核动力工程

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马兹容, 宿健, 周胜

2021, 42(3): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0001

摘要(408) PDF(99)

摘要:
通过对平衡循环燃料管理技术进行分析，确定对钆棒采用两端装UO₂芯块的轴向分区设计并提高UO₂-Gd₂O₃芯块中²³⁵U富集度的优化方法。根据钆棒两端不同长度UO₂芯块对堆芯轴向功率分布的影响初步确定了钆棒两端UO₂芯块的长度，根据UO₂-Gd₂O₃芯块中²³⁵U富集度对燃料经济性和制造的影响初步确定了UO₂-Gd₂O₃芯块中的²³⁵U富集度。分析了钆棒轴向分区和提高UO₂-Gd₂O₃芯块中²³⁵U富集度各自及综合相对于比较基准方案对堆芯功率分布的影响，优化方案相对于比较基准方案在Ⅰ和Ⅱ类反应性事故工况下对安全性的影响，并对优化方案中的UO₂-Gd₂O₃芯块进行了安全验证。研究结果表明，通过在钆棒两端特定区域装载全富集的UO₂芯块，能改善堆芯的轴向功率分布，降低UO₂-Gd₂O₃芯块在Ⅱ类反应性事故工况下的最大线功率密度；优化方案UO₂-Gd₂O₃芯块未超熔化限值且能提高含钆堆芯安全裕量约5.6%；优化技术能为每个含钆堆芯每循环节省燃料费约2300万元。因此，本研究提出的钆棒优化方法能用于大量运行机组的燃料管理改进。

快堆多群数据库处理程序MGGC1.0的开发和验证

黄自锋, 马续波, 朱润泽, 李耀舟, 张斌

2021, 42(3): 6-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0006

摘要(589) PDF(76)

摘要:
为产生高精度的快堆截面数据，基于一致性N阶的勒让德函数（P_N）近似方法与临界曲率搜索方法，开发了快堆多群截面处理程序MGGC1.0，并进行了多方面基准验证。通过对均匀混合介质的宏观截面验证表明，中子产生截面的相对偏差均小于0.1%，裂变能谱的相对偏差均小于0.25%，总截面由于修正方式不同导致偏差稍大，但绝大多数能群的相对偏差都在0.5%以内。在临界基准实验中与蒙特卡罗程序RMC采用连续点截面的计算结果相比，78%的基准题的偏差都在100 pcm（1 pcm=10^-5）以内，表明MGGC1.0处理截面的精度较好。在此基础上，采用钠冷快堆基准题BN-600进行计算，与基准题参考计算结果相比，输运与扩散2种方法计算所得有效增殖因子的相对偏差分别为0.112%和0.09%，燃料多普勒系数和燃料密度系数的相对偏差分别为1.49%和1.37%，而结构材料钢的多普勒系数与密度系数的相对偏差稍大，分别为18.75%和24.31%，初步分析，偏差较大的原因与窄共振近似的处理方法有关。对于区域的功率分布，基于局部能量沉积模型计算得出的区域功率分布分数与基准参考解的偏差在0.3%之内，符合较好。

一体化CHF关系式开发系统研制及验证

刘伟, 李治刚, 陆祺, 杜思佳, 刘余, 邓坚, 胡迎

2021, 42(3): 14-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0014

摘要(484) PDF(60)

摘要:
针对手动开发临界热流密度（CHF）关系式中环节众多、过程繁琐、数据量大、出错率高、耗时较长等缺点和不足，中国核动力研究设计院（NPIC）进行了一体化CHF关系式开发系统（ICODES）的研制。本文对ICODES的理论基础、系统结构等进行了说明，并基于自主化燃料组件的CHF关系式（CF-DRW关系式）形式和NPIC的棒束CHF实验数据对ICODES进行了验证。结果表明，ICODES能够满足燃料组件CHF关系式的开发需求。

基于Non-Boussinesq模型的多流体域高温差乏燃料容器的自然对流传热特性研究

龙腾, 章贵和, 高晨, 刘攀, 邓小云, 金挺, 熊光明

2021, 42(3): 18-25. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0018

摘要(437) PDF(58)

摘要:
基于Boussinesq模型和全浮力模型原理，建立了高温差环境下Non-Boussinesq多流体域自然对流模型，通过对比高温差封闭空腔自然对流实验结果和预测结果，研究了Boussinesq模型、全浮力模型和Non-Boussinesq模型在单流体域和多流体域高温差环境下对流速和温度的预测能力。结果表明，单流体域下Non-Boussinesq模型和全浮力模型预测的流速和温度符合实验结果，平均预测误差小于9%；Boussinesq模型在高温差环境下对流速的预测精度较低；全浮力模型不能同时保证多流体域获得合理的流场分布；Non-Boussinesq模型能有效克服Boussinesq、全浮力模型的缺点；自然对流模型选取主要会影响内外部气体流速的预测，对容器内外部温度的预测影响较小。本研究建立的数值预测方法能够用于高温差环境下其他多流体域的自然对流的预测。

文丘里管空化限流现象数值模拟和实验研究

周俊杰, 宋煜晨, 王德忠, 尹俊连

2021, 42(3): 26-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0025

摘要(743) PDF(121)

摘要:
压水堆核电厂中发生超流量工况时，要求补水泵下游的文丘里流量计形成空化限流，以保护管道流量不超过限值。采用FLUENT数值模拟和高速摄像实验结合的方法，使用3种不同空化模型，对文丘里管的空化限流现象、空化发展规律和流动特性进行了研究。结果表明：采用Zwart-Gerber-Belamri（ZGB）空化模型和剪切应力输运（SST）k-ω湍流模型可对文丘里管空化限流现象进行较为准确的模拟；空化限流时文丘里管内部将发生周期性空化现象，同时将在壁面回射流的作用下发生小气泡脱落、尾部气泡脱落和空化云整体断裂式脱落等微观流动行为。

压水堆核电厂管道泄漏特性数值模拟研究

殷松涛, 王宁宁, 王海军, 朱梦馨

2021, 42(3): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0032

摘要(477) PDF(77)

摘要:
为研究压水堆核电厂管道泄漏特性，基于一维两流体数值模型，耦合了等温气泡生长模型，提出了一种两相临界流模型，该模型考虑了临界流过程中的亚稳态流体核化与非平衡传质。该模型通过一种显式差分格式的算法加以实现。通过与相关实验数据进行对比计算可知，本文模型具有较高的计算精度与计算效率。利用该模型对两相临界流流动与传质过程进行了理论分析，结果表明，流体过冷度对流动与传质过程具有显著影响，而流体入口压力仅影响流动过程。本研究建立的两相临界流模型可为管道与压力容器泄漏安全性分析提供参考与理论基础。

海洋条件下U型管蒸汽发生器传热管倒流特性研究

何戈宁, 李孝佳, 丛腾龙, 陈一然, 李冬慧, 吴舸

2021, 42(3): 37-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0037

摘要(241) PDF(47)

摘要:

对海洋条件下U型管蒸汽发生器（SG）传热管倒流特性进行研究，以RELAP5程序为基础，建立了典型海洋条件的动态仿真模型并验证了模型的正确性。针对反应堆启堆阶段，研究了不同的摇摆条件对低流量强迫循环工况下SG内 U型管内流动的影响。结果表明：强迫循环开始后持续的时间越长再引入海洋条件后越不易发生倒流；绕与SG管束弯管轴线平行的轴线摇摆更容易发生倒流。

基于最大Lyapunov指数的摇摆条件自然循环压降型脉动混沌演化研究

林宇琦, 高璞珍, 李宗洋, 张银星, 王忠乙

2021, 42(3): 42-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0042

摘要(418) PDF(34)

摘要:

基于最大Lyapunov指数（λ）对摇摆运动下压降型脉动（PDO）的混沌演化行为进行了实验研究和混沌演化特性分析。研究认为其混沌演化路径可分为3个阶段：热工水力稳定区、频率锁定振荡区和脱离摇摆影响区，并对每个阶段热工水力原理和混沌性特征及成因进行了分析。热工水力稳定区不产生PDO，呈高随机性低振幅轻微振荡。频率锁定振荡区中，PDO周期被迫与摇摆周期保持一致，呈不规则的拟周期运动，λ显著增大。脱离摇摆影响区中PDO产生倒流并以固有频率进行振荡。λ达到极大值，表现出强烈的混沌特性。

各向异性散射截面对快堆敏感性系数计算影响研究

王冬勇, 马续波, 朱润泽, 张斌, 彭星杰, 王连杰

2021, 42(3): 48-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0048

摘要(382) PDF(47)

摘要:

快能谱反应堆由于中子能量较高，中子各向异性散射会对计算结果有重要影响。本文在计算弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数时，研究了高阶散射截面扰动对弹性散射和非弹性散射截面敏感性系数计算的影响。从理论上分析了隐式敏感性产生的原因和相关近似条件，采用直接扰动方法计算了ZPR-6/7快能谱反应堆主要核素的主要反应道的敏感性系数。研究结果表明，对于ZPR-6/7快能谱反应堆，不扰动²³⁸U高阶散射截面，总的弹性散射截面的敏感性系数比考虑高阶散射截面时的敏感性系数高44.3%，不考虑⁵⁶Fe高阶非弹性散射截面的扰动，会造成非弹性散射截面敏感性系数偏高28.9%，而对其他核素的弹性散射和非弹性散射的敏感性系数影响较小。考虑到高阶散射截面后，自主开发的程序SUFR计算的总的敏感性系数结果与国际同类程序ERANOS和MCNP的计算结果吻合很好，最大偏差不超过3.22%，同时²³⁸U的弹性散射反应道和⁵⁶Fe的非弹性散射反应道对有效增殖因子不确定度分析的精度也有了很大提高。因此，快堆敏感性系数计算需要考虑高阶散射截面影响，同时敏感性和不确定度分析程序SUFR开发正确，针对于快能谱反应堆进行敏感性系数的技术路线可行，计算精度同国际同类程序的计算精度相当。

辐照对银铟镉控制棒价值的影响分析

张立东, 赵均

2021, 42(3): 55-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0055

摘要(408) PDF(102)

摘要:
为分析银铟镉（Ag-In-Cd）控制棒内各核素经反应堆中子辐照后的消耗情况以及核素消耗对控制棒价值的影响，本研究采用蒙特卡罗程序模拟了Ag-In-Cd控制棒内主要核素在反应堆运行期间的燃耗，并结合控制棒宏观中子吸收截面和控制棒内的中子注量率水平变化，分析了辐照前后控制棒价值的变化。研究结果表明，控制棒中¹¹³Cd随着辐照时间增加而加速消耗，¹⁰⁷Ag、¹⁰⁹Ag和¹¹⁵In消耗速率相对较慢；控制棒总的宏观中子吸收截面在辐照后降低，但是¹⁰⁷Ag、¹⁰⁹Ag和¹¹⁵In的中子吸收截面明显地增加；辐照后控制棒内的中子注量率增大，控制棒总中子吸收率无明显变化，即控制棒价值无明显变化。

热工水力系统程序中数值水锤问题研究

郭英冉, 李江宽, 林萌, 杨燕华, 黄涛

2021, 42(3): 59-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0059

摘要(678) PDF(115)

摘要:
基于两流体六方程的热工水力系统程序在计算蒸汽即将从控制体中消失或水即将充满控制体工况时，由于空泡份额较小的两相混合物和纯液相之间可压缩性的不连续变化以及离散动量方程的离散方法，可能会出现虚拟的压力峰值，即数值水锤现象。本文以热工水力系统分析程序RELAP5为参考对数值水锤问题的缓解方案进行了分析研究，给出了详细的检测逻辑以及修正方案，并应用于普赖尔管问题和冷凝实验工况的计算分析。结果显示，数值水锤缓解方案的启用能够缓解两流体程序中针对该类问题由于数值方法带来的压力瞬态效应，从而能够明显地降低压力峰值，避免了严重扭曲瞬态解的出现。数值水锤缓解方案减缓这一虚拟压力峰值，有利于提高程序计算的稳定性；针对该问题此方法可为同类型系统程序的开发及模型优化提供参考。

模块式小堆全厂断电事故应对策略研究

邱志方, 李峰, 邓坚, 程坤, 杜政瑀, 吴菱艳

2021, 42(3): 64-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0064

摘要(370) PDF(50)

摘要:
研究了ACP100模块式小堆的全厂断电（SBO）事故应对策略，分析了非能动余热排出系统、非能动堆芯冷却系统对于SBO事故的缓解作用。研究结果表明，ACP100具有多种不依赖于可靠电源应对SBO事故的策略，ACP100采用非能动余热排出系统或非能动堆芯冷却系统均可以保障SBO事故下的堆芯余热长期导出，长期维持反应堆的可冷却性。

百万千瓦级压水堆严重事故卸压阀高温瞬态分析

王小吉, 武铃珺, 吴清, 刘丽莉, 彭欢欢, 邹志强

2021, 42(3): 69-74.

摘要(392) PDF(46)

摘要:

由于核电厂严重事故的恶劣工况，在卸压过程中严重事故卸压阀门可能会经历阀门无法承受的高温瞬态而导致不可用。本文在可能导致高压熔堆的事故序列中筛选出具有一定的包络性并包含各种典型严重事故现象的典型严重事故序列。针对该事故序列考虑严重事故管理中的开阀时间范围开展了高温瞬态计算，并针对重要的影响因素阀门开启时刻的稳压器水位开展分析。最终确定了百万千瓦级核电厂具备典型性及一定包络性的严重事故卸压阀工作条件，并得到了阀门开启前后阀门可能经历的最高流体温度及流体温度变化曲线，为严重事故卸压阀门的设备鉴定及功能应用提供了重要基础。

金属基弥散燃料元件失稳肿胀的静态弹塑性模型

陈洪生, 龙冲生, 肖红星

2021, 42(3): 74-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0074

摘要(450) PDF(67)

摘要:
针对金属基弥散燃料元件金属基体开裂导致的失稳肿胀，在不考虑粘塑性变形情况下建立了裂纹面的静态弹塑性模型，采用有限元模拟对静态弹塑性模型进行了验证。当金属基体发生全屈服后，其主要变形方式从弹性变形转变为塑性变形；根据金属基体的主要变形方式，分别建立金属基弥散燃料裂纹面的弹性变形模型和塑性变形模型；结合内应力与弯矩的平衡条件，获得了裂纹面弹塑性变形的临界转变条件。弹性变形模型和塑性变形模型的计算结果与有限元模拟结果符合较好，验证了金属基弥散燃料失稳肿胀的静态弹塑性模型的有效性。

数值拟合方法评价燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响

王坤, 张坤, 邢硕, 何梁, 殷明阳

2021, 42(3): 80-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0080

摘要(382) PDF(86)

摘要:

从理论计算模型出发，分析出与燃料棒性能相关的芯块制造参数，并采用自主研发的FUPAC燃料棒性能分析软件，逐一针对这些参数进行敏感性分析，筛选影响燃料棒性能的关键参数。基于大量敏感性分析计算数据，采用数值拟合的方法获得了关键参数与燃料棒性能间的变化关系函数，实现了对芯块制造参数所致燃料棒性能影响的快速、准确评价。对数值拟合方法与专业软件分析的结果进行对比验证，结果表明：数值拟合方法可以高效地分析燃料芯块制造参数对燃料棒性能的影响。

反应堆控制棒组件超声检测探头的研制

金晓明, 孙加伟, 李炳乾, 胡晨旭

2021, 42(3): 85-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0085

摘要(463) PDF(67)

摘要:
为了检测核电站反应堆控制棒组件，保障核电站在役检查顺利实施、降低检测成本。对反应堆控制棒组件（RCCA）检测用超声探头进行自主研制，本文详细介绍了15MHz-Φ4mm-FP8 mm RCCA超声探头制作流程，通过对压电晶片、声透镜、背衬3方面详细介绍探头制作工艺。通过对超声探头进行性能测试，测试脉冲周期数为1.5周，频带宽度为105%，在高温环境下仍能保持优良性能。对超声探头进行模拟检验测试，缺陷测试结果清晰可见，满足检验需求，可完全实现国产化替代进口产品。

CFD与准静态理论混合的管束结构流弹失稳预测方法

宋乐琨, 赵燮霖, 周进雄, 叶献辉, 冯志鹏, 熊夫睿

2021, 42(3): 89-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0090

摘要(470) PDF(60)

摘要:

为开发一种不依赖实验而预测管束结构流体弹性不稳定性（简称流弹失稳）的方法。采用计算流体力学（CFD）方法获取阻力、升力系数及其空间导数，并将3者代入预测流弹失稳的准静态理论中，提出了一种适用于管束结构的混合流弹失稳预测方法，此方法考虑了管束在横流和顺流2个方向上的不稳定性；以正三角形管束为例，计算了2种节距比（P/d）下流弹失稳特性。结果表明，基于本文提出的CFD与准静态理论混合的弹性管束结构流弹失稳预测方法，可以在不需要实验的情况下获得管束结构发生流弹失稳现象的临界速度；采用此方法计算的流弹失稳结果与文献中的实验结果吻合良好。

核级不锈钢管座焊接区与母材区疲劳裂纹扩展性能对比研究

常海军

2021, 42(3): 96-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0096

摘要(390) PDF(41)

摘要:

焊接接头广泛应用于核电站管座处，而疲劳裂纹扩展是导致焊接接头失效的重要原因之一。因此，研究焊接区材料的疲劳裂纹扩展和寿命预测方法对准确预测焊接接头的寿命具有重要意义。本文以核电厂常用的304L不锈钢焊缝材料为对象，研究不同载荷比、不同取样方向对疲劳裂纹扩展速率的影响；基于试验数据建立焊缝材料的疲劳裂纹扩展速率模型，并与美国机械工程师协会（ASME）标准中奥氏体钢进行对比。结果表明：不同取样方向对焊缝疲劳裂纹扩展速率的影响不大，但载荷比对其有较大影响，较低载荷比下，焊缝的疲劳裂纹扩展速率在某个应力强度因子幅值（?K）前高于母材的疲劳裂纹扩展速率，在其之后则低于母材，而较高载荷比下则恰恰相反。

三维可视化核电安全壳配筋系统研究与应用

张洁, 周建秋, 许心炜, 刘全昌

2021, 42(3): 103-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0103

摘要(280) PDF(45)

摘要:
依托在建核电项目，在国际通用的工厂设计软件PDMS基础上，设计和研发三维可视化核电安全壳配筋系统，研究数字化智能配筋算法，通过软件驱动配筋计算方程，进行安全壳配筋可视化、数字化、自动化设计, 并以三维数据为基础实现高效的二维抽图等设计数据输出功能。研究成果在项目上的应用不仅提高了三维设计精度和效率，同时极大提高了设计质量，具有一定的推广应用意义。

“华龙一号”首堆示范工程堆内构件流致振动试验影响总工期问题对策研究

王其龙, 马瀛, 邢辉, 孙传艺

2021, 42(3): 108-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0108

摘要(357) PDF(54)

摘要:
“华龙一号”首堆示范工程作为原型堆须按《预运行和初始启动试验期间堆内构件流致振动综合评价大纲（RG1.20）》要求开展堆内构件流致振动堆内实测工作，经评估由此将引起关键路径增加约2.7个月的总工期。为消除试验相关工作对工期的影响，本文采用关键路径分析法对影响因素、应对措施、风险以及采取措施后的关联影响进行分析，提出可行的优化方案。分析结果表明，通过采取对关键路径工作的逻辑、工期进行优化调整方法后，可以消除试验对“华龙一号”首堆示范工程62个月总工期的影响。

华龙一号小幅功率提升研究

向美琼, 朱加良, 刘艳阳, 青先国, 何正熙, 吴茜, 朱毖微, 吕鑫

2021, 42(3): 115-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0115

摘要(575) PDF(87)

摘要:
对华龙一号热功率精度进行了分析，计算了蒸汽发生器出口压力测量精度、给水温度测量精度和给水流量测量精度对华龙一号热功率精度的贡献度，通过定量化的数据证明了主给水流量测量精度对热功率计算精度的影响最大。基于目前孔板流量计精度低，长期使用精度劣化的问题，提出采用高精度（0.3%）的超声波流量计来测量主给水流量，计算结果表明，采用超声波流量计可以获得0.97%的功率提升。

双层安全壳环廊泄漏率分析方法研究

何锐, 沈东明, 李少纯, 陈威, 黄晓明

2021, 42(3): 121-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0121

摘要(431) PDF(43)

摘要:
双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证，需要准确测量以验证其与设计的符合性。本文以压差和流量之间的二次函数理论为基础推导了环廊负压和时间的函数关系，并利用此函数计算了环廊密封性试验期间内外压力平衡过程中各时间点的泄漏率，同时对环廊负压参考端的压力特性进行了分析，提出了带环廊负压修正的拟合方案。某核电厂实测数据验证结果表明，使用带环廊负压修正的二次函数拟合方案进行环廊泄漏率分析时精度较高。

SPAR-H方法在数字化核电厂人因可靠性分析中的应用研究

青涛, 刘朝鹏, 张力, 汤雅沁, 胡鸿, 臧晶, 李广利

2021, 42(3): 126-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0126

摘要(707) PDF(78)

摘要:

标准化核电厂人因风险分析（SPAR-H）方法在数字化核电厂的适用性尚未得到充分研究。本研究通过对核电厂数字化后操纵员行为特征的研究和SPAR-H方法在岭东核电厂中的具体应用，分析得出SPAR-H方法应用于数字化核电厂时存在分析结果过度保守、认知过程不够完整、部分行为形成因子（PSF）过于敏感等不足，并针对以上不足对SPAR-H方法提出明确PSF水平的判断标准、完善SPAR-H方法的认知模型、建立人因数据库等改进建议，从而使SPAR-H方法更适用于数字化核电厂的人因可靠性分析。

大型加压重水反应堆隐蔽攻击方法研究

张妍, 樊登宁, 黄宇, 王东风, 许培昊

2021, 42(3): 132-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0132

摘要(597) PDF(41)

摘要:
为了对大型加压重水反应堆（PHWR）安全防御系统研发提供帮助，研究了PHWR网络控制系统中潜在的攻击方式，并提出了一种基于樽海鞘群优化高斯过程回归算法的隐蔽攻击方法。该方法在对PHWR网络控制系统实施虚假数据注入时，通过樽海鞘群优化高斯过程回归算法进行系统辨识，获得PHWR受攻击区域高精度的估计模型，并利用该估计模型实现隐蔽攻击。仿真结果表明，该攻击方法对PHWR造成一定破坏性的同时具有高度的隐蔽性能。

蒸汽发生器液位控制系统手自动切换的前馈补偿研究

徐颖, 陈坚才, 于航, 王志先

2021, 42(3): 140-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0140

摘要(399) PDF(57)

摘要:
当前蒸汽发生器（SG）液位控制系统手自动切换信号复制回路的设计中，液位控制器运算基准为切换时的汽水失配信号，主给水流量调节阀由手动模式切到自动模式后导致SG液位控制系统失去快速调节给水流量的前馈作用。针对该问题，结合阳江核电厂4号机组SG液位高高跳堆事件，提出了针对手自动切换操作方式和系统设计的2种优化方案。针对操作方式的优化，在主给水流量调节阀投自动前，手动平衡汽水流量；针对系统设计的优化，增加汽水失配判断环节和前馈自动补偿环节。通过SG液位扰动试验证明，所提出的优化方案能有效提高手自动切换后控制系统的调节速度、减小超调量，对核电机组安全运行水平提升有重要贡献。

核电厂地震PSA中的风险定量化研究

荆旭, 肖军

2021, 42(3): 145-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0145

摘要(471) PDF(48)

摘要:
论述了核电厂地震概率安全评价（PSA）定量化方法和工具的现状，指出了定量化工具面临的挑战和存在的问题。根据定量化的概率论本质，提出了计算方法。以我国某核电厂厂址多方案概率地震危险性分析（PSHA）结果和核电厂地震响应分析给出的最小割集为例，展示了计算方法的应用过程，分析了地震动参数和置信度参数对定量化计算结果的影响。结果表明，针对置信度参数进行拉丁超立方采样，采样次数较小时即可给出地震导致的核电厂堆芯损坏频率（SCDF）的稳定估计值；通常情况下，设备失效对SCDF的贡献最大，厂房失效的影响相对较小；地震动年发生率对SCDF的贡献需要根据工程场地的位置进行具体分析。

核电厂二级PSA释放类划分及代表性事故序列选取研究

张佳佳, 贺东钰, 宫宇, 罗勇, 陈鹏, 陈莹莹

2021, 42(3): 149-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0150

摘要(372) PDF(44)

摘要:
国内AP1000、EPR、华龙一号等核电工程项目已将二级概率安全分析（PSA）源项用于应急输入，但二级PSA释放类的划分以及各释放类代表性事故序列的选取尚无明确可操作的方法，需要进一步开展研究。对比研究国内先进核电厂二级PSA释放类划分和代表性事故序列选取情况，以国内某三代先进压水堆核电厂为例，在同一释放类中根据频率和后果选取4个不同的严重事故序列开展源项计算。结果表明，同一释放类4个不同事故序列的源项结果差别较大，建议释放类划分以应用为导向，根据分析目的进行迭代，对同一释放类应选取多个事故序列进行对比分析，以论证释放类划分的合理性和事故序列的代表性。

安全壳大空间内氢气分层行为的模型研究

彭程, 邓坚

2021, 42(3): 155-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0155

摘要(732) PDF(54)

摘要:
基于蒸汽/氢气混合喷放下安全壳大空间内氢气分层行为的主导机制——惯性力、粘性力及浮升力间的相互作用，通过理论建模与实验拟合的方法，得到了预测氢气分布特性的半经验关系式，通过与环境中喷入中等蒸汽浓度及高蒸汽浓度实验数据的比较，验证了该模型的合理性，可为后期耦合安全壳内蒸汽冷凝行为影响下的氢气分布理论模型的开发提供辅助支撑；同时，通过将其应用于CAP1400缩比安全壳模型中典型氢气行为的研究发现，在容器轴向位置可能形成轻质气体积聚区、浓度梯度区及滞止区，该结果与国际基准实验（ISP47）的相关发现一致。

基于局部离群因子和神经网络模型的设备状态在线监测方法研究

沈江飞, 李怀洲, 黄立军, 毛晓明, 张圣

2021, 42(3): 160-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0160

摘要(562) PDF(73)

摘要:
核电厂重大设备状态在线监测是保障核电厂安全和经济运行的重要技术，针对传统阈值监测的固有缺陷，提出一种基于局部离群因子（LOF）和神经网络模型的设备状态在线监测方法。此方法属于多参数动态阈值监测方法，首先分析监测对象的故障模式和故障现象，选择一组可覆盖故障现象的传感器测点；根据设备运行特点采集足够长时间的历史运行数据，筛除异常数据；计算历史运行数据的LOF，以历史运行数据为输入、LOF为输出，建立并训练得到神经网络模型；最后基于神经网络模型和传感器测点实时数据计算设备健康指数，监控当前设备健康状态。将本文的监测方法用于循环水泵泵体健康状态的监测，并采集了一段时间的正常数据和异常数据以验证其监测效果，验证结果表明，本文提出的监测方法可以提前10d进行预警，降低误报率，大幅提升监控效能。

核电厂主泵阻尼器拉杆拉伸异常事件处理分析

陈笋, 张译寒, 赵小红, 李石磊

2021, 42(3): 166-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0166

摘要(376) PDF(37)

摘要:
某核电厂主泵阻尼器锚固拉杆采用螺栓拉伸机加载时出现异常现象，为解决该问题，本文利用原因排除、解析计算等方法进行故障诊断，识别出拉伸异常的主要原因是螺纹旋合长度较短，针对该问题提出调整旋合长度的方案，并采用有限元方法进行了验证，结果表明锚固拉杆螺纹的应力分析满足规范要求。该事件的处理保障了现场施工进度，避免了较大的经济损失。

海上浮动核电站总体设计初探

陈艳霞, 朱成华, 郭健, 尤小健, 张进才, 谭美, 李鹏凡

2021, 42(3): 171-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0171

摘要(556) PDF(92)

摘要:
通过分析国际上现有堆型的优劣及其在舰船上的应用成果，建议海上浮动核电站采用技术成熟的压水堆，并对反应堆功率与换料周期给出原则性建议。以单点系泊型式的船型浮动核电站为例，根据各舱室的主要功能进行分区，提出舱室划分原则。同时分析了海上浮动核电站主尺度的主要制约因素，阐述了总体性布局原则，并着重介绍了反应堆舱内设置的安全壳、安全围壁、放射性废物管理系统、生物屏蔽设计的基本原则。同时，结合海上浮动核电站的特点，对一些关键系统如二回路、控制室、电力系统、物理防护等的设计原则进行了介绍。

海洋核动力平台乏燃料贮存格架设计及安全分析研究

梅侦, 孙福江, 朱刚, 余迎, 陈娟, 陆游

2021, 42(3): 177-183. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0177

摘要(264) PDF(37)

摘要:
针对海洋核动力平台乏燃料组件海上长期贮存所面临的安全保证问题，通过改进燃料组件与贮存小室之间固定形式、优化贮存小室与贮存格架本体之间连接形式以及增加贮存格架与乏燃料水池池壁之间的缓冲结构，设计了一种满足设计基准以及适应海洋环境的乏燃料贮存格架，并采用蒙特卡罗程序MCNP-5、计算流体力学软件Fluent 14.0、有限元分析软件ANSYS 17.0对该贮存格架进行临界、热工、结构仿真计算。结果表明，该贮存格架设计合理、安全性高，可为海上浮动式核电站乏燃料贮存提供解决方案。

CPR1000机组100D型主泵振动故障诊断

舒相挺, 杨璋, 徐逸哲, 蒋彦龙

2021, 42(3): 183-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0183

摘要(336) PDF(65)

摘要:
CPR1000机组各运行模式下100D型主泵的振动现象表明，当处于蒸汽发生器冷却正常停堆或余热排出冷却正常停堆工况时，主泵电动机的瓦振幅值往往存在大范围冲击波动甚至触发振动高报警的现象。根据机械振动原理综合分析电动机瓦振、主泵轴位移信号的频域和时域特征，诊断振幅波动受某7~9Hz的低频随机振动影响；通过分析堆内构件振动噪声监测系统采集的信号判断该低频振动对应一回路主冷却剂流动过程中诱发的堆芯吊篮梁式振动。根据流体诱发振动理论分析了影响主泵电动机振动波动的主要因素，并通过主泵历史运行记录进行了验证。系统性提出优化CPR1000机组运行策略缓解主泵电动机振动波动的建议，为主泵安全稳定运行提供参考。

基于泄漏监测数据综合的核电厂反应堆一回路压力边界泄漏诊断技术研究

凌君, 周新建, 杨玉涛, 李红霞, 臧益明, 谭珂, 袁景淇

2021, 42(3): 188-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0188

摘要(562) PDF(81)

摘要:
泄漏监测系统用于监测反应堆冷却剂系统压力边界（RCPB）完整性，也是破前漏（LBB）技术应用的先决条件。泄漏综合诊断是泄漏监测系统的核心功能。本文从系统可用性、数据可靠性、单仪表泄漏报警、泄漏综合诊断、报警响应策略、泄漏率定期试验自动计算6个方面构建泄漏综合诊断技术方案。泄漏监测系统的灵敏度和准确性是泄漏综合诊断技术的重要性能指标，也是监测RCPB完整性和LBB技术应用的关键要求。先确定触发单仪表报警的保守阈值范围，以保证检测的灵敏度，再经泄漏综合诊断技术方案复核并调整有效单仪表报警阈值，以保证报警的准确性。通过理论计算、数据分析、多信号的一致性判断，泄漏监测系统能及时准确地诊断出泄漏情况，充分应用智能化泄漏诊断技术，减少运行人员复核报警工作量。

面向强放热室退役的高效复合去污技术研究

贾昊鹏, 滕磊, 王帅, 王小兵

2021, 42(3): 193-197. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0193

摘要(452) PDF(56)

摘要:
强放热室作为反应堆材料辐照检验的配套设施，其辐射水平高、结构复杂、去污难度较大。针对强放热室退役不锈钢壳体去污的特殊性和复杂性，开展了高压水射流去污、可剥离膜去污和机械打磨去污3个单项去污试验和去污工艺试验研究，并创新性的提出了一种强放热室不锈钢壳体高效复合去污工艺。经工程去污实践验证，去污后热室不锈钢覆面表面污染水平均低于40 Bq/cm²，去污因子最高达110以上，达到了国内先进水平。热室高效复合去污技术的研发解决了强放热室不锈钢壳体表面去污的技术难题，降低了退役阶段工作人员的受照剂量，保护了工作人员和环境的安全，具有显著的经济、社会效益。

基于PCA与SDG的反应堆一回路系统故障诊断方法研究

马杰, 张龙飞, 余刃, 彭俏, 胡鹏飞

2021, 42(3): 197-203. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0197

摘要(510) PDF(63)

摘要:
反应堆一回路系统复杂，运行参数耦合多变，安全问题突出。为了保障运行安全、快速定位故障源，提出基于主元分析（PCA）与符号有向图（SDG）的一回路系统故障诊断模型。以一回路系统为诊断研究对象建立PCA-SDG模型，通过PCA分析监测参数的残差，判断故障的发生；然后采用SDG模型进行反向推理，找到潜在故障类型。通过模拟机仿真试验验证，该方法能够有效诊断故障，并提供报警传递路径。该方法可用于运行人员辅助决策，对运行装置的状态监测、报警分析和故障诊断具有重要意义。

三代核电先进堆型热管段温度搅混及温度测量特性研究

任春明, 杜思佳, 邓坚, 吴清, 辛素芳, 胡迎, 刘晓波

2021, 42(3): 203-207. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0203

摘要(356) PDF(44)

摘要:
为预判三代核电先进堆型热管段温度计设置的合理性，本研究采用计算流体动力学（CFD）分析技术，构建了堆芯出口至热管段温度计位置的分析模型，开展了不同堆芯出口温度、流量分布条件下，热管段冷却剂温度搅混特性及搅混及温度测量特性。研究结果表明，热管段冷却剂出现明显的温度分层现象，但温度计测量的平均值相对其所在管道截面平均温度的偏差较小。因此，三代核电先进堆型热管段温度计设置合理，可有效测量冷却剂温度。

泄漏源首次碰撞补偿技术

唐霄, 李庆, 陈长, 柴晓明, 涂晓兰, 汪量子, 李满仓

2021, 42(3): 207-211. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0207

摘要(265) PDF(40)

摘要:
提出泄漏源首次碰撞补偿技术，以解决二维/一维中子输运计算收敛不稳定问题。将源项通过首次碰撞方法等效为各个区域的散射源，相当于将局部的孤立源分布到整体的广泛空间中，从而减轻泄漏源加重的射线效应影响，并应用单能修正简化计算方法，提高了二维/一维中子输运计算的收敛性、稳定性和精度。

临界热流密度机理模型发展综述

刘伟, 彭诗念, 江光明, 刘余, 邓坚, 胡迎, 刘晓波

2021, 42(3): 211-218. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0211

摘要(1979) PDF(233)

摘要:
为厘清临界热流密度（CHF）机理模型的发展脉络，促进CHF实验和理论研究，本文系统梳理了CHF机理模型已取得的研究成果和研究进展，分析研判了各模型的基本假设和建模过程，论证了各模型存在的问题并给出了可能的解决方向，可为当前CHF的实验和理论研究提供参考和借鉴。

COSINE堆用蒙卡分析软件cosRMC研发与应用

余慧, 全国萍, 秦瑶, 严伊蔓, 陈义学

2021, 42(3): 218-224. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0218

摘要(678) PDF(66)

摘要:
为进一步提升核电软件自主化能力，研发了核电厂设计与安全分析一体化软件包COSINE。其中cosRMC为堆用三维中子-光子-电子输运蒙卡软件，已具备输运计算、燃耗计算、群常数产生、敏感性及不确定性分析、可视化建模等功能，可用于堆芯设计分析、确定论校核计算以及辐射屏蔽计算。本文从cosRMC的计算功能以及软件在先进非能动型压水堆（AP1000）与中国聚变工程实验堆（CFETR）中的典型应用对cosRMC软件的研发现状进行介绍。其中，AP1000堆芯的模拟结果显示，21种燃料组件及全堆芯模型的增殖因子绝对值最大偏差为89.9×10^-5，功率分布计算结果绝对值最大偏差为2.1%；CFETR的模拟结果显示，氚增殖比的最大绝对值偏差为0.6%，cosRMC网格权窗功能可以有效解决模拟过程中的深穿透问题。cosRMC软件计算功能可满足压水堆、聚变堆等大型复杂模型的计算需求，软件具有较高的计算精度，同时可视化建模工具可有效提升建模效率及正确性。

田湾核电站1~4号机组堆芯燃料管理优化研究

郭治鹏, 吴晋营, 徐敏, 张浩然, 易璇, 黄鹏, 叶刘锁

2021, 42(3): 224-229. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.03.0224

摘要(481) PDF(273)

摘要:
采用KASKAD程序包对田湾核电站1~4号机组进行堆芯燃料管理优化研究，优化的燃料管理方案通过提高新组件的平均富集度减少了换料组件的类型和数量，并提高了平衡循环的循环长度。从燃料管理计算结果可以看出，堆芯各项安全参数均满足限值要求，同时具有很好的运行灵活性，提高了燃料利用率，提升了核电厂的经济效益，具有非常好的工程应用价值。

基于广义微扰理论与CMFD加速的敏感性分析

吴屈, 彭星杰, 于颖锐, 李庆

2021, 42(3): 229-233.

摘要(449) PDF(42)

摘要:
为实现反应堆物理设计程序KYLIN-Ⅱ的核数据广义敏感性分析功能，本研究采用广义微扰理论，依据响应形式构建具有正交定解条件的广义固定源方程，求解广义共轭通量从而计算得到核数据的广义敏感性系数。此外，提出通过采用粗网有限差分算法求解广义固定源方程，达到加速求解的目的。研究结果表明，使用的加速算法使得求解效率提高了约4.3倍，且计算得到的核数据敏感性系数与直接扰动法相比基本一致。因此，本研究建立的基于广义微扰理论与粗网有限差分加速算法能够用于核数据广义敏感性分析。

留言板

2021年第42卷第3期

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2021年 第42卷 第3期

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