VVER机组松脱部件监测系统设计差异及功能验证

介绍了田湾核电站水-水高能反应堆（VVER）机组松脱部件监测系统（LPMS）的设计和设备结构组成，描述了其设计与美国核管会（NRC）RG1.133相关条款要求的差异。基于这些差异以及VVER机组的特殊性，分析了拟采取的改进措施存在的困难和不利影响。为执行与NRC RG1.133中安全要求相当的功能，在田湾核电站3号机组调试阶段开展了LPMS系统的功能补充试验，获取与压力容器相关的传感器信号的响应，验证了目前的传感器布置方式能满足NRC RG1.133的设计要求。      

除氧器水位控制的人-机接口设计研究

基于人因工程（HFE）的设计原则,以核电厂二回路主给水除氧器系统为例进行性能需求分析,得到不同层次的静态功能数据库,确定了主给水除氧器系统运行所需的基本信息流及其处理要求。为应对核电厂冷态启动、低负荷和高负荷工况下的操作要求,通过建立给水加热和除氧功能（F01）模块图和运行模式表,明确与控制室有关的功能因素。基于功能分配原则对除氧器水位控制进行研究,实现水位控制的无扰动过渡方案,通过了人-机接口设计验证,为国内开展HFE分析研究提供借鉴。      

基于国产化PXI模块的松脱部件监测系统软件开发

基于国产化PXI（面向仪器系统的PCI扩展）模块,利用中国核动力研究设计院（NPIC）研制的国产化松脱部件监测系统（LPMS）进行了16通道LPMS软件的开发,本文主要介绍了软件设计要求、设计原则、设计流程,以及主界面的设计,并重点对国产化PXI控制模块接口程序的软件实现进行了详细阐述。开发的基于国产化PXI模块的LPMS软件经测试满足设计要求,并已成功应用在出口国外某核电厂的LPMS中,为保障核电厂安全经济的运行起到了积极的作用。      

疲劳强度减弱系数与应力集中系数在螺纹疲劳分析中的应用研究

以反应堆压力容器（RPV）为例,给出主螺栓螺纹的疲劳强度减弱系数（K_f）与应力集中系数（K_t）之间的理论关系、K_f与K_t的合理取值范围、工程上的等效判定方法以及在疲劳分析中的使用方法,并采用特定K_f值给出疲劳分析算例。明确了两者的概念及区别,在高强度钢材料螺纹结构的应用方面给出意见及范例,可为工程上螺栓选取及结构设计提供借鉴。      

3-正丁基锡-N-琥珀酰亚胺苯甲酸酯的合成及其125I标记

合成了3-正丁基锡-N-琥珀酰亚胺苯甲酸酯（ATE）和N-琥珀酰亚胺-3-碘苯甲酸酯（SIB），其产率分别为45．4％和71．4％，并用核磁、质谱、红外等对它们的结构进行了表征。对ATE进行了^125I标记，得到S^125IB，标记率可达93．0％，放化纯度〉98．0％。本方法为放射性药物碘的间接标记提供了重要参考。     

液态金属实验回路(LMEL)的总体设计和运行

液态金属实验回路（ＬＭＥＬ）是国内唯一用于聚变堆磁流体动力学（ＭＨＤ）效应和材料相容性研究的大型实验装置。与国外同类先进的装置相比，回路流程和运行方式均有重大改进，使其更先进、安全并具有多功能。回路运行分为两个阶段：第一阶段以钠－钾低共熔合金（２２Ｎａ７８Ｋ）为工质，研究ＭＨＤ效应，ＬＭＥＬ的最大哈特曼（Ｈａｒｔｍａｎｎ）数Ｍ和相互作用参数Ｎ分别为０．７５×１０４和２．５×１０４；第二阶段以液态锂为工质，研究结构材料与锂的相容性，最高温度和流速分别为５２０℃和１．３８ｍ／ｓ。     

电气厂房结构设计中叠合梁（板）结构的设计与分析

岭澳核电站二期3#机组电气厂房（3LX），结构上的一大特点就是叠合梁（板）结构的大量使用，本文主要从力学角度分析了叠合梁（板）的受力特点，从施工和功能上分析了电气厂房采用叠合梁（板）结构的原因。     

铪替代银-铟-镉合金控制棒价值分析

随着我国锆铪分离技术的突破,核级海绵铪已经实现了工业规模的生产,为国内核电厂使用铪作为控制棒材料奠定了物质基础。本文从控制棒价值及控制棒材料燃耗特性角度,分析天然铪（Hf）、硼化铪（HfB2）、氢化铪（HfHX）、氧化铪（HfO2）4种材料替代银-铟-镉合金（AIC）控制棒的可行性,分析结果表明:从增加控制棒价值的角度,替代AIC的优先顺序为HfB2>HfH3>Hf;从工程应用角度,应用于国内主流核电厂时,替代AIC的首选铪材料为Hf。      

考虑一致危险性谱的核电厂房结构振动台试验研究

为得到适合特定核电厂所需要的反应谱,考虑具体的场地条件及地震动参数,采用随机模拟方法与概率危险性分析相结合的方式,建立了生成超越概率为10-4的一致危险性谱（UHS）的方法。为进一步研究核电结构的抗震性能及UHS在实际核电结构中的适用性,设计和制作了1∶20的核电厂房结构模型进行振动台试验,采用2条天然波及UHS、厂址谱（SL-2）、RG1.60谱所生成的人工波对结构的响应进行比对分析。结果表明,不同地震波对核电结构的响应有所差异,UHS生成的人工波对上部结构加速度放大效应以及位移影响较大,对应的楼层反应谱幅值相对其他反应谱较高,进行结构及设备抗震设计时应予以考虑。      

基于SOM聚类算法的核级管道支吊架根部智能选型研究

基于数据挖掘技术,对核级管道支吊架根部智能选型数据预处理方法开展了研究,研究了根部选型预处理的分类方法,设计了数据预处理流程,确定了支吊架根部选型的优先级顺序;基于自组织映射网络（SOM）聚类算法,研究了支吊架根部智能选型数据的计算流程;设计了实验平台,基于实际工程数据,验证了算法的可行性和有效性,证明了数据的预处理及聚类效果明显。      

从多重故障角度探讨高放废液贮存系统DEC

设计扩展工况（DEC）分析是核电设施超设计基准事故分析的重要内容,目前后处理设施领域尚无这方面实践。以后处理设施高放废液贮存系统为研究示范对象,基于工程判断和确定论方法,从多重故障的角度识别DEC。研究结果表明:在高放废液贮存系统的29例工况中,14例不会造成放射性物质向外环境的超标释放,属于DEC;8例可能造成放射性物质向外环境的超标释放,如果混凝土浇筑层对废液具备包容功能、设备室具备泄爆或抗爆功能,则这8例工况不会对外环境造成超标释放,也可纳入DEC;剩余的7例会造成放射性物质向外环境的超标释放,应通过提高橙区过滤器间排风过滤、烟囱的设备可靠性,实现放射性气溶胶向外环境释放的量级不超过选址假想事故的释放水平。      

基于DDS技术的电荷信号发生器设计

利用现场可编程逻辑门阵列（FPGA）、数模转换（DAC）电路和电荷转换电路设计了电荷信号发生器,采用直接数字频率合成（DDS）技术实现了信号的调频、调幅、调相,同时详细阐述了DDS技术的工作原理及模拟电路的设计思路。在Modelsim软件平台下,对程序进行了功能仿真,并调用SignalTap II逻辑分析仪捕获显示实时信号,仿真结果和捕获的实际波形证明了程序的正确性。将电压信号转换为电荷信号,并与电荷转换器、调理放大器联调,经测试输出波形达到技术要求,证明了电荷信号发生器的有效性和可靠性。电荷信号发生器可以作为标准的信号源应用于松脱部件和振动监测系统的安装调试和核电厂大修检查。      

核电站数字化仪表控制系统的电磁兼容性验证与应用设计

针对核电行业数字化仪表控制系统的发展情况,介绍了核电站数字化仪表控制系统电磁兼容性指标、验证方法与应用设计。分析了核电环境下仪表控制系统的电磁干扰结构,并根据工业应用要求提出了电磁兼容性试验所依据的标准、实施方法和结果判据,再结合应用项目的实例,提出了电磁防护、干扰抑制、电磁屏蔽、故障隔离、容错设计、环境EMC特性改进等综合性措施。从产品设计和工程应用角度,分析了提高数字化仪表控制系统的电磁兼容性的方法。     

基于地基土等效线性的三维厂址反应分析

随着核电厂选址条件的日趋复杂化,土-结构相互作用（SSI）成为核电厂抗震分析需要考虑的重要因素之一。目前经典的自由场厂址反应分析采用的是一维层状地基土的分析,比如SHAKE91、EERA和SASSI等,很难考虑土层的非均质层状因素。因此随着核电安全的监管要求越来越高,抗震的精细化分析成为趋势。本文采用有限元程序ABAQUS编写的UMAT材料子程序,实现了基于地基土材料的等效线性,开展均质层状土的三维自由场厂址反应分析。其计算分析结果与SHAKE91计算结果进行对比表明,在均质层状土条件下吻合较好。因此,本研究为求解复杂非均质地基条件的SSI分析提供了良好的工程适用性。      

控制棒驱动机构上部Ω焊缝堆焊修复结构完整性分析

针对核电厂控制棒驱动机构（CRDM）上部Ω焊缝堆焊修复（WOR）技术,采用数值模拟方法进行了修复结构完整性评估。根据堆焊修复参数制定二维轴对称高斯热源等效输入,并采用ANSYS程序的单元生死技术模拟焊接过程,得到了结构的焊接残余应力。考虑电厂运行的全部瞬态,计算了结构的瞬态应力,并开展了疲劳分析。结合焊接残余应力分析和瞬态应力分析的结果,开展了断裂力学分析。结果表明,WOR结构的疲劳结果、应力强度因子及裂纹扩展等方面均能满足相应的规范要求。      

“玲龙一号”反应堆研发关键技术

模块式小型反应堆（SMR）是一种新型的核能系统。“玲龙一号”反应堆（ACP100）是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点,主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法,极大地提高了安全性,超过了三代核电安全标准要求。      

CMOS APS数字模组辐射环境中的屏蔽加固

对互补金属氧化物半导体（CMOS）有源像素传感器（APS）数字模组的辐射耐受性进行了研究,设计并制造了屏蔽加固结构。利用蒙特卡罗模拟软件对屏蔽结构的材料、挡板尺寸以及前挡板开孔孔径进行了设计和计算,并对所设计屏蔽结构的屏蔽性能,加固前后传感器模组的工作寿命以及辐射损伤模式进行了实验研究。实验结果表明:所设计屏蔽结构能够使APS的工作寿命提高约1倍;屏蔽后,主板的受照剂量率约为无屏蔽时的1/3,但其工作寿命仅提高约1倍,这可能是由于模组上各器件的耐辐射性能以及受照剂量存在差异导致的;当辐照总剂量小于50?Gy时暗电流几乎无变化,当总剂量大于150?Gy后APS各像素的暗电流逐渐增大。      

模块式高温气冷堆核能系统二回路流体网络控制特性分析

针对模块式高温气冷堆（MHTGR）核能系统二回路流体网络进行非线性建模,研究管路动力学特性及网络拓扑结构特性,建立了微分-代数模型,设计了模块质量流量和汽机主蒸汽压力的调控方案。在MATLAB/Simulink环境下对模型进行标准化封装,以高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）为例进行二回路流体网络的仿真。结果表明,模型有效地反映了系统二回路流体网络的非线性特性,设计的控制器使得模块流体质量流量和汽机主蒸汽压力有效地收敛于参考值,各项控制指标均高于控制要求。设计的仿真平台可为实际工程调控中积分时间系数的选择、拥有更多模块数量的高温气冷堆核能系统二回路流体网络的调控等提供试验仿真测试。     

一种基于电荷信号的远程在线自检单元的设计与应用

设计一种基于电荷信号的远程在线自检单元,为安装于核电厂反应堆厂房的松脱部件监测系统（LPMS）的一次仪表提供快速有效的远程在线自检方法。介绍了该远程在线自检单元的设计原理和方法、硬件设计与实现,以及软件流程设计。对远程在线自检单元进行了实验室测试,测试结果表明,在空载输出5 V低电压工作条件下可满足250 m的远程在线自检要求,同时对集成了该远程在线自检单元的国产化LPMS样机进行了鉴定试验,试验结果验证其满足工程应用环境。集成了远程在线自检单元的2套国产化LPMS产品已在巴基斯坦的恰希玛核电厂C-3/C-4机组进行了成功应用,以低成本和高效率实现了反应堆装料运行期间LPMS一次仪表的在线检测。      

燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究

为使燃料尽可能在最恶劣设计工况下进行辐照实验，开展基于高通量工程试验堆（HFETR）的燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究。按照铀装量设计燃料试样在辐照装置内的位置，能够改善轴向燃料试样热流密度的不均匀性。HFETR主冷却剂低温状态下，在燃料试样外包覆液态铅铋合金和不锈钢能够实现燃料芯体及燃料包壳的高辐照温度指标。设计和实验结果表明，稳态和短期瞬态运行工况下，不锈钢盒表面辐照温度始终低于HFETR燃料元件包壳表面最高温度限值，满足反应堆运行和燃料辐照实验安全要求。为提高稳态运行工况下燃料试样的辐照温度，堆芯设计时应避免或降低由于反应性扰动造成的辐照装置内燃料试样短期瞬态功率影响，减小辐照孔道内燃料试样的热点因子。