最新刊期
      2020 年 第 0 卷 0 期
      • 郑明光,叶成,韩旭
        2010, 33(2)
        摘要：对近年世界核电发展作了概述,指出核电发展远落后于期望值,核电发展任重道远。论述了发展核电对我国环境保护和经济发展的重要意义,对核能发展规划进行了讨论。通过世界核电强国发展核电的战略,阐述了我国的核电发展战略和技术主线,指出AP1000、CAP1000、CAP1400和CAP1700作为大型先进压水堆,在相当长一段时间内将是我国的主力机型,同时CAP1400和CAP1700将成为世界上极具竞争力的机型。对于第四代反应堆,超临界水冷堆在我国有较深厚的工业基础,较适合在我国发展。此外还要继续加强对快堆的投入,以实现先进的燃料闭式循环,同时也应关注目前的"行波堆"和中小型模块式反应堆。最后对目前的核电大发展提出了建议。  
        关键词：新能源;核电;规划;第四代;行波堆;CAP1400;CAP1700   
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        发布时间：2021-03-05
      • 严锦泉,张琴芳,仇永萍,周全福,邱忠明,陈松
        2010, 33(2)
        摘要：通过引进及自行研制,建立了一、二、三级概率安全评价（PSA）分析程序;结合300MW核电厂二期工程（C-2）设计,对一、二级PSA技术进行研究及应用——包括始发事件分析、事件树分析、故障树分析、相关性分析、人员可靠性分析、数据分析、事件序列定量化、电厂损伤状态分析、事故进程和安全壳响应分析、源项分析、大量放射性早期释放频率（LERF）的计算和分析、不确定性分析、重要度和敏感性分析以及设计过程中的应用等。建造了C-2一、二级PSA模型,通过在C-2设计过程中基于PSA的发现进行了一些重要设计改进,如安注泵和喷淋泵的小流量回流管上隔离阀的设计改进;化容系统的往复式上充泵的设计改进;重要厂用水系统的设计改进等,得到C-2功率运行内部事件的堆芯损伤频率（CDF）为7.25×10-6/堆年,LERF定量化结果为3.24×10-7/堆年。  
        关键词：概率安全评价;事件树;故障树;严重事故;设计改进   
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      • 杨萍,周全福,陈松,王喆,方立凯,刘鑫,胡承香,郑尧瑶,柯晓,詹文辉
        2010, 33(2)
        摘要：本文总结了"秦山核电厂应急操作规程的分析验证和优化建议"的主要研究成果。基于电厂的实际设计及其参数,对秦山核电厂8个应急操作规程的22项步骤和关键参数进行了计算验证,并提出12项优化建议。  
        关键词：EOP;ERG;计算验证;优化   
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        发布时间：2021-03-05
      • 詹文辉
        2010, 33(2)
        摘要：为完善恰希玛核电厂二期工程的概率安全分析模型,在建立事件树模型时需结合电厂的实际情况进行相应的热工水力计算分析,以确定事件树的成功准则要求,并确定操纵员干预事故的允许时间要求。本文应用热工水力系统分析程序RELAP5/MOD3模拟分析论证了在SGTR事故二次侧安全阀卡开、辅助给水系统失效且仅一台高压安注有效工况下,如果操纵员在安注信号触发150min后采取相应措施实施反应堆冷却剂系统降温降压操作的事故过程。分析结果表明,在破损SG一、二次侧压力平衡在一个大气压,终止破口流量的过程中,反应堆堆芯被冷却剂有效淹没。  
        关键词：SGTR;RELAP5/MOD3程序;降温降压;卡开   
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        发布时间：2021-03-05
      • 刘海滨,李肇华,张忞隽
        2010, 33(2)
        摘要：第三代核电技术（AP1000）引进中的概率安全评价（PSA）模型是用CAFTA程序建立的,而我院使用的是RiskSpectrum程序。在分析两个程序数据文件的基础上,开发CAFTA2RS转换程序,从CAFTA建立的PSA模型中提取相关信息,修正不符合RS程序的数据格式,将AANB和EQU等门类型转换为RS程序允许的门类型,并将长达数千页的大型故障树拆分成符合RS格式的4000多棵小故障树,实现CAFTA程序建立的PSA模型到RiskSpectrum程序的PSA模型间的自动转换。  
        关键词：AP1000;CAFTA;RiskSpectrum;模型转换   
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        发布时间：2021-03-05
      • 朱丽兵,杨波,梅其良,杨萍,刘鑫
        2010, 33(2)
        摘要：从堆芯核设计、调节棒组件结构设计及安全分析等方面,论证了CANDU-6（CANadian Deuterium Uranium reactor）型重水反应堆反应性控制系统用钴调节棒组件代替不锈钢调节棒组件后,具有与原不锈钢调节棒组件相同的功能,即钴调节棒组件结构分类、堆内布置和运行方式与不锈钢调节棒组件相同,并且堆芯物理特性保持不变,也能确保堆芯安全运行及产钴过程中的辐射安全。  
        关键词：不锈钢调节棒组件;钴调节棒组件;堆芯核设计;结构设计;安全分析;辐射安全   
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        发布时间：2021-03-05
      • 刘家正
        2010, 33(2)
        摘要：修改并验证了分析程序FEMAXI-IVM,增加了程序的适用范围。对采用M5合金包壳的FA300-4高性能燃料组件中的燃料棒在稳态和瞬态运行工况下的燃料性能进行了分析。结果表明,此种燃料棒在稳态和瞬态工况下都能保持其完整性,能保证反应堆的安全运行。  
        关键词：燃料棒;稳态;瞬态;安全分析   
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      • 丁捷,朱丽兵
        2010, 33(2)
        摘要：运用SolidWorks软件对燃料棒更换装置进行三维建模和运动仿真,验证了设计的合理性,并为制造和结构改进提供了三维模型参考。基于三维模型,可精确生成非标零件的轮廓,并直接生成工程图交付制造厂,避免了二次加工,降低了制造难度;通过运动仿真,可直观分析各部件间的配合和运动干涉情况,迅速发现欠妥结构,并进行优化改进,更好地完善了燃料棒更换装置的设计。  
        关键词：燃料棒更换装置;三维建模;运动仿真;SolidWorks软件   
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        发布时间：2021-03-05
      • 周勤,丁捷
        2010, 33(2)
        摘要：从三维流场分析角度验证了300MW燃料组件定位格架导向翼初步设计改进方案的合理性,采用流体计算软件对燃料组件定位格架或棒束定位格架进行计算,比较导向翼修改前后的定位格架水力特性和导向翼周围流场的变化,为实际工程应用提供了依据。  
        关键词：三维流场分析;燃料组件;定位格架;棒束定位格架;水力特性   
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      • 周欣,朱丽兵
        2010, 33(2)
        摘要：采用CFX10.0模拟了反应堆发生非均匀硼稀释事故时的瞬态三维流场,得到堆芯冷却剂的硼浓度分布和温度分布。比较三种不同堆芯温度工况计算结果,发现随着堆芯温度的增加,运动阻力下降,清水越快到达堆芯,清水与硼水的搅混时间减少,搅混效果减弱,堆芯中心处冷却剂的硼浓度偏低。  
        关键词：非均匀硼稀释;瞬态;硼浓度;温度   
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      • 柳胜华
        2010, 33(2)
        摘要：对中国《钢结构设计规范》（GB50017-2003）和美国《核设施安全相关钢结构设计、制造及安装规范》（ANSI/AISC N690-1994）中组合梁的设计进行了比较。指出两国钢结构设计规范中对组合梁设计规定的相同点及不同点。为工程设计及研究人员对组合梁的设计和研究提供参考。  
        关键词：组合梁;稳定性;挠度;抗剪承载力   
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      • 任永忠,晁平,徐冬苓
        2010, 33(2)
        摘要：由秦山核电厂反应堆保护系统设计中存在的问题,分析保护系统数字化改造的必要性,介绍了数字化改造的背景和范围。通过秦山核电厂保护系统数字化改造的设计,探讨了数字化保护系统的设计理念、设计方式、设计流程以及数字化保护系统的框架结构设计、设计特点和设计改进。  
        关键词：秦山核电厂;保护系统;数字化改造;设计   
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      • 凌云,王晓雯,袁芳
        2010, 33(2)
        摘要：安全壳是确保核电厂安全的关键设施。必须在设计中考虑到安全壳在可能引发重大核事故意外荷载作用下的工作性能。地震是核电厂使用过程中有可能出现的自然灾害之一,并可能引发重大事故,所以必须对安全壳结构进行严格的抗震性能分析,保证预应力混凝土安全壳能承受SSE地震作用而不被损坏。本文通过有限元模型的计算与分析,得到先进核电厂CNP1000安全壳结构在SSE作用下的应力、变形、位移等地震反应,由此进行安全壳结构构件抗震分析计算。计算结果表明,CNP1000安全壳结构在SSE作用下,结构安全可靠,其设计能满足我国核电厂安全导则对抗震I类结构的规定。  
        关键词：安全壳;预应力;有限元分析;SSE地震工况   
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      • 钱浩,张明,贺寅彪,景益
        2010, 33(2)
        摘要：热电偶柱及其支架结构安装于反应堆压力容器上腔室内的堆内构件压紧顶帽上,其完整性影响到反应堆的运行安全。本文对热电偶柱及其支架结构进行了自重载荷下静态分析、流致振动影响分析、模态分析、地震载荷和LOCA载荷下的反应分析。结果显示,原设计的螺栓无法承受含有LOCA载荷的D级工况。本文给出了结构受力规律和修改方案。修改设计后的结构安装于反应堆压力容器顶盖内,已投入正常运行。  
        关键词：热电偶柱及其支架结构;ASME III NG分卷;结构完整性分析;结构改进与优化   
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        发布时间：2021-03-05
      • 沈秋平,陈志清,徐道平,黄国军,胡士光
        2010, 33(2)
        摘要：核电站反应堆燃料组件修复装置包括燃料棒更换装置、燃料棒定位小车和燃料篮倾翻装置3套设备。燃料篮倾翻装置能实现待检修燃料组件翻转的功能;燃料棒更换装置在燃料棒定位小车上能进行3个方向的移动,对准工位后对单根燃料棒进行检修。  
        关键词：燃料组件;修复;燃料棒更换装置;燃料棒定位小车;燃料篮倾翻装置   
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      • 奚梅英,刘建文,朱雪锋,高雷,郑崇裕
        2010, 33(2)
        摘要：导向装置是可燃毒物组件抓具的设计要点之一,在可燃毒物组件提升和下降过程中,通过联动实现可靠、安全、准确地开合动作,完成导向可燃毒物棒束的功能。传统的设计采用四连杆机构,推杆较长且机构较复杂,本文介绍的导向装置采用直线凸轮与滚子机构,并用三维软件做了相应的运动学和动力学仿真、验证和比较,结果表明,设计改进是合理可行的。  
        关键词：可燃毒物组件抓具;导向装置;ADAMS;仿真   
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        发布时间：2021-03-05
      • 翁志敏,陈志清
        2010, 33(2)
        摘要：翻转检修架的使用提高了泵维修效率和安全,方便了检修工作。设计利用三维模型,在设计的各阶段使用并修改模型。从多方面考虑设备在使用、制造和运输时的情况,使设计更贴切实际。输出视频为安装和使用提供形象的说明。  
        关键词：ANDRITZ主泵;检修;翻转;三维设计   
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        发布时间：2021-03-05
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