- 李旭;张仁斌;樊玉琦;
故障树分析（Fault Tree Analyze,FTA）是一种系统安全性分析方法。求解故障树最小割集（Minimum Cut Set,MCS）是FTA的重要环节，其方法主要包括基于布尔代数的算法和基于二元决策图（Binary Decision Diagram,BDD）的算法，在使用普通计算机分析大规模故障树时，现有方法存在工作内存不足和计算时间过久的问题。为了解决上述问题，针对国内某百万千瓦级大型压水堆风险模型，提出了一种基于布尔代数的故障树预处理和最小割集嵌套求解算法（Pretreat and Nested Minimum Cut-Set Algorithm,PNMCS）。该算法由三个模块组成：故障树化简、故障树剪枝、最小割集嵌套计算。在国内某大型压水堆风险模型和几种实际应用风险模型上的应用表明，本算法在求得正确结果的同时，有效解决了工作内存不足和计算时间过久的问题。
2024年05期 v.23;No.100 48-56页 [查看摘要][在线阅读][下载 1672K] [下载次数：143 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：8 ] - 阿不都赛米·亚库甫;姚泽文;王荣东;朴君;王洋;
液态金属锂中杂质氢或氢同位素的去除通常利用热阱吸附的方法实现，金属钇作为吸气剂材料，其表面氧化膜对除氢效率的影响至关重要。本文针对氢热阱吸气剂材料金属钇，建立了基于菲克定律的一维平板扩散模型，初步获得了金属钇平板径向上随时间的氢浓度分布，并进行了不同表面状态对金属钇除氢性能的影响试验。结果显示金属钇表面无氧化层时能够在短时间内将容器内氢浓度降低至初始浓度的一半；表面存在氧化层的金属钇在常温条件下或未经高温激活的条件下，其氢吸收能力极弱，Y_2O_3层将阻碍氢分子在金属钇晶体表面发生的离解作用，从而完全杜绝氢进一步向晶体内部扩散。当温度上升至450 K以上时，能够在一定程度上重新激活表面存在氧化层的金属钇的氢吸收能力。
2024年05期 v.23;No.100 57-63页 [查看摘要][在线阅读][下载 1741K] [下载次数：24 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：7 ] - 范国辉;赵旭东;孔琳;王美英;
2019年6月，国家核安全局发布了《民用核安全设备焊接人员资格管理规定》与《民用核安全设备无损检验人员资格管理规定》，这两部法规于2020年1月1日起施行。本文选取核电行业内具有典型代表性企业，对各单位2020—2022年民用核安全设备特种工艺人员（以下简称特种工艺人员，包括焊接人员和无损检验人员）队伍建设情况进行调研，了解掌握了行业内特种工艺人员队伍建设总体情况。通过分析得出，新规定实施以来给核电行业特种工艺人员队伍建设带来了积极效果，同时也为将来新规定的评价或修订提供了数据支撑。
2024年05期 v.23;No.100 64-70页 [查看摘要][在线阅读][下载 1521K] [下载次数：46 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：2 ] - 季龙;郭景新;李海涛;杨易军;袁志敏;
本文以国内某池壳式研究堆为研究对象，采用RELAP5计算并分析了剩余释热功率以及堆水池初始温度对压力容器上部温度的影响。结果表明当剩余功率保持不变时转入间断冷却，随着堆水池初始温度的上升，压力容器上部温度达到50℃的时间会明显缩短。特别是，当堆水池的初始温度设定为10℃，且在剩余功率为0.5%FP的条件下转入间断冷却，压力容器上部的温度将始终保持在50℃以下。进一步证明了池壳式反应堆的安全性，并为停堆后的经济冷却方式选择和长期安全提供了依据。
2024年05期 v.23;No.100 71-75页 [查看摘要][在线阅读][下载 1521K] [下载次数：66 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：12 ] - 刘运陶;赵善桂;
锆是核燃料元件包壳的制造材料，核燃料循环设施涉及锆包壳磨削、剪切等工序，机械加工产生的锆屑极易燃烧。国内外核燃料循环设施中，锆屑着火事件时有发生，对设施造成严重危害。核燃料循环设施的消防安全是整个核安全体系中至关重要的组成部分，不仅包含常规消防相关内容，还涉及核安全。本文描述锆的燃烧特性，分析了典型案例，研究了国外相关安全准则，提出科学预防与合理设置灭火设施的建议，为降低核燃料循环设施锆屑火灾危害打下了基础。
2024年05期 v.23;No.100 76-81页 [查看摘要][在线阅读][下载 1360K] [下载次数：62 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：6 ] - 卢志威;
日本福岛事故后，进一步提高事故容错能力成为核燃料包壳材料的重点研究方向，SiC复合材料在高温强度、辐照稳定性、抗蠕变、抗氧化、耐磨蚀等方面具有显著优势，在轻水堆事故工况下具备较大的容错潜力，因此，基于SiC复合材料的核燃料解决方案是目前国际核燃料界的一个研究热点。与锆合金不同，SiC在中子场的作用下会产生辐照缺陷，进而导致热导率大幅下降，进一步影响燃料棒的径向温度梯度；此外，还会伴随辐照肿胀的发生，且该辐照肿胀量与温度梯度有关。本文采用自主开发的SiC燃料性能分析程序，在考虑上述辐照效应的基础上，对功率运行/停堆工况下基于SiC复合包壳燃料元件的服役行为特点进行了分析。分析结果表明：在功率运行工况下，SiC复合包壳因辐照损伤致热导率降低，以及辐照肿胀会导致芯块-包壳间隙增大，并延迟芯块-包壳间隙闭合时间，进而会使燃料运行温度增加；在热停堆工况下，相比功率运行工况，包壳内侧的环向拉应力会增加；而冷停堆工况下因为系统压力的减小而导致包壳内外压差增加，叠加辐照肿胀梯度，包壳内侧的环向拉应力会进一步增加；此外，在包壳总壁厚不变的情况下，内侧纤维复合层厚度增加有助于减小单质层的环向拉应力峰值，从而降低包壳失效风险。
2024年05期 v.23;No.100 82-89页 [查看摘要][在线阅读][下载 1461K] [下载次数：113 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：7 ] - 踪训成;代启东;吴明昌;牛江;王璨辉;
核临界安全是整个核燃料循环工艺阶段关注的特种安全问题。为限制核临界事故的发生，涉核营运单位在加强核安全培训、行政管理、临界受控参数约束的同时，还需要在可能发生核临界事故的工艺场所加装核临界监测报警设备，借助监测报警技术探知临界事故的发生，提醒工作人员应急响应或应急撤离，满足核安全监管的强制要求。本文探索了核临界事故前的预报警（警告性报警）技术和事故后的报警技术，以某核材料存储临界监测为例，经计算的最小临界事故报警阈值为3.95×10~(-6)Gy/min，在实际应用中，使临界报警仪设定阈值低于3.95×10~(-6)Gy/min，在临界事故发生前及时感知临界发展趋势，并及时采取应急措施，尽可能避免核临界事故的发生。而一旦发生核临界事故，就应该立即触发、执行有效的应急响应，其中应急准备是应急响应有效执行的重要组成部分和基础条件，因此存在核事故风险的涉核营运单位都应该重视应急准备这一重要环节，未雨绸缪，积极准备，不断完善，才能保障公众和环境的辐射安全。
2024年05期 v.23;No.100 90-95页 [查看摘要][在线阅读][下载 1619K] [下载次数：96 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：7 ] - 张晓阳;魏君翰;赵民富;
提高燃料组件轴向温度分布计算的精确性，有利于准确预测CHF点的发生位置，而交混系数对轴向温度分布准确计算具有重要影响。本研究采用数值模拟结合子通道分析程序的方法，对装配栅元格架的5×5燃料组件轴向不同位置处的流动交混进行研究。对栅元格架建立几何模型，选取SST湍流模型进行计算，完成网格敏感性分析，在额定工况下得到轴向不同位置的子通道温度分布。将子通道分析程序计算值与数值模拟实验值相结合，共同确定装配栅元格架的燃料组件轴向不同位置的交混系数。计算结果表明：在加热段前端，交混系数明显比光棒束段相同位置要高，后随着栅元格架的影响减弱，交混系数随轴向的变化同光棒束段相同。
2024年05期 v.23;No.100 96-103页 [查看摘要][在线阅读][下载 1680K] [下载次数：72 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：8 ] - 于稼驷;
本文经理论分析，结合从燃耗实验数据推算出的铑探测器灵敏度K因子~([1])，以及理论计算灵敏度K因子~([2])，提出两类四种铑探测器灵敏度燃耗修正方法。燃耗修正不仅考虑热中子作用，还考虑超热共振中子的作用。经过综合分析比较，本文推荐了一个最佳灵敏度燃耗修正公式。本文还提出了一种计算探测器位置中子注量的公式，这为监测堆芯中子注量分布创造了条件。本文分析了灵敏度燃耗修正的限制条件。
2024年05期 v.23;No.100 104-116页 [查看摘要][在线阅读][下载 1656K] [下载次数：37 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：6 ]