- 刘锋;张巍;章秩烽;刘洋;刘东海;李开健;
次临界反应堆的反应性测量问题，一直是实验反应堆物理中的一个难题，且近年来越来越迫切。文章针对ADS次临界系统的特征，提出了用脉冲源法结合源倍增法测量系统次临界度的新思路，并在ADS启明星1号次临界实验装置上进行了测量实验。根据几组不同次临界度的测量结果来看，与理论计算结果偏差一般在600 pcm左右，确认了该方法的有效性。
2022年02期 v.42;No.174 262-265页 [查看摘要][在线阅读][下载 640K] [下载次数：143 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：1 ] - 马兹容;
在压水堆之间开展的多堆联合堆芯装载设计技术能提高堆芯装载设计的灵活性，研究其对燃料经济性和机组在燃料组件损坏情况下应对能力的影响。分析了多堆联合堆芯装载设计技术对来自其他机组燃耗过燃料组件的相容性要求。计算了燃耗过燃料组件的余热与冷却时间的关系，列出了可用于燃耗过燃料组件运输的大负荷乏燃料运输容器。分析了首循环堆芯和换料堆芯面对燃料组件损坏后堆芯装载设计的应对能力，以及在采用多堆联合堆芯装载设计技术后的应对能力改善情况。开展了多堆联合首循环堆芯装载模拟设计并分析了其经济性。研究结果表明，首循环出现燃料组件损坏的风险比后续换料堆芯大，而由全新燃料组件组成的首循环应对燃料组件损坏的能力最低；通过多堆联合堆芯装载设计技术可以把首循环转化为换料堆芯，不仅能凭借换料堆芯的设计灵活性提高应对燃料组件损坏的能力，还能节省约3.2亿元人民币的燃料费。因此，多堆联合堆芯装载设计技术能提高首循环的燃料经济性和机组面对燃料组件损坏后的应对能力。
2022年02期 v.42;No.174 266-273页 [查看摘要][在线阅读][下载 651K] [下载次数：100 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 蒙舒祺;胡友森;李昌莹;胡艺嵩;阮天鸣;
压水堆（PWR）一回路材料释放的腐蚀产物会在燃料表面沉积形成污垢，增大垢致轴向功率偏移（CIPS）和垢致局部腐蚀（CILC）的潜在风险。密度是决定污垢特性的重要参数，实际测量燃料表面污垢的密度不仅成本高，而且必须考虑放射性风险，因此国内外均缺乏相关的数据。本文基于PWR运行经验和关键试验结果开发了一种燃料表面污垢密度计算模型，并与人造污垢实验数据对比，初步验证了模型的合理性，为深入研究PWR一回路燃料污垢行为提供了理论依据和数据支撑。
2022年02期 v.42;No.174 274-279页 [查看摘要][在线阅读][下载 831K] [下载次数：118 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：3 ] - 施墨操;林明贵;刘志坤;池利生;
高纯聚丙烯酸（PAA）已在核电厂试验用于控制蒸汽发生器中腐蚀产物的沉积，但实验室研究聚丙烯酸对腐蚀产物的分散效果还鲜有报道。本文使用分光光度法研究了PAA对Fe3O4的分散作用及用红外光谱法研究了Fe3O4对PAA的吸附作用。分散试验结果表明，加入10 000 mg/kg的PAA可以提高Fe3O4在溶液中的分散性，而红外光谱研究表明PAA以单核单齿方式吸附在Fe3O4表面。PAA在Fe3O4表面上吸附量与溶液pH值和PAA浓度有关。
2022年02期 v.42;No.174 280-287页 [查看摘要][在线阅读][下载 920K] [下载次数：78 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 展冉;曾献;燕青芝;张晓新;
铅基快堆由于其长换料周期、高固有安全性、高功率密度等特点在军事、民用领域具有巨大的应用潜力。文章从铅铋合金相图、合金密度和体积变化、固态力学性能三个方面阐述了铅铋合金组织及性能的研究进展。文献显示，合金中Pb、Bi元素配比，主要溶解元素Fe、Cr、Ni，外加元素（Cd、杂质）对LBE抗拉强度、体积变化等产生不同程度影响；凝固冷速影响样品微观组织以及达到最大膨胀量的时间；时效和应变速率影响合金的屈服强度，并提出了铅铋合金需要进一步研究的主要内容。
2022年02期 v.42;No.174 288-296页 [查看摘要][在线阅读][下载 998K] [下载次数：342 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：1 ] - 刘立欣;刘展;王喆;
民用小堆因单位功率下的蒸汽发生器（SG）汽空间偏小，稳压器容积和SG传热管内径偏大等特点，会引起蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故快速满溢。本文采用RELAP5程序对民用小堆SGTR事故开展了优化措施研究，并提出极限单一故障下防止SG发生满溢的工程可行方案，即增加SG高水位排放液体的溢流管线或提高二次侧设计压力且同时增加自动的安注闭锁信号，保证在事故过程中蒸汽发生器不满溢和放射性排放满足限值要求。在民用小堆专设设备基本不变的前提下，针对系统进行了优化，极大地提升了安全性，为民用小堆设计改进提出了工程可行方案。
2022年02期 v.42;No.174 297-302页 [查看摘要][在线阅读][下载 715K] [下载次数：47 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 李清;何宁;梁辉宏;
散裂中子源是由加速器产生高能质子轰击重金属靶产生高通量脉冲中子的科学装置。中国散裂中子源（China Spallation Neutron Source,CSNS）主要由加速器、靶站和中子谱仪三部分组成。净化系统作为靶站水冷系统的一个组成部分，对CSNS的安全运行起着重要作用。本文主要介绍了CSNS靶站水冷净化系统的工艺流程设计、系统重要参数的确定、系统设备选型、控制仪表和系统布置的特点以及系统各种工况下运行操作方面的设计思路。
2022年02期 v.42;No.174 303-310页 [查看摘要][在线阅读][下载 797K] [下载次数：150 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ]
- 吕俊娥;龚圣捷;
在核电厂中，流体系统需要通过各种各样的阀门进行控制。本文主要是根据ASME B&PVC对核级阀门承压边界的建造要求进行了讨论，详细分析了ASMEB&PVC在核安全1级、2级、3级阀门的建造要求，核级压力释放阀承压边界的建造要求，以及核级阀门的鉴定要求。
2022年02期 v.42;No.174 311-317页 [查看摘要][在线阅读][下载 737K] [下载次数：95 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ] - 夏林路;张雪松;赵鹏飞;陈浠毓;周世梁;
分布式控制系统（DCS）是核电厂的神经中枢，对其进行可靠性分析，识别薄弱环节，开展有针对性的设计优化和运维改进，提高电厂安全水平。DCS部件存在备用自投、在线修复等动态行为，传统故障树不能充分描述上述动态行为。针对上述问题，采用马尔科夫模型建立完整的DCS子系统可靠性模型，包括操作终端、PU处理单元、交换机，以及处理器、电源等各类模件，采用概率模型检测器PRISM对马尔科夫模型进行定量计算，得到系统的不可用率，并对系统各失效状态维修率进行了敏感性分析，结果表明，操作与监视系统（OM690）、电厂总线和采集卡失效对系统不可用率的贡献高达95%，因此，通过增加OM690系统、总线设备、采集卡的备件数量和维护人力，可有效提高上述设备的可靠性。
2022年02期 v.42;No.174 318-328页 [查看摘要][在线阅读][下载 1322K] [下载次数：184 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：1 ] - 张源;崔泽朋;孙武;赵兵;
核电厂仪表和控制系统被称为核电厂的“神经中枢”，对保障核电厂的安全稳定运行安全具有关键作用，是核电厂的重要组成部分。本文依据核电厂相关设计标准要求及参考核电厂的应用需求，提出一种核电厂安全级数字化仪控系统通信隔离设计方法，该方法针对安全级网络通信常见的两种通信方式——点对点通信和多节点通信，在安全级系统内部、安全级系统与非安全级系统之间分别设计独立于处理单元的通信模块，该通信模块本身属于安全级设备，采用异步通信、定制的双端口RAM及确定性的通信协议等方法；在多节点通信中采用双环路拓扑和节点旁路等机制来满足安全级通信隔离设计要求。通过搭建典型工程样机和专家独立工程评审，验证了本方案在工程应用中的正确性和可行性。
2022年02期 v.42;No.174 329-334页 [查看摘要][在线阅读][下载 1005K] [下载次数：133 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：3 ] - 王艺霖;范雯雯;孙煜伟;高瑞发;
压水堆核电厂尤其是内陆核电厂的氚排放一直备受关注。目前关于压水堆产氚的计算分析通常以一回路冷却剂系统作为氚活度衡算边界，系统设计对氚排放量的影响少有讨论。本文将氚活度衡算边界从一回路扩展到反应堆冷却剂净化和复用系统，考察了一回路氚比活度控制值、反应堆冷却剂净化复用系统水装量和不复用排放水量等三个系统设计参数之间的关系和它们对压水堆氚排放量的影响。经分析发现，通过提高一回路氚比活度控制值和增加净化复用系统水装量，可显著降低氚排放量。基于现有的核电厂设计，若将一回路氚比活度控制值从15 000 MBq·t~(-1)提高到44 000 MBq·t~(-1)，氚排放量设计值可以降低3%～13%，若进一步增加复用系统水装量到10 000 t，氚排放量设计值可降低46%。
2022年02期 v.42;No.174 335-341页 [查看摘要][在线阅读][下载 1196K] [下载次数：178 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 郑祥豪;张宇宁;李金伟;张梁;
为了提取核电旋转机械轴振信号中的有效成分，本文基于小波阈值去噪法、变分模态分解和互相关分析法，提出了一套适用于轴振信号降噪的流程并进行了验证。首先，使用小波阈值去噪法对原始轴振信号进行预处理，以减少高频噪声的影响，提高模态分解的精度。其次，使用变分模态分解对预处理后的轴振信号进行分析，将得到的各个模态函数分量与预处理后的轴振信号之间进行互相关分析，并根据预先设定的系数阈值完成有用信号主导的模态函数分量的筛选。最后，通过信号重构得到降噪后的轴振信号。依据模拟轴振信号的降噪结果可知，与经验模态分解和集合经验模态分解法相比，基于变分模态分解法得到的降噪后信号含噪声更少，降噪效果更优。
2022年02期 v.42;No.174 342-352页 [查看摘要][在线阅读][下载 1317K] [下载次数：499 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：20 ] |[阅读次数：1 ] - 徐宇;盛朝阳;王庆;凌礼恭;
某核电厂自动卸压系统（ADS）管道在热试过程中发生了振动超预期事件。为确定该管道振动超标的原因和处理措施，参考ASME核电厂运行和维修标准及导则第3篇，通过计算确定了该管道的振动验收准则。通过比例模型试验确定了管道振动超标的根本原因，并给出了针对性的解决管道振动超标的措施，可以作为核电厂管道振动超标问题处理的参考。
2022年02期 v.42;No.174 353-358页 [查看摘要][在线阅读][下载 893K] [下载次数：105 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：3 ] - 陈旭;尹锐佳;
三代核电机组在热态功能试验（简称热试）期间需执行加氢钝化，以改善一回路表面钝化效果。国内某三代核电机组首次执行一回路加氢时速率较慢，导致一回路氢气测量值无法在预计时间内达到钝化开始时的限值。我们结合现场实际情况，分析了问题的相关环节，并在满足系统正常运行要求和工业安全要求的前提下，针对影响因素进行处理和优化，合理改进原有加氢方案，保证热试期间一回路的加氢速率，节约热试工期，对后续三代核电、“华龙一号”机组的建设有参考意义。
2022年02期 v.42;No.174 359-364页 [查看摘要][在线阅读][下载 897K] [下载次数：74 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：1 ] - 胡钟;李宇琛;张映玲;薛卫;
在预应力混凝土安全壳结构计算中，预应力的计算分析以及模拟是十分重要的一部分。本文根据某核电厂安全壳预应力的布置情况，对预应力损失的分析过程进行了说明，并介绍了在安全壳数值模拟中用降温法模拟预应力的具体方法，同时采用修正系数对温降值进行修正，消除了传统一次降温法所产生的预应力损失，使预应力的模拟更为精确。此方法具有较高的通用性，供行业内工程设计人员参考。
2022年02期 v.42;No.174 365-371页 [查看摘要][在线阅读][下载 1160K] [下载次数：251 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：11 ] |[阅读次数：1 ]
- 孙运达;元一单;李晗;尹令;龚圣捷;
核电站非能动安全系统依靠自然循环将热量导出，然而系统中的驱动压头、流动阻力、流量等相互影响，容易引发流动不稳定性，导致流动沸腾临界热流密度大幅降低，带来安全问题。因此，流动稳定性是自然循环热力系统的重要研究对象。本文以开式竖直加热圆管为实验本体，通过实验和物理建模的方法，研究了自然循环条件下管内间歇沸腾现象和流动不稳定特性。研究结果表明：随着热流密度的升高，系统将经历初始状态、低频脉动、高频脉动和稳定的自然循环四个阶段。基于实验数据，建立了不稳定边界的预测模型，预测值和实验值符合良好，误差在±10%内。
2022年02期 v.42;No.174 372-380页 [查看摘要][在线阅读][下载 945K] [下载次数：237 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：4 ] |[阅读次数：1 ] - 王冰;郭赟;辛素芳;任春明;彭倩;毕树茂;
闸阀是反应堆一回路系统的重要部件，瞬态过程中流体温场的变化会影响阀体的温场变化，进而影响阀门的密封情况。本文使用计算流体动力学方法对包含部分管路系统的闸阀进行瞬态三维流固耦合分析。通过对闸阀内流体的流场和温场的模拟计算，获得了瞬态过程中闸阀阀体温场的变化以及由于温场变化导致的热变形和热应力；在此基础上对不同边界条件和不同阀门结构进行了计算分析和评价，其结果可供闸阀设计参考。
2022年02期 v.42;No.174 381-389页 [查看摘要][在线阅读][下载 1127K] [下载次数：125 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：1 ] - 胡凌生;朱荣亚;王天月;胡龙翔;
本文研究了国内外工程经验、法规标准和用户要求，提出了一套简化先进轻水堆安全系统配置方案。这套安全系统采用非能动安全系统应对设计基准工况（DBC），采用能动安全系统应对设计扩展工况（DEC）。工程判断和分析表明，这套安全系统可以应对所有DBC和DEC，与现有“华龙一号”相比，安全性一定程度提升，经济性显著提升。
2022年02期 v.42;No.174 390-397页 [查看摘要][在线阅读][下载 788K] [下载次数：170 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ] - 胡伟晨;刘建全;赵鹏程;杨已颢;苏统;
基于RELAP5/MOD3.4分析软件建立了1 000 MW核电机组一回路模型，在发生多根蒸汽发生器传热管道双端断裂事故（SGTR）瞬态下对发生事故后30 min内无人为操作的5种不同断裂工况进行了主要参数对比分析，并且对蒸汽发生器（SG）发生满溢时间进行了敏感性分析。研究表明：传热管断裂根数不同，各参数变化趋势相似；断裂根数越多，破口初始流量越大，触发系统动作越早；破口面积、主泵运作、主给水关闭时间、辅助给水投入时间和投入量都会影响SG满溢时间。对CPR1000机组发生多根SGTR事故对比分析和事故后各设备动作对SG满溢时间影响的研究有实际设计和运行参考价值。
2022年02期 v.42;No.174 398-407页 [查看摘要][在线阅读][下载 874K] [下载次数：537 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：7 ] |[阅读次数：1 ] - 陈美兰;陈鹏;
严重事故现象非常复杂，对其进行的确定论分析中存在一定的不确定性。本研究基于严重事故系统性分析程序ASTEC，开展了严重事故产氢关键参数研究。首先基于ASTEC程序模型和严重事故产氢现象机理分析，初步确定严重事故产氢关键参数，采用拉丁超立方抽样方法开展关键参数的敏感性分析，并采用多元线性回归方法探讨关键参数与严重事故产氢计算结果的相关性，定量给出了严重事故产氢关键参数对产氢结果的影响情况。结果表明，锆包壳失效前可承受的最大蠕变、包壳破裂时裂缝轴向扩张等参数对严重事故堆内产氢的计算结果影响较小，而锆氧化模型以及锆氧化物、二氧化铀的熔化温度等参数对严重事故堆内产氢有较大的影响。在严重事故分析研究中，应对关键参数进行合理的取值。本研究成果可为严重事故产氢现象研究提供参考。
2022年02期 v.42;No.174 408-415页 [查看摘要][在线阅读][下载 637K] [下载次数：73 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 陈子佳;陆道纲;赵海琦;梁江涛;张钰浩;
核电厂蒸汽发生器主给水管道横跨设备冷却水系统（CCS）泵厂房，其中布置有柴油机、泵等重要设备。在CCS泵厂房发生蒸汽发生器主给水管道双端破裂事故工况下，需保证布置在CCS泵厂房内的CCS泵组不会因为水淹而造成失效，因此，需要对该漫流特性进行评价分析。已有研究大多关注管道破裂后流体高速喷射行为，而较少研究喷射流体在CCS泵厂房中漫流积淀情况，同时由于设备冷却水系统泵厂房空间尺寸巨大、结构复杂，很难开展原型尺寸实验研究。因此分别对破管位置位于CCS泵厂房5.334 m层空间和CCS泵厂房11墙与近核岛侧防甩墙之间的压力隔间两类事故场景分别进行三维数值计算。模拟结果表明：在蒸汽发生器双端断裂触发跳泵事故下，泄放水流量在11 s内即迅速下降，破口位置处于5.334 m层空间和压力隔间两类条件下均不会淹没CCS泵防水台，不影响CCS泵的正常运行。破口位于5.334 m层空间位置时设计预留开孔能有效排出漫流的泄放水；破口位于压力隔间内时设计的钢格栅也能有效排出漫流的泄放水。本研究为CCS泵厂房空间设备冷却水系统泵厂房防水淹策略优化设计提供重要数值参考。
2022年02期 v.42;No.174 416-426页 [查看摘要][在线阅读][下载 1115K] [下载次数：70 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ] - 胡文盛;
凝结水主调阀振荡是核电厂凝结水抽取系统的常见问题，对机组安全稳定运行产生严重不良影响。以凝结水主调阀系统工艺参数为研究对象，计算发现阀门在振荡区间的压差偏大，存在空化现象；振荡区间的噪声较设计值也明显偏大。建立CFD流体仿真模型分析计算，结果表明，在某一特定开度区间，凝结水主调阀的阀芯受力波动明显，导致阀门产生振荡。在此基础上，设计特征化打孔阀笼，改善流体和阀芯受力状态；增大气动执行机构的刚度，提高阀芯抵抗受力变化的能力。阀门改进后动作平稳，运行一个循环后阀内件无异常。优化措施有效抑制了阀门振荡问题的发生，有力保障机组安全稳定运行。
2022年02期 v.42;No.174 427-435页 [查看摘要][在线阅读][下载 865K] [下载次数：53 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：1 ] - 吴广君;王超;李龙;梅亮;杨自军;
在大部分CPR1000堆型核电厂中，安全注入系统（RIS）和安全壳喷淋系统（EAS）的互为备用仅应用于大LOCA(Lossofcoolantaccident)事故工况后15天。阳江核电厂5号、6号机组进行了H4管线（安全注入系统和安全壳喷淋系统互为备用的连接管线）改进，将安全注入系统和安全壳喷淋系统的互为备用也可应用于中、小LOCA事故的早期工况。本文研究RIS系统和EAS系统早期互为备用在状态导向法事故运行程序SOP(StateOrientedProcedure)中的应用，结合基于H4管线改进的现实性事故分析，设计出中、小LOCA叠加H4工况（低压安注泵全部失去或喷淋泵全部失去）事故处理的策略及手段。
2022年02期 v.42;No.174 436-442页 [查看摘要][在线阅读][下载 681K] [下载次数：97 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ] - 刘倩雯;吴宇翔;王长东;冯楚然;刘静;闫林;王高鹏;
纵深防御（DID）理论在经历核电之初的主动探索和三次核事故的被动改进，其层次数量和要求逐渐增多，使核电厂设计越来越复杂。工程设计和新堆型研发的实践中也暴露出一些问题，导致核电经济性提升和创新技术应用受到强烈掣肘。为了探索理论升级的可能，以使其反映最新的技术和认知水平，向着“越简单越安全”的方向发展，在充分认识纵深防御概念重要性和局限性的基础上，本文从方法和技术两个维度提出核电纵深防御理论改进的两个方向：一是建立风险指引型纵深防御策略框架，并给出渐进的实现方案；二是基于实体屏障固有安全性提升的简化纵深防御，对固有安全能力提升的潜在技术方向进行讨论。
2022年02期 v.42;No.174 443-452页 [查看摘要][在线阅读][下载 886K] [下载次数：187 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：2 ] |[阅读次数：1 ] - 杜宇;方俊;司天琪;毛欢;
“华龙一号”（HPR1000）机组应用征兆导向法事故规程（SEOP），在设计上，也采用更先进的征兆导向法事故处理导则。事故导则定值在导则中用于执行事故的诊断，根据定值的设置可以通过手动操作缓解事故后果，并通过定值确认电厂处于安全停堆工况。定值的正确设置是事故处理导则设计的重要内容，保障事故处理策略缓解事故工况的效果。本文针对“华龙一号”征兆导向法事故导则，以裂变功率产生/ATWS响应导则为例，详细介绍了该导则定值的分析过程，包括导则策略分析和导则名义值的确定、安全壳不利工况临界值的确定、导则关键定值的判定、仪表误差考虑的因素以及安全壳不利工况仪表误差对导则的影响分析。本文提出一套完整的确定征兆导向法事故处理导则定值的方法。
2022年02期 v.42;No.174 453-460页 [查看摘要][在线阅读][下载 875K] [下载次数：107 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：1 ]