期刊,核科学与工程 2024年卷5期_国家学术搜索

期刊信息/Journal information

核科学与工程

主　　编：阮可强

出版周期：季刊

国际刊号：0258-0918

电子邮箱：nuclse@163.com

电　　话：010-88828681，68462973

邮政编码：100048

地　　址：北京市海淀区阜成路43号

核科学与工程/Journal Nuclear Science and EngineeringCSCD北大核心CSTPCD

查看更多>>本刊为中国核学会主办的国家一级学报，被多家国际著名检索系统收录，并被列为核领域的中文核心期刊。主要发表核领域有新成果的研究论文，并对核领域的重大科研事件或活动进行报道。

正式出版

收录年代

基于功能需求的核电厂严重事故监测范围分析

阳珉磊李闰生魏倩文

1126-1133页

查看更多>>摘要：本文对严重事故进程和缓解展开功能需求分析,通过功能需求分析和对相关法规标准解读,构建了一套具备可操作性的严重事故监测需求推定方法,形成体系化的严重事故监测需求推定流程.同时,在该方法指导下,结合国内某三代压水堆技术特征,开展应用示例分析.最终,根据分析结果验证严重事故监测需求推定方法的合理性.本文对于压水堆核电厂严重事故监测设计具有重要借鉴意义.

关键词：

严重事故功能需求监测范围推定方法

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查看更多>>摘要：非能动安全壳冷却系统(PCCS)可以在事故下有效导出安全壳内的热量,并维持安全壳压力和温度,从而保障安全壳的完整性.PCCS启动后会对安全壳流动与分层产生影响,同时不断升高的PCCS水箱温度和持续变化的安全壳热工水力状态也将改变PCCS的带热功率,最终形成一个安全壳热工水力与PCCS运行状态耦合的现象.本文采用一体化严重事故分析程序ASTEC搭建了具有PCCS的三代压水堆核电厂模型.研究结果显示在冷管段双端剪切大破口的工况中,在无PCCS的情况下安全壳压力会在3 天左右到达0.7 MPa,而在有PCCS的情况下安全壳压力可以保持在0.3 MPa.与此同时,PCCS的功率随着PCCS水箱温度的升高而降低,并在水箱饱和时达到最低谷.此后,PCCS功率将随着安全壳温度压力的上升而再次上升.在此过程中,根据PCCS带热功率与安全壳压力分布关系,可将PCCS的带热功率阶段分为高功率阶段、低功率阶段以及饱和阶段.PCCS带热功率阶段的转换主要与PCCS水箱温度相关,增大水箱水装量可在一定程度上延缓低功率阶段以及饱和阶段到达的时间.

关键词：

PCCS安全壳热工水力ASTEC

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基于神经网络的核电厂设备关键指标故障预警系统开发

侯建飞张勋黄曦司恒远...

1141-1147页

查看更多>>摘要：为了避免设备的突然故障影响核电厂的安全性和经济性,基于核电厂的历史运行数据和神经网络算法,开发了一套核电厂设备关键指标预警系统,对设备的关键性能指标进行预测,并采用多种控制图耦合的方式,对预测值与实际测量值之间的偏差进行分析,并对超限的偏差进行预警.系统部署应用于某核电厂后,成功实现了若干起早期故障的预警,以某次凝汽器压力突然上升触发数字化分布式控制系统(DCS)报警事件为例,在DCS报警前及主控室运行人员巡检发现前约 4h,本系统已探知到凝汽器压力的异常上升并发出预警,为运行和检修人员预留足够的处理时间,极大地减少了运行人员的监盘压力,提升了机组运行的经济性.

关键词：

故障预警神经网络控制图

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数字化反应堆保护系统信息安全与功能安全协调设计研究

夏丹阳孙永胜谭平刘汪平...

1148-1154页

查看更多>>摘要：本文主要针对核电厂数字化反应堆保护系统(RPS)信息安全与功能安全协调设计进行研究.首先进行数字化RPS攻击树建模,定性和定量分析数字化RPS信息安全威胁,提出信息安全威胁对数字化RPS可靠性影响的量化评估方法.然后,综合考虑信息安全与功能安全协调要求,从整体结构设计、单个子系统设计两个层面阐述协调设计原则,提出数字化RPS信息安全与功能安全协调设计方法和安全防护措施,使信息安全威胁对数字化RPS可靠性的影响降低到可接受程度.本文研究内容可用于指导数字化RPS设计.

关键词：

信息安全反应堆保护系统攻击树防护设计协调要求

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钠冷快堆丧失蒸汽发生器模块后的不对称运行工况设计方法研究

王利霞王晓坤齐少璞杨军...

1155-1162页

查看更多>>摘要：本文针对典型钠冷快堆,采用钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso对其丧失蒸汽发生器模块后的不对称运行工况进行了分析计算,基于两种流量分配方式及稳态非对称模型,计算得到不同功率水平下的工况特征参数,包括不同环路的功率分配、主热传输系统节点温度等.通过对比分析,从可接受的最高功率水平、环路的对称性等多方面,对两种流量分配方式的优缺点进行对比总结.研究成果可为钠冷快堆丧失蒸汽发生器模块后的目标运行工况设计方法提供参考.

关键词：

钠冷快堆模块式蒸汽发生器丧失模块工况设计

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核事故应急交通网络撤离时间可靠性研究

戴剑勇李佩东张美荣甘美艳...

1163-1171页

查看更多>>摘要：撤离时间估算是核事故应急决策的重要依据,但往往受到核事故下复杂情况的影响,导致同一条撤离路径的撤离时间发生巨大变化.本文提出撤离时间可靠性来衡量各路径的撤离能力.首先运用复杂网络构建撤离交通网络模型并计算不同风向区间内路段累积剂量,然后采用辐射量-Dijkstra算法得到集合点到安置点的最优撤离路径;结合改进的路阻函数,探究撤离路径在不同天气、撤离方式下的撤离时间可靠性.结果表明:大雨和风雾条件下核电厂撤离时间可靠性分别下降 5.3%和 9.2%;组织撤离占比 50%～60%时,撤离时间可靠性最高.

关键词：

应急撤离网络辐射剂量Dijkstra算法撤离时间可靠性

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先进压水堆核电厂LOCA叠加ATWS事故分析及敏感性研究

王业辉潘昕怿张盼

1172-1177页

查看更多>>摘要：为了分析核电厂发生冷却剂丧失事故(LOCA)叠加未能紧急停堆预期运行瞬态(ATWS)事故后的瞬态响应,研究不同事故情景下的缓解路径,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核电厂模型,研究了该事故下核电厂的瞬态特性,并开展了敏感性分析,得出如下结论:对于极限小破口工况,则至少需要 1 个稳压器安全阀和 1 列应急给水系统有效,才能避免事故早期一回路超压;对于相对较大的小破口工况,至少需要 1 列应急给水、1 列中压安注系统和 1 列应急硼注入系统有效才能缓解事故;对于中破口工况,若破口尺寸相对较小,则需要 1 列应急给水、1 列中压安注系统、1 个安注箱、1 列低压安注系统和 1 列应急硼注入系统来缓解事故;若破口尺寸较大,则只需要 1 列中压安注系统、1 个安注箱、1 列低压安注系统有效就可以缓解事故.

关键词：

冷却剂丧失事故未能紧急停堆预期运行瞬态事故分析

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压水堆燃料组件变形的中子学分析

何明涛孟晗李学仲王欣欣...

1178-1185页

查看更多>>摘要：压水堆燃料组件在堆芯中受轴向压紧力和横向力作用,同时受高中子注量率辐照,进而产生各种形式的组件变形以及组件内的棒弯曲现象.这会影响局部栅格的慢化条件,进而影响中子学参数以及堆芯运行的安全裕量.本文基于燃料组件变形以及组件内棒弯曲的测量数据,分别建立含不同组件变形及棒弯曲效应的堆芯计算模型,分析组件变形引起的局部慢化条件变化及其对功率分布的影响,尤其是堆芯功率周向分布特性的影响.同时,也评估了不同反射层设计下的影响程度差异.结果表明组件变形对功率分布有影响,且重反射层条件下该效应相对更为显著.

关键词：

燃料组件组件变形棒弯曲局部慢化

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某核电厂燃料包壳破损监测技术研究

陈小强魏学虎熊军刘杰...

1186-1191页

查看更多>>摘要：燃料包壳破损监测是评价第一道屏障完整性及保障核电厂安全运行的重要手段,核电厂现有监测设备体积庞大、监测方法存在误报警等缺点.本文就某核电厂燃料包壳破损监测方法和报警控制逻辑设计缺陷而导致的非燃料包壳破损的真实报警问题,提出了γ耦合的燃料包壳破损监测方法,优化报警控制逻辑并实施报警信号延迟措施,从根本上消除某核电厂燃料包壳破损监测的误报警问题.

关键词：

包壳破损监测活化腐蚀产物一回路冷却剂报警阈值

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三门核电一回路溶解氢控制方法的分析与实践

孟宪波侯涛姜磊

1192-1199页

查看更多>>摘要：AP1000 机组采用了非能动的设计理念,应用了屏蔽式主泵、净化系统不降压、直接高压加氢、取消容积控制箱等新技术,简化系统布置和运行操作,但对一回路溶解氢控制带来新的挑战.通过对一回路和稳压器氢气分布和变化机制的分析,阐述了稳压器喷淋、蒸汽发生器传热管渗透对溶解氢的影响,总结了三门核电在启动期间、功率运行期间、小修期间、大修期间溶解氢的变化规律,并制定和实践了溶解氢控制方法.

关键词：

溶解氢稳压器喷淋蒸汽发生器传热管渗透

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