压水堆二回路工况下碱化剂
对结构材料腐蚀的影响
曹林园，王辉杨，明 馨，
皮立新，张 鹏
中国原子能科学研究院
反应堆工程技术研究部
利用长期浸泡的方法分析研究了压水堆二回路工况下A508Ⅲ和A106Gr.B低合金钢在乙醇胺（ETA） 二甲胺（DMA）、ETA、氨（NH3?H2O）3种碱化剂中的均匀腐蚀行为，并利用扫描电镜、X射线光电子能谱和AES等技术分析了氧化膜的结构和组分。结果表明，在2000h试验后，A508Ⅲ试样在NH3?H2O中的腐蚀速率为0.15 mg/（dm2?h），而在ETA DMA条件下的腐蚀速率为0.087mg/(dm2?h)，较在NH3?H2O中降低约42%。对于A106Gr.B材料，ETA DMA环境的腐蚀速率相对于NH3?H2O环境下降约29.01%，说明复合碱化剂条件下，试样更耐蚀。氧化膜结构分析表明，氧化膜主要以Fe和O为主，ETA DMA环境下的氧化膜厚度较薄，结构更加致密，氧化膜内含有N元素，说明胺分子参与了氧化膜的生成。复合碱化剂下材料耐蚀性提高的主要原因是由于复合碱化剂中的胺挥发性小于NH3?H2O，液相冷却剂pH值升高，减缓了Fe的氧化反应，另外胺分子易通过吸附作用吸附于氧化膜表面，降低了金属氧化反应的活化能，提高了材料的耐蚀性能。复合碱化剂与二回路设备材料具有较好的相容性，能有效降低设备材料的腐蚀速率，对于二回路水化学处理方法的改进有积极意义。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0367
压水堆堆内中子探测器
响应函数特性研究
王常辉，吴宏春
核建高温堆控股有限公司
西安交通大学核科学与技术学院
中子探测器响应函数是中子探测器周边区域对其读数贡献的分布函数，是将反应堆物理数值模拟计算结果与探测器实际电流相结合的有效途径。本文对中子探测器响应函数的计算公式进行了推导，并采用蒙特卡罗方法计算堆内固定式中子探测器的响应函数。针对影响中子探测器响应函数的相关因素进行了数值分析，分析结果表明，对中子吸收特性影响较大的因素，如硼酸、控制棒、可燃毒物等，对中子探测器响应函数的影响较大，需在实际的反应堆监测中着重考虑，本文中未考虑的因素影响也可采用本文类似的方法进行研究分析。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0488
IR-FEL装置数据存档和查询系统
宋一凡，谢正源，宣 科，
李 川，王季刚，刘功发
中国科学技术大学
国家同步辐射实验室
R-FEL装置控制系统是基于EPICS的分布式控制系统，装置运行过程中产生的历史数据可用于装置的性能分析和故障诊断，对装置的性能提升和运行维护具有重要意义。本文以Archiver Appliance作为历史数据存档工具，采用前、后端分离的软件架构，设计和开发了IR-FEL装置数据存档和查询系统。系统后端包含历史数据查询和实时数据推送两种服务端程序，使用Nginx反向代理服务器提供了统一的数据查询接口;前端是基于Vue.js的单页应用，提供了历史数据定制查询、自由查询和运行状态显示页面。系统自投入运行以来，性能稳定、功能完善，满足了IR-FEL调试和运行的需求。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0417
基于时间常数的核电厂主循环泵
惰转模型开发与验证
叶尚尚，郭晓娴，Thanh HUA，
杨红义，刘一哲，齐少璞，王晓坤，
杨晓燕，杨 军
在核电厂初步设计阶段，针对反应堆进行的工况设计和安全分析均需要泵的惰转模型提供输入。现有泵的惰转模型几乎都需要已知泵的设计参数和管路系统阻力特性，但在电厂初步设计阶段，泵的详细结构设计尚未开展，管路阻力特性也难以获取。针对上述问题，提出了两种基于时间常数的主泵惰转特性曲线计算模型，并采用核电厂主循环泵的惰转试验数据进行了对比验证。分析结果表明，模型A在高转速时与试验值吻合较好，低转速时偏差较大，而模型B在整个惰转过程中与试验值均较接近，可用于核电厂的工况设计和安全分析。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0388
热管式辐射器热工水力优化分析
尹 皓，郭春秋，刘兴民，
岳芷廷，张 焱，邹佳讯
中国原子能科学研究院
反应堆工程技术研究部
热管式辐射器广泛应用于空间系统废热排放，其管道复杂，包含热管、翅片和包壳等复杂结构。针对热管式辐射器的流动与换热问题，本文采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法。先用CFD软件计算流动管道及集流环上的流量分配，再将该结果代入RATHAL程序中计算得到辐射器的温度分布。根据计算结果，以均匀温度分布为目的，对现有结构提出了合理的优化意见。结果表明，采用CFD软件与自主研发程序RATHAL相结合的方法能尽量真实并高效地模拟辐射器的流量分配与温度分布情况，且经过优化后辐射器集流环间的温差大幅缩小、设计更加合理。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0390
钠冷快堆反应性意外引入事故时
停堆保护研究
徐伟栋，段天英，冯伟伟，付 浩
中国原子能科学研究院
反应堆工程技术研究部
生态环境部 核与辐射安全中心
在反应堆系统中，当反应堆处于异常工况时，如果运行参数超出保护限值，则由保护系统触发相关保护动作，以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型，在发生反应性意外引入事故时，借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护(ATWS)的分析方法，基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究，并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明，当发生补偿棒失控提升5s和10s时，目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15s时，只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45s前进入深度次临界都是可以的。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0484
堆内辐照氚增殖剂球床
有效热导率分析
骆贝贝，王玉林，葛艳艳，
占 勤，杨洪广
中国原子能科学研究院
反应堆工程技术研究部
氘-氚聚变反应堆中，固态氚增殖剂包层能不断为聚变反应提供氚核素，是实现聚变反应堆商用的关键技术之一。由锂陶瓷小球堆积形成的球床形式的固态氚增殖剂包层具有比表面积大、产氚效率高等优点，是我国重点发展的氚增殖剂包层形式。氚增殖剂球床须能支撑在堆内辐照时的高温环境，这就要求氚增殖剂球床有较好的导热特性。球床的有效热导率在球床设计和辐照过程中的安全分析十分重要，因此在中国先进研究堆(CARR)开展了氚增殖剂球床在堆内辐照环境下的有效热导率测量实验。根据MCNP计算得出的球床发热功率，结合实验测量的球床温度分布反推得到氚增殖剂球床的有效热导率，并与广泛应用于球床有效热导率计算的改进型ZBS模型计算结果以及堆外实验结果进行对比分析，理论值与实验值能较好吻合。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0261
控制棒驱动机构备件数量优化方法
肖丽丽，靳峰雷，谷继品
中国原子能科学研究院
反应堆工程技术研究部
控制棒驱动机构是反应堆控制和保护系统的伺服机构，是执行反应堆功率调节、紧急停堆的重要核安全设备。控制棒驱动机构成本较高，如何合理确定其备件数量对于提高反应堆的可运行性具有重要意义。本文针对控制棒驱动机构，在系统连续运转时间不小于换料周期的约束条件下，提出了一种确定控制棒驱动机构备件数量的优化方法——分组备件数量优化方法，给出了总费用最少的各子系统的备件配置方案。通过随机模拟计算对分组备件数量优化方法与常规算法进行比较，结果表明:该方法常优于常规算法，在保证控制棒驱动机构可用性的前提下，优化备件数量配置可降低成本。该优化方法同样适用于其他设备的备件分析，对工程中设备备件的分析与研究具有指导意义。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0477
液态熔盐堆堆芯功率内
模控制器设计与仿真
曾文杰，朱伟聪，谢金森，
姜庆丰，于 涛
南华大学 核科学技术学院
内模控制是一种基于过程数学模型进行控制器设计的新型控制策略，具有结构简单、设计直观、无需精确的数学模型、在线调整参数少等优点。为探索内模控制在反应堆控制领域中的应用，以熔盐实验堆堆芯功率控制为例，通过建立熔盐实验堆一回路系统线性化模型，采用内模控制技术，结合粒子群优化算法设计堆芯功率内模控制器。并基于MATLAB/Simulink建立熔盐实验堆一回路仿真系统，开展熔盐实验堆堆芯阶跃反应性扰动下的功率控制研究。结果表明，所设计的堆芯功率内模控制器可很好地控制堆芯功率，实现系统的快速稳定。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0412
低流速排放下气溶胶水洗模型
周 彦，佟立丽，曹学武
上海交通大学 机械与动力工程学院
在发生核电厂严重事故时，乏池水洗作为放射性气溶胶去除的手段之一，应用于先进非能动压水堆中。为评估气溶胶水洗效果，本文建立了蒸汽冷凝、惯性碰撞、重力沉降、离心沉积和布朗扩散等典型气溶胶去除机制模型，同时考虑了可溶性气溶胶颗粒增大现象，采用FORTRAN语言实现了气溶胶水洗效果分析程序。通过构建LACE-Espana实验装置分析模型，模拟了3种典型低流速工况，并开展了气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度等关键因素的影响分析。结果表明：水洗净化系数(DF)计算值与实验结果的符合程度合理，模型有效性得到初步验证;DF随气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度的增大而增大，可溶性气溶胶颗粒增大将显著提高DF。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0405
钠冷快堆乏燃料组件
热工水力分析程序开发
马 晓，林 超，李 淞，
周志伟，冯预恒，张东辉
中国原子能科学研究院
反应堆工程技术研究部
为了对大功率堆乏燃料组件的热工水力特性进行分析，自主研发了钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析程序SPATANS。该程序基于子通道分析方法，采用适用于低流量下的流动换热和交混关系式。针对乏燃料组件棒束区进行计算，得到组件不同高度处各子通道的温度、压力等热工参数，并将计算结果与三维计算流体力学FLUENT程序的结果进行对比分析。结果表明:自主研发程序的计算结果与FLUENT程序的计算结果较为吻合，偏差在工程可接受范围内，且其计算效率明显高于FLUENT程序。初步表明SPATANS程序可用于钠冷快堆乏燃料组件热工水力分析，并具有良好的应用前景。
doi: 10.7538/yzk.2019.youxian.0377
电感耦合等离子体质谱
测定铀样品年龄方法研究
陈 彦，赵永刚，李力力，
常志远，朱留超，肖国平，黄声慧
中国原子能科学研究院
放射化学研究所
铀样品年龄与生产时间密切相关，是核法证学调查核材料来源属性的一个重要参数。本文研究建立了利用230Th/234U原子数比测定铀样品年龄的分析方法。分别用229Th和233U稀释剂进行铀样品同位素稀释，利用TEVA树脂对样品中的铀和钍进行分离处理，用多接收电感耦合等离子体质谱测量229Th/230Th和233U/234U原子数比，根据铀年龄计算公式通过230Th/234U原子数比可得到样品的铀年龄。采用该方法对CRM U850和U010标准样品进行了年龄测定，结果与美国劳伦斯?利弗莫尔国家实验室的测量结果一致，但较实际年龄偏大，可能是由于生产时纯化过程不完全，导致有残留的230Th在样品中。本文所建立的方法可用于铀样品230Th-234U模型年龄的测定，为核法证学调查提供重要信息。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0461
同位素热源高速撞击数值模拟研究
武伟名，罗洪义，李 鑫，
唐 显，罗志福
中国原子能科学研究院
同位素研究所
在发射和再入事故中可能发生的碰撞和冲击是放射性同位素热源（RHU）空间应用核安全的重点研究内容，本研究针对RHU意外再入后高速撞击地面的事故工况，基于RHU设计结构以及材料特性，建立了高速撞击动态本构模型，对再入返回后以不同速度、不同撞击角度撞击地面过程进行了数值模拟。采用独立变量法分析了速度和角度对撞击后RHU金属包壳变形及破坏效应的影响。通过高速撞击试验验证了数值模型的可靠性，结果显示，金属包壳高度变形量ΔHmax和直径变形量ΔDmax的试验结果与仿真计算结果的相对误差均小于10%，在工程仿真计算可接受误差范围内，这表明该高速撞击模拟研究在RHU安全性能评价、指导RHU设计、降低试验成本和强度等方面具有很高的实用价值。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0106
利用12C 96Zr弹性散射角
分布研究96Zr的中子皮
丁若晴，杜亚秋，李志宏，王韩奎
周口师范学院 物理与电信工程学院
中国原子能科学研究院 核物理研究所
中子皮是原子核的关键物理参数之一，对非对称核物质状态方程有重要的约束作用。本工作主要利用12C 96Zr弹性散射角分布研究96Zr的中子皮，首先采用Woods-Saxon势，通过改变实部势参数得到与实验数据拟合最优的1组光学势参数，然后利用双折叠势模型（DFM）计算96Zr在不同中子密度分布下与12C的相互作用势，通过比较两组相互作用势，找出与最佳光学势对应的96Zr核的中子分布均方根半径，从而得到96Zr的中子皮厚度为0.087fm，此结果与其他研究结果在误差范围内符合很好。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0281
基于BP神经网络的多GM计数器
γ辐射定向测量算法研究
李国栋，陈法国，唐智辉，
韩 毅，杨明明
中国辐射防护研究院
针对放射源搜寻作业的角度定向测量需求，设计了由4个GM计数器和十字铅屏蔽结构组成的γ辐射定向测量装置，屏蔽体厚1cm、径向宽7cm。利用GEANT4模拟计算了定向测量装置对0.058～3MeV单能光子的角响应，将其作为训练样本建立了基于BP神经网络的角度反演方法。设计了神经网络训练样本的输入输出参数模型，并比较了3种算法模型的角度分辨精度，其中样本映射重组算法效果最好，角度反演精度为?1.5?；引入计数涨落时，该方法也能实现约?10?以内的角度偏差。利用137Cs源进行实测，结果显示角度偏差在?6.25?范围内。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0291
束流漂移对硅条探测器阵列
测量的影响
孙浩瀚，林承键，马南茹，王东玺，
贾会明，杨磊，杨峰，钟福鹏，
温培威，姚永进
中国原子能科学研究院
国防科技工业抗辐照应用技术创新中心
广西师范大学
北京航空航天大学
为研究束流漂移对结构紧凑、覆盖立体角较大的硅条探测器阵列测量的影响，利用蒙特卡罗方法，模拟了不同方向、不同大小的束流漂移对熔合蒸发残余核α衰变和卢瑟福散射角分布的影响，表明束流漂移距离小于3.0mm时，探测器阵列的对称性能将计数误差控制在10%以下。开展了25MeV和40MeV 6Li 209Bi体系的实验测量，利用监视器数据研究了束流漂移的情况，结果表明，所有轮次的束流漂移均未超过3.0mm。对束流漂移进行修正后，用3种不同的立体角刻度方法得到了弹性散射角分布，感兴趣的40 MeV数据与文献数据基本一致。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0372
水相环境中U(Ⅵ)在伊利石上
的吸附特征
卫纯纯，冷阳春，王彦惠，
李东瑞，赵玉婷
西南科技大学 国防科技学院
以伊利石为吸附剂，通过吸附实验探究U(Ⅵ)在伊利石上的吸附特征，分别考查了接触时间、吸附剂用量、U(Ⅵ)初始浓度、pH值及温度对吸附的影响。用FT-IR和SEM对吸附前后的伊利石进行表征，研究了U(Ⅵ)在伊利石上吸附的动力学和热力学过程。结果表明:吸附过程在10h后达到动态平衡;在U(Ⅵ)初始浓度为50mg/L时，吸附效果最好;最佳吸附剂用量为0.03g；pH值对伊利石吸附铀的影响显著，最佳pH值为5～6，升高温度有利于U(Ⅵ)在伊利石上的吸附；准二级动力学模型和Langmuir等温吸附模型对U(Ⅵ)在伊利石上的吸附过程拟合效果较好，吸附过程主要为表面络合作用，属于单层吸附。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0289
高温气冷堆核材料
衡算方法研究
张 敏，张 亮，洪 哲，
杨晓伟，何 玮，阙 骥
生态环境部核与辐射安全中心
高温气冷堆(HTR)采用球形包覆颗粒燃料元件，采用不停堆换料运行方式。因此，其运行方式、燃料元件的形式、换料方式等与压水堆核电站差别较大。HTR的特点决定了其核材料的监管方式既不同于传统压水堆，也不同于散料核设施，不易采用传统压水堆的件料管理模式和散料核设施的散料管理模式进行核材料衡算管理。为此，本文针对HTR核材料管理，提出一种适于HTR核材料衡算及其不明损失量(MUF)评价的方法。该方法根据HTR的燃料元件、运行方式和换料方式的特点，综合考虑件料和散料衡算两种模式，通过对HTR核材料衡算平衡区合理划分、关键测量点设置和实物盘存方式选取等的研究，最终选取件料 散料的衡算模式进行核材料衡算管理和评估，为HTR核材料监管提供技术基础。目前，该方法已应用于我国HTR的核材料管理，取得了预期的效果。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0263
数字化核电厂班组SSA
测度方法与实验研究
李鹏程，金 肖，张 力，
陆文捷，王炎鑫，戴立操
南华大学 人因研究所
南华大学 核科学与技术学院
湖南工学院 人因与安全工程研究院
情景意识(SA)问题在数字化核电厂中更为突出。为识别班组共享情景意识(SSA)水平及行为形成因子(PSF)对班组SSA的影响，基于情景意识全面评估技术(SAGAT)建立一种班组SSA测量和计算方法并进行模拟机实验。结果表明，个体SA(ISA)水平与SSA水平有关，ISA级别越高，SSA级别越高;ISA和班组SSA都受到PSF的影响，PSF的状态水平越高，ISA和SSA的水平越高;对于不同的实验场景，操纵员的ISA水平和班组SSA水平不同，这表明风险场景的症状越明显及知识经验水平越好，ISA和SSA水平就越高。最后，通过被试的自评价识别当前PSF的状态水平，主要不良的PSF是班组沟通和合作水平、压力水平、人-机界面等。这些评估结果为提高数字化核电厂人因可靠性和安全水平提供了理论支持。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0454
失水事故后燃料厂房空气
自然循环及氢气分布实验研究
陆雨洲，贠相羽，张会勇，张诗琪
中广核研究院有限公司
针对乏燃料水池失水、乏燃料裸露的事故情景，通过实验研究了燃料厂房内空气自然循环及氢气分布的基本规律，得到了空间气体温度场及浓度分布实验数据。结果表明，由于空气自然循环的热量输运作用，各区域升温速率随温度的升高而降低;与外界自然对流通风的简单方式可显著减缓温度上升，实验24h后加热元件温度低于490℃；喷淋则可迅速降低所覆盖区域温度，空间气体平均温度在喷淋后5 min内下降了100℃。氢气在空气环境中将形成浓度分层，喷淋搅混可在2min内破坏该分层;对于氢气/蒸汽混合气体，随着蒸汽凝结及外界空气涌入逐渐具有可燃性，喷淋对此无积极作用。基于上述研究结果，提出了能动和非能动的事故缓解措施建议。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0391
高温低氧条件下膨润土添加
碳酸钠和菱铁矿试验研究
李娜娜，刘月妙
核工业北京地质研究院
中核高放废物地质处置评价技术
重点实验室
为探究处置库高温低氧条件下，添加剂对膨润土-北山水体系化学性能的影响，开展了膨润土-北山水体系中添加菱铁矿和碳酸钠的试验研究。研究了体系pH值和Eh值、胶体zeta电位和黏度、膨润土中可交换阳离子和矿物成分以及液相离子成分随碳酸钠和菱铁矿添加量的变化。结果表明，90℃低氧条件下膨润土中添加碳酸钠不仅可使体系的pH值维持在7.84～8.99，而且膨润土中可交换Na 升高至60mmol/100g，有效阻止了钠基膨润土向钙基膨润土的转化，同时增强了胶体的稳定性;添加菱铁矿可使体系的Eh值降低至－124mV，并维持在还原状态;碳酸钠和菱铁矿的加入对膨润土矿物成分无很大影响。最终得出高温低氧条件下，增强膨润土化学缓冲性能的膨润土、碳酸钠、菱铁矿的最佳质量配比为400∶12∶160。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0290
摇摆运动下多环路主冷却剂系统
自然循环流量的稳定性分析
孙涛军，彭 军，王 畅，郝 锐
中国舰船研究设计中心
海军装备部
海洋核动力平台因其突出的安全性已成为当今核能领域热点研究问题之一，但在海洋等非惯性条件下会使一回路系统的热工特性发生变化。针对此问题，本文对几种典型的一回路系统在摇摆条件下的自然循环流量波动特性进行计算分析。分别建立典型的双环路、三环路、四环路的一回路系统模型布置方案，并同时考虑摇摆中心的位置，根据流体动量守恒方程，得到不同状态下一回路系统内的流量变化规律。对于单堆双环路系统，摇摆中心在船上/中/下部位置时，环路流量波动幅度分别为13.2%/11.2%/9.5%，堆芯流量波动幅度分别为0.9%/0.8%/0.6%；对于单堆三环路系统，摇摆中心在船下部时，环路流量和堆芯流量波动幅度分别为9.2%和0.8%;对于单堆四环路系统，摇摆中心在船下部时，布置方案1和方案2的环路流量波动幅度分别为9.5%和9.2%，堆芯流量波动幅度分别为0.9%和0.7%。计算结果表明:采用单堆双环路的设计布置方案是最有利于系统稳定性的。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0354
小型模块式反应堆螺旋管蒸汽
发生器设计和热工水力分析
赵 孝，张 震，杨星团，
姜胜耀，屠基元
清华大学核 能与新能源技术研究院
先进反应堆工程与安全教育部
重点实验室
近年来，国际上一体化小型模块式反应堆发展飞速，我国也正在加速研制一体化小型模块式反应堆。本文针对15 MW的一体化小型模块式反应堆，设计一种螺旋管式蒸汽发生器，共12个蒸汽发生器组件均匀分布在反应堆堆芯围板外侧和压力容器内侧壁的环形空间中，每个组件含5层、25根螺旋管，整个蒸汽发生器共300根螺旋管。给出了蒸汽发生器的具体参数，分析了蒸汽发生器组件中换热系数、温度、温差和热流密度等沿管长的变化，并给出了螺旋管内流体的动力特性曲线。
doi:10.7538/yzk.2019.youxian.0452
