- 应栋川;肖锋;唐松乾;谭怡;田超;尚晓通;
面对国外主流蒙特卡罗分析程序对我国技术封锁的现状，针对核电厂反应堆屏蔽设计和高精度屏蔽计算分析的刚性需求，中国核动力研究设计院与清华大学在反应堆用蒙特卡罗模拟程序(RMC)已有堆物理计算分析功能的基础上，联合开发了屏蔽计算功能，并通过系列算例验证程序的正确性和有效性。然而，已有验证算例仍在几何尺度、几何和材料构成上相对简单，RMC面对大尺度复杂几何和材料构成的实际工程屏蔽计算问题的应用能力仍待检验。为检验RMC屏蔽计算功能在核电厂实际工程问题中的计算分析能力，以“华龙一号”为应用对象，采用RMC程序充分模拟了中子和γ射线在反应堆内的耦合输运过程，并将计算结果与国际通用程序蒙特卡罗N粒子输运代码(MCNP)进行了对比，屏蔽计算结果符合良好，初步验证了RMC程序屏蔽计算结果的正确性及应用于核电厂反应堆堆内屏蔽计算分析的有效性。
2025年03期 v.45;No.193 395-399页 [查看摘要][在线阅读][下载 849K] [下载次数：4 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：13 ] - 孟洋;廖恒基;张嘉琪;丁雷;姜达郁;王盛;胡俊;杨祖毛;幸奠川;姜林;沈凯;眭曦;
第三代压水反应堆在下腔室布置新型流量分配裙结构，用于优化反应堆内部流动特性。研究安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的反应堆流动阻力系数、堆芯入口流量分配因子和下腔室交混因子，进行定量对比分析，为反应堆热工水力设计和安全分析提供试验依据。试验结果表明：安装流量分配裙后反应堆入出口总阻力系数降低约1.4%;流量分配裙在各种环路运行工况下均能够改善堆芯入口流量分配，回路运行环路数越少改善效果越明显；安装流量分配裙后下腔室流动交混剧烈程度明显降低。
2025年03期 v.45;No.193 400-409页 [查看摘要][在线阅读][下载 1573K] [下载次数：0 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：8 ] - 乔硕;乔雅馨;冉怀昌;朱吉印;
使用确定论程序DRAGON5/DONJON5计算了中国先进研究堆二维标准燃料组件和三维全堆芯的燃耗相关物理参数，并使用蒙特卡罗燃耗计算程序MVP-BURN和试验测量值对计算结果进行校核。经过两个换料周期，二维标准燃料组件的无限介质增殖系数(k_(inf))最大相对偏差为-0.31%,对燃料内重要核素的计算偏差不超过3.85%,说明栅格输运计算程序DRAGON5具有较高的计算精度。对于三维全堆芯扩散计算，在两个换料周期内有效增殖系数(k_(eff))最大相对偏差为-0.63%,堆芯燃耗分布计算结果的最大偏差不超过5%。DONJON5和MVP-BURN对中国先进研究堆燃耗反应性系数的计算结果较为一致，与试验测量值的偏差约为-9%,证明了计算结果的合理性。
2025年03期 v.45;No.193 410-417页 [查看摘要][在线阅读][下载 1343K] [下载次数：2 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：5 ] - 魏婷;乐志东;
以最佳估算程序RELAP5为分析工具，针对某小型堆建立了一回路、中间回路和二回路的整体模型，并在堆芯主流流道细分为多通道的模型下反应堆主要参数的稳态计算值与名义值吻合很好的基础上，开展对闭式并联多通道自然循环流量分配特性研究。结果表明：轴向功率分布的不均匀性对闭式并联多通道内自然循环流量分配的影响较小，在采用不同轴向功率分布的情况下，各通道内流量差异较小；径向功率分布的不均匀性对流量分配的影响很大，各通道内流量分配曲线与径向功率分布曲线趋势一致，但流量分配幅度小于径向功率分配的幅度，存在优化空间。在实际各通道径向功率不一致的情况下，以功率-流量匹配度的无量纲因子为评价标准，通过提升闭式上升通道的高度或调节各通道的局部入口阻力系数均能优化闭式并联多通道内自然循环流量分配。
2025年03期 v.45;No.193 418-425页 [查看摘要][在线阅读][下载 1272K] [下载次数：3 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：4 ] - 范明江;刘茂龙;汤春桃;顾汉洋;
超临界二氧化碳(S-CO_2)以其在临界区域附近优良热物性，在四代堆工况条件应用中拥有独特的优势。超临界二氧化碳泄压研究中，泄漏率的计算涉及跨临界物性的计算，但因为超临界二氧化碳在近临界区物性的特殊变化，对超临界二氧化碳的跨临界瞬态特性计算程序的开发存在着问题。为解决在近临界区超临界二氧化碳瞬态特性计算程序开发难题，并为超临界二氧化碳跨临界泄漏特性计算提供所需物性数据，基于查表线性插值法，开发了超临界二氧化碳跨临界瞬态物性分析程序，选取实际跨临界实验工况进行计算并与美国国家标准与技术研究院(NIST)标准数据进行对比验证。结果显示，比体积物性的计算绝对误差在1.04%以下，等压比热计算的绝对误差在5.76%以下，能够满足超临界二氧化碳跨临界物性计算需求，可支撑泄漏率计算。
2025年03期 v.45;No.193 426-434页 [查看摘要][在线阅读][下载 1446K] [下载次数：10 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：5 ] - 刘凯凯;杨历军;梁淑红;张巍;周小平;肖启冬;王帅先;杨顺;周敏兰;
中子源系统是临界装置的重要系统设备，起到启动反应堆和消除监测盲区的作用。中子源系统需具备两大功能：一是中子源的贮存和屏蔽；二是将中子源安全平稳地往返于屏蔽罐和堆芯指定位置之间。基于临界装置对中子源系统的需求，设计了一种机电式系统，可安全平稳地将中子源从屏蔽罐输送至堆芯指定位置。通过检测钢丝绳对压力传感器的压力变化情况，实时判断系统是否发生故障；通过编码器与终端开关，可实时确定中子源位置。对此系统开展了试验验证，满足设计指标要求，并在临界装置上成功应用，结果证明其操作简单，可靠性高，重复性好，可快速发现故障并排除，具有非常好的实用价值。
2025年03期 v.45;No.193 435-441页 [查看摘要][在线阅读][下载 1031K] [下载次数：2 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：3 ]
- 褚英杰;吴江涛;魏龙玮;
安全壳打压试验是验证安全壳整体密封性的重要手段，然而试验期间安全壳内富氧环境使得火灾风险急剧增加。为有效控制试验期间火灾风险，以安全壳内可燃气体为研究对象，采用数值模拟的方法对可燃气体迁移和富集规律进行研究，研究结果表明：保压阶段安全壳上部空间靠近壳壁的区域其温度和浓度都较高，是试验期间需要重点关注的火灾风险区域。基于上述研究，开发了安全壳打压试验红外热成像监测系统，实现了打压试验中整体区域温度的监控，优化了红外成像探头的布置，提高了系统对火灾风险的响应速度和准确性，并成功应用于某核电厂大修中，增强了试验期间对火灾风险的控制能力。
2025年03期 v.45;No.193 442-448页 [查看摘要][在线阅读][下载 1335K] [下载次数：2 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：9 ] - 罗泳;杨庆;李俊杰;许亦杰;谢伟;赵智超;
安全厂用水系统(SEC)是核电厂的最终热阱。秦山核电3、4号机组一列SEC泵全停时存在水锤问题，水锤产生的压力甚至会超过仪表量程上限，水锤产生的压力冲击可能会对设备产生不利影响，导致缺陷率上升，经过调查其他核电厂也存在相同问题。经建模计算以及在机组实际验证分析，水锤产生的原因为泵出口逆止阀关闭时间过长，可通过增加逆止阀配重缩短逆止阀关闭时间的方式消除停泵水锤问题，水锤导致的压力峰值明显降低，对整个管线造成的振动也明显降低，可以有效降低缺陷率。
2025年03期 v.45;No.193 449-454页 [查看摘要][在线阅读][下载 893K] [下载次数：14 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：5 ] - 王鹏晖;张铭洋;张福海;
核电厂贝类捕集器用于过滤海水中的各种杂质，以保障安全厂用水系统(SEC)的安全稳定运行。当海水杂质尺寸与滤网孔径接近时，贝类捕集器较易出现滤网堵塞问题。为此，在贝类捕集器壳体内部常装配反洗排污斗甚至反洗强化装置对其滤网反冲洗，以避免堵塞问题的频繁发生。为评估国内某核电厂贝类捕集器采用的反洗强化装置对其反洗效果带来的影响，应用计算流体动力学(CFD)方法对其开展流动特性分析，对比有无反洗强化装置条件下贝类捕集器内部流场特征。结果表明，反洗强化装置使得贝类捕集器内部滤网反洗压差增强11.11%,反洗最大流速增加12.01%,排污最大流速提高1.21%。总结来看，反洗强化装置对于贝类捕集器的反洗效果起到了一定的增强作用，但结合设备实际的运行状态来看，其仍不足以明显改善滤网堵塞问题的频繁发生。
2025年03期 v.45;No.193 455-462页 [查看摘要][在线阅读][下载 1385K] [下载次数：5 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：6 ] - 施少波;童伟;王泽武;胡佳顺;
传热管作为一回路压力边界的薄弱环节，蒸汽发生器二次侧留存异物对其磨损情况，需要进行定量的分析评估，以制定对应的管理措施。首先分析了异物磨损传热管磨损特性，然后参考美国电力研究院(EPRI)提出的异物动力学模型、流体力计算方法，利用Archard黏着磨损计算模型，建立了异物磨损寿命计算方法，绘制了蒸汽发生器二次侧异物磨损寿命评定流程图，并进行了模型验证分析。最后以某核电厂的实际异物为研究对象，进行了传热管磨损损伤寿命计算，其中最大的异物对传热管磨损寿命约为7年，短期对传热管的安全运行影响很小。研究方法和成果对行业内二次侧异物磨损定量评估分析具有一定的参考价值。
2025年03期 v.45;No.193 463-469页 [查看摘要][在线阅读][下载 1169K] [下载次数：7 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 王纯;晏冰雪;
核电厂大修期间一回路冷却剂温度下降以及氧含量增加会导致活化腐蚀产物释放，为降低各系统辐射水平，可采用氧化净化的方式，通过注入双氧水使得活化腐蚀产物快速集中释放并通过化学容积与控制系统(RCV)净化系统去除。“华龙一号”机组作为三代核电机组与CPR1000机组存在较大差异，对于提前停运1～2台主泵对辐射源项变化的影响，停运最后一台主泵的时间以及连续监测点位选择等问题，相关标准仍有待进一步探索。大修期间氧化净化均作为关键路径控制，以便节省大修工期，同时，若氧化净化时间太短会导致大修机组辐射水平增加，不利于个人剂量控制。通过分析“华龙一号”机组在首次大修氧化净化期间反应堆冷却剂(RCP)、RCV、安全注入(RIS)系统的辐射源项变化趋势，探讨连续监测点位的选择、提前停运2台主泵的影响以及停运最后一台主泵的标准。
2025年03期 v.45;No.193 470-475页 [查看摘要][在线阅读][下载 1438K] [下载次数：2 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：5 ] - 杨堃;吕阳;杨可为;方奇术;刘亚飞;
核电厂鼓形滤网采用重防腐涂层加牺牲阳极阴极保护系统的双重防腐措施，阴极保护系统健康运行是保证鼓形滤网不被海水腐蚀的重要技术措施，有必要开展专项试验研究。采用X射线粉末衍射对牺牲阳极附着物进行物相分析，对牺牲阳极开展化学成分和电化学性能评估，并对运行中的鼓形滤网进行保护电位检测。试验结果表明，干湿交替环境下对牺牲阳极溶解有一定影响，同时牺牲阳极化学成分和铁脚组织异常可能对阴极保护系统造成影响。开展核电厂鼓形滤网阴极保护系统试验研究，对核电厂安全稳定运行具有重要的工程意义。
2025年03期 v.45;No.193 476-480页 [查看摘要][在线阅读][下载 1135K] [下载次数：3 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 严苏扬;王硕;
为了提高地震仪表系统的测量精度，在传感器采集到达到或超过地震停堆阈值的地震后，系统应及时准确地触发停堆逻辑。以漳州核电3、4号机组地震仪表系统为例，首先介绍了系统架构，接着从传感器位置选取、信号处理、逻辑处理、可靠性指标计算4个方面来论述防误触发设计。通过上述设计方案，使得核电厂可全面、精确地获取实时地震加速度值。同时，通过使用防误触措施，降低了地震仪表系统在因非地震因素的干扰触发错误信号而导致的误报警与误停堆概率，提高了核电厂运行的稳定性，也为核电厂地震仪表系统的发展提出了优化方案。
2025年03期 v.45;No.193 481-488页 [查看摘要][在线阅读][下载 1123K] [下载次数：3 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：6 ]
- 钱雅兰;林千;袁春田;汤春桃;赵金坤;陈其昌;
为掌握小型自然循环铅铋堆热工安全性能，针对250 MW自然循环铅铋堆概念设计，采用RELAP5/MOD4.0程序对一回路冷却剂系统进行热工特性研究，对其安全运行带来较大影响的无保护超功率(UTOP)、无保护失热阱(ULOHS)和无保护超功率叠加无保护失热阱事(UTOP+ULOHS)事故进行安全分析，探究不同事故下系统响应特性。研究结果表明，稳态计算结果与设计参数吻合度高。UTOP和ULOHS事故后，反应堆具有较大的安全裕量，体现了铅铋堆良好的固有安全特性；但对于UTOP和ULOHS叠加事故，反应堆安全裕量小，尤其是包壳峰值温度易超过限值。本文给出的铅铋堆安全分析方法可为进一步优化小型自然循环铅铋堆的设计提供一定参考。
2025年03期 v.45;No.193 489-496页 [查看摘要][在线阅读][下载 1393K] [下载次数：5 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：5 ] - 刘家豪;陆斌;
基于钠冷快堆的安全特性和事故处理思路，并结合事故诊断的任务需求，提出一套适用于钠冷快堆核电厂的事故诊断策略设计方法，该方法从规程范围、规程优先级、入口征兆及操作流程4个层次开展策略设计。通过规程范围设计确保事故诊断策略的完整性，通过规程优先级设计制定符合钠冷快堆事故特点的合理诊断顺序，通过入口征兆设计确保事故诊断策略的正确性，通过操作流程设计确保事故诊断策略的可执行性。该钠冷快堆事故诊断策略方法结构完整，逻辑严密，诊断精细，可执行性强，且可有效减少事故诊断中人因失误，完善了事故工况下机组的事故处理体系、确保事故响应的准确性和时效性，提高核电厂安全。
2025年03期 v.45;No.193 497-502页 [查看摘要][在线阅读][下载 781K] [下载次数：0 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 马影;董岱林;吴小飞;余俊辉;李建业;
为分析螺齿局部缺陷对压力容器主螺栓应力分布和剩余使用裕度的影响，建立包含压力容器顶盖、筒体、法兰和主螺栓在内的三维有限元模型，考虑运行工况下的重力、压力、预紧力和瞬态载荷，通过数值计算得到不同螺齿局部缺陷下主螺栓螺杆和螺齿的应力分布，基于应力线性化提取危险截面处的待评应力分量，并与《压水堆核岛机械设备设计和建造规则》(RCC-M)标准限值进行对比。研究结果表明，螺齿局部缺陷基本不影响主螺栓螺杆应力和螺齿平均剪应力，但对螺齿最大剪应力有较大影响，螺齿最大剪应力随局部缺陷的下移而减小，还可判断给定局部缺陷下主螺栓的更换阈值。研究成果将有助于了解主螺栓缺陷对其服役可行性的影响规律，对主螺栓保护、维修和更换亦有指导意义。
2025年03期 v.45;No.193 503-509页 [查看摘要][在线阅读][下载 1014K] [下载次数：2 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：3 ] - 苏泓臣;杨辰昕;边豪杰;于佳鑫;张宇宁;
为提取轴承振动信号中包含故障信息的频带，引入数学形态学与尺度空间法对经验小波变换(EWT)进行了改进，提出一种名为自适应经验小波变换(AEWT)的方法，实现了信号频带的自适应划分和故障诊断。分析过程中，引入自相关峭度(AK)对经验模态分量进行筛选，选取自相关峭度数值最大的分量进行平方包络谱(SES)分析，并采用特征频率显著性评价指标进行平方包络谱故障特征评价。对比验证方面，将所提方法的分析结果与文献中两种常用方法进行对比。分别对轴承实验数据及核电厂实测数据进行分析，发现提出的自适应经验小波变换频谱划分边界更均匀，筛选得到的分量中故障特征频率的倍频更多，故障信息显著性指标更高，能有效提取轴承故障信息。
2025年03期 v.45;No.193 510-518页 [查看摘要][在线阅读][下载 1667K] [下载次数：7 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：3 ] - 王宁;刘哲;杨亚鹏;喻豪;
基于日本氚安全研究沉箱(CATS)的氚泄漏实验进行氚系统操作室的氚气泄漏扩散及应急通风计算流体动力学仿真分析，研究中建立了基于释放特征函数的泄漏模型、基于组分的输运模型，通过求解Navier-Stokes方程和采用Realizable的k-ε模型，模拟了氚释放到密闭沉箱后的初始输运过程及其通风去除的输运过程。数值结果与CATS收集的实验数据进行了对比验证，结果表明，沉箱中的局部速度能够较好地表征实验中相关位置的流场速度；对于氚在沉箱中的初始输运过程预测误差最大约为20%,最小仅为1.47%;对于氚的通风去除过程也能够进行较好的预测，此外通过与均匀假设的集总法结果对比，发现集总法预测仅在沉箱为完美混合流时精度较高，但到了排风后期氚很难在沉箱中满足均匀假设，此时应该用计算流体动力学(CFD)模型进行沉箱中的浓度预测。
2025年03期 v.45;No.193 519-526页 [查看摘要][在线阅读][下载 1015K] [下载次数：2 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 安军靖;陈嘉诚;王惠生;刘德壮;杨亚倩;梁田;马颖澈;
Inconel718焊接接头组织直接影响焊接部件的服役性能，然而Nb、Ti含量对焊接接头组织、性能的影响研究并不深入。对不同Nb和Ti含量的固溶态Inconel718热轧板材进行直流脉冲钨极氩弧焊焊接，并将焊接接头进行固溶及时效处理后开展室温拉伸实验，研究Nb、Ti含量对焊接接头微观组织及时效态力学性能影响规律。结果表明，5种不同Nb和Ti含量原始态焊接接头组织中只存在Laves析出相，没有δ相析出，且Nb、Ti含量变化未对焊缝组织产生明显影响。焊缝组织经过固溶处理后，部分Laves相回溶，同时析出δ相。随着Nb含量的提升，残留Laves相及δ相数量增多，分布更加密集。当Nb含量保持在5.10%时，随Ti含量的降低，焊缝处析出的δ相数量增多。与时效态母材拉伸性能相比，焊接接头拉伸强度和伸长率有所降低。1号(Nb 4.8%,Ti 1.0%)成分接头强度系数最高，达到97.2%,2号(Nb 5.45%,Ti 1.0%)成分接头强度系数最差，仅为88.3%。综合分析母材和焊接接头的力学性能，建议Nb含量控制在4.8%～5.1%,Ti含量控制在0.9%～1.1%。
2025年03期 v.45;No.193 527-538页 [查看摘要][在线阅读][下载 2240K] [下载次数：4 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：3 ] - 杨丽芳;王豫庆;王烁;刘明葳;谭俊龙;
为应对核恐怖主义威胁，对“放射性散布”“攻击核设施”及“简易核爆装置”3类典型核恐怖活动事件发生的关键要素进行了分析。基于事件发生的时间顺序及事件发生的必要因素分析，生成了3条典型核安保事件要素链。对国内核技术应用、核电、核燃料循环实际情况进行了分析，依据要素链的组成要素及其性质，构建了7个属性库，并提出了赋值建议。对核安保事件的发生机制进行了研究，基于核安保事件演化规则，生成了以放射源、核设施等客观存在为基础的核安保威胁库，为后期开展核安保风险评估、态势预测及防范措施策划提供技术支持。
2025年03期 v.45;No.193 539-546页 [查看摘要][在线阅读][下载 950K] [下载次数：2 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：3 ]