核科學與工程最新期刊目錄

基于螢火蟲算法優(yōu)化BP神經網絡的核電廠故障參數預測————作者：劉濤;謝金森;鄧年彪;陳鵬宇;吳智強;張二品;于濤;

摘要：隨著核電廠向數字化和智能化轉型，利用神經網絡對瞬態(tài)參數進行預測，輔助操作人員處理事故成為可能。針對基于梯度下降的BP神經網絡在預測核電廠瞬態(tài)參數時可能陷入局部最優(yōu)的問題，提出了一種結合螢火蟲算法(Firefly Algorithm, FA)優(yōu)化的BP神經網絡(FA-BP神經網絡)。使用PCTRAN仿真軟件生成的數據，比較了FA-BP神經網絡與傳統BP網絡在預測性能上的差異，并應用FA-BP神經網絡...

低中水平放射性廢液水泥固化材料研究進展————作者：劉新鳳;李春光;劉龍成;姚志猛;劉振中;張生棟;

摘要：核電的快速發(fā)展導致大量放射性廢物產生，運行期間以低中水平放射性廢液為主，對其進行經濟高效固化是確保核電安全的關鍵。水泥固化成本低廉、工藝簡單，已成為國內外公認應用最廣泛的中低放廢液固化方法。綜述了水泥固化方法的理論基礎，探討了核素穩(wěn)定固化機制，對比了硅酸鹽水泥、鋁酸鹽水泥、硫鋁酸鹽水泥和堿激發(fā)水泥4種水泥在處理放射性廢液方面的優(yōu)缺點，并分析了添加劑對水泥固化過程的影響。綜合研究表明，開發(fā)新型水泥品...

用于高放射性廢物處理陶瓷固化體的研究進展————作者：衛(wèi)紫君;孫世寬;司衛(wèi)征;張立殷;唐健豪;曾俊燾;黃語嘉;

摘要：陶瓷固化體具有良好的耐久性，其穩(wěn)定性對于高放射性廢物中一些特定的錒系元素具有獨特的優(yōu)勢。從材料學的角度，介紹了陶瓷固化高放射性廢物的機理，綜述了陶瓷固化體近年來的研究進展。重點研究方向包括：以提高高放射廢物負載量為目標，研究陶瓷固化體對核素的承載能力；最大化陶瓷固化體的致密度，研究陶瓷的致密化機理；研究陶瓷在抗輻射和化學穩(wěn)定性，提供陶瓷固化體安全評價方法。最后，對陶瓷固化體今后的研究發(fā)展方向做了展...

基于群堆管理的核電廠長周期堆芯燃料管理策略研究————作者：李天涯;劉同先;陳亮;王晨琳;何彩云;吳昱玖;蔡云;廖鴻寬;肖鵬;

摘要：在核電廠中，燃料組件價格昂貴，往往需在反應堆內停留三年或更長時間。因此，如何在滿足電力系統能量需求的前提下，提高核燃料利用率、降低核電廠單位能量成本，是一個重要的研究方向。本文研究了一種基于群堆管理的核電廠長周期堆芯燃料管理方法，針對24個月換料周期機組，建立一個淺燃耗燃料組件數據庫，然后，從數據庫中選擇與目標18個月換料周期機組燃料組件在主要結構尺寸及設計特征上具有兼容性的燃料組件，最后，評估并...

適用于核電DCS產品的軟件數字化運維系統設計————作者：鄧澤凡;王桂蘭;石桂連;董曉峰;彭立;

摘要：核電DCS是核電廠的“神經中樞”,其運行的穩(wěn)定性和可靠性是核電廠安全運營的保障。適用于核電DCS產品軟件數字化運維系統是為解決核電DCS產品軟件運維依賴人工、耗時長、效率低等問題而開展的產品研發(fā)工作。該系統基于核電DCS產品與核電廠實際問題反饋，結合軟件數字化運維理念，設計軟件健康參數反映核電DCS產品軟件運行狀態(tài)，設計軟件配置和指標監(jiān)視模塊采集核電DCS產品軟件健康參數，降低運維時間和成本，帶來...

“華龍一號”核電機組高壓給水加熱器水位動態(tài)特性分析————作者：吳鵬;張盼;李釗同;邢丹;

摘要：以“華龍一號”機組高壓給水加熱器(以下簡稱“高加”)為研究對象，重點研究了運行機組高壓給水加熱器水位變化對高加給水出口溫度、疏水溫度的影響。采用動態(tài)多節(jié)點建模仿真，結合“華龍一號”核電機組高壓給水加熱器實際運行中的常見故障，分析了上述溫度變化對蒸汽發(fā)生器及除氧器安全運行的影響。6號或7號高加水位下降對高加給水出口溫度和疏水溫度影響較小，6號或7號高加水位上升將導致7號高加出口給水溫度較大幅度的上升...

核電廠設備鑒定中露點溫度與混合溫度的選取與試驗研究————作者：金鑫;唐輝;朱增培;韓繼偉;

摘要：核電廠設備鑒定中存在露點溫度與混合溫度兩種溫度選取方式，有必要對其選取的原則進行研究，以便于在鑒定試驗中應用。本文對露點溫度與混合溫度的含義、差異以及應用實踐進行研究，提出了一些具有可操作性的選取原則，同時對露點溫度與混合溫度試驗的方法進行了研究，并分別提出了一種典型試驗方案

數字化技術在核電廠后備盤人機接口設計的應用研究————作者：李穎;何慶鐳;姜興偉;廖圣勇;

摘要：后備盤作為保證核電廠安全穩(wěn)定運行的重要設備，隨著數字化技術的快速發(fā)展，后備盤數字化設計已成為行業(yè)發(fā)展的趨勢。本文對數字化技術在后備盤人機接口設計的應用進行了研究。通過詳細分析后備盤功能，以及對應的功能分級，完成了初步儀控結構設計。在此基礎上，對數字化技術帶來的一些問題進行了探討，并提供了解決方案，完成了人機接口設備的配置和人機界面體系設計。該研究在某示范堆核電項目上已成功應用，并進行了人因工程驗證...

核電廠儀控設備老化管理標準體系研究————作者：王占元;孫娜;宿俊海;

摘要：隨著核電廠運行時間增加，任何一個國家核電機組的長期安全穩(wěn)定運行，都離不開機組延壽和設備老化管理。從核電廠儀控設備性能檢測和老化管理標準出發(fā)，系統梳理國外相關標準文獻體系，對國內相關標準進行了系統性研究，通過比對分析目前國內儀控設備老化管理標準體系中的不足，提出優(yōu)化建議，為完善中國先進壓水堆核電標準體系提供參考

核電廠立式圓柱儲罐動態(tài)特性分析方法研究————作者：沈睿;陳孟;陶宏新;黃慶;

摘要：基于HOUSNER理論和流固耦合相互作用理論對大型立式圓柱儲罐的動態(tài)特性展開研究。采用ANSYS有限元軟件Fluid80單元建立流固耦合有限元模型，并采用Reduced法進行模態(tài)分析，對典型低矮型和細高型錨固儲罐在1/4、1/2、3/4和設計裝液量H下的動態(tài)特性進行研究，并對兩種模型得出的液面第一階晃動頻率和儲罐系統第一階主振形頻率進行對比分析。通過對比基于HOUSNER理論的模型和流固耦合模型的...

核電廠熱釋光劑量計監(jiān)測方法的優(yōu)化改進與應用————作者：侯炳君;趙喜寰;趙鴻翮;黃蓉;

摘要：個人劑量監(jiān)測和管理在核電廠中是極為重要的工作之一，是輻射防護管理和職業(yè)健康監(jiān)護的重要組成部分。隨著監(jiān)測精度的提升及考核評比條件的進一步嚴格，保障監(jiān)測質量的關鍵為劑量系統須具備高精度鑒別能力。為了保障個人劑量實驗室的監(jiān)測質量，以某型號熱釋光劑量計為例，通過改進增加了鑒別功能，優(yōu)化了劑量計算方法，開展了實驗驗證。結果表明該優(yōu)化改進方法提升了核電廠劑量監(jiān)測的工作效率和測量準確性，在行業(yè)中具有一定的應用和...

基于Modelica的核電廠自動建模探索研究————作者：張立群;

摘要：結合核電仿真設計最新進展，探索研究了基于Modelica的核電廠自動建模仿真技術，開展了基于Modelica的核電廠多專業(yè)模型架構分析，建立了從底層的基礎專業(yè)級組件到頂層的全廠模型的層次化架構，同時對核電廠儀控、工藝和電氣專業(yè)模型間的耦合關系進行多層次模型間的接口設計。通過設計基于Modelica的核電廠自動建模數據映射關系，開發(fā)了核電廠自動建模軟件并進行Modelica建模仿真，論證了基于Mod...

核電廠輔助系統水力沖洗外來物效果評估方法研究————作者：沈云海;周為;段永強;鄧豐;葉水祥;

摘要：為防止在輔助系統管路中存在的外來物在運行過程中進入反應堆一回路系統影響機組運行安全，需要對反應堆冷卻劑系統連接的輔助系統管路進行水力沖洗。為評估實施的水力沖洗效果，開展了復雜管路系統水力沖洗外來物效果評估方法研究。對沖洗效果的影響因素進行了詳細分析，對水力沖洗中外來物的受力情況進行了分析，由此確定了復雜管道中典型管道的選取原則，建立了水力沖洗中外來物的受力模型；確定了外來物的臨界尺寸計算方法。并針...

核電裝備密封技術研究進展————作者：李靖威;王婭琦;童光明;王晨;

摘要：“雙碳”目標及環(huán)境友好型發(fā)展模式的提出推動了包含核能在內的新能源行業(yè)高速發(fā)展。相對于傳統密封而言，核電領域所涉及的高溫、高壓、高輻照惡劣工況及其高安全性需求，對核電裝備密封技術與材料提出了極大挑戰(zhàn)。針對核電裝備中的密封技術，重點介紹了核主泵密封，墊圈密封以及貫穿件密封的發(fā)展現狀及存在問題。密封材料決定了密封組件的應用“上限”,密封材料涉及金屬材料、無機非金屬材料以及聚合物材料。密封運行狀態(tài)監(jiān)測對密...

核電廠主泵飛輪在役檢查周期延長研究————作者：沈云海;段永強;葉水祥;吳廣皓;張敏杰;

摘要：國內絕大部分二代核電廠在役檢查大綱規(guī)定每十年對主泵飛輪執(zhí)行超聲波射線檢查，該規(guī)定一方面可能因頻繁拆卸和重裝飛輪引起主泵飛輪損傷，影響其可靠性；另一方面檢查工作可能處于大修的關鍵路徑，影響大修工期。因此十分有必要開展核電廠主泵飛輪檢查周期延長的研究。介紹了風險指引型周期延長技術，在工程分析要素分析中首先論述了核電廠主泵飛輪檢查周期延長對主泵飛輪完整性的影響評價方法，其次研究了主泵飛輪檢查周期延長的風...

核電廠給水前置泵機械密封失效分析與優(yōu)化研究————作者：王秀超;方奇術;修振野;喬彥龍;劉亞飛;鞠勛齋;

摘要：某核電廠給水前置泵機械密封經歷短時間運行后發(fā)生泄漏失效，Plan23系統循環(huán)流量小，運行過程中密封腔內熱量易積聚是給水前置泵機械密封發(fā)生泄漏失效的主要原因，提出了冷卻流場改造、加大泵送能力、變更密封面結構以及優(yōu)化動靜環(huán)結構等優(yōu)化方案，并對方案有限元模擬與計算研究，其中在密封面端面開設組合槽，使端面接觸比壓和摩擦系數得以降低，摩擦溫升降低且分布更為均勻，使密封整體可靠性和使用壽命提高和延長。結果表明...

單鋼板混凝土安全殼內壓作用下裂縫分析與安全性評估————作者：王友剛;畢正超;杜國棟;蘇權巍;李保木;韋鋒;

摘要：內側單鋼板混凝土安全殼是我國某堆型核電廠擬采用的一種新型安全殼結構。在極端情況下安全殼保持完整性與密閉性是確保核電廠不發(fā)生核泄漏的關鍵，因此安全殼在超設計基準范疇事故工況內壓作用下的裂縫分析和安全性評估對保障某堆型核電廠的安全運營具有重要意義。在考慮混凝土開裂非線性的基礎上，利用ANSYS軟件的二次開發(fā)功能，開發(fā)了一套適用于該類安全殼的混凝土裂縫計算和安全性評估方法，完成了安全殼在內壓作用下的裂縫...

EPR機組影響大修工期關鍵事故優(yōu)化研究————作者：劉云;韓霜;賴力;李永寧;

摘要：臺山核電廠EPR機組大修工期顯著長于設計預期，與其他三代壓水堆機組也存在差距。對比不同堆型的設計差異可知，EPR機組開展了全范圍事故分析，并對單一故障準則、預防性維修和喪失廠外電源都采取了偏嚴格的假設，這導致運行技術規(guī)范管理要求過嚴，限制了機組大修安排。對EPR機組FSAR中的事故分析進行梳理，識別對大修工期有顯著影響的運行工況與始發(fā)事件，通過與其他主要壓水堆電廠的對比以及對確定論安全分析方法與原...

核電廠蒸汽高壓調節(jié)閥流固耦合特性及疲勞機制研究————作者：王斌斌;王丹;

摘要：蒸汽高壓調節(jié)閥是控制核電廠汽輪機啟停和功率變化的重要裝置，其流固耦合特性對汽輪機系統的安全可靠運行具有重要影響。考慮閥開度的隨機性建立了高壓調節(jié)閥的流體動力學模型和閥桿-球頭的結構接觸模型，并基于計算流體力學(CFD)動網格技術和有限元方法對高壓調節(jié)閥的流固耦合特性及其疲勞強度進行了數值分析。通過流體動力學分析發(fā)現高壓調節(jié)閥的開度變化將直接引起管道及閥門內部顯著的壓力波動，產生漩渦脫落；波動壓力載...

乏燃料水池的非能動冷卻系統及其高效熱交換器的設計及應用————作者：張向南;李云屹;白博峰;韓旭;張斯亮;

摘要：以建設核電領域的乏池冷卻試驗裝置為契機，為探究非能動冷卻系統的特性，設計并應用了非能動冷卻系統以及其中的高效熱交換器。蒸汽發(fā)生器選用緊湊度高、傳熱系數大、流動阻力小的板式傳熱元件，冷凝器選用質量輕、集成度高、耐腐蝕性好的扁管蛇形翅片傳熱元件。試驗裝置成功啟動并能夠穩(wěn)定運行，通過試驗研究證明非能動冷卻系統以及其中的高效熱交換器可滿足乏池冷卻的試驗要求，為后續(xù)深入研究和推廣應用提供了試驗基礎

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