2024, 45(S2): 1-13.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0001
摘要:
数字反应堆是利用高精度数值模拟、多专业数据模型协同、大数据及人工智能等数字技术，在数字空间开展核反应堆全生命周期活动的综合集成平台。面向核反应堆多层级业务活动需求，以数字技术应用为支撑，研究建立了1个平台、2大内核的数字反应堆平台总体架构，并从综合集成与应用、数值计算内核、大数据内核等方面开展总体架构设计，为核反应堆全生命周期业务赋能；针对数字反应堆应用过程中的关键技术、问题与挑战等进行分析研究，并对后续发展趋势进行了分析和展望。
数字反应堆是利用高精度数值模拟、多专业数据模型协同、大数据及人工智能等数字技术，在数字空间开展核反应堆全生命周期活动的综合集成平台。面向核反应堆多层级业务活动需求，以数字技术应用为支撑，研究建立了1个平台、2大内核的数字反应堆平台总体架构，并从综合集成与应用、数值计算内核、大数据内核等方面开展总体架构设计，为核反应堆全生命周期业务赋能；针对数字反应堆应用过程中的关键技术、问题与挑战等进行分析研究，并对后续发展趋势进行了分析和展望。
2024, 45(S2): 168-173.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0168
摘要:
在反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）后，堆芯熔融物将对反应堆压力容器（RPV）下封头产生烧蚀作用，为此模拟和分析在堆芯熔融事故下RPV内壁的烧蚀及复杂力学行为对于RPV的设计、事故预防和缓解都具有重要意义。本文首先给出了近场动力学方法分析含裂纹扩展的热力耦合问题的积分列式。其次，在近场动力学方法框架下，提出了一种简便和高效的移动边界模型。其中，通过引一个标量场来直接表征物质点的烧蚀状态，使得在计算过程中不需要不断地更新计算域，从而提高计算效率。最后，采用该方法模拟了堆芯熔融物对RPV内壁的动态烧蚀和RPV在内压作用下的裂纹扩展，计算结果表明在堆芯熔融事故下RPV中同时存在弹性变形和塑性变形，而且还存在损伤断裂等复杂力学行为。
在反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）后，堆芯熔融物将对反应堆压力容器（RPV）下封头产生烧蚀作用，为此模拟和分析在堆芯熔融事故下RPV内壁的烧蚀及复杂力学行为对于RPV的设计、事故预防和缓解都具有重要意义。本文首先给出了近场动力学方法分析含裂纹扩展的热力耦合问题的积分列式。其次，在近场动力学方法框架下，提出了一种简便和高效的移动边界模型。其中，通过引一个标量场来直接表征物质点的烧蚀状态，使得在计算过程中不需要不断地更新计算域，从而提高计算效率。最后，采用该方法模拟了堆芯熔融物对RPV内壁的动态烧蚀和RPV在内压作用下的裂纹扩展，计算结果表明在堆芯熔融事故下RPV中同时存在弹性变形和塑性变形，而且还存在损伤断裂等复杂力学行为。
2024, 45(S2): 189-196.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0189
摘要:
当前核电站若发生蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故，普遍采用人工调节控制的手段，其中安注过程的调节是操作员面临的难点之一。针对该难点，首先分析了对象的主要调节机理和特性，然后结合操作运行人员经验，总结设计了安注控制过程的解耦控制结构，并设计了相应的参数整定方法，融入自适应PID、智能前馈、强化学习等智能化元素，提出了针对安注控制过程的智能控制策略。为在某公司开发的M310堆型全范围模拟机上完成策略验证，开发了智能计算引擎，并在智能计算引擎上完成控制策略组态，通过MySQL方式完成了控制信号的实时通讯。通过M310堆型全范围模拟机不同破口事故的模拟和测试验证，本文提出的智能控制策略均能够实现安注控制过程的自动调节，实际降温速率偏差为降温速率设定值的5.89%，过冷度和稳压器水位调节的匹配效果较好，性能高于操纵员手动执行任务的平均水平。
当前核电站若发生蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故，普遍采用人工调节控制的手段，其中安注过程的调节是操作员面临的难点之一。针对该难点，首先分析了对象的主要调节机理和特性，然后结合操作运行人员经验，总结设计了安注控制过程的解耦控制结构，并设计了相应的参数整定方法，融入自适应PID、智能前馈、强化学习等智能化元素，提出了针对安注控制过程的智能控制策略。为在某公司开发的M310堆型全范围模拟机上完成策略验证，开发了智能计算引擎，并在智能计算引擎上完成控制策略组态，通过MySQL方式完成了控制信号的实时通讯。通过M310堆型全范围模拟机不同破口事故的模拟和测试验证，本文提出的智能控制策略均能够实现安注控制过程的自动调节，实际降温速率偏差为降温速率设定值的5.89%，过冷度和稳压器水位调节的匹配效果较好，性能高于操纵员手动执行任务的平均水平。
2024, 45(S2): 231-237.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0231
摘要:
针对未来超高温气冷堆的研发要求，开展了相关燃料元件的设计、新型包覆层制备、三层各向同性（TRISO）颗粒辐照前高温考验以及辐照后高温考验等多个方面的工作。具体包括对SiC包覆层、ZrC包覆层、NbC包覆层、碳化物复合包覆层的流化床-化学气相沉积制备方法进行了研究，并对SiC包覆层进行了辐照前超高温考验（最高达2500℃）和辐照后高温考验（最高达1770℃）研究。研究结果表明，采用流化床-化学气相沉积方法，分别以液体CH3SiCl3、固体ZrCl4、NbCl5为前驱体，采用气相载带输运，气体粉末输运等方法可以制备出单一物相的SiC包覆层、ZrC包覆层、NbC包覆层以及碳化物复合涂层，其中SiC包覆层的规模化制备已经成功实现。辐照前的高温考验发现TRISO颗粒的SiC包覆层可以承受短时2200℃的高温。在2100℃以上，发生了部分相变、晶粒长大和微量分解现象，整体包覆层仍然保持较为完整的结构。辐照后的1770℃高温考验表明，高温会加速Cs等裂变元素在TRISO颗粒内致密热解炭层中的扩散，没有发现SiC包覆层破损，即阻挡裂变产物的能力继续维持，同时采用分子模拟等手段对高温考验和辐照后的各种微观结构以及混合晶型的SiC包覆材料进行了数值模拟。以上研究结果为我国超高温气冷堆燃料元件的研发和性能评价提供了参考，对未来超高温气冷堆的发展具有重要意义。
针对未来超高温气冷堆的研发要求，开展了相关燃料元件的设计、新型包覆层制备、三层各向同性（TRISO）颗粒辐照前高温考验以及辐照后高温考验等多个方面的工作。具体包括对SiC包覆层、ZrC包覆层、NbC包覆层、碳化物复合包覆层的流化床-化学气相沉积制备方法进行了研究，并对SiC包覆层进行了辐照前超高温考验（最高达2500℃）和辐照后高温考验（最高达1770℃）研究。研究结果表明，采用流化床-化学气相沉积方法，分别以液体CH3SiCl3、固体ZrCl4、NbCl5为前驱体，采用气相载带输运，气体粉末输运等方法可以制备出单一物相的SiC包覆层、ZrC包覆层、NbC包覆层以及碳化物复合涂层，其中SiC包覆层的规模化制备已经成功实现。辐照前的高温考验发现TRISO颗粒的SiC包覆层可以承受短时2200℃的高温。在2100℃以上，发生了部分相变、晶粒长大和微量分解现象，整体包覆层仍然保持较为完整的结构。辐照后的1770℃高温考验表明，高温会加速Cs等裂变元素在TRISO颗粒内致密热解炭层中的扩散，没有发现SiC包覆层破损，即阻挡裂变产物的能力继续维持，同时采用分子模拟等手段对高温考验和辐照后的各种微观结构以及混合晶型的SiC包覆材料进行了数值模拟。以上研究结果为我国超高温气冷堆燃料元件的研发和性能评价提供了参考，对未来超高温气冷堆的发展具有重要意义。
