力分析及控制棒驱动线抗冲击试验提供输入。该方法为反应堆结构的三维动力响应分析提供借鉴。

低温堆一回路主换热器优化设计

张焱, 马斓擎, 金东杰, 赵彬彬

2021, 42(1): 75-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0075

摘要(158)

摘要:
由于现有小型堆的主换热器存在传热温压损失大、不能实现在役检查、制造比较困难、无法有效防止管流振动等问题，对低温核供热堆主换热器在总体结构、流道设计等方面进行了改进，详细阐述了新方案与现有反应堆换热器方案对比及优化，并对主换热器每种工况进行了结构应力分析和内筒的外压屈曲分析。通过研究表明，低温堆主换热器新方案具有结构简单、经济性高、能够实现在役检查、易于制造等优点，值得在该堆型内推广应用。

CENTER工程反应堆保护系统定期试验方案设计

肖鹏, 刘宏春, 何正熙, 赵阳, 李伟, 唐涛

2021, 42(1): 80-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0080

摘要(160)

摘要:
CENTER工程反应堆保护系统采用了中国核动力研究设计院自主研发的“龙鳞”平台。根据GB/T 5204和IEEE 338的设计要求，本文基于定期试验的设计准则，采用分段试验和相互交迭的设计思路，同时结合平台自身的特点对CENTER工程反应堆保护系统的定期试验总体方案进行了介绍，重点描述了输入通道试验（T1试验）、系统逻辑功能试验（T2试验）、输出通道及相关驱动器试验（T3试验）和响应时间试验的试验方案及其工作原理，可作为其他工程定期试验方案设计的参考。

基于DCS改造最小验证平台的稳压器压力控制回路比对测试研究

王军成, 武文超, 安天才, 刘开弟, 蒋波, 周治江, 祝美英

2021, 42(1): 86-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0086

摘要(117)

摘要:
通过试验研究了工作气体的压力和种类对涂硼电离室坪特性、中子灵敏度和γ感应度等性能的影响。试验结果表明，随着工作气体压力的增大，电离室坪区会向高电压方向移动，即电离室的工作电压会增大；工作气体为10%CH4+90%Ar（P10）时，当工作气体压力（从0.025 MPa 增加到0.15 MPa）增大，电离室中子灵敏度会迅速增大，继续增大工作气体压力，电离室中子灵敏度保持不变；电离室中子灵敏度会随着工作气体中高电离能气体成分增加而减小；P10气体压力在0.1~0.4 MPa范围内，电离室γ感应度与工作气体压力成正比。

基于DCS改造最小验证平台的稳压器压力控制回路比对测试研究

徐颖, 张强, 许金泉, 于航

2021, 42(1): 90-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0090

摘要(136)

摘要:
大亚湾核电站核岛模拟控制系统采用美国Bailey9020模拟平台，计划在30 a大修期间进行数字化升级改造。本项目将SpeedHold-N（SH-N）系统、Bailey9020模拟平台、大亚湾核电站工艺仿真模型通过可编程控制器（PLC）接口搭建最小验证平台，选取稳压器压力控制回路为验证对象，以调试程序为参考，通过对比相同扰动在不同平台的响应差异，验证了大亚湾核电站当前控制参数在目标数字化控制系统（DCS）平台的适用性，发现了Bailey9020模拟平台比例积分（PI）控制器在手自动切换时有比例作用无法响应的固有缺陷，并分别从电路设计和操作程序两方面提出了相应优化措施，达到了模拟平台解析、DCS组态验证、定值转换验证的目的，同时为当前大亚湾核电站机组运行提出了重要反馈。

舱室内γ外照射剂量快速估算方法的比较

杨章灿, 何莹钊, 王帅

2021, 42(1): 95-99. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0095

摘要(130)

摘要:
舱室内γ外照射剂量的快速估算对于核动力船舶核事故后果评价、核应急决策等具有重要意义，但是目前对于舱室内γ外照射剂量的快速估算尚无明确的标准或统一公式。采用MCNP程序计算结果作为基准，对烟羽浸没公式和点核积分公式这2种快速估算方法进行了评估，详细分析了这2种估算方法在不同形状、不同体积舱室情况下的估算结果误差及原因。结果表明，舱室的形状越偏离半球体形状、体积越大，公式估算结果与MCNP程序计算结果偏差越大：有限烟羽浸没公式的误差约为30%，点核积分公式的误差约为10%。因此，在实际工程应用时，点核积分公式可提供更为准确和快速的估算结果。

核安全级DCS功能安全与信息安全权衡技术

靳江红, 夏侨丽, 莫昌瑜

2021, 42(1): 100-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0100

摘要(186) PDF(73)

摘要:
以典型核安全级分布式控制系统（DCS）为例，应用故障模式与脆弱性影响分析（FMVEA）技术评估功能安全与信息安全的兼容性，并采用事件树和风险分析相结合的方法给出功能安全与信息安全协同解决方案，最终得到核安全级DCS功能安全与信息安全一体化防护措施。一体化防护措施实践结果表明，应用权衡技术得到信息安全措施，可以较好地兼容原有功能安全措施。因此，本研究建立的权衡技术可以应用于核安全级DCS信息安全设计工作。

Simulink与CATIA的耦合仿真研究

沈梦思, 李羿良, 林萌, 肖凯

2021, 42(1): 107-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0107

摘要(195)

摘要:
瞬态分析程序CATIA将控制系统用FORTRAN语言编写在源程序内，不易对其控制系统逻辑进行优化设计，限制了其应用范围。因此使用图形化控制系统建模工具Simulink模拟控制系统，并将CATIA与Simulink进行耦合仿真计算。计算结果表明，耦合计算结果与单独使用CATIA的计算结果基本一致，但是采用耦合计算的方式使控制系统的建模过程直观高效，同时该耦合计算方法易于扩展。

基于根轨迹法的核电厂棒位探测器电源PR控制的研究

王春蕾, 陈帅君, 黄可东, 许明周, 何佳佶, 李梦书, 李国勇, 郑杲

2021, 42(1): 113-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0113

摘要(113)

摘要:
针对单相逆变器在核电厂棒位检测系统中的应用要求，从数学模型出发分析了其控制策略，着重分析了输出电压环比例-谐振（PR）控制器在离散域的实现方式。通过Matlab仿真和实验验证了该控制方式能够保持输出电压稳定、正弦度良好、动态响应快、抗干扰能力强等特点，有利于提高棒位检测的精确度。

HFETR一级PSA始发事件分析

周春林, 王文龙, 李海涛, 张江云, 郑大吉, 吴伟, 邓云李, 刘鹏, 魏甫

2021, 42(1): 118-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0118

摘要(222)

摘要:
在高通量工程试验堆（HFETR）一级概率安全分析（PSA）中，始发事件分析是首要任务。首先综合应用了工程评价、参考以往的始发事件清单、演绎分析和运行经验总结等方法，确定了HFETR运行阶段一级PSA始发事件清单，然后对始发事件进行适当的归并分组，最后结合故障树分析、HFETR运行事件统计及参照国内外相同类型研究堆等方法，给出了各始发事件组的频率，为后续开展HFETR一级PSA奠定了基础。

模块式小型堆稳压器除气系统设计研究

蔡志云, 任云, 赖建永, 张玉龙, 刘向红

2021, 42(1): 123-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0123

摘要(166)

摘要:
为克服采用传统的化容系统下泄除气法所带来的耗时较长和操作复杂的问题，提出了利用稳压器进行热力除气的稳压器除气系统设计方案。该方案基于稳压器的稳态除气模型和优化算法，研制了稳压器除气优化专用程序，同时开展了停堆期间全范围工况下模块式小型堆稳压器除气优化计算和分析，获得了最优的除气限流孔尺寸以及除气运行影响因素。通过实际的除气效果计算评估表明，本文所设

两相条件下主泵特性试验研究

苏前华, 王阔, 邢军, 洪荣坤, 彭帆, 卢冬华

2021, 42(1): 129-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0129

摘要(122)

摘要:
针对自主研发百万千瓦级核电主泵项目，本研究在专设台架上对经过模化缩比后的模型试验泵开展特性研究，首先开展泵单相液体条件下正常工况、水轮机工况、耗能工况、卡轴工况、飞逸工况的流动特性试验，之后逐一针对两相空泡份额为0.1、0.2、0.3、0.4、0.5、0.6、0.7、0.8、0.9、1.0条件下的泵在上述具体运行工况开展研究，最终利用比例定律，对多个转速下的实验数据进行整理，进而掌握了其扬程在不同空泡、不同流量下的变化规律，在单相液体基础上的泵扬程比例定律曲线随着空泡份额的增大会存在不断“漂移”和再回归的过程，当空泡份额达到0.7左右时，“漂移”程度最大，当流体变为单相气体时，实现再回归，上述实验结果为后续核主泵设计的深入研究及一回路安全分析提供了数据支撑。

基于评价函数和BP网络的CRDM滚轮状态评估方法

焦猛, 蔡琦, 张黎明, 杨晓晨, 张永发

2021, 42(1): 133-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0133

摘要(164)

摘要:
针对采集的控制棒驱动机构（CRDM）振动信号中存在非平稳、强噪声失真信号，提出一种基于评价函数和误差反向传播（BP）网络的CRDM滚轮状态评估方法。信号经半软阈值去噪、局部均值分解（LMD）提取特征向量，特征向量组成的样本集经BP网络进行状态识别，引入评价函数对状态识别结果进行评价，依据评价结果进行失真样本剔除，保留新形成的样本集进行状态识别。结果表明，基于评价函数和BP网络的CRDM滚轮状态评估方法能有效对滚轮缺陷状态进行识别，解决了控制棒驱动机构滚轮状态难以进行准确识别的问题。

核电厂主蒸汽隔离阀控制系统故障分析及可靠性提升

李小泉

2021, 42(1): 138-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0138

摘要(150)

摘要:
主蒸汽隔离阀是核电厂核岛与常规岛间主蒸汽管线上最重要的隔离设备，主要介绍了秦山第二核电厂1/2号机组主蒸汽隔离阀控制系统功能及控制原理、故障模式分析。结合历史故障统计得出系统的薄弱点—限位开关，并对限位开关故障失效机理和根本原因分析进行了重点阐述，最后针对系统的可靠性提升从人、机、料、法、环5方面提出了改进措施，对国内其他在役核电厂主蒸汽隔离控制系统维护和改进有一定的借鉴和参考意义。

核电厂严重事故下β射线对仪表损伤的定量化分析研究

秦越, 朱加良, 张宓, 何鹏, 何正熙, 李小芬, 徐涛, 陈静, 李红霞, 叶宇衡

2021, 42(1): 143-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0143

摘要(155)

摘要:
对严重事故下β射线在核电厂内的分布特点进行了分析研究，在此基础上开展了严重事故下β射线作用在现场典型仪表时的辐照场分布计算，以及γ射线作用在同一对象中的辐照场分布计算。通过辐照能量等效的方法将β射线对典型仪表的损伤影响换算成一定比例的γ射线损伤影响，从而获得β射线对仪表损伤的定量化数据和不同试验材料对β射线的屏蔽性能数据，为严重事故下各类设备的辐照鉴定所使用的辐照剂量提供了定量的指标。该研究成果可直接应用于工程实践，用于指导严重事故仪表可用性分析、仪表鉴定以及仪表设计。

1080 MW核电厂主泵轴封浮动O圈失效试验研究及优化

陈侃, 刘伟, 郭逸, 任何冰, 张君凯, 刘强

2021, 42(1): 148-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0148

摘要(116)

摘要:
国内某1080 MW核电厂机组在第103大修中发现，核电厂反应堆冷却剂主泵（简称主泵）流体动压轴封性能在运行周期末退化，且3台主泵均有此共性问题。监测数据反映低压泄漏高于正常水平，3#密封腔压力下降了15%。为了找出该共性问题的原因，建立了一套完整的试验装置。通过设计多种几何维度的三级静环组件浮动O圈，提高三级密封静环组件的追随性。对浮动副密封的摩擦力进行了交叉测量。三级静环导环增加涂覆并开展了摩擦力测试和耐久试验。结果表明，原始设计的浮动副密封摩擦力大于300 N，更新设计后摩擦力减小到低于100 N，主泵轴封泄漏量降低了11.7%；之后，开展了总共500 h的耐久试验，记录了试验前后密封性能数据和3#静环导环表面粗糙度值的变化。试验数据表明，优化后的浮动副密封设计可以提高RCP轴封可靠性。

直流蒸汽发生器建模与仿真研究

许余, 皇甫泽玉, 胥建群, 田培妤, 黎春梅, 成翔, 严思伟, 廖先伟

2021, 42(1): 154-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0154

摘要(377)

摘要:
以B&W公司直流蒸汽发生器（OTSG）为对象，基于仿真支撑软件APROS平台中的基本模块，建立了图形化的直流蒸汽发生器模型；利用不同的APROS两相流计算模型进行仿真，对比分析后选取六方程计算模型；将2种模拟工况下的仿真结果与压降和传热系数经验关系式的计算结果进行对比，根据对比结果修正模型的压降和传热系数；将设定工况下的稳态及动态仿真结果与国内外实验数据对比，验证了本文模型的准确性。

华龙一号反应堆探测器组件拆除系统定位技术研究

安彦波, 余志伟, 李娜, 王炳炎, 熊思勇, 张安锐

2021, 42(1): 161-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0161

摘要(158)

摘要:
华龙一号反应堆探测器组件拆除过程中，首先需对待拆除探测器组件进行定位。本文首先提出探测器组件拆除过程中的定位要求，然后结合探测器组件拆除工艺对定位系统进行分析，提出全闭环视觉伺服定位方法，该方法定位精度高，满足拆除装置定位精度要求；同时可保证探测器组件在提升过程中偏斜角度较小，减少对机械密封接头的磨损。

CAP1400非能动余热排出系统自然循环试验风险分析与应对措施

李文凯, 李平, 李文双, 孔祥卫, 黄勇

2021, 42(1): 167-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0167

摘要(161)

摘要:
大型先进压水堆（CAP1400）非能动余热排出系统（PRHR）自然循环试验是CAP1400首堆试验项目之一，也是调试期间的重大瞬态试验。试验过程中，由于反应堆一回路温度、压力和液位等参数剧烈变化，增大了试验风险，对机组运行控制提出了较高要求。本文在AP1000调试实践的基础上，从降低自然循环试验风险角度分析提出利用功率运行后的真实衰变热执行本试验。同时针对试验过程一回路压力、温度，稳压器（PZR）液位及堆外源量程等参数剧烈变化产生的安全风险分析，并制定相应的应对措施，为后续CAP1400 PRHR自然循环试验安全实施提供有力支撑。

核电机组长期临停下受影响设备的预防性维修策略动态调整方法研究

张江红, 彭步虎, 刘晓磊, 李国猛, 刘海啸

2021, 42(1): 172-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0172

摘要(123)

摘要:
针对国内核电厂面临的临时停机（简称临停）现状以及临停所导致的设备可靠性降低的问题，本研究提出了受临停影响设备的预防性维修策略动态调整方法。研究了受临停影响的设备清单识别方法，对受影响设备进行了分类并制定了设备类维修策略模板，最后对维修策略模板进行优化调整后实施应用，并结合具体案例进行了分析说明。结果表明，对受临停影响的设备维修策略进行调整有利于增加受影响设备的运行可靠性和维修有效性，为核电厂长期临停时的设备可靠性分析提供了基础。

基于前馈控制的棒位探测器励磁电源研究与设计

李梦书, 李国勇, 郑杲, 黄可东, 许明周, 何佳佶, 罗秋蓉

2021, 42(1): 177-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0177

摘要(135)

摘要:
提出一种基于前馈控制的棒位探测器励磁电源设计方案，该方案采用高频开关整流逆变电路设计，在传统比例积分（PI）控制的基础之上加入了前馈控制，用以抑制可测不可控的干扰因素对控制对象的影响，并通过理论分析与仿真试验，验证了本文提出的设计方案在保证控制响应时间的同时降低了输出纹波，提高了电流幅值精度。

锆-4在冷却水中的骤冷沸腾传热实验研究

王泽锋, 邓坚, 王嘉庚, 张勇, 刘余, 熊进标

2021, 42(1): 186-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0186

摘要(273)

摘要:
为了研究锆-4在冷却水中的骤冷行为与沸腾传热特性，本文采用可视化方法，并测量了锆-4在骤冷过程中的温度变化。基于一维导热反问题求解，计算得到锆-4表面的热流密度和温度。在骤冷过程中锆-4会依次经历膜态沸腾、过渡沸腾、核态沸腾以及单相对流换热4个阶段，并且分析了轴向高度和冷却水过冷度对骤冷行为以及沸腾传热的影响。结果表明，随着过冷度的增大，骤冷时间减小，最小膜态沸腾温度增大，并且核态沸腾与过渡沸腾传热受加热表面局部特性影响显著，并建立了锆-4表面最小膜态沸腾温度的关系式，对反应堆的安全分析具有重要的意义。

NECP-X程序中基于全局-局部耦合策略的非棒状几何燃料共振计算方法研究

曹璐, 刘宙宇, 张旻婉, 贺清明, 温兴坚, 曹良志, 吉文浩

2021, 42(1): 204-210. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0204

摘要(182) PDF(30)

摘要:

基于NECP-X程序中已经研发的全局-局部耦合共振计算方法，研究了针对非棒状几何燃料的共振计算方法。首先，采用中子流方法计算真实问题的丹可夫修正因子，以处理全局的空间效应；其次，基于丹可夫修正因子等效获得小规模问题周围慢化剂的几何信息；最后，对于小规模问题燃料区的有效自屏截面的计算采用共振伪核素子群方法。将该方法应用于非棒状几何燃料数值计算，结果表明，该方法在处理非棒状几何燃料栅元的共振计算时，与蒙特卡罗结果程序相比，微观吸收截面偏差不超过1.8%，无限介质增殖因数偏差不超过110 pcm（1 pcm=10-5），具有较高的计算精度；在大规模问题的计算中，基于板状燃料的JRR-3M实验堆全堆在整个燃耗过程有效增殖因数偏差均在300 pcm左右，组件功率偏差在整个燃耗过程不超过0.62%。因此，本研究提出的共振计算方法具有较高的正确率和精度。

一体化废树脂/水界面测量系统研发

刘辰龙, 李振臣, 张永康, 熊伟, 戴钧, 白泽, 许杰, 邱福茂, 周春燕, 白斯宇

2021, 42(1): 182-185. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0182

摘要(96)

摘要:
目前，国内外尚无针对废树脂/水界面测量的仪表。本文提出了一种基于磁致伸缩原理，采用驱动装置作为辅助手段的废树脂/水界面测量方法，进行了测量系统的总体设计，设计了相应的测量系统，并对设计的系统进行了试验验证。测试结果表明，测量系统实现了废树脂/水界面的测量功能，且具有测量精度高、小型化、模块化、提升速度可调、易于安装、检修方便的特点。该系统的成功研制解决了废树脂/水界面测量的难题，在放射性废液处理过程中值得推广和应用。

自然循环条件下蒸汽发生器倒U型管流量分配特性研究

赵鹏程, 衣峰, 余红星, 石巍, 王天石, 夏榜样, 陈宝文

2021, 42(1): 192-197. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0192

摘要(392)

摘要:
以欧洲压水堆热工实验装置（PWR PACTEL）一回路系统蒸汽发生器为研究对象，首先，基于流体一维流动模型的质量、动量和能量守恒方程建立管道进出口压降以及传热与流体流量之间的关系；其次，以遗传算法为基础开发倒U型管蒸汽发生器流量分配计算程序，采用基准实验对程序正确性和可靠性开展验证；最后，利用流量分配程序计算蒸汽发生器倒U型管管组的流量分布情况，研究管高、管长以及一/二次侧换热系数对蒸汽发生器内流量分配的影响。结果表明，所开发流量分配程序计算结果与实验吻合良好；在选定的自然循环工况下，该蒸汽发生器中长管更易发生倒流，且倒流现象呈现分布范围广、单管流量低的特点；倒U型管内正流流速与管长成反比，与管高成正比，倒流流速随着管长的增加保持不变，与管高呈反比关系；传热系数较低时，总流量与传热系数成反比关系，当传热系数高于特定值后部分管内发生倒流，总流量骤降。

压水堆大破口失水事故重要现象识别及数值计算不确定性量化分析研究

曾未, 王杰, 黄涛, 陈伟, 丁书华, 邓程程, 杨军

2021, 42(1): 198-203. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0198

摘要(261)

摘要:
大破口失水事故是压水堆核电厂最重要的设计基准事故，对该事故的准确模拟可为提升反应堆功率提供重要支撑。本文采用最佳估算程序RELAP5对压水堆失水事故试验（LOFT）的实验工况FP-LP-2进行了模拟计算，并应用德国反应堆安全研究所（GRS）不确定性分析方法对计算结果进行不确定性量化和敏感性分析；给出了关键输出参数95%置信度的不确定性包络带，并分析了计算结果的不确定性变化趋势及原因。分析结果表明，对包壳峰值温度影响较大的重要现象包括堆芯衰变热、完整环路破口临界流喷放系数和燃料棒的热导率。本文研究确认了GRS方法的有效性，为改进现有核电站安全分析方法具有积极作用。

一步法输运计算程序KuaFu开发与验证

赵晨, 彭星杰, 赵文博, 于颖锐, 李庆

2021, 42(1): 211-216. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0211

摘要(101)

摘要:
为了拓展一步法输运计算方法在结构复杂先进反应堆中的应用，基于构建实体几何理论及二维/一维耦合方法，采用C++、Python混合编程开发了一步法输运计算程序KuaFu，并应用粗网有限差分方法（CMFD）、大规模并行技术对二维/一维耦合方法进行加速。通过C5G7基准题对几何建模的可视化功能、并行功能及计算精度进行评估，获得计算结果与蒙特卡罗程序（MCNP）的相对误差。计算结果表明，程序具有较好的可视化功能和用户友好性；KuaFu程序与MCNP参考解符合较好，计算精度良好。

适用于光厚、强散射介质的SN方程快速求解策略

李志鹏, 程汤培, 杨超

2021, 42(1): 217-223. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.01.0217

摘要(115)

摘要:
为实现反应堆大厂房屏蔽问题的快速计算，需要建立一种能够尽可能减少数值负注量率、保证迭代格式的线性特性、同时能够在较大的网格内取得良好精度、计算量较小的离散纵标方法（SN）空间离散格式。本研究基于单群SN固定源输运方程的空间解析解，采用解析基函数展开方法实现SN空间离散；为了提高计算效率，采用权重系数方法，避免单个网格内大量的指数运算；研究高阶源项的计算方法，提高数值计算精度；最后基于Krylov子空间方法实现自散射源项的快速迭代计算。数值结果表明该方法可在材料区域较为均匀的光厚介质中取得较大的优势，可用于反应堆大厂房屏蔽问题的快速计算。

留言板

2021年第42卷第1期

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2021年 第42卷 第1期

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