- 许雷雷;
为完善国内核电厂安全系统整定值的确定和维护方法，通过分析国内当前整定值相关法规和标准要求，以及监督试验存在的关键技术问题，并与国外最新研究成果进行比较，指出了可行的改进方法。研究成果可用于完善国内整定值标准，以及技术规格书等中安全系统仪表整定值的确定和维护监督要求。
2024年06期 v.44;No.190 1264-1270页 [查看摘要][在线阅读][下载 1133K] [下载次数：24 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：33 ] - 高志虎;潘俊林;孙博;杨西;吴泽豫;王自力;
堆芯紧固件是确保反应堆堆芯围板可靠连接与固定的关键结构件，服役过程中极易受到堆芯辐照作用而发生辐照促应力腐蚀开裂(IASCC),但目前缺乏考虑反应堆服役阶段辐照影响的堆芯紧固件可靠性定量评估方法。本文基于IASCC裂纹萌生时间模型和裂纹扩展时间模型，考虑堆芯内部中子辐照和温度等关键因素变化，提出了一种基于两阶段累积损伤的堆芯紧固件疲劳可靠性评估方法，根据反应堆实际运行工况，量化辐照对紧固件的累积损伤，进而建立疲劳可靠性模型。该方法能够用于反应堆不同运行工况条件下堆芯紧固件的疲劳可靠性评估，可为反应堆的精准运维提供定量依据支撑。
2024年06期 v.44;No.190 1271-1280页 [查看摘要][在线阅读][下载 1434K] [下载次数：32 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：15 ] - 许多挺;刘虓瀚;卫小艳;缪昕颖;金鑫;
近年来Cr涂层锆合金包壳这一方案在各国核电领域均有明显的研发进展，但是与疲劳性能相关的公开资料却非常有限。本文基于试验数据，以保守的方案考虑了Cr涂层对于锆合金包壳疲劳性能的影响，修正了包壳疲劳模型。首次采用CPR1000压水堆核电机组包络功率史，以常规锆合金作为参考，对负荷跟踪运行模式下的Cr涂层锆合金疲劳性能展开了数值模拟研究。结果表明，虽然Cr涂层会对锆合金包壳疲劳性能产生不利影响，但是对于CPR1000核电机组，在80%循环长度的负荷跟踪运行模式下，Cr涂层锆合金包壳没有发生疲劳失效的风险。
2024年06期 v.44;No.190 1281-1287页 [查看摘要][在线阅读][下载 1114K] [下载次数：38 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：14 ] - 张宝存;张增魁;
核电厂反应堆是用来布置核燃料、维持可控安全的核裂变，并将裂变释放的热量传递给传热介质的装置。反应堆内部的构件安装，是一项工艺流程复杂，技术要求高，精度控制难度大，环境要求苛刻，施工周期长的工作。而堆内构件中的冷装销安装，是整个构件安装工作中关键且施工难度大的安装工序，涉及冷装销结构测算分析，装配计算分析，冷却时间计算，安装技能练习等内容，并对分析计算结果进行试验验证，最终实现冷装销精准安装，达到技术标准要求，实现质量控制目标，从而探索出冷装销安装的最佳工艺过程控制方法，为核电厂冷装销的安装工作提供了可靠，实用的工艺逻辑和过程控制措施。
2024年06期 v.44;No.190 1288-1293页 [查看摘要][在线阅读][下载 966K] [下载次数：9 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：11 ] - 李新宇;张东辉;张熙司;薛方元;
在典型的钠冷快堆设计中，控制棒组件出口冷却剂温度明显低于周围燃料组件出口冷却剂温度，使控制棒导向管内外温差较大，可能造成局部热应力过大，造成结构损坏，给核电厂安全运行带来隐患。拟通过改变控制棒组件流量分配方式缓解该问题，为确定不同控制棒组件流量分配对导向管及其内部冷却剂和结构材料温度分布情况，采用CFD软件FLUENT,分别对控制棒组件三种不同流量分配方案下，对应的堆芯出口区域冷却剂及连接装置进行流固共轭换热计算，并对堆芯出口区域冷却剂温度分布情况、导向管内部冷却剂及结构材料温度分布情况、导向管内外壁面轴向、周向温差分别进行分析。结果表明，流量分配越大将导致导向管壁面温差越大，从而带来热应力问题，而流量分配较小将使驱动机构与控制棒操作头处温度升高，考验材料耐热性能。获得了控制棒组件力学评价的设计输入，确定了结构部件热条件最恶劣的区域，同时验证了一种较为合理的控制棒组件流量分配方案。
2024年06期 v.44;No.190 1294-1307页 [查看摘要][在线阅读][下载 1880K] [下载次数：30 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：13 ] - 武帅哲;胡培政;佟立丽;
喷淋液滴行为特征对事故下安全壳降温降压及放射性气溶胶去除评估具有重要影响。本文采用三维数值模拟方法研究空间内压力旋流喷淋液滴粒径及速度分布，通过与实验数据对比，验证了离散相模型的适用性。分析了液滴在空间内不同位置处的粒径及速度特征，并得出不同喷淋压力对液滴行为的影响。结果表明：球形曳力模型适用压力旋流喷嘴的液滴特性分析；在径向位置上，液滴粒径符合正态分布，距离中心越远，液滴速度越小；在轴向下落方向上，液滴粒径的最大值先增加后减少，液滴速度逐渐减小并趋于稳定，液滴质量浓度逐渐向外围移动；喷淋压力越大，统计粒径越小，稳定的液滴速度值越大。
2024年06期 v.44;No.190 1308-1315页 [查看摘要][在线阅读][下载 1686K] [下载次数：27 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：8 ] - 刘雅斌;梁琪;何大庆;张伟;王笑语;张宇宁;
磨蚀现象常对周围的壁面造成严重损伤，是水力机械中广泛关注的问题。本文通过高速摄影系统对空泡生长溃灭形态演化和形心移动特性进行了分析并用Kelvin冲量研究了射流强度和方向变化特性，重点考虑了颗粒-壁面距离、颗粒-空泡距离和空泡最大半径的影响。研究发现：(1)空泡生长和溃灭受到颗粒和壁面的共同影响，出现了锥形、梨形、颈状结构甚至断裂等不同的形态，射流的方向发生偏转。(2)空泡中心移动距离受到颗粒和壁面距离以及颗粒与空泡距离的显著影响，随着两者的增大，形心移动距离分别减小和增大。(3)当颗粒和空泡间的距离增加时，射流强度先减小后增大，射流方向逐渐从朝向颗粒转变为朝向壁面。
2024年06期 v.44;No.190 1316-1326页 [查看摘要][在线阅读][下载 1565K] [下载次数：45 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：13 ] - 吴伟帮;董义令;
针对压水堆核电厂稳压器电加热器包壳与套管角焊缝内部缺陷射线检测的难点，采用CIVA仿真软件中的射线模块对该焊缝进行了缺陷检验仿真分析，并根据仿真结果制作模拟件采用了~(192)Ir射线源进行倾斜透照试验。结果表明，CIVA仿真结果与实际检测结果吻合度较高，通过厚度补偿及合理制定检验工艺方案可以达到较好的检验效果，射线照相底片质量虽然无法完全达到标准要求，但内部缺陷射线检测仍具备一定的可行性，可以为此焊缝的射线检测提供参考。
2024年06期 v.44;No.190 1327-1336页 [查看摘要][在线阅读][下载 1558K] [下载次数：23 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：6 ] - 王之肖;谢恩飞;牛文华;麻景峰;李盛杰;胡剑;
我国自主研发的“华龙一号”是世界上最为先进的三代核电技术之一，对反应堆冷却剂回路腐蚀性产物及运行人员放射性剂量控制均提出较高要求。本文从系统设计需求、电厂安全、环境影响、技术成熟度以及经济性等方面，对富集硼酸和天然硼酸在核电厂应用效果进行了详细对比研究，结果发现，采用富集硼酸方案，可更好控制核电厂一回路pH值，进而降低反应堆冷却剂回路腐蚀性产物生成与沉积，并在维持一回路压力边界完整性、放射性废物减容、降低放射性氚排放等方面表现较好，且在技术成熟度上无明显短板。因此，富集硼综合评价较高，成为“华龙一号”的最终选择。
2024年06期 v.44;No.190 1337-1342页 [查看摘要][在线阅读][下载 855K] [下载次数：26 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：12 ] - 屈波;欧平文;
根据福岛核事故的经验教训，当不可预期的外部灾害发生时，及时执行一回路临时注水策略能有效缓解严重事故进程。一回路临时注水策略的实施效果受多种因素影响，本文通过对影响一回路临时注水策略的不确定因素进行研究分析，明确关键因素对实施效果影响，基于研究结果总结给出一回路临时注水实施策略，为后续先进压水堆临时注水策略实施提供参考。
2024年06期 v.44;No.190 1343-1348页 [查看摘要][在线阅读][下载 1073K] [下载次数：18 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：11 ]
- 何理;郑洁莹;赵文滔;顾梦媛;杨丽丽;
从辐射源项调查分析、源项控制和辐射防护最优化支持系统等方面，介绍了田湾核电厂VVER机组降低辐射源项对工作人员集体剂量的具体控制措施。分析表明，通过对核电厂机组大修期间系统地开展辐射指数测量、辐射源项监测和数据分析、剂量评估，了解主要放射性核素产生途径，从而有针对性地优化工艺过程和关键作业方案，能够有效控制与减少辐射源项的产生，达到降低工作人员集体剂量的目的。
2024年06期 v.44;No.190 1349-1355页 [查看摘要][在线阅读][下载 1149K] [下载次数：18 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：13 ] - 黄雄;李小龙;魏巍;朱邵波;马国扬;陈雨晴;杨绪杰;谢政权;陈家庆;
本文以秦山三期CANDU6机组为例，应用一体化严重事故分析MAAP5-CANDU程序建立CANDU6机组模型，选取主热传输系统发生小破口(SB-LOCA)作为始发事件，对不同破口尺寸和不同破口位置对堆芯及堆腔氢气源项进行敏感性分析。结果表明：在整个事故进程中，破口尺寸和破口位置对堆芯内氢气源项影响不大，且没有呈现明显的规律，堆芯氢气累积产量为69.9～85.6 kg;出口集管发生7%破口尺寸事故时，MCCI开始时间最早，为54.94 h,且堆腔氢气累积产量最大，为1 768.4 kg; MCCI是CANDU机组严重事故期间氢气的主要来源，事故期间确保排管容器的完整性至关重要，将直接影响到安全壳屏障的完整性，这可为CANDU机组严重事故氢气风险预防、缓解措施的制定、评价和优化提供一定的理论参考。
2024年06期 v.44;No.190 1356-1364页 [查看摘要][在线阅读][下载 1485K] [下载次数：24 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：11 ] - 杨安义;李旭凤;
随着我国核能事业的快速发展，加强核设施网络安全建设已成为当务之急。当前国际主流实践是基于分级保护和纵深防御理念，建立核设施网络安全计划，以提高核设施的网络安全防护水平。其中核设施的网络安全定级，既要满足国家相关法律法规要求，又要契合核行业实际，因而也成为整个计划的难点之一。对比分析当前国内外核设施网络安全分级标准实践，根据我国等级保护标准有关要求，结合核行业特点，提出核设施遭受网络攻击后侵害程度的判别指标和分类判定规则，验证结果证明，该方法具有较好的科学性和实用性，对进一步做好我国核设施网络安全定级工作具有促进作用。
2024年06期 v.44;No.190 1365-1371页 [查看摘要][在线阅读][下载 1125K] [下载次数：22 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：12 ] - 刘伟;杜伟;
针对核电厂中压10 kV不接地系统，提出一种基于长短期记忆网络(LSTM)的核电厂不接地系统单相接地故障定位方法。首先对核电厂的行波噪声进行分析，发现其电压故障行波中含有高频周期噪声信号影响故障波头的准确识别，利用LSTM模型能较好预测时间序列数据的优势，精确预测出噪声信号的变化规律，从而将该噪声信号从电压原始行波信号中滤除；然后利用小波变换模极大值法确定故障行波波头到达线路两端的时间，代入双端行波定位法公式中计算具体的故障位置；最后利用PSCAD搭建仿真模型，仿真结果验证了所提故障定位方法的有效性及可靠性。
2024年06期 v.44;No.190 1372-1380页 [查看摘要][在线阅读][下载 1314K] [下载次数：21 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：9 ] - 王庆礼;刘东;张冰;
本文基于核电厂事故处理策略制定的典型流程，开展了基于风险指引的核电厂事故处理策略制定方法探究，识别了制定事故处理策略中的可应用风险指引设计理念的主要环节，提出了在工况清单制定、工况情景推演及其运行对策制定，以及安全系统配置效能评估等环节中风险指引设计理念的应用导则，并通过部分应用示例，阐明了风险指引设计理念可用于事故处理策略制定及其完善，有利于提升核电厂安全配置效能，助力安全配置简化、安全性和可靠性提升。
2024年06期 v.44;No.190 1381-1387页 [查看摘要][在线阅读][下载 958K] [下载次数：12 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：7 ] - 鲍青波;王鑫;王争光;付晓涛;胡剑;李盛杰;
安全壳整体泄漏率试验是安全壳打压试验中最重要的试验项目之一。安全壳专用于整体泄漏率试验的温度、湿度仪表的配置方案会决定其所代表的体积权重的准确度，从而直接影响安全壳的整体泄漏率试验测量结果。本文通过对安全壳打压试验期间安全壳内能量场的分析，对安全壳内大空间进行控制体划分，提出了一种基于控制体积法的安全壳整体泄漏率试验温度和湿度仪表的配置方法。此外，本文还结合温、湿度仪表的配置结果，给出了安全壳内干空气质量、安全壳整体泄漏率测量值和泄漏率测量值95%置信上限值(UCL)的计算，并给出验证试验执行效果评价。
2024年06期 v.44;No.190 1388-1394页 [查看摘要][在线阅读][下载 944K] [下载次数：36 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：12 ] - 陈蕉容;陈焱;柴保发;陈丹;
核电厂应急通信系统是保障核电厂应急响应行动有效执行的重要环节之一，应保证在所有假设始发事件和事故工况下可用。应急通信系统基于核电厂的正向设计过程，研究法规标准、应急及事故处理的相关设计要求，分析核电厂事故工况与内外部灾害可能造成的影响，进而从系统配置、系统架构及系统配电等方面提出满足核电厂应急需求的通信系统设计方案，以保障核电厂应急响应的开展。核电厂应急通信系统设计按照积极兼容和少许专设的原则将安全电话系统、有线广播系统及声报警系统作为应急专设通信系统，安全电话系统保障应急响应时关键和重要岗位之间的通信，有线广播系统与警报系统在核电厂范围内实现完整、有效的覆盖以通知厂内人员。为保证核电厂应急通信系统的可靠性，安全电话采用程控交换和卫星通信双重保障的系统架构设计，有线广播系统与警报系统采用主设备之间以环形网络组网的架构设计，且安全电话系统与有线广播系统按抗震1类设计，三套系统均配置多样性的后备柴油机电源，以此构成高可靠的核电厂应急通信设计方案。
2024年06期 v.44;No.190 1395-1402页 [查看摘要][在线阅读][下载 1422K] [下载次数：20 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：7 ] - 王琪;王晶;王金凯;王建华;
为分析“华龙一号”事故后场外风险，开展了“华龙一号”三级概率安全分析。对“华龙一号”建立了三个阶段的工作流程，选取PC COSYMA作为评价工具，识别了该软件的局限性，建立了基于通用厂址条件的三级概率安全分析方法论，并开展了“华龙一号”的三级概率安全分析。分析得到剂量-频率分布、个人风险以及社会风险，论证了“华龙一号”的事故后场外风险整体处于较低水平。
2024年06期 v.44;No.190 1403-1409页 [查看摘要][在线阅读][下载 1309K] [下载次数：19 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：6 ] - 杨寿海;曹南凤;刘杰;祖铁军;徐宁;
基于中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序基础上联合开发的MATXS格式多群截面加工平台CXROS,采用ENDF/B-Ⅶ.1评价库，研制了适用于压水堆核电厂和干法贮存容器屏蔽设计的174群中子、38群光子的MATXS格式多群截面数据库CMGS1.0。该库选用权重谱IAEA weight function以及勒让德P3近似，共振自屏修正采取10组背景截面。该库含有293 K、600 K、900 K温度下的截面数据。采用SN程序以及SINBAD屏蔽基准题库的ASPIS基准题和NAIADE基准题进行基准验证。验证结果表明，CMGS1.0输运库在上述基准题中的C/E最大值为1.18,平均值为0.89,表明CMGS1.0输运库可应用于轻水堆核电厂的屏蔽计算。本工作可为屏蔽截面数据的加工和验证提供借鉴。
2024年06期 v.44;No.190 1410-1418页 [查看摘要][在线阅读][下载 1640K] [下载次数：10 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：6 ]