- 顾松鹰;尹闯;岳亮;
本文概述了核电厂维修规则性能指标的制定方法，结合CPR1000核电机组低压安注系统的维修规则的可靠性指标的制定过程，特别针对工艺流程复杂的系统的可靠性指标制定提出技术改进。本文提出通过“按功能”或者“按设备”的方法，对系统中的若干个相关设备进行分组以设置“设备级”指标，以解决对设备组合设定指标的困难；针对复杂系统可靠性指标计算，运用泊松分布统一描述需求失效和运行失效，并使用失效率期望值来简化计算过程，以解决复杂系统中大量设备的失效率计算困难。本文对其中运用的数学工具均进行了合理的解释和证明。
2023年05期 v.43;No.183 989-995页 [查看摘要][在线阅读][下载 607K] [下载次数：83 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：3 ] - 徐志辉;刘鹏;贾明;张宇欣;刘朝鹏;杨明;
受人因工程应用基础理论、基础数据缺乏以及方法论工程应用能力不足等因素的制约，目前核电站人因设计与分析均围绕各人因要素相对独立地开展工作，集成性不足且具有明显的应用局限性。本文基于国际标准要求，提出了一种人因要素集成化、系统化实施新技术，并在“华龙一号”英国通用设计审查实践中开展了工程应用。实践表明，该系统化的人因安全集成分析新方法能有效融合人因工程多种要素并与核电站设计充分结合，从而更为全面和综合地评估核电站设计阶段的人因安全风险状况，并通过将风险信息在各设计环节之间进行传递和迭代，促进人因工程原则的深入应用，为核电站人因安全水平提升提供了新的技术保障途径。
2023年05期 v.43;No.183 996-1003页 [查看摘要][在线阅读][下载 604K] [下载次数：344 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：3 ] - 孙德泉;秦乐刚;董云;郑文棠;丁子星;陈立伟;
本文根据核设施潜在风险后果，按照边坡破坏对核设施安全的危害程度，将核设施厂址边坡进行了安全等级划分，并分析其他行业边坡设计安全要求，对核设施厂址边坡安全性评价中的参数输入和安全性评价标准进行研究，提出了一套核设施厂址边坡安全性要求体系，并以某典型核设施厂址边坡为例对研究成果进行了实例计算加以佐证，以期为合理可行地进行核设施厂址边坡设计，科学有效的开展核设施厂址审评提供参考和依据。
2023年05期 v.43;No.183 1004-1014页 [查看摘要][在线阅读][下载 677K] [下载次数：66 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 张琪;杨淑涵;孙培伟;魏新宇;邱磊磊;
蒸汽发生器在实际运行过程中系统参数会发生改变。为保证蒸汽发生器模型能够真实反映蒸汽发生器的实际状态，以蒸汽发生器水位、蒸汽压力、一次侧冷却剂出口温度以及循环流量等观测变量，进行基于三维变分算法的蒸汽发生器模型同化多种蒸汽发生器观测数据的方法研究。对蒸汽发生器仿真模型进行不确定性分析以确定参数调整范围，基于SOBOL算法的敏感性分析结果选择待优化参数组合，拟合关键参数与观测变量之间的函数关系式作为观测数据与模型的耦合方式，最后利用优化算法求解获得了最优参数组合，实现了蒸汽发生器模型的数据同化。通过模型计算值与观测数据对比，结果表明该方法可使蒸汽发生器的仿真精度明显提高，证明了本文方法的正确性。
2023年05期 v.43;No.183 1015-1026页 [查看摘要][在线阅读][下载 1050K] [下载次数：152 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 于淼;顾钰;杨振宇;万维进;桂璐廷;
针对核电厂总体用水量大，用水去向不明确，废水综合利用不彻底等问题，本文以某核电厂初可研阶段用水设计为研究基础，结合生产经验，对用水排水流程进行了优化。通过对全厂采用高效节水措施和废水综合利用工艺，实现废水的梯级利用、分类处理、分质回用。用水流程优化后，降低了核电厂淡水取水量，保证了全厂节水及废水的综合利用，为该核电厂后续水工、化学设计提供参考。
2023年05期 v.43;No.183 1027-1033页 [查看摘要][在线阅读][下载 747K] [下载次数：120 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：3 ] - 汪世军;郑国文;张宇;雷强;张晶;蒋婧;庞洪超;骆志平;陈凌;
核电厂运行期间向环境排放的放射性废气，是核电厂向环境排放放射性物质的主要途径。核电厂放射性废气处理过程中的工艺监测和流出物监测数据，是判断核电厂运行状况的重要依据。本文介绍一种基于NaI(Tl）探测器的管道外非接触式气体活度浓度探测方法，通过晶体尺寸设计和屏蔽室设计实现~(133)Xe的管道外非接触式放射性废气的活度浓度测量，对于直径80 mm管道内气体的~(133)Xe核素的最小可探测浓度为4.2×10~5 Bq/m~3，测量时间为30 s，废气中其他高能核素对测量的影响较小。
2023年05期 v.43;No.183 1034-1040页 [查看摘要][在线阅读][下载 774K] [下载次数：55 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 邓龙杰;郑佳强;齐军;胡彪;方奇术;乔彦龙;修振野;
循环水泵是核电厂三回路循环冷却水系统中的关键设备，直接关系到核电厂冷却水的顺利输送，进而影响核电厂安全、可靠和经济运行。该循环水泵电机滑动轴承具有低转速（197 r/min）、大比压（4.26 MPa）的技术特点，针对轴承在额定工况、超速工况进行润滑计算，分析不同工况下油膜厚度、油膜温度情况，根据计算结果对轴承结构及材料进行优化设计与分析。结果表明，结构优化后额定工况推力轴承油膜厚度提升至0.016 mm，安全裕量增大。
2023年05期 v.43;No.183 1041-1048页 [查看摘要][在线阅读][下载 800K] [下载次数：129 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 李伟;周录坤;袁禹;方奇术;乔彦龙;
为验证三代核电厂大口径卸压系统管线实施冰塞作业的安全可靠性，模拟管线的实际工况对冰塞形成过程进行试验验证分析，并在评估反复冰塞作业后，对管材损伤进行试验研究。可靠性验证过程包括有限元模拟计算和理化试验两部分内容。基于ANSYS软件的运用，对核电站卸压系统管线冰塞形成过程中管道温度场进行模拟计算，进而得出冰塞形成的确切时刻，以及某时域内冰塞厚度的变化情况，以保证冰塞形成后具有一定的强度。理化试验主要分为金相组织检验、显微硬度测试、夏比冲击试验、常温拉伸试验和扫描电镜断口分析。并根据上述结果分析，对现有的冰塞作业进行优化建议，对核电厂冰塞作业程序进行评估改进。
2023年05期 v.43;No.183 1049-1058页 [查看摘要][在线阅读][下载 1034K] [下载次数：108 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 刘科;郝天才;路广遥;
为实现海上浮动核电站稳压器水位的精确测量，保证反应堆的运行安全，提出一种新型水位测量装置。本文分别从测量原理，试验装置，试验项目，以及试验结果分析4个方面展开论述，验证了该装置能够解决海上浮动核电站稳压器的水位测量问题，为摇摆工况下设备水位测量提供重要参考。
2023年05期 v.43;No.183 1059-1063页 [查看摘要][在线阅读][下载 674K] [下载次数：108 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 李向宾;徐嘉宁;刘宇生;杨帅;冯明聪;吴樵;
为进一步深入了解动态系统比例分析理论，以单相自然循环系统为研究对象，研究了基于膨胀变换的新型动态比例分析方法，获得了固定长度比例下不同膨胀数所对应的相似数组，并利用RELAP5程序计算了简单矩形环路内对应工况时的自然循环特性，分析了对应关键参数及相似准则数的变化规律。结果发现：在大部分工况下，整个动态过程中模型和原型系统的质量流量误差与冷热段温差误差均在较小范围内；当膨胀数由0.5到1.0增大的过程中，缩比工况的归一化质量流量与归一化温差变化趋势与原型工况逐渐接近，同时流量误差与温差误差均逐渐减小。基于单一膨胀数方法所得的自然循环相似准则数组中，热源数是决定性准则数，而理查森数和斯坦顿数均为非决定性准则数。
2023年05期 v.43;No.183 1064-1072页 [查看摘要][在线阅读][下载 705K] [下载次数：68 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 张佶翱;陈国才;况慧文;孔凡鹏;沙平川;潘延卿;魏兴;杨赟;
本文将PSA模型分析应用于电站运行管理工作梳理中，提出了基于PSA风险见解的风险薄弱项查找方法与管理优化流程，并且在“华龙一号”运行机组上进行应用实践，提出并实施“应急硼注入系统管理优化”，“附加柴油机接入方式优化”两项重要的管理与设计优化，研究表明，实施变更后机组功率运行内部事件一级PSA堆芯损伤频率降低约10%。本方法对于核电机组的PSA见解应用与运行安全提升，具有重要现实意义与推广价值。
2023年05期 v.43;No.183 1073-1078页 [查看摘要][在线阅读][下载 663K] [下载次数：138 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ]
- 施慧烈;但体纯;罗垚;汪潇;王先元;
通过高温高压C型环试验方法研究了国产690TT与800合金传热管在苛性钠溶液中的应力腐蚀开裂（SCC）行为。研究结果表明，在300℃饱和氧10%NaOH溶液中，690TT传热管与800合金传热管在局部位置发生沿晶/穿晶应力腐蚀开裂（IG/TGSCC），裂纹向纵深发展，生长速率分别达到0.059 mm/a、0.076 mm/a；在300℃饱和氧30%NaOH溶液中，690TT传热管与800合金传热管未发生应力腐蚀开裂，腐蚀形态主要为均匀腐蚀+晶间侵蚀（IGA）混合模式，690TT管最大均匀腐蚀速率为0.060 mm/a,IGA深度为20～30μm，综合腐蚀速率达到0.112 mm/a;800合金管最大均匀腐蚀速率为0.350 mm/a,IGA深度为10μm，综合腐蚀速率达到0.367 mm/a。
2023年05期 v.43;No.183 1079-1089页 [查看摘要][在线阅读][下载 882K] [下载次数：111 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 张盼;潘昕怿;王业辉;吴鹏;
为了分析核电厂发生丧失全部给水事故后的瞬态响应，用于支持概率安全分析成功准则的确定，本文以国产先进压水堆核电厂为研究对象，利用系统分析程序建立了电厂模型，研究了事故后电厂的瞬态特性，并开展了二次侧非能动余热排出系统（ASP）、操纵员动作时间、开启阀门数量的敏感性分析，得出如下结论：如果3列ASP系统有效，堆芯余热由ASP系统带出，能够维持堆芯冷却；如果仅1列ASP系统有效，操纵员至少有7 100 s来执行充排操作来实现堆芯冷却；如果所有ASP系统均失效，操纵员需要及时执行充排操作，且至少要手动开启2个稳压器安全阀或1个严重事故专用卸压阀来实现堆芯冷却。
2023年05期 v.43;No.183 1090-1095页 [查看摘要][在线阅读][下载 643K] [下载次数：110 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 周文辉;唐占梅;胡石林;
不锈钢结构材料在压水堆水化学条件下产生应力腐蚀开裂（SCC）影响核电站安全，掌握应力腐蚀敏感性影响因素边界条件具有十分重要的意义。采用恒应变速率拉伸试验方法，结合断口分析技术，研究了应变速率对第三代压水堆核电站主管道材料316 LN在高温B-Li水化学条件下SCC的影响规律。结果表明：在1 000 mg/LB、2 mg/LLi、10 mg/LCl饱和氧高温B-Li水溶液中，随着应变速率的降低，316 LN的延伸率、最大破断应力、断裂能呈减小的趋势，而SCC敏感指数呈增大的趋势；只有当应变速率低于或等于4.17×10~(-6)/s时，试样才萌生SCC裂纹，316 LN产生SCC的临界应变速率介于8.34×10~(-6)～4.17×10~(-6)/s范围；当应变速率降低到4.17×10~(-6)/s时，316 LN主要发生穿晶型SCC，裂纹呈扇形向基体内扩展，而当应变速率降为8.34×10~(-7)/s时，316 LN开裂模式转变为沿晶和穿晶混合型SCC。
2023年05期 v.43;No.183 1096-1104页 [查看摘要][在线阅读][下载 771K] [下载次数：183 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：0 ] - 万洁;孙皖;李想;朱隆祥;马在勇;张卢腾;潘良明;
为研究空气-水逆向流动局部特性，本文基于VOF(volume of fluid)模型对D=25 mm的圆管中气液逆向流动过程中界面波的演变开展了数值计算，分析了流动过程中界面波波形的变化，计算结果与实验中液膜厚度变化符合较好。对不同液相流速工况下的流场变化分析可得，流动过程中界面波前后产生的压差引入了削弱界面波稳定性的附加作用力，且界面波前后压力变化随液相流速的增大而增大；与此同时，气相流速越大，界面波波幅沿轴向发展越迅速，表明界面波的不稳定性随气相流速的增大而增大。由此可得，气相流速及液相流速的增大都会使界面波的稳定性降低，即更容易发生液泛。
2023年05期 v.43;No.183 1105-1112页 [查看摘要][在线阅读][下载 784K] [下载次数：127 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 魏巍;李青;谢政权;黄雄;马国扬;谢明亮;
在核电厂严重事故条件下，核应急响应人员需要判断电厂事故所处的状态并给出正确事故处置决策。核事故在线诊断及评估专家系统（ADEES）以MAAP5软件作为计算内核，利用机组传感器采集的有限数据（或模拟机数据）作为输入，诊断电厂当前所处于的事故阶段和根本原因，应用电厂热工水力模型在线跟踪机组的事故状态，再利用跟踪获得的事故状态作为起点来预测事故的发展、评价干预措施的效果，指导电厂技术支持人员执行SAMG，从而为应急决策及事故处置提供辅助支持。本研究得到国家重点研发计划（编号：2019YFB1900700）的资助。
2023年05期 v.43;No.183 1113-1121页 [查看摘要][在线阅读][下载 697K] [下载次数：147 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：1 ] - 史国宝;芦苇;方立凯;张伟;薛山虎;
严重事故下用于缓解和监测的设备仪表能否以合理的可信度执行其预期功能，称为设备可用性论证。严重事故环境条件是可用性论证的基础，基于现象分析结合概率安全评价见解，讨论了始发事件及一回路降压、氢气控制等多种缓解措施对热工水力环境条件的影响，选取7个典型严重事故序列并完成计算分析，根据结果的热工水力特征，将其归并为氢气持续点燃、氢气整体爆燃及无氢气燃烧长期升温升压3类热工水力环境条件，其中第1类是主导性的。针对前两类环境条件，建立了高10 m，容积为60 m~3的试验台架开展典型设备的氢气燃烧环境可用性试验，为弥补试验台架与实际安全壳的差异，实现燃烧峰值和半峰时间的包络性，采用氢气预混合爆燃叠加持续通氢燃烧的试验方法来模拟氢气燃烧的环境条件。其中，对于不能完全包络的个别第二类条件，考虑热滞后效应，分析了设备的实际升温情况，证明设备承受的环境与安全壳环境的等效性。通过上述试验和方法已完成10类CAP1400严重事故缓解设备和5类测量仪表试验件在氢气燃烧环境下可用性论证。
2023年05期 v.43;No.183 1122-1130页 [查看摘要][在线阅读][下载 602K] [下载次数：63 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ] - 袁显宝;陈文祥;石强;张永红;魏靖宇;张彬航;毛璋亮;杨森权;
压水堆大破口事故下会发生锆水反应以及熔融物与混凝土反应，产生氢气的同时伴随大量热量释放，这会对安全壳完整性产生巨大威胁。本文对锆合金氧化机理模型进行优化，添加了锆合金与空气氧化机理模型并优化了锆水反应计算模型，使用优化后的一体化程序，研究百万千瓦级压水堆核电站在发生大破口叠加高、低压安注失效事故下氢气源项及缓解措施。分析表明，氧化计算模型优化后堆芯产氢量减少了26.3 kg。堆腔注水可以持续带走压力容器内的热量，保证压力容器完整并防止熔融物与混凝土反应；氢气复合器与点火器联合使用，可以更有效、更快速降低安全壳内氢气浓度，防止氢气在安全壳内聚集，从而保证安全壳的完整性。
2023年05期 v.43;No.183 1131-1137页 [查看摘要][在线阅读][下载 817K] [下载次数：167 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ] - 杨杰;王凯;田华;孙渝刚;袁芳;陈哲贤;
为实现隔震结构在静载阶段隔震层位移较小的同时满足动载阶段良好的减震效果，设计了一种由水平隔震单元和高静低动隔震系统（斜置橡胶支座和负刚度装置构成）组成的高静低动三维隔震系统。针对核电厂结构建立了该系统的竖向动力模型，分析了参数对系统传递率的影响，结果表明随着刚度比、阻尼比和力激励幅值比的增大，弹簧压缩比减小，力传递率幅值越小，在共振区体现出更好的隔震效果。通过对高静低动隔震系统进行静力加载试验，结果表明高静低动隔震系统在动载阶段滞回曲线饱满，具有较低刚度特征。通过理论模型与试验结果的对比，表明所提出的高静低动隔震系统理论模型能较好反映该装置系统力学特性。
2023年05期 v.43;No.183 1138-1149页 [查看摘要][在线阅读][下载 1299K] [下载次数：131 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：0 ]