- 石洋;苑皓伟;张鹏;刘宇生;
为了研究AP1000波动管中的CCFL,设立了以AP1000三代核电反应堆的波动管为原型的缩比试验台架,主要由模拟稳压器的上水箱、波动管、两相流测量装置、下水箱、供气系统、供水系统以及称重系统、摄像系统等组成,波动管采用可视化的亚克力材质,可方便对波动管内气液两相流进行观察及拍摄。试验表明,波动管内的气液两相流流动具有明显的周期性变化,在相同的液位高度下满足Wallis关系式;随着液位的升高,气体流量变化对液体流量的影响越来越明显;在不同液位下,溢流点气量不受液位高度的影响,有临界J_g~*=0.43;液位高度在较低的情况下,正向逆向过程对液泛特性基本没有影响,在液位较高的情况下,逆向过程对液泛特性有一定影响。
2019年03期 v.18;No.68 31-36页 [查看摘要][在线阅读][下载 1935K] [下载次数：114 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：51 ] - 何雅杰;
当前对核安全设备零部件进行质保分级的评定多是主观定性的。本文提出了使用模糊综合评判法对核安全设备制造阶段的零部件实施质量保证分级的方法。模糊综合评判法可以把质量保证分级过程中的定性评定转化为定量评定,从而降低评定过程中的主观影响,得出更准确合适的分级结果。
2019年03期 v.18;No.68 37-42页 [查看摘要][在线阅读][下载 1542K] [下载次数：113 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：53 ] - 陈荣达;
本文主要通过核安全的含义、对象和特征说明核安全的技术含义。结合我国核安全管理实践经验,提出我国核安全技术体系框架可规范为运行安全、辐射安全、核材料安全和体系管理4个领域,并以核电厂为例,从4个领域19个技术要点来详细阐述核电厂的核安全技术体系。希望通过深入阐述核安全的技术体系,可以对"什么是核安全"这一问题进行解释,以便指导核安全从业人员更加全面系统地评价核安全。
2019年03期 v.18;No.68 43-50页 [查看摘要][在线阅读][下载 1679K] [下载次数：297 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：39 ] - 项建英;王进;杨凯;
介绍了EPR机组再生式热交换器RCV6220EX的特点和作用,结合热交换器的特点、电厂技术规格书和法规导则要求,对调试中出现的泄漏问题进行了分析和讨论,对维修和改造情况提出了关注要点。RCV6220EX直接参与一回路水装量的平衡调节,其泄漏将直接导致一回路泄漏率增加,影响机组的正常运行。RCV6220EX发生两次泄漏后,非定量泄漏率增加,一回路总泄漏率增加,电厂采取了临时封堵及结构改造的方法进行处理。结合法规要求,指出监管要求和主要关注重点。
2019年03期 v.18;No.68 51-55页 [查看摘要][在线阅读][下载 1722K] [下载次数：54 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：54 ] - 刘宇生;阿不都赛米·亚库甫;庄少欣;许超;安婕铷;王昆鹏;
针对全厂断电事故中主回路自然循环现象的试验模拟问题,基于自然循环试验装置及其运行参数,建立了数值分析模型,采用功率积分、参数拟合等方式对自然循环试验初始条件的实现过程进行了研究。结果表明:采用功率积分或参数拟合等运行方式均可在自然循环试验装置中实现试验初始条件及状态;与参数拟合相比,积分功率法中系统参数的瞬态效应更为明显,其对应的主回路平均温度、系统压力和循环流量更高。
2019年03期 v.18;No.68 56-61页 [查看摘要][在线阅读][下载 1851K] [下载次数：91 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：45 ] - 蔡志云;赵禹;王保平;
本文采用Flowmaster软件,针对多用途模块式小型堆(ACP100)的化学和容积控制系统(RCV系统)开展仿真分析,建立了系统主要设备(包括上充泵、净化泵、换热器、硼酸贮存箱、过滤器、离子交换器、孔板、阀门等)的物理模型,分析了RCV系统在不同运行工况下各个回路及各个节点处的流量、压力、温度、流动损失等稳态和瞬态特性,为系统的设计与分析提供理论依据。
2019年03期 v.18;No.68 62-66页 [查看摘要][在线阅读][下载 1829K] [下载次数：167 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：40 ] - 苑晨亮;马亮;崔家文;完晓原;
近年来,工业控制系统信息安全问题频发,工控系统信息安全问题日益严峻。随着信息化技术在核能开发中的应用日益增多,核电站工控系统信息安全面临着越来越多的挑战。采用有效的风险评估方法评判工控系统的安全程度,有助于发现工控系统的薄弱环节,从而对其进行改造提升。本文从典型的工控系统出发,基于其可用性、完整性和机密性的安全目标,在层次模型的基础上建立了信息安全风险评估模型,并根据模糊数学及层次分析法建立了信息安全风险评估流程。通过仿真案例说明了评估方法的有效性,并针对实例提出了改进措施。
2019年03期 v.18;No.68 67-73页 [查看摘要][在线阅读][下载 1714K] [下载次数：217 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：6 ] |[阅读次数：47 ] - 赵立彬;石红;李海涛;胡安中;赵国斌;
《民用核安全设备焊工焊接操作工资格管理规定》(HAF603)是我国核安全监管部门对民用核安全设备的焊工和焊接操作工进行资格管理的部门规章,于2008年发布[1]。随着近年来我国核电设备相关行业的发展和核安全监管要求的变化,HAF603的修订已提上日程。HAF603相关技术要求的内容,在很大程度上参考了EN287-1:2004。但是,随着焊接技术的发展,标准也在不断发展和更新,当前,EN287-1:2004已被ISO9606-1:2012取代。本文主要从焊接主要变素、试件设置以及证书管理等方面详细对比了二者之间的主要区别,浅析相关内容改变的主要原因,结合HAF 603相关内容以及我国当前焊工、焊接操作工资格管理的现状,为HAF603的修订和实施提供一些有益的借鉴。
2019年03期 v.18;No.68 74-79+94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1544K] [下载次数：56 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：54 ] - 段军;邹象;于大鹏;王旭杰;马国强;
压水堆核电厂一回路启动过程通过抽真空排气,可以缩短排气时间,减少主泵启动次数。但是一回路抽真空使一回路的绝对压力降到一个大气压以下,会造成压力温度超值运行事件。本文根据已有电厂的经验反馈,建议相关电厂对压力温度的限值进行修订,并指出注意事项。
2019年03期 v.18;No.68 80-83页 [查看摘要][在线阅读][下载 1520K] [下载次数：70 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：1 ] |[阅读次数：57 ] - 赵国志;
铀浓缩厂的运行和维护,尤其是事故时的安全动作等需要大量人员操作。然而,人因事故研究几乎为空白。本文回顾了铀浓缩厂历史上几个典型的人因事故,并对国内铀浓缩厂进行了定量的人因失效分析。
2019年03期 v.18;No.68 84-88页 [查看摘要][在线阅读][下载 1579K] [下载次数：72 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：39 ] - 张敏;曹芳芳;张亮;潘玉婷;洪哲;
为验证CEFR-MOX燃料组件运输容器临界安全分析结果,本文对临界安全计算模型、正常和事故工况下情景假设、临界安全分析等内容使用MCNP程序进行了分析与计算。校核结果表明:正常和事故工况下,CEFR-MOX燃料组件运输容器K_(eff)值变化趋势与原设计基本吻合,最大K_(eff)值与原设计K_(eff)值相对偏差不超过1%。
2019年03期 v.18;No.68 89-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1722K] [下载次数：154 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：3 ] |[阅读次数：42 ]