- 姜清尘;何元雷;王煦嘉;卞晓东;余建辉;
基于压水堆核电汽轮机组的热力系统特点及计算机化编程需求，提出了基于常规热平衡法的核电汽轮机组热平衡快捷迭代算法，阐述了设计工况、变工况两类计算工况下汽轮机组热平衡计算的计算流程，并编写了相应的计算程序。以国内某百万千瓦级压水堆核电汽轮机组为算例，在计算程序上进行了多个工况的热平衡计算，将计算结果与汽机厂热平衡图比较，验证了计算方法的可行性。
2023年02期 v.43;No.180 324-331页 [查看摘要][在线阅读][下载 823K] [下载次数：178 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 徐雨婷;杨理烽;
三代百万千瓦级压水堆核电厂非能动安全壳热量导出系统（PCS）非能动热交换器作为全新设计，研究其设备功能、换热功率和空间布置等要求，针对不同型式换热器优缺点对比，开展PCS热交换器选型分析。开展传热计算和数值模拟分析，确定热交换器关键参数要求及关键部件设计方案。针对实际工程应用需求，开展PCS热交换器整体结构设计研究，确定设计方案。
2023年02期 v.43;No.180 332-337页 [查看摘要][在线阅读][下载 739K] [下载次数：126 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 胡润勇;肖习鹏;尹小龙;王广金;郑兰疆;刘伯宇;
华能石岛湾高温气冷堆核电站与现役压水堆核电站一回路冷却剂不同，其采用氦气做为一回路冷却剂。氦气中水分含量过高可能导致安全事故，在运行时需要实时监控一回路冷却剂中的水分含量，当水分含量超过限值时发出停堆信号传送到保护系统。高温气冷堆湿度仪工作在高压环境下，输出信号与温度、湿度、压力等有关。通过试验压力、温度、湿度等物理量对湿度传感器输出信号的影响的分析研究，建立水分含量补偿模型，研制出基于纯硬件补偿电路的湿度仪样机并通过1E级鉴定试验验证。1E级湿度仪实现了实时监控一回路冷却剂中的水分含量，在水分含量超过限值时触发保护系统实现保护逻辑的目标，为反应堆安全运行提供了技术保障。
2023年02期 v.43;No.180 338-342页 [查看摘要][在线阅读][下载 779K] [下载次数：67 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 张良;张欣钰;
为明确小型堆非居住区和规划限制区的计算方法，选择合适的计算模型，减少审评过程中存在的问题，本研究首先介绍了小型堆的定义，并比较了我国和国际上对小型堆定义的差别。同时说明了我国对小型堆非居住区和规划限制区设置的剂量准则和计算要求。并基于美国NRC发布的RG4.28草案，对比分析了其推荐的现实模型ARCON96与保守模型PAVAN之间的差别。ARCON96模型相比于PAVAN模型能够很好地考虑静风和尾流的影响，更真实地模拟了设施近距离的扩散情景，可有效的缩小非居住区和规划限制区的范围，进而提升小型堆的经济性。
2023年02期 v.43;No.180 343-349页 [查看摘要][在线阅读][下载 791K] [下载次数：57 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 张建军;
“华龙一号”建安工程积极推进先进建造技术，核岛主系统设备安装参考AP1000采用了开顶法施工。本文通过分析核岛主系统设备的结构特点及现有的吊装工艺，指出核岛主系统设备在采用开顶法施工后，目前采用的单机旋转法吊装工艺仍存在改进空间。为保证安全、可靠、高效实施核岛主系统关键设备的安装。结合核岛主系统设备重量重，长度长，水平运输，需翻转直立后吊装就位的特点。介绍了以拟建的某“华龙一号”项目为背景所开展的核岛主系统设备开顶法施工中关键技术的研究开发工作及成果。
2023年02期 v.43;No.180 350-356页 [查看摘要][在线阅读][下载 818K] [下载次数：80 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：1 ] - 霍启龙;刘学斌;熊小红;
秦山重水堆在实施全堆芯380根压力管更换项目时，需将全堆芯乏燃料传输至乏燃料水池中进行临时储存。本文结合机组现状，对乏燃料水池贮存能力，以及乏燃料热量排出冷却数据等进行研究和论证，以确保乏燃料暂存过程的安全性。
2023年02期 v.43;No.180 357-361页 [查看摘要][在线阅读][下载 784K] [下载次数：92 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 韩毅;王秋枫;王超;池晓淼;孙岩松;沈华亚;杨明明;李国栋;陈法国;梁润成;
为了有效减少人员在辐射热点处安装屏蔽装置时所受的剂量，研发了一种基于重载气力输运的可远距离安装的新型临时屏蔽装置。本文以高密度屏蔽颗粒的远距离气力输运技术为核心，集成了空心屏蔽壳体、屏蔽钨粒和屏蔽颗粒收纳与控制单元等部件，在国际上首次研制了一种可以远距离气力安装的新型临时屏蔽装置。该屏蔽装置一方面可以通过空心屏蔽壳体的定制化设计，有效减少屏蔽装置的无效屏蔽质量；另一方面通过远距离气力输运的方式，避免了人员在辐射热点处进行大质量屏蔽体的安装作业；从而有效降低人员在辐射热点处构建屏蔽工程的作业时间，达到减少辐射防护人员构建屏蔽体时所受的安装剂量、提高现场辐射防护最优化水平的目的。
2023年02期 v.43;No.180 362-371页 [查看摘要][在线阅读][下载 1214K] [下载次数：58 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 毛欢;
AP1000技术规格书中一回路剂量等效~(131)I比活度运行限值是基于事故分析假设确定的，同时影响到放射性流出物的排放。根据AP1000原技术规格书中一回路剂量等效~(131)I比活度运行限值计算出的SGTR事故厂外剂量和气态放射性流出物的排放都不满足GB6249—2011的要求。针对该问题，从碘尖峰释放机理、碘尖峰现实倍率、运行限值和条件以及放射性废物处理系统处理能力等方面进行了研究。计算结果表明，可将一回路剂量等效~(131)I比活度的碘尖峰运行限值优化到1.11×106 Bq/g以满足GB 6249—2011的要求，同时不会对核电厂运行造成制约。
2023年02期 v.43;No.180 372-376页 [查看摘要][在线阅读][下载 657K] [下载次数：42 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ] - 王晗丁;李琼哲;
核电厂运行许可证延续必须考虑其延寿期内的核安全问题，确保核电机组在延期运行期间的核安全水平不低于原设计寿期内的核安全水平。可应用PSA技术对许可证延续期间的核电厂建立老化PSA模型，从而评估SSC老化对核电厂整体安全的影响，验证其仍可满足原设计标准。基于此提出了应用于核电厂老化PSA的SSC筛选分析方法，通过考虑趋势分析，老化失效模式与影响分析，风险重要度分析，在三种分析方法基础上建立核电厂SSC筛选的决策矩阵，为选择易老化且安全重要的部件建立了可行的方法。该项工作也为核电厂在许可证延续阶段的风险指引型管理奠定技术基础。
2023年02期 v.43;No.180 377-382页 [查看摘要][在线阅读][下载 776K] [下载次数：57 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ]
- 杜金雁;冯楚然;杨健;马超;
继发丧失厂外电源事件是一类特殊的核电厂始发事件，核电机组如位于较小规模的电网中，其自身的事故紧急停堆将有可能引起所在电网失稳，从而带来事故叠加外电网丧失的风险。因此当核电机组处于典型的“大机小网”系统时，核电厂继发丧失厂外电源风险不可忽视。本文采用概率安全分析方法，探讨了继发丧失厂外电源的风险，对比了不同反应堆型、不同联网模式下继发丧失厂外电源导致的功率工况内部事件堆芯损坏频率，并给出了核电厂在运行和管理方面的建议。
2023年02期 v.43;No.180 383-387页 [查看摘要][在线阅读][下载 724K] [下载次数：55 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 朱光昱;闵金坤;王昆鹏;石兴伟;
核电厂严重事故后，堆芯熔融物与冷却水相互作用（FCI）过程中可能会发生蒸汽爆炸现象。在单滴熔融锡与水相互作用实验中发现，随着熔融锡温度升高，蒸汽爆炸现象发生概率呈现先升高后降低的趋势。为研究蒸汽爆炸现象的触发原因，基于实验结果通过FLUENT软件建立了单滴熔融锡FCI数值模拟模型，分析了锡液滴周围气膜中的蒸汽温度对气膜稳定性的影响。数值模拟结果表明，气膜的We数随着锡液滴温度升高呈现复杂的波动状态，而气膜的稳定性与气膜的We数呈负相关性，当生成气膜的We数较高时蒸汽爆炸更容易发生。
2023年02期 v.43;No.180 388-394页 [查看摘要][在线阅读][下载 1148K] [下载次数：38 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 孙大威;高圣钦;梅其良;付亚茹;
为解明事故工况主控室内渗漏带来的辐射影响，针对某CAP1000沿海核电厂，以关键的失水事故为代表，系统性地研究了放射性的产生、安全壳内去除、环境释放、大气弥散等基本方法。通过数值计算，识别出不同内渗漏风量下主控室内放射性核素浓度变化规律，并进一步量化了人员剂量与内渗漏风量、内循环风量之间的耦合关系。研究结果表明，内渗漏风量每增加10 m~3/h，有效剂量增加约2.5 mSv，甲状腺剂量增加约52 mSv，内渗漏试验中应重点关注甲状腺剂量的达标性；内渗漏准则取值25.5 m~3/h，从辐射安全角度可接受。因此，本研究建立的方法能够用于支撑核电厂内渗漏准则的确定。
2023年02期 v.43;No.180 395-401页 [查看摘要][在线阅读][下载 1104K] [下载次数：34 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 赵杰;甘长江;兰雯竣;
为研究核电厂海域安全级取水沉管隧道的动力响应规律，综合考虑结构-土体的相互作用、复杂土体参数的非线性、沉管内部动水的对流效应和脉冲效应，建立了复杂土质地基条件下沉管-土体三维精细化有限元模型，并运用UPFs二次开发在ANSYS中创建了等价线性单元及黏弹性人工边界，在此基础上开展了极限地震作用下的沉管隧道动力时程分析。计算结果表明：层间位移角符合规范；顶板和底板以受弯为主，其中顶板3的弯矩最大，底板2的剪力最大；三个竖墙以受压为主。其中，中隔墙轴力最大；沉管隧道各墙连接部位内力较大，受地震影响最大。应提高顶底板的抗弯能力及竖墙的抗压能力，适当加固各墙连接部位，同时反应位移法、线弹性动力时程分析法、等价线性分析法三种方法计算出的内力规律基本一致，且等价线性法结果较为合理，反应位移法内力值较为保守。
2023年02期 v.43;No.180 402-411页 [查看摘要][在线阅读][下载 1513K] [下载次数：146 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 袁显宝;郭盼;张永红;
严重事故下堆芯熔融物坍塌到下封头，可能造成压力容器失效。本文针对造成压力容器失效的五个机制，运用一体化严重事故分析程序，分析全场断电分别叠加破口失水、主蒸汽输送管线破裂和蒸汽发生器传热管破裂事故对下封头完整性的影响。研究结果表明，三类事故均造成压力容器失效，全场断电叠加中破口失水事故由于破口位于热管段，距离稳压器和压力容器较近，事故响应更快，比全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂提前失效约20 000 s；全场断电叠加中破口失水事故中作用于贯穿件上的压力载荷超出贯穿件及其焊缝所能承受的最大载荷之和使得贯穿件弹出造成下封头失效；全场断电分别叠加蒸汽发生器传热管破裂和主蒸汽输送管线破裂均是因高温熔融物对下封头节点的损伤份额大于1使得下封头蠕变破裂造成压力容器失效。
2023年02期 v.43;No.180 412-420页 [查看摘要][在线阅读][下载 1072K] [下载次数：268 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 李精精;孙晓晖;蔡盟利;林盛盛;王辉;
为更好地对氢气燃烧风险进行分析，采用GASFLOW-MPI1.0程序对大型压水堆核电站建立分析模型开展氢气分布和燃烧计算研究。在分析过程中考虑了氢气缓解措施和氢气分布情况对燃烧及爆炸的影响。氢气缓解措施有效时，同时由于局部隔间受到水蒸气惰化作用影响，局部隔间点火后并未造成火焰向其他隔间和安全壳大空间范围内发生传播现象；当氢气缓解措施失效时，较高的氢气浓度使安全壳内火焰得以传播，燃烧的最大温度约2 000 K，最大压力约1 MPa；氢气浓度分布形式会对火焰传播和燃烧后果产生较大影响，氢气总量一定时，考虑氢气梯度分布会造成安全壳穹顶位置具有较高的氢气浓度，在点火初期极大地加速了火焰燃烧产生的能量和火焰传播速度，因此会造成更为严重的氢气风险。
2023年02期 v.43;No.180 421-427页 [查看摘要][在线阅读][下载 1479K] [下载次数：71 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：0 ] - 熊光明;朱勇;谭蔚;
针对某压水型核电厂新研发蒸汽发生器的传热管，采用ASMEBPVC-Ⅲ推荐的半经验公式及相应参数取值，计算得到了悬臂传热管在空泡份额为0%（单相水）、10%、20%、50%、80%、90%下的流弹失稳临界流速。同时，设计开展了悬臂传热管阵在各空泡份额下的流致振动实验，测得了传热管流弹失稳临界流速、动水中的振动阻尼比及固有频率等关键参数。实验中测得的振动阻尼比主要包含了两相阻尼与粘滞阻尼，随空泡份额的变化而变化，范围为1.51%～3.98%，考虑测量不确定度后，该值可用于本文所述蒸汽发生器设计，且具有一定的保守性。分析结果表明，规范推荐的公式及参数计算所得传热管流弹失稳临界流速和实验结果趋势相同、规律一致，前者较后者有较大的保守性，安全系数在1.5以上；采用实验测得的阻尼比及固有频率重新计算得到的临界流速安全系数有所下降，但仍高于1.1。通过实验和分析，讨论了文中所述新研发核电厂蒸汽发生器传热管束流弹失稳评价关键参数取值及分析方法的合理性与保守性，可用于工程产品的设计及分析。
2023年02期 v.43;No.180 428-437页 [查看摘要][在线阅读][下载 902K] [下载次数：135 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 邹象;段军;吴彦农;于大鹏;
文章介绍了一种风险指引型的核动力厂建造异常重要性判定方法（cSDP）的基本原理及应用流程，该方法建立了建造质量和反应堆风险之间的联系，能够对核动力厂建造阶段发生的异常进行重要性的量化评价。采用该方法对AP1000核电厂建造阶段发生的非能动堆芯冷却系统调试试验失败和核岛基础建造缺陷两起案例进行了实际应用，结果表明，该方法能够快速、准确地筛选出重要的建造异常，有利于实现监管资源的合理分配，提高核动力厂建造监管水平。
2023年02期 v.43;No.180 438-444页 [查看摘要][在线阅读][下载 715K] [下载次数：35 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ] - 毛欢;熊文彬;
本文的目的是基于核电厂可用的资源，建立一套控制核电厂的多个系统不可用时的叠加风险的方法。主要方法是研究现有的几种控制叠加风险的手段，比较各自的优点、缺点和所需资源，最后以确定论为基础，以概率论的方法为补充，建立一套现实可行的方法。该方法基于核电厂设计，在技术规格书管理的系统和功能范围内建立支持-被支持系统关系矩阵。建立合理的安全功能鉴定流程，基于支持-被支持关系矩阵开展安全功能鉴定，以确保任何安全功能的丧失都能被监测到。根据安全功能丧失的情况，采取最合适的措施来限制叠加风险。设定最长允许停役时间，以避免不可用系统的修复时间不合适的延长。对冗余系统或部件补充安排试验或维修，避免重大风险配置的发生。
2023年02期 v.43;No.180 445-450页 [查看摘要][在线阅读][下载 795K] [下载次数：28 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 周涛;许鹏;毛赏;方俊豪;张博雅;
通过建立太平洋水动力模型，计算得到福岛核泄漏发生后，相关海域核素的扩散规律、福岛核污水船运排放预测及距离海岸1 km隧道核污水排放预测情况。通过计算结果与实际测量值进行对比发现，模拟结果与实测值吻合良好，证明了计算结果的准确性。计算结果表明：核污水一方面随着海流迁移，另一方面扩散，放射性核素浓度较高区域沿海岸线向北迁移，随后向东北方向螺旋前进。核污水船运排放后核素随海流迁移较慢，基本呈现以排污点为中心的轴向扩散，核污水中放射性核素受海流、潮流和扩散的影响，逐渐呈现带状分布，且向东北方向迁移，并于第15日左右到达日本沿海地区。无论是沿海，还是1 km排放，放射性核素会很快扩散到沿岸。随着扩散的进行，核污水中放射性核素受海流、潮流和扩散的影响，逐渐呈现带状分布，且向东北方向迁移。
2023年02期 v.43;No.180 451-460页 [查看摘要][在线阅读][下载 1295K] [下载次数：1689 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：1 ] - 曹少飞;陈凌;李建国;原寒;王学文;马炳辉;
为探究西北地区典型野生植物体内氚的分布情况，在密闭环境舱和阳光人工气候室内开展氚化水（HTO）蒸汽短期释放后3种代表性野生植物（梭梭、多枝柽柳和骆驼刺）体内氚的累积行为实验研究。结果表明，HTO短期释放后氚在植物体内的分布随植物种类和器官的不同而不同。相同实验条件下，骆驼刺地上部分组织自由水氚（TFWT）和有机结合氚（OBT）的活度浓度最高。对于同一植物种类而言，不同器官的TFWT、OBT活度浓度由大到小依次为：叶>茎>根。3种试验植物不同部位TFWT活度浓度随着植物的生长均呈降低趋势，其中叶片TFWT活度浓度的降低尤为显著。3种试验植物叶片OBT活度浓度随着植物的生长均呈显著降低趋势，其降幅由大变小；而茎部OBT的活度浓度则先增大后减小。
2023年02期 v.43;No.180 461-467页 [查看摘要][在线阅读][下载 818K] [下载次数：89 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ]