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期刊信息/Journal information
核动力工程
核动力工程

罗琦

双月刊

0258-0926

jnpe@npic.ac.cn

028-85903890 85903009；85903893

610041

成都市436信箱32分箱

核动力工程/Journal Nuclear Power EngineeringCSCD北大核心CSTPCDEI
查看更多>>本刊是经国家科委批准，于1980年2月创刊的正式科技期刊，是中国核学会能动力学会的学报，由中国核动力研究设计院主办，原子能出版社出版，国内外公开发行。本刊综合介绍国内外核动力科学技术在理论研究、实验技术、工程设计、运行维修、安全防护、设备研制等方面的最新成果和发展动态，促进国内外学术交流，加快我国核动力事业的发展，为现代化建设服务。主要读者对象为：从事核能技术研究开发工作的工程技术人员：大专院校的师生，以及关心核能事业发展的有关人员。
正式出版
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    EPR机组冷却剂中41Ar源项机理研究与控制

    李肖宁马波阳何伟华陶建堂...
    166-171页
    查看更多>>摘要：为控制欧洲压水反应堆(EPR)冷却剂中的41Ar辐射源项,本研究首次构建了压水堆冷却剂中41Ar的源项输运模型,揭示了在不同工况下41Ar比活度变化的规律.通过模型分析发现了某机组冷却剂中41Ar比活度异常情况,并首次探测到EPR加氢站气-液分离器内形成了稳定的气态辐射热点.利用模型追溯了外界空气携带40Ar进入冷却剂的具体途径,并据此采取措施有效控制了41Ar的辐射源项,降低了机组的辐射风险.

    欧洲压水反应堆(EPR)反应堆活化源项控制辐射防护41Ar

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    大亚湾核电站DCS改造全范围闭环测试系统研制与应用

    李明钢王嫘
    172-177页
    查看更多>>摘要：在役核电厂数字化仪控系统(DCS)大型改造项目通常具有兼容性要求复杂、改造施工约束多、改造周期短、质量要求高等特点,大亚湾核电站是国内首个进行仪控系统数字化改造的在役核电厂,在国内无先例可供借鉴参考,面临巨大挑战.因此,提出了一种基于半实物仿真技术的DCS全范围闭环测试方法,将核电厂工艺系统仿真模型引入DCS测试环境,在测试环境中实现DCS对工艺系统的闭环控制,进而实现核电厂现场调试、运行及维护测试在DCS供应商工厂内的提前验证.目前已应用至大亚湾核电站 30 a 仪控系统改造项目,大亚湾核电站 2号机组DCS经过全范围闭环验证,已实现在大修周期内完成改造,仪控改造周期共 98 d,并一次投运成功.实践结果表明该技术可应用于DCS改造测试,实现降低现场实施风险、减少现场调试程序数量、节约现场实施工期的目标.

    半实物仿真数字化仪控系统(DCS)数字化改造闭环测试

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    基于ESO-MPC的核电厂协调系统优化控制研究

    郭永飞张荣彬姚植元郎玉凯...
    178-184页
    查看更多>>摘要：核岛与常规岛的调节特性具有较大差异,需要协调核岛与常规岛进行同步控制才能取得较好的控制效果,研究协调控制系统的优化控制策略具有重要意义.本文针对核电厂堆机协调控制系统容易出现扰动的现象,提出了一种基于扩张状态观测器(ESO)的模型预测控制(MPC)算法.所提出的方法通过使用ESO来精确估计外部干扰,然后将扰动估计值整合到MPC的滚动优化过程中,实现预测模型的自适应校正,从而得出所需的优化控制率.在仿真试验中,本文所提算法与比例积分微分控制和多变量模型预测控制器的效果进行了对比,结果显示,本文所提算法具有较好的表现效果.在机组负荷设定值扰动的场景中,本文所提算法的主蒸汽压力与机组负荷均方误差分别为 0.06和 0.02,明显优于其他两种算法.本文所提算法能够使得核电机组协调控制系统在存在外部干扰情况下实现精确的控制性能.

    核电机组协调控制模型预测控制(MPC)扩张状态观测器(ESO)扰动误差

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    小型压水堆核蒸汽供应控制系统参数多目标优化研究

    李政陈楚琦曾文杰李若鲲...
    185-191页
    查看更多>>摘要：核反应堆常规的比例积分(PI)控制器参数整定方法过程繁琐复杂、人为经验依赖性强,难以实现反应堆中多个PI控制器参数的协同优化.为解决这一问题,建立小型压水堆核蒸汽供应控制系统,以反应堆冷却剂平均温度与蒸汽压力控制器参数为优化目标,采用带精英策略的非支配排序遗传算法(NSGA-II)实现核蒸汽供应控制系统的参数优化.结果表明,优化后的控制系统有效减少了被控对象的超调量与响应时间,提高了控制系统的控制性能,同时减少了对人为经验的依赖,实现了参数整定过程的智能化.

    小型压水堆核蒸汽供应系统PI控制器参数多目标协同优化非支配排序遗传算法(NSGA-II)

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    TOPAZ-II空间核反应堆电源始发事件分析

    杨佳林丁宏春贺芳张昊春...
    192-196页
    查看更多>>摘要：为综合评价空间核反应堆的安全性,为其设计、运行提供技术支持,本研究基于概率安全分析(PSA)方法,以TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源为研究对象,对其始发事件(IE)展开研究.通过运行经验反馈、失效模式及影响分析(FMEA)2种途径得到了涵盖TOPAZ-Ⅱ核反应堆电源所有任务阶段的IE清单,共计 15个.进一步依据系统响应过程,将IE归为 6组.研究表明,因设计特征、运行环境及任务阶段的独特性,空间核反应堆电源的IE与地面核动力设施相比存在显著差异.本研究确定的TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源IE清单及其分组方法为空间核反应堆的PSA奠定了初步研究基础.

    空间核反应堆TOPAZ-Ⅱ概率安全分析始发事件(IE)分析失效模式及影响分析

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    LOCA下氦氙气冷反应堆系统安全特性分析

    廖浩仰明杨赵富龙卢瑞博...
    197-205页
    查看更多>>摘要：为规避反应堆系统破口冷却剂丧失事故(LOCA)带来的高风险和高危害性,本文通过已开发的氦氙气冷反应堆系统LOCA分析程序,模拟了多种LOCA瞬态工况,分析了系统瞬态特性、容积充入影响特性、负载跟随失效影响特性、破口位置影响特性和破口尺寸影响特性.结果表明:在发生LOCA后,系统压力与流量将迅速下降;容积充入对LOCA具有缓解作用,使得流量下降速率和反应堆出口温度上升速率分别降低 77.15%和 90.27%;负载不变和高压处破口均对LOCA具有负面影响,使得流量下降速率分别提高 13.85%和 79.83%,反应堆出口温度上升速率分别提高 15.84%和 96.06%;系统压力和流量下降速率随着破口尺寸增加而增加,尤其破口尺寸从 15 mm到 30 mm,流量下降速率与反应堆出口温度上升速率的增加幅度显著,分别为258.84%和595.91%.

    直接布雷顿循环氦氙混合气体冷却剂丧失事故(LOCA)系统仿真程序

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    严重事故下材料物性变化对安全壳性能影响研究

    刘静刘宝君张春龙魏玮...
    206-212页
    查看更多>>摘要：安全壳作为压水堆核电厂的最后一道屏障,其在严重事故工况下的完整性既取决于严重事故现象发生情况,也取决于安全壳性能特点.目前在华龙一号安全壳性能分析时仅考虑了材料的常温物性特征,无法反映严重事故下安全壳本身的升温升压影响.本文根据严重事故下安全壳的响应情况,考虑事故下材料物性的变化,分析基于事故高温的材料性能对安全壳性能的影响,并对比常温和事故高温下的安全壳性能差异,分析不同温度下严重事故风险的差异,评估对早期大量放射性释放频率、大量放射性释放频率和严重事故管理的影响.分析结果表明,严重事故下随着安全壳内温度逐步升高,安全壳性能有所降低,但安全壳薄弱环节依然在设备闸门处;对照常温和高温两条安全壳失效概率曲线,由于华龙一号安全壳自由容积较大,直接安全壳加热(DCH)和等容绝热完全燃烧(AICC)产生的载荷均不会威胁安全壳完整性,且不会颠覆原安全壳过滤排放系统开启整定值.

    安全壳性能严重事故现象风险安全壳超压失效

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    IDHEAS人因事件相关性分析方法应用研究

    郑腾蛟张佳佳侯捷徐云龙...
    213-219页
    查看更多>>摘要：相关性问题是人员可靠性分析(HRA)中重点考虑的问题之一,但现行应用的相关性分析方法存在基础数据匮乏,认知理论基础不足,影响因素水平选取原则不明确等问题,导致分析结果过于保守,稳定性较差.为此,美国核管理委员会(NRC)基于人员失误事件综合分析系统(IDHEAS)行为认知模型建立了IDHEAS相关性模型,并提出了IDHEAS相关性分析方法(IDHEAS-DEP).本文对IDHEAS-DEP开展了系统性的研究,对实施流程和要点进行分析归纳,选取一级概率安全分析(PSA)典型C类人因事件组进行了实例分析,并与其他相关性处理方法进行了定量比较.理论研究和实例分析表明,IDHEAS-DEP能在一定程度上解决现有相关性分析方法基础理论不足以及分析结果过于保守的问题,且该方法的筛选分析普适性更高,在工程上更具备可实施性.但其仍需解决与其他HRA方法的接口问题,最小联合人误概率取值的确定也是该方法未来需要完善的方向.

    人员可靠性相关性人员失误事件综合分析系统(IDHEAS)

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    压水堆除气运行中燃料棒破口尺寸预测诊断研究

    叶耀新付鹏涛
    220-225页
    查看更多>>摘要：压水堆核电厂运行数据表明,机组实施大流量除气运行后,一回路冷却剂裂变产物比活度在短时间内发生剧烈的震荡,使得基于堆芯平均状态裂变释放产生比(R/B)的燃料破损预测方法存在预测偏差.本文基于压水堆核电厂除气系统参数和惰性气体释放机理,建立除气运行修正的惰性气体释放预测分析模型,给出了除气条件下的除气因子和惰性气体释放率的计算方法,优化了基于R/B的燃料棒破口尺寸传统预测方法.该除气运行修正预测方法在某压水堆核电厂中进行了应用与验证,预测得到的 6种常见惰性气体核素比活度最大相对偏差为 33.4％,其余均不超过 20％;预测得到燃料棒破口尺寸为大破口,该结果与停堆后的检查结果相符.

    燃料棒破损除气运行裂变产物比活度压水堆

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    核电厂换料大修后首次点动主泵一回路压降的分析与优化

    李军王树强
    226-231页
    查看更多>>摘要：压水堆核电厂换料大修后,首次点动反应堆冷却剂泵(简称主泵)时会造成一回路压力大幅度下降,如果压力下降到技术规格书规定的运行区域以下,有主泵气蚀和轴封损坏的风险,威胁堆芯的安全.本文通过理论分析核电厂换料大修后首次点动主泵时一回路压力大幅度下降的机理,提出确定主泵的停运时机和原则、确定主泵启动顺序、设置一回路初始压力和利用一回路压力调节阀自动快速响应 3个优化方法,控制压力下降幅度.实践结果表明,优化改进的点动主泵控制方法可减小一回路压力下降幅度 0.2 MPa.本研究建立的优化改进的点动主泵控制方法能降低主泵气蚀和轴封损坏的风险.

    主泵点动压力下降控制方法

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