- 谷海成;蔡俊;袁加城;刘斌;艾彪;李富海;
在核电厂机组停堆过程中，采用强制氧化工艺溶解去除主回路的活化腐蚀产物，是大修源项控制的重要一环。微纳米气泡溶液可以产生高浓度的羟基自由基，其强氧化特性已被广泛应用于清洗行业。本文以尖晶石类模拟腐蚀产物为研究对象，测试了强制氧化工艺耦合微纳米气泡技术对腐蚀产物溶解效果的影响。实验结果表明，在弱碱性一回路水中添加10 mg/kg的双氧水，对尖晶石腐蚀产物几乎无溶解效果；当pH为酸性时，添加双氧水可提升尖晶石腐蚀产物的溶解率；当pH为酸性，添加双氧水且注入微纳米气泡后，尖晶石腐蚀产物的溶解率同比提高至2倍以上。研究成果为优化核电厂大修中一回路活化腐蚀产物源项控制策略提供了重要参考。
2026年01期 v.25;No.108 21-27页 [查看摘要][在线阅读][下载 1496K] [下载次数：14 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：5 ] - 钱明远;姚驰;王亮;王拓;石建业;张培田;李东阳;
阀门作为工业系统的关键控制部件，其内部流场特性与流致振动直接影响系统效率与安全性能。本文综述了阀门内部流场及流致振动特性的研究进展，重点介绍了围绕阀门内流场精细化、空化现象、振动噪声等问题展开的研究。现有研究受限于模型简化、实验验证不足及多物理场耦合分析缺失。未来需发展多场耦合仿真与全尺度实验，融合高分辨率测量技术（如粒子图像测速、超声波）与智能优化算法，拓展宽工况及深化机理性研究，以提升阀门设计的可靠性与工程适用性。
2026年01期 v.25;No.108 28-35页 [查看摘要][在线阅读][下载 1380K] [下载次数：43 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 孙志明;罗雪君;
针对某型号接线箱DBA试验后出现的螺栓断裂问题，基于断口样貌分析和腐蚀残留物检测对失效原因进行了分析，确定螺栓的断裂方式为沿晶脆性断裂，导致断裂的主要原因是DBA试验的喷淋液在高温高压环境下引起的腐蚀。根据失效根本原因，有针对性地制订了接线箱的设计改进方案，提出了一种经济、有效的补充鉴定方法。实践表明，所采取的设计改进可以有效消除接线箱存在的性能缺陷，实施的补充鉴定可以为接线箱的严酷环境适用性提供论据，且有助于合理控制鉴定成本。
2026年01期 v.25;No.108 36-41页 [查看摘要][在线阅读][下载 1646K] [下载次数：8 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：3 ] - 李亮国;余健明;刘继墉;卢冬华;邢军;巫英伟;秋穗正;苏光辉;田文喜;
小型堆设置有二次侧非能动余排（ASP）系统以应对全厂断电（SBO）事故。为研究小型堆ASP系统的运行特性，基于模化方法对已有ASP系统试验装置（ASPTF）进行了适应性改造。根据直流蒸汽发生器（HOTSG）的流动与传热特性进行了系统分析程序的修正并建立了ASPTF的计算模型。基于ASPTF的计算模型开展了不同因素对于ASP系统运行特性的影响研究。计算结果表明：补水箱投入方式影响ASP系统运行时的流量峰值与压力峰值，补水箱与换热器（HE）同时投入是较优的运行模式；调整管线阻力、阀门动作时间、HE管程水初始水装量对ASP系统运行特性影响较小；补水箱补水量影响ASP系统的运行稳定性。
2026年01期 v.25;No.108 42-50页 [查看摘要][在线阅读][下载 1595K] [下载次数：10 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：4 ] - 史国宝;王海涛;王志超;任文星;吴雪雯;刘立欣;张国胜;樊普;
目前，数字化仪控技术已越来越多地应用于核电厂，数字化仪控系统由于设计或使用不当引起的共因故障可能影响核电厂安全。国内外相关导则提出了仪控系统纵深防御和多样性（D3）设计要求，需要论证安全分析报告第15章始发事件叠加安全级仪控系统共因失效后核电厂的安全性。CAP1400设置了多样化驱动系统（DAS），包含6个自动功能和10个手动功能，定性和定量评估表明多样化程度高；针对D3分析建立了分析方法体系，开展事故分析，结果表明所有事故都能得到缓解，DAS系统具有充分的纵深防御能力。
2026年01期 v.25;No.108 51-59页 [查看摘要][在线阅读][下载 1465K] [下载次数：5 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 汤昱川;张思敏;孙凤;
本文介绍了核电厂设备地震易损度分析的混合法，分析了该方法在设备抗震能力和易损度评估过程中可能出现的误差，并介绍了国外近年来为纠正其偏差而提出的改进混合法。但国外文献对混合法及改进混合法的讨论往往局限在设备弹性抗力因子表达式为线性的简单情形。本文以某日用油箱的锚固螺栓剪拉破坏模式为例，针对相对复杂的非线性形式的弹性抗力因子表达式讨论了混合法和改进混合法的应用。通过与传统混合法的计算结果对比，本文得出了改进混合法在基本保持混合法简便易算优点的同时，可以更准确地估算设备的地震易损度的结论。
2026年01期 v.25;No.108 60-68页 [查看摘要][在线阅读][下载 1608K] [下载次数：8 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 王晶;何丽霞;柏磊;靳占勇;赵潇;
采用干法后处理工艺对快堆乏燃料进行处理时，其分离工艺、运行方式、物料形态等与水法后处理工艺有很大差别。这些特点决定了其核材料衡算方式不同于典型的水法后处理工艺，难以采用水法后处理工艺的管理模式进行核材料衡算管理。依据我国核材料管制的要求，有必要开展干法后处理工艺的核材料衡算研究。本文基于我国提出的乏燃料干法后处理流程，对其工艺和物料的特点进行核材料衡算相关性分析，根据不同类型乏燃料的首端处理特点，综合考虑核材料平衡区划分原则和衡算测量的需要，提出了备选的衡算起点以及可采用的测量方法，为干法后处理工艺设施的核材料衡算系统设计提供了基础。
2026年01期 v.25;No.108 69-77页 [查看摘要][在线阅读][下载 1508K] [下载次数：25 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 杨煦;杨雁宇;陈秋炀;张建;邱艳菲;邵辉;
通过开展CPR1000机组大破口失水事故后安全壳内压力和温度响应对海水温度的敏感性分析，从而确定满足该事故分析验收准则的海水极端温度。该海水极端温度可为核电厂技术规格书中关于最终热阱温度的运行限制条件提供参考。计算分析表明，当海水温度不超过35.5℃时，SEC/RRI热交换器的设计基准中关于大破口失水事故工况下RRI冷端水温的限值能够得到满足，且大破口失水事故后的安全壳内压力和温度响应满足事故分析的验收准则。如果海水温度超过该限值，由于核电厂不具备干预或恢复最终热阱水温的能力，应将机组置于不要求最终热阱可用的模式。
2026年01期 v.25;No.108 78-83页 [查看摘要][在线阅读][下载 1478K] [下载次数：8 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ] - 祝浪锋;朱亮;包志彬;
核电厂火灾应急响应流程高度复杂，涉及多部门联动与多层级信息传递，其响应效率直接关系到火灾事件处置的及时性和核电厂的安全性。当前火警信息传递过程普遍存在串联通知、操作复杂、响应延迟等问题，不利于在关键时间窗口内实现高效联动处置。为此，本文开展了火灾场景下的响应延迟建模与人因失误概率分析理论研究，在此基础上提出并研制了一种面向核电厂火警响应场景的快速转报警装置，该装置通过任务流程结构优化与操纵员认知负荷重构，实现火警信息的自动聚合、关键风险信息提示与“一键并联转报警”机制。该装置已在某核电厂实际部署，并于三级消防演习中完成试运行验证，结果显示，火警转报警时间由原先约5分钟压缩至30秒以内，响应效率提升超过90%。本装置已在工程实践中验证了数字化火警响应机制的可行性，为核电厂智慧消防体系建设积累了经验。
2026年01期 v.25;No.108 84-94页 [查看摘要][在线阅读][下载 1490K] [下载次数：15 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：1 ]