核动力工程

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臧金光, 黄彦平

2021, 42(6): 1-4. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0001

摘要(672) HTML (123) PDF(145)

摘要:
超临界水冷堆（SCWR）是第四代核能系统国际论坛（GIF）确定的6种堆型中唯一的水冷堆。本文描述了SCWR的技术特点，回顾了我国SCWR的研发历程，简要梳理了国际上加拿大、欧盟、日本等在SCWR方面的最新研发情况。最后，本文总结了SCWR的技术优势、面临的技术挑战和发展机遇。

长寿期板状压水堆组件可燃毒物装载形式选型研究

徐士坤, 于涛, 谢金森, 李满仓, 夏羿, 姚磊

2021, 42(6): 5-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0005

摘要(258) HTML (68) PDF(21)

摘要:
板状压水堆在长寿期反应堆中具有较好的应用前景。针对长寿期板状压水堆的需要，对中子学性能较好的4种可燃毒物：¹⁵⁷Gd₂O₃、¹⁶⁷Er₂O₃、²³¹Pa₂O₃和PACS-J开展可燃毒物装载形式选型研究，筛选出中子学性能较优的装载形式。研究结论为：针对不同可燃毒物采用不同装载形式，可以更好地满足长寿期板状压水堆的综合要求；对于中子学性能较优的可燃毒物，¹⁵⁷Gd₂O₃和¹⁶⁷Er₂O₃可采用可燃毒物与燃料均匀混合的装载形式；²³¹Pa₂O₃可采用包壳中掺杂可燃毒物的装载形式；PACS-J可采用可燃毒物以颗粒形式与燃料混合的装载形式。

低压稳定流动闪蒸过程空泡份额分布特性分析

张永发, 杜可越, 曹夏昕, 房玉良, 刘小丫, 蒋立志

2021, 42(6): 12-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0012

摘要(124) HTML (38) PDF(27)

摘要:
以低压自然循环系统内产生的闪蒸现象为研究对象，对闪蒸驱动的稳定两相自然循环流动阶段的空泡份额变化规律进行分析，通过分析发现上升段入口流体温度及水箱液位高度都会对流动闪蒸汽化过程的规律产生影响，使得空泡份额径向和轴向分布不一样。通过分析，得出影响汽化过程的主要因素是流体过热度，可知减小上升段入口流体过热度，闪蒸起始点会下移，闪蒸两相段变长；随着闪蒸汽化的不断进行，流体过热度逐渐减小，轴向空泡份额先迅速增加而后逐渐变缓，径向空泡份额分布由“壁峰”型衍变成“核峰”型。然后，然后基于流体当地过热度变化，拟合给出了不同工况下轴向空泡份额计算关系式，与实验数据对比符合较好，相对误差在±15%以内。

矩形窄缝通道底部再淹没实验研究

邓永皓, 许巍, 刘晓晶, 郭玖元, 吴丹

2021, 42(6): 17-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0017

摘要(216) HTML (70) PDF(33)

摘要:
为了解矩形窄缝通道在失水事故（LOCA）下底部再淹没过程中的热工水力特性，在不同实验条件下开展再淹没实验研究。矩形窄缝通道由2块因科镍合金焊接而成，本研究根据温度变化曲线分析底部再淹没过程，计算并对比不同实验工况下的骤冷前沿的推进速度（骤冷速度），以及研究实验参数对再淹没过程的影响。实验结果表明，底部再淹没骤冷速度随着系统压力增大、进口流速增大、初始壁面温度降低以及冷却水过冷度的增大而增大。对比分析底部与联合再淹没工况，结果表明流量相同的情况下，底部再淹没的骤冷速度大于联合再淹没。本文研究为板状燃料元件反应堆事故预防以及事故缓解等研究奠定了基础。

西安脉冲堆衰变热功率精细化计算

杨宁, 李华琪, 张信一, 田晓艳, 张强

2021, 42(6): 24-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0024

摘要(317) HTML (97) PDF(29)

摘要:
为了给脉冲堆的余热导出数值计算提供更为精细可信的能量源项，通过耦合MCNP程序和ORIGEN2程序，提出了计算方法XAPRDH以及开发了同名程序。方法实现上，首先将每个燃料元件的燃料部分（含控制棒跟随体）以轴向10等分、径向3等分的形式分割为30个独立单元，全堆共形成3180个单元；然后通过灵活调用MCNP程序和ORIGEN2程序获取每个单元的材料组分、核反应截面、中子通量密度和裂变功率，最终实现对各单元衰变热的独立计算和跟踪。分析表明，本文的燃耗评价数据与文献值符合较好，与实验值在测量误差范围内吻合，全堆衰变热计算结果也与行业标准符合，说明本文建立的衰变热精细化计算方法可行，计算结果可信。

氦-氙混合气体动力粘度测量

胡文桢, 李仲春, 刘晓晶, 邓坚, 曲文海

2021, 42(6): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0032

摘要(162) HTML (71) PDF(39)

摘要:
针对氦-氙混合气体热物性参数的研究匮乏问题，对氦-氙混合气体的粘度进行了研究。基于双毛细管法设计实验装置，并考虑了修正项；采用氩气对实验装置进行标定后，测量了2种氦-氙混合气体（15、40 g/mol）在温度298.15~548.15 K、压力0.1~2.5 MPa下的动力粘度，并对测量结果进行了评价；为得到氦-氙混合气体高温下粘度，采用拟合粘度关系式的方法将粘度拟合值外推至温度为1273 K的粘度值。结果表明，本文实验结果与文献值符合较好；实验装置测量合成标准不确定度为3.88%，拟合值与文献值（实验值、计算值）的偏差较小。本研究为空间气冷堆设计和优化提供了基础热物性参数。

基于卷积神经网络的大尺寸气泡体积二维图像测定方法

胡宁宁, 党卓然, 张牧昊, 唐可, MamoruIshii

2021, 42(6): 38-43. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0038

摘要(428) HTML (76) PDF(44)

摘要:
由于表面张力与惯性力作用，静止流场内较大尺寸气泡[500<气泡雷诺数（Re）<2000]形成不规则几何形状，造成二维图形处理方法等效球体或椭球获取三维体积的方式误差较大。此外，由于不规则界面的散射和反射，引起二维图像处理中边界模糊，难以辨识。本文以高速摄像机获得的静止流场内大尺寸气泡二维灰度图像作为卷积神经网络（CNN）的输入，以图像内气泡二维投影面积及实验获得三维体积训练网络，并用训练好的网络预测气泡体积。实验采用小气泡叠加法获得真实气泡体积，与网络预测结果进行对比。结果表明，该方法与传统图像处理方法相比，不需要对气泡形状进行假设，提高了对大尺寸气泡的适用性。

非对称条件下铅冷双环路自然循环系统抗扰动能力分析

邓声文, 朱恩平, 赵鹏程, 翟鹏迪, 刘紫静, 余清远

2021, 42(6): 44-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0044

摘要(192) HTML (189) PDF(23)

摘要:
自然循环铅冷快堆热交换器服役在高温、高压差、高密度和高腐蚀的恶劣环境下，易诱发传热管破裂和堵流事故，导致反应堆非对称热负荷或非对称阻力运行，对反应堆的安全稳定运行具有重要影响。本文以铅冷双环路自然循环系统为研究对象，采用无量纲分析方法，推导双环路系统自然循环流量理论解；分别开展不同负荷差或阻力差下自然循环系统扰动特性分析，采用拟合逼近的方法建立表征自然循环抗扰动能力的特征参数，并获得最佳抗扰动区间。研究结果表明，当系统引入一定的热负荷扰动和阻力扰动后，环路流量变化不大，此时系统抗扰动能力较强。

基于MOOSE平台的高阶全隐式核反应堆一回路系统分析

牛钰航, 贺亚男, 巫英伟, 向烽瑞, 邓超群, 于洋, 苏光辉, 秋穗正, 田文喜, 卢忝余

2021, 42(6): 50-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0050

摘要(448) HTML (79) PDF(49)

摘要:
基于多物理场耦合平台MOOSE开发了模块化系统安全分析程序ZEBRA，并采用高阶全隐式离散格式建立了核反应堆一回路系统模型，对核反应堆系统中子扩散、二维固体导热和一维流体进行耦合计算。针对单管流动传热问题，对ZEBRA程序进行了耦合验证，对比了稳态工况下一阶、二阶空间离散格式和瞬态工况下Implicit-Euler、Crank-Nicolson、BDF2 这3种时间离散格式的求解精度，并对压水堆回路系统稳态和降功率瞬态工况进行了模拟分析。结果表明，高阶空间离散格式具有较高的求解精度，BDF2时间离散格式与理论解符合最好；压水堆回路系统温度、速度、压力分布合理，稳态、瞬态计算结果与RELAP5程序计算结果符合良好。

堆芯功率分布对CCTF试验再淹没现象影响的评价研究

赵宁宁, 袁红胜, 文青龙, 阮神辉

2021, 42(6): 58-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0058

摘要(217) HTML (35) PDF(29)

摘要:
以圆柱形堆芯试验装置（CCTF）为研究对象，采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序（RELAP5）和自主化堆工设计与安全分析程序（LOCUST），开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2（Run54）试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明：①计算所得下降段压降、堆芯压降、堆芯出口蒸汽质量流量等计算结果与试验结果吻合较好；②对于堆芯1.015 m处平均通道包壳峰值温度的计算，RELAP5和LOCUST程序计算的包壳峰值温度分别为816 K和813 K，试验结果为898 K，计算值比试验值低约82 K，平均通道包壳温度最后稳定在400 K左右，计算结果与试验结果一致。因此，本研究结果表明LOCUST程序能够较好地对大破口失水事故（LBLOCA）中再淹没阶段的瞬态过程进行模拟。

RELAP5程序预测第一类密度波不稳定边界的能力验证

滕辰, 解衡, 贾海军

2021, 42(6): 65-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0065

摘要(154) HTML (77) PDF(22)

摘要:
为估算低温核供热堆的第一类密度波不稳定（Type-I DWO）边界，以确定其微沸腾运行模式的参数区间，本文建立了低温核供热堆NHR200相似性实验回路HRTL200的RELAP5数值模型。通过对比模拟结果与实验结果，评价了RELAP5/MOD3.2程序模拟Type-I DWO的一般特性以及预测不稳定边界的能力，分析了进、出口阻力系数、相间摩擦对模拟结果的影响。结果表明，RELAP5程序模拟Type-I DWO 的一般特性与实验符合较好；运行压力不高于25 bar（1 bar=10⁵Pa)时，程序计算的不稳定边界的过冷度边界值与实验值偏差在3 K以内；运行压力大于30 bar时，采用准确的相间摩擦关系式可以改善预测结果。因此，选取与回路相匹配的相间摩擦关系式后，RELAP5程序可以用于模拟和预测Type-I DWO。

小型模块化超临界水冷堆研发

臧金光, 黄彦平

2021, 42(6): 72-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0072

摘要(287) HTML (188) PDF(62)

摘要:
小型模块化超临界水冷堆（SCW-SMR）是超临界水冷堆（SCWR）与小型模块化反应堆（SMR）的有机融合，可兼具二者的优势，既具有独立的市场需求，也为大型百万千瓦级超临界水冷堆的工程实践提供了基础。本文介绍了SCW-SMR的研发背景、国际主要研发动态、技术特点和优势，提出了研发过程的一些思考，包括总体设计原则、主要设计要求、具体设计考虑和研发阶段建议，供后续研发参考。

基于U型管式蒸汽发生器倒流理论模型的倒流临界简化判定准则

刘浩, 马在勇, 姜张锐, 唐瑜, 张卢腾, 徐建军, 孙皖, 袁德文, 潘良明, 周文雄

2021, 42(6): 77-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0077

摘要(230) HTML (34) PDF(50)

摘要:
在U型管倒流问题中，倒流临界点的准确判断较为重要。本文建立了U型管倒流特性的理论分析模型，并基于理论分析模型对倒流临界判定准则进行了简化，将倒流理论分析模型和倒流临界简化判定准则的计算结果与实验结果进行对比。结果表明，倒流理论分析模型和倒流临界简化判定准则的计算结果与实验结果符合较好，平均相对误差的绝对值分别为3.4%和3.7%，说明倒流理论分析模型和倒流临界简化判定准则对倒流点预测结果较为准确。

小型堆稳压器波动管双端破口试验研究

黄志刚, 张妍, 彭传新, 昝元锋, 卓文彬, 闫晓

2021, 42(6): 82-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0082

摘要(227) HTML (81) PDF(25)

摘要:
开展了模块化小堆稳压器波动管双端破口试验研究，获得了非能动安全系统的事故响应特性和一回路系统参数变化。试验研究结果表明，在稳压器波动管双端破口极端工况条件下，中压安注箱能在短时间内提供较大的稳定安注流量，及时补充系统水装量；高压安注系统运行过程比较复杂，安注流量与堆芯补水箱压力平衡管线内介质状态和中压安注系统运行状态密切相关，在1.7 h内呈间歇注入运行状态。在整个事故过程中，堆芯一直处于淹没状态，模块化小堆非能动安全系统能够确保稳压器波动管在双端破口极端工况条件下的堆芯安全。

热管堆固态堆芯典型栅元设计优化

黄永忠, 李垣明, 李文杰, 李权, 柴晓明, 赵波, 唐昌兵

2021, 42(6): 87-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0087

摘要(265) HTML (76) PDF(51)

摘要:
热管堆固态堆芯设计是影响堆芯传热性能和结构完整性的关键问题。为避免固态堆芯设计中间隙热阻导致的温度和应力过大，本文建立了四种堆芯典型栅元的三维热力学模型，对不同填充物下间隙尺寸和栅元截面尺寸等关键参数进行了优化分析。结果表明，尽管高热导率的液态钠填充装配间隙能够有效降低燃料包壳和芯块温度，但热应力反而可能增大；圆管插入液态钠方案的热力学性能最优；固态堆芯方案中，六角管拼接氦气填充方案的热力学性能最优。

超临界CO₂环境下Fe-22Cr-25Ni奥氏体耐热钢的腐蚀行为研究

郭亭山, 梁志远, 桂雍, 赵钦新

2021, 42(6): 93-99. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0093

摘要(173) HTML (69) PDF(29)

摘要:
研究了Fe-22Cr-25Ni奥氏体耐热钢在600℃/700℃、15 MPa超临界CO₂环境中的高温腐蚀行为。采用拉曼光谱仪、辉光放电光谱仪、扫描电镜和能谱分析仪对腐蚀产物的成分、含量和元素分布进行表征。实验结果表明：Fe-22Cr-25Ni奥氏体耐热钢在600℃/700℃下的腐蚀动力学符合类抛物线规律，腐蚀增重的变化量随温度的升高而增大；通过观察表征结果和热力学计算得出腐蚀产物成分主要为Cr₂O₃，从气体侧到基体侧依次为最外侧的是Mn的氧化物、内部的Cr₂O₃和Mn-Cr氧化物、氧化层/基体界面处的SiO₂层，以及基体内的碳化物和内氧化物；C主要沉积于腐蚀产物表面，贫Cr区的宽度和深度随时间的增大而增大。同时根据O元素和C元素的质量比及热力学计算结果，提出C极有可能以离子状态发生内扩散。

γ射线透射法检测精度与样品微观状态关系研究

瞿小龙, 罗建东, 陈杰, 彭思同

2021, 42(6): 100-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0100

摘要(122) HTML (34) PDF(15)

摘要:
本文研究了单能γ射线透射法测量精度与样品微观均匀性之间的关系。通过建立与γ射线透射方向平行、垂直的微观分布模型，并对不同模型展开理论分析得出，与γ射线透射平行方向的微观不均匀性会导致γ射线的透射率增大，进而导致质量厚度测量结果偏低；与γ射线透射垂直方向的微观不均匀性对测量结果无影响。同时还建立了不同质量厚度分布的微观不均匀性模型，并用这些模型进行了测量精度受微观不均匀性影响的规律分析，其中模型的不均匀性状态用变异系数进行描述。分析结果表明，相同实验条件下变异系数越大对γ射线透射强度的影响越大，且γ射线透射率的相对变化量与样品变异系数之间存在线性递增关系。

核反应堆控制棒驱动机构电机磁偏特性分析研究

邓强, 彭航, 于天达, 张志强, 刘彦霆, 周旭

2021, 42(6): 105-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0105

摘要(303) HTML (65) PDF(19)

摘要:
核电厂反应堆的控制棒驱动机构（CRDM）采用同步电机作为机电能量转换的关键部件，电机的单边径向磁拉力会导致电机转子轴系变形，并加剧轴承的磨损，对CRDM寿命和核反应堆运行可靠性产生重要影响。本文分析了CRDM电机径向静偏心、径向动偏心、倾斜偏心的机理，并建立了径向磁拉力、轴向磁拉力计算的数学模型，分析获得了径向磁拉力、轴向磁拉力的变化规律以及与偏心量的关系，结果表明CRDM电机的径向磁拉力相对轴向磁拉力显著较大，并且与转子中心偏心量呈线性正比关系，与转子两端最多倾斜偏心量呈非线性正比关系，所得结论能够为CRDM电机优化改进和轴系结构设计提供指导和依据。

核电厂管线上设备地震加速度响应放大系数评估方法与应用

谭晓惠, 卢军, 张攀, 孙磊

2021, 42(6): 109-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0109

摘要(131) HTML (48) PDF(16)

摘要:
为了方便快捷地确定核电厂管线上设备的地震载荷，基于弹簧-质量模型、管线与安装于管线上的刚性设备的关系，提出了评估管线对设备的地震加速度响应放大系数的方法，以及该评估方法在确定设备抗震鉴定地震输入方面的应用方法，并通过有限元模型对该评估方法和应用予以了验证。结果表明，该评估方法在确定管线上设备抗震鉴定地震输入方面提供了易于操作又不至于太过保守而降低经济性的可行的应用办法。

基于NASPIC平台的反应堆保护系统架构设计研究

刘明明, 金刚, 胡清仁, 武有光, 吴志强, 肖鹏

2021, 42(6): 114-119. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0114

摘要(133) HTML (138) PDF(24)

摘要:
反应堆保护系统是核电厂中非常重要的安全系统，主要用于保护反应堆、环境及人员的安全，属于核电厂1E级仪表控制设备，其自身的可靠性和安全性，对核电厂的正常运行起着至关重要的作用。其中反应堆保护系统架构对整个系统的可靠性、可用率和可维护性等起着关键作用。本文基于龙鳞（NASPIC）平台，根据反应堆保护系统的功能需求和设计准则，提出了一套较为完善合理、满足功能和设计准则要求的反应堆保护系统架构。同时根据架构设计搭建了“华龙一号”科研样机，并基于FTA/Markov可靠性分析方法，就搭建的保护系统科研样机进行了功能测试和可靠性分析计算，证明反应堆保护系统架构设计符合设计要求，为后续项目的系统架构设计提供参考。

基于RAVEN的SGTR事故概率安全裕度分析方法研究

孔焕俊, 刘子寅, 徐安琪, 王贺

2021, 42(6): 120-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0120

摘要(256) HTML (92) PDF(35)

摘要:
介绍了一种基于RAVEN软件通过蒙特卡洛（MC）抽样的风险指引的安全裕度特性分析（RISMC）方法，综合分析热工参数、人员动作时刻不确定性对蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故安全裕度的影响，并将计算结果与传统安全评价方法进行比证。针对事故关键影响参数，基于MC抽样量化影响安全裕度的关键参数样本，利用RELAP5程序建立SGTR事故的系统仿真模型，通过RAVEN软件进行耦合计算并加以分析，最终获得该电厂模型在辅助给水系统失效情况下SGTR事故的概率安全裕度及其对各影响参数的敏感度。

中压安注对RRA连接模式下严重事故进程影响分析

于承鑫, 郝斌, 邓玲玲

2021, 42(6): 128-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0128

摘要(134) HTML (42) PDF(16)

摘要:
针对中国改进型百万千瓦级压水堆（CPR1000）核电机组在中间停堆反应堆余热排出系统（RRA）连接模式下失去高低压安注和喷淋的冷却剂丧失事故（LOCA），采用MAAP5程序对参考机组的反应堆堆芯、反应堆冷却剂系统以及安全壳系统进行模拟计算，同时结合计算结果分析中压安注系统对该严重事故序列进程的影响，并研究其对事故的缓解作用。分析结果表明，在RRA连接模式下出现LOCA导致的堆芯裸露和升温过程中，中压安注的及时注入能有效地限制堆芯的升温行为，并可对严重事故进程起到重要的缓解作用，甚至为事故工况下失去高低压安注和喷淋时避免堆芯完整性遭到破坏提供可能。最后，根据分析结果针对现行核电机组的运行规程提出改进建议：对于中压安注箱的行政隔离行为，只对其电气开关做相应的隔离操作，而对安全壳厂房内的阀门就地部分做挂牌警示，不做现场挂锁的操作，这样不仅可避免在正常运行工况下中压安注箱误注入行为的发生，同时能够在RRA连接模式下发生LOCA时有效地保障堆芯的完整性，在保证电厂正常安全运行的同时，提高了机组在该模式下发生严重事故的缓解能力。

基于改进BP神经网络的节流孔板空化特性预测

张宇, 孙磊, 何超, 袁少波

2021, 42(6): 135-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0135

摘要(168) HTML (62) PDF(27)

摘要:
为高效地获取核级管道中节流孔板附近的空化特性，构建了可靠的改进反向传播（BP）神经网络预测模型。首先提取了节流孔板的几何特征参数，并使用拉丁超立方抽样（LHS）方法生成了上述几何特征参数的样本库；然后通过计算流体力学（CFD）方法得到了各个样本对应的最小空化数，以该无量纲参数作为输出响应；最后针对原始BP神经网络预测模型的不足，结合遗传算法建立了节流孔板空化特性的改进预测模型。结果表明，孔板开孔直径和前开角度对最小空化数具有较强的全局敏感度；通过遗传算法优化后的BP神经网络预测模型的预测精度得到了大幅提升，误差均方根降低约36.4%。

考虑应力松弛和辐照影响的堆内构件压紧弹簧疲劳可靠性评估方法

张翼, 李燕, 孙博, 曹奇锋, 潘俊林, 杨西, 杨德真, 任羿

2021, 42(6): 141-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0141

摘要(177) HTML (80) PDF(31)

摘要:
针对反应堆堆内构件压紧弹簧疲劳失效模式，在考虑应力松弛和辐照影响的条件下基于仿真方法开展可靠性评估。首先结合疲劳模型和平均应力松弛Landgraf模型，考虑辐照对疲劳参数的影响，构建了压紧弹簧疲劳寿命模型。在压紧弹簧疲劳寿命模型基础上，根据广义应力-强度干涉模型定义压紧弹簧可靠度并开展灵敏度分析。以非能动压水堆AP1000压紧弹簧为例进行案例分析，在95%置信度水平下，分别计算了可靠度为95%和50%时对应的疲劳寿命。结果表明，若不考虑应力松弛，压紧弹簧总疲劳寿命下降88.3%；从经济性角度考虑寿命预测结果较为保守。通过灵敏度分析发现对可靠度影响较大的设计变量是弹性模量和疲劳强度系数，在一定可靠度下可以通过调整设计变量对压紧弹簧的疲劳可靠性评估进行优化。

某核电厂安全级DCS网络结构分析与改进研究

赵建, 刘东亮, 马志昕

2021, 42(6): 148-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0148

摘要(184) HTML (33) PDF(24)

摘要:
基于ACPR1000核电机组仪控系统故障导致机组降级运行的设计基准事故，提出5类特定共因故障，并根据连接鲁棒性指标总结出安全级集散控制系统（DCS）环网节点布置改进的方法，将存在共因故障的网络节点制作出共因故障表，按照共因故障概率关系进行相邻排序并布置环网结构，以提高网络连接鲁棒性指标。采用该方法对核电厂安全级DCS网络布置进行调整，提升了该网络结构的健壮性，对核电机组运行的安全性和可靠性具有重要贡献。

基于Markov/CCMT方法的数字化紧急停堆系统可靠性分析

陈玲, 陈含, 张永发

2021, 42(6): 155-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0155

摘要(208) HTML (35) PDF(18)

摘要:
传统的可靠性分析方法在数字化仪控系统的可靠性应用中受到较多制约，需要探索新的可靠性分析方法。以数字化紧急停堆系统为研究对象，选取Markov/CCMT方法完成系统的失效建模，得到紧急停堆系统的定性分析结果；在此基础上进行定量分析以获得系统的失效率。结果表明，Markov/CCMT方法分析得到的数字化紧急停堆系统的失效率为1.3×10⁻⁶ h⁻¹；Markov/CCMT方法在数字化仪控系统的可靠性分析中具备一定的适用性，相较于传统的可靠性分析方法对系统动态特性的表达更为全面。

基于衰变热不确定性的压水堆IVR能力边际研究

宋建, 余红星, 邓坚, 向清安, 朱大欢, 许幼幼, 罗跃建

2021, 42(6): 161-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0161

摘要(160) HTML (102) PDF(17)

摘要:
为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留（IVR）能力边际的影响，采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式，对IVR能力边际进行评价。利用熔融物堆内滞留分析工具CISER开展抽样计算，获得不同核电厂电功率水平、不同衰变热分布参数条件下的下封头壁面热流密度峰值与当地临界热流密度（CHF）的比值，对热流密度比分别开展显著性水平估算与失效率计算，根据小于局部CHF的下封头熔穿准则，判定IVR措施是否有效，以获得IVR能力边际。研究结果表明，若不对下封头内外传热构成进行任何优化措施，电功率超过1400 MW压水堆电厂不推荐单独使用IVR作为严重事故条件缓解措施。

基于单变量求解方法的华龙一号内置换料水箱过滤器的设计和研究

龚钊, 朱京梅, 张卫, 黄若琳, 朱明华

2021, 42(6): 167-173. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0167

摘要(1374) HTML (135) PDF(33)

摘要:
为了解决华龙一号（HPR1000）事故后安全壳内置换料水箱（IRWST）过滤器设计中的压降求解问题，本文提出了一种单变量求解IRWST过滤器压降的方法，通过在过滤模块和汇流槽之间增加阻力部件，将IRWST过滤器压降求解中的多组变量转化为阻力部件的流通面积这一单组变量，实现了IRWST过滤器的压降求解。结果表明：采用单变量求解方法，可使每个过滤模块的碎渣量和流量相同，通过对IRWST过滤器的压降值计算，可确定IRWST过滤器的初步过滤面积；通过碎渣压降试验对IRWST过滤器的初步过滤面积进行了验证，其结果满足安全系统的设计要求。

核电机组蒸汽发生器和汽轮机裕度匹配研究

赵清森, 王世勇

2021, 42(6): 174-178. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0174

摘要(239) HTML (50) PDF(24)

摘要:
国内新投产的部分压水堆核电机组陆续出现了主蒸汽调节阀急剧晃动、新蒸汽压力缓慢降低等问题，对机组的安全性和经济性造成一定影响。本研究通过设计参数和试验数据对比，并利用换热计算模型分析发现，55/19B蒸汽发生器设计裕度较同类型的60F稍偏低，低于通常的1.6×10⁵ Pa的蒸汽压力裕度要求。蒸汽发生器新蒸汽压力、主蒸汽调节阀和汽轮机调节级通流面积在设计之初应进行综合匹配，尤其是要选用在超过70%的开度范围内都具有线性的调节特性的阀门，才能保证核电机组在整个寿期内的可靠性和经济性。

控制棒驱动机构固定钩爪打开时间的验收准则优化

张恒凯, 赵云涛, 时孟晨, 杨文清, 汪宇, 柳继坤, 韦桥

2021, 42(6): 179-182. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0179

摘要(95) HTML (50) PDF(19)

摘要:
基于CPR1000型核电机组中控制棒驱动机构（CRDM）供电时序、固定钩爪的动作特点以及在10台机组中的试验结果分析，发现了在机组调试启动及正常运行期间，一回路液态流体温度、压力和是否带载控制棒对CRDM固定钩爪打开时间的影响规律，并据此优化了不同工况下CRDM固定钩爪打开时间的验收准则范围。本文结论不仅可以作为同类型机组在调试启动和正常运行期间CRDM固定钩爪打开时间验收准则的参考，也可作为CRDM固定钩爪打开过程理论受力模型分析的结论参考。

加热功率对低压低高差自然循环系统两相流动特性影响研究

孙建闯, 李峰, 丁铭, 冉旭, 杨帆

2021, 42(6): 183-189. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0183

摘要(128) HTML (53) PDF(28)

摘要:
对浮动式核电站中一类具有倾斜热管段的低压低高差自然循环系统的两相流动特性进行了实验研究，分析了加热功率对两相流动特性的影响。结果表明，不同功率条件下系统存在两相稳定冷凝和伴随蒸汽冷凝诱发水锤两相振荡2种流动模式，热管段内过冷水倒流和蒸汽与低温过冷水直接接触冷凝是导致2种流动模式的内在机制。此外，蒸汽冷凝诱发水锤的发生会产生较大压力脉冲，并导致过冷水倒流长度显著增加，进而加剧系统流动不稳定。进一步研究表明，加热段出口含气率可以作为流动不稳定判断依据。

偏心率对核主泵叶轮口环密封激励力的影响研究

黎义斌, 庞敏超, 王岩, 王秀勇

2021, 42(6): 190-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0190

摘要(279) HTML (109) PDF(39)

摘要:
为探究转子偏心率对核主泵转子密封激励力的影响，基于雷诺时均N-S方程和RNG k-ε湍流模型，选取平面密封、迷宫密封和螺旋密封3种口环结构方案，对核主泵口环间隙内部流动进行数值计算，得到口环间隙区域压力、泄漏量及其密封激励力的分布规律。结果表明，模型泵性能预测值和试验值较为吻合，扬程最大误差为4.78%。在转子无偏心时，相对于平面密封，采用螺旋密封方案时口环泄漏量显著降低93.1%，而密封激励力增加63%。偏心率为10%时，口环压力分布沿周向较为均匀；当偏心率为30%时，周向靠近偏心位置处，口环间隙内部产生带状压力突升区，相对于无偏心方案，平面密封的泄漏量显著降低43.6%，而密封激励力增大4.4倍，迷宫密封和螺旋密封方案可显著降低转子偏心产生的密封激励力，其中迷宫密封可显著降低55%；偏心率为50%时，口环间隙内部带状压力突升区域偏向高压侧。本数值预测方法为揭示偏心转子对核主泵口环密封激励力的影响提供理论依据。

秦山CANDU-6重水堆压力管变形对延寿的影响研究

徐同喜, 周健伟

2021, 42(6): 199-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0199

摘要(169) HTML (85) PDF(20)

摘要:
为了论证秦山CANDU-6重水堆（HWR）压力管二阶段延寿的可行性，通过唐氏变形方程计算和数据拟合等方法对压力管二阶段延寿中尺寸变化（轴向伸长、径向膨胀、壁厚减薄）的影响进行了全面分析，并对压力管尺寸变化的各项因素给出了明确的评定准则和评价结论。结果表明，压力管径向膨胀可能成为压力管寿命延长的制约因素，并针对此制约因素给出了相关的影响分析和应对建议措施。本研究为秦山第三核电厂CANDU-6重水堆压力管二阶段延寿工作奠定了基础。

基于频域数据注意力机制的核电厂水泵故障模式识别模型研究

刘子铭, 罗能, 艾琼

2021, 42(6): 203-208. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0203

摘要(129) HTML (81) PDF(30)

摘要:
针对核电厂水泵共性的异常振动、转子部件摩擦与磨损等故障模式，利用水泵最容易获取的泵壳加速度信号的频域数据为输入，提出了一种结合卷积神经网络和注意力网络的频域数据注意力机制方法，并建立了核电厂水泵故障模式识别模型。研究结果表明：相对于传统方法，利用频域数据作为输入、基于频域数据注意力网络算法建立的水泵故障模式识别模型输入的数据长度更短，能够有效提升模型训练的效率，该故障模式识别模型在测试集上的故障模式识别准确率达到100%，优于其他基于深度学习算法建立的故障诊断模型，证明了本文提出方法的优势。

基于参数自回归算法的核电厂关键设备早期预警方法研究

赵庆兵, 魏士源, 翟小飞, 吕元亮, 王子虎, 潘凡, 赵彤

2021, 42(6): 209-214. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0209

摘要(215) HTML (32) PDF(43)

摘要:
本研究设计并开发了一种基于参数自回归算法的用于核电厂关键设备早期预警的方法，该方法创新性地引入了基于多维度时序数据的参数自回归算法，对设备正常运行状态下的参数进行估计，并通过与实测值分析比较来提取残差特征，从而实现了基于动态阈值的设备状态监测机制。此外，结合设备机理，本研究提出并采用了测点重要度的关键概念，通过对设备核心部件拆分建模，实现了对设备运行状态的识别、异常征兆的早期预警、故障部件的确定和相关报警事件的生成。本研究在AP1000核电机组的核心设备——反应堆冷却剂泵（简称主泵）上对设计开发的方法进行了测试验证，通过对主泵实际运行数据和异常事件的相关数据分析，结果表明，与现有设备状态监测方法相比，新建立的关键设备早期预警方法可以在早期发现相关设备的异常征兆，进行预警，并给出关键信息协助工程师进行故障的分析和定位，从而显著缩短了故障诊断和排故的时间，同时极大降低了关键设备监测的人力投入。

某核电厂控制棒测量棒位跳变问题分析与处理

杨文清, 柳继坤, 黄楚浩, 程雄伟, 韦桥

2021, 42(6): 215-218. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0215

摘要(313) HTML (85) PDF(27)

摘要:
控制棒提供堆芯反应性控制与停堆裕量，其真实物理棒位由棒位测量系统监测。某核电厂棒控与棒位测量系统设备换型后，在系统调试阶段出现了真实棒位不变测量棒位频繁跳变的问题。本文通过棒位测量原理及后处理电路特性研究，结合已有数据分析，确定了棒位频繁跳变根本原因是探测器初级线圈供电不同频同相，并给出了棒位探测器参数设定方法。通过现场采集数据，开发棒位探测器校准数据处理软件解决了该核电厂棒位跳变问题，同时针对测量棒位跳变问题的根本原因提出了硬件层面的优化建议。

核电厂蒸汽发生器传热管氦气检漏系统研究

杨炯, 雷春辉, 马先宏

2021, 42(6): 219-224. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0219

摘要(390) HTML (63) PDF(32)

摘要:
本研究介绍了某核电厂蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统的原理及系统组成，并模拟了某核电厂蒸汽发生器在役大修期间传热管检漏试验。试验结果表明，最佳参数可设置为：蒸汽发生器二次侧氦气浓度份额为30%；抽气速率为 20 L/min；蒸汽发生器二次侧压力为0.6 MPa；系统漏点定位误差在0.5 m以内。本文研究的蒸汽发生器传热管在役氦气检漏系统可为国内核电厂安全、稳定地运行提供可靠的技术保障。

风险指引的核电厂应急柴油发电机返厂大修分析

王怡明, 顾晓慧, 李友谊, 马超, 邓伟

2021, 42(6): 225-229. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0225

摘要(173) HTML (60) PDF(23)

摘要:
为了支持田湾核电站1、2号机组的1台应急柴油发电机进行返厂大修，本文提出了1台应急柴油发电机不可用的恢复时间的优化方案，并采用确定论与概率论相结合的风险指引型方法对优化方案的可行性进行了分析。分析结果表明，1台应急柴油发电机不可用的恢复时间优化满足相关法规导则和传统工程分析的要求，且对电厂带来的风险是很小的、可接受的。因此，可以开展1台应急柴油发电机进行返厂大修工作。

气隙和接触热阻对乏燃料干法转运容器热工安全影响研究

祝玲琳, 唐琼辉, 陈柳彤

2021, 42(6): 230-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0230

摘要(228) HTML (76) PDF(20)

摘要:
结构壳体与铅层之间的间隙是转运容器向外排出衰变热的重要路径之一，2者之间的传热受到接触热阻的影响。在对转运容器热工安全评估的基础上，针对灌铅工艺中产生的铅层和结构壳体之间的接触热阻设定不同厚度的空气间隙，采用FLUENT软件进行了水平转运期间的瞬态数值模拟。结果表明，铅层和结构壳体之间的空气间隙层所产生的接触热阻致使2者之间产生显著的温差，温差随空气层厚度增加而变大，温差过大易导致铅层过热从而失去屏蔽安全功能；在转运容器的设计和制造中，灌铅工艺的优化应以缩小铅层和结构壳体间的间隙为目标，增强2层结构间的贴合度，以提高转运容器的热工安全性能。

针对不锈钢表面⁶⁰Co污染的电化学去污研究

鲁芸芸, 曹骐, 陈云明, 杨雨, 代爽, 熊伟, 王桢

2021, 42(6): 237-243. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0237

摘要(135) HTML (60) PDF(46)

摘要:
核设施退役与三废治理过程中会产生大量表面被沾污的不锈钢金属部件，作业环境和人员将面临潜在的放射性污染和受照剂量问题。针对不锈钢金属表面的⁶⁰Co污染问题，设计了手持式电化学试验装置对不锈钢表面污染进行合理有效的原位去污；采用正交实验法优化电解液浓度、电流密度和电极间距等电化学工艺参数，并对不锈钢表面⁶⁰Co污染进行去污验证。研究结果表明，本文建立的电化学原位去污方法具有去污时间短、效率高等优点；在电解时间为30 s、电解液为10 mol/L硝酸、电流密度为0.3 A/cm²、电极间距为0.4 cm的条件下，此方法对不锈钢表面⁶⁰Co污染的去污效率可达99.9%以上，腐蚀深度大于10 μm，可使污染降低至环境本底辐射水平。

TRANTH软件基于稳压器安全阀组流量试验的确认与评估

徐青蓝, 邱志方, 喻娜, 周科, 陈宏霞, 吴鹏, 陈果, 吴广皓, 袁鹏

2021, 42(6): 244-247. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0244

摘要(204) HTML (53) PDF(20)

摘要:
热工水力瞬态分析软件TRANTH用于分析核电厂安全性，其中，考虑了两区质量守恒和能量守恒的关键模型之一稳压器模型可对稳压器安全阀、释放阀、电加热器、喷淋和相关系统进行模拟。在软件开发完成后需进行相关软件验证，故结合方家山核电厂1号机组稳压器安全阀流量试验数据和软件模拟结果，验证稳压器模型。结果表明，模拟计算结果与现场试验数据符合度高，模型精度满足工程设计要求。

锆合金原位离子辐照条件下的位错环演化研究

庞华, 李奕鹏, 吕亮亮, 张翔, 赵艳丽, 张吉斌, 彭航, 张宏智, 孙志鹏, 陈杰

2021, 42(6): 248-253. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0248

摘要(300) HTML (42) PDF(38)

摘要:
位错环演化是核用锆合金辐照组织演化的主要特征之一，对合金辐照后的力学性能（强度、塑性等）有着决定性的影响。目前，锆合金辐照位错环演化的实验研究主要基于离位中子或离子辐照，无法直接观察位错环的演化过程。为了更深入地理解锆合金辐照下的微观组织演化，本工作采用先进的原位离子辐照实验方法，实时观察Zr-2合金位错环的演化过程，揭示不同辐照损伤剂量和温度对演化过程的影响规律，并结合弥散障碍物硬化模型对合金的辐照硬化性能进行了评估，验证了原位离子辐照用于研究锆合金包壳材料辐照后位错环演化和力学性能评价的可行性和先进性。

U-10Mo/Zr单片式燃料元件堆内稳态热-力学性能研究

郭子萱, 简晓彬, 李文杰, 张坤, 王鹏, 王严培

2021, 42(6): 254-260. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.06.0254

摘要(252) HTML (91) PDF(66)

摘要:
本文建立了U-10Mo/Zr单片式燃料元件的辐照性能模型以及热-力学本构关系，采用有限元方法进行非均匀辐照场中燃料元件稳态热-力学性能的数值模拟，获得并分析了U-10Mo/Zr单片式燃料元件温度、形变和应力的分布特点及变化规律。研究结果表明，燃料芯体厚度增量在芯体和包壳结合面附近达到最大，主要受到燃料辐照蠕变的影响；在较低燃耗条件下，燃料芯体高温辐照肿胀模拟结果与低温辐照肿胀试验结果相当；燃料芯体边角区域和包壳端面外侧区域存在应力集中。

留言板

2021年第42卷第6期

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2021年 第42卷 第6期

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