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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0206
摘要:
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备，其几何结构复杂，且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证，西安交通大学核反应堆热工水力研究室（（NuTHeL））构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型，基于开源计算流体动力学（CFD）平台自主开发了全堆芯通道级尺度的三维分析程序CorTAF系列，提出了堆芯与压力容器精细化三维热工水力跨尺度耦合策略，实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测，并开展了基于国际标准题的确认和验证（V&V）工作。近年来，研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型，目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型（压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等）、涵盖多种物理场（中子物理、热工水力、腐蚀沉积等）、串联多个系统（堆芯、上腔室、下腔室等）的跨尺度耦合计算能力。本文以典型压水堆分析程序为例，介绍了其主要功能，总结回顾了相关工作，并提出了未来工作展望。
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备，其几何结构复杂，且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证，西安交通大学核反应堆热工水力研究室（（NuTHeL））构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型，基于开源计算流体动力学（CFD）平台自主开发了全堆芯通道级尺度的三维分析程序CorTAF系列，提出了堆芯与压力容器精细化三维热工水力跨尺度耦合策略，实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测，并开展了基于国际标准题的确认和验证（V&V）工作。近年来，研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型，目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型（压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等）、涵盖多种物理场（中子物理、热工水力、腐蚀沉积等）、串联多个系统（堆芯、上腔室、下腔室等）的跨尺度耦合计算能力。本文以典型压水堆分析程序为例，介绍了其主要功能，总结回顾了相关工作，并提出了未来工作展望。
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基于国产A508-Ⅲ钢小尺寸样品的单轴拉伸测试，构建了其宏观尺度的力学本构模型和延性损伤模型，标定了其微观尺度的晶体塑性参数。采用宏观有限元与微观晶体塑性相结合的方法建立了小尺寸样品单轴拉伸的多尺度数值模型，从宏观尺度探讨了小尺寸样品的拉伸力学响应行为，从微观尺度上解释了小尺寸样品的塑性变形机制。结果表明，小尺寸样品的拉伸测试具有一定的离散性，拉伸断口呈现出明显的韧性断裂特征；在拉伸初始阶段，塑性变形主要通过位错的均匀运动来实现；随着应变的增加，在微观尺度上呈现出明显的应变局部化和晶粒尺度上的应力集中，尤其是发生颈缩后，非均匀塑性变形愈加显著，位错开始出现明显的局部化现象，GND密度从应变为8%时的16 μm⁻²迅速增长至应变为10%时的65 μm⁻²；在整个塑性变形过程中SSD密度的演变始终占据主导地位；由于应力分布不均和位错堆积，导致样品表面产生“橘皮效应”；晶界对位错的演变具有显著影响，晶界处位错的聚集遵循晶粒取向差越大，位错密度越高的规律。
基于国产A508-Ⅲ钢小尺寸样品的单轴拉伸测试，构建了其宏观尺度的力学本构模型和延性损伤模型，标定了其微观尺度的晶体塑性参数。采用宏观有限元与微观晶体塑性相结合的方法建立了小尺寸样品单轴拉伸的多尺度数值模型，从宏观尺度探讨了小尺寸样品的拉伸力学响应行为，从微观尺度上解释了小尺寸样品的塑性变形机制。结果表明，小尺寸样品的拉伸测试具有一定的离散性，拉伸断口呈现出明显的韧性断裂特征；在拉伸初始阶段，塑性变形主要通过位错的均匀运动来实现；随着应变的增加，在微观尺度上呈现出明显的应变局部化和晶粒尺度上的应力集中，尤其是发生颈缩后，非均匀塑性变形愈加显著，位错开始出现明显的局部化现象，GND密度从应变为8%时的16 μm⁻²迅速增长至应变为10%时的65 μm⁻²；在整个塑性变形过程中SSD密度的演变始终占据主导地位；由于应力分布不均和位错堆积，导致样品表面产生“橘皮效应”；晶界对位错的演变具有显著影响，晶界处位错的聚集遵循晶粒取向差越大，位错密度越高的规律。
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Cr涂层锆合金包壳作为一种事故容错燃料包壳方案，凭借其优异的抗氧化性能、较低的热中子吸收截面以及优良的热力学性能，在核材料领域引起了广泛关注。本研究以CPR1000核电机组为对象，将所有燃料包壳替换为Cr涂层锆合金，系统地评估了Cr涂层对一回路腐蚀产物源项的影响。通过数值模拟方法，深入分析了蒸汽发生器、主管道和堆芯中放射性核素的沉积特性。研究结果表明，Cr涂层的腐蚀释放对于堆内腐蚀产物源项的影响大于堆外的影响，更重要的是，Cr涂层的应用并未改变60Co核素在腐蚀产物源项中的主导地位，这表明其对现有反应堆运行模式的影响具有一定的可控性，本文的研究结果为Cr涂层锆合金包壳在核电站中的实际应用提供了重要的理论依据和数据支持。
Cr涂层锆合金包壳作为一种事故容错燃料包壳方案，凭借其优异的抗氧化性能、较低的热中子吸收截面以及优良的热力学性能，在核材料领域引起了广泛关注。本研究以CPR1000核电机组为对象，将所有燃料包壳替换为Cr涂层锆合金，系统地评估了Cr涂层对一回路腐蚀产物源项的影响。通过数值模拟方法，深入分析了蒸汽发生器、主管道和堆芯中放射性核素的沉积特性。研究结果表明，Cr涂层的腐蚀释放对于堆内腐蚀产物源项的影响大于堆外的影响，更重要的是，Cr涂层的应用并未改变60Co核素在腐蚀产物源项中的主导地位，这表明其对现有反应堆运行模式的影响具有一定的可控性，本文的研究结果为Cr涂层锆合金包壳在核电站中的实际应用提供了重要的理论依据和数据支持。
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238Pu、252Cf等稀缺核素在核能、航天等领域具有重要应用。稀缺核素辐照生产过程存在转换链复杂、裂变损耗大、成品率极低等问题，通常需要在非常高的中子通量下对靶件进行辐照。超高通量堆是规模化制备稀缺核素的最重要设施。目前，我国尚不具备稀缺核素规模化生产能力，完全依赖进口。实现稀缺核素的自主稳定供应，对我国战略关键领域的发展具有重要意义。超高通量堆辐照生产稀缺核素的关键技术包括超重靶材制备技术、辐照靶件优化设计技术、超高中子通量堆照技术、分离提纯技术等。本文对超高通量堆辐照生产稀缺核素的技术现状和关键技术进行了分析，并对我国稀缺核素制备的发展战略进行了展望。
238Pu、252Cf等稀缺核素在核能、航天等领域具有重要应用。稀缺核素辐照生产过程存在转换链复杂、裂变损耗大、成品率极低等问题，通常需要在非常高的中子通量下对靶件进行辐照。超高通量堆是规模化制备稀缺核素的最重要设施。目前，我国尚不具备稀缺核素规模化生产能力，完全依赖进口。实现稀缺核素的自主稳定供应，对我国战略关键领域的发展具有重要意义。超高通量堆辐照生产稀缺核素的关键技术包括超重靶材制备技术、辐照靶件优化设计技术、超高中子通量堆照技术、分离提纯技术等。本文对超高通量堆辐照生产稀缺核素的技术现状和关键技术进行了分析，并对我国稀缺核素制备的发展战略进行了展望。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070004
摘要:
为探究华龙一号反应堆压力容器（RPV）顶盖腔室区域的流动特征，为在役CPR1000压水堆核电厂的热套管磨损问题和华龙一号顶盖腔室结构的优化改进提供支撑。本文采用计算流体动力学（CFD）方法对顶盖腔室区域进行数值模拟，同时开展顶盖腔室模型水力模拟试验，获得顶盖腔室内流场分布及关键区域的水力特性参数。理论分析及试验结果表明：顶盖腔室关键区域的CFD结果和试验测得的横向流速偏差值在10%以内；正常工况下，顶盖腔室内整体流速较低，在顶盖喷嘴与内壁面附近流速较高；顶盖腔室内流体全部通过控制棒导向筒（CRGT）顶部流水孔进入上腔室，上腔室流体不会反向流入顶盖腔室，验证了华龙一号“冷顶盖”设计的有效性；顶盖腔室中心区域的热套管喇叭口附近存在漩涡且流速较外围区域更高，导致热套管承受的流体冲击更剧烈、磨损更严重。
为探究华龙一号反应堆压力容器（RPV）顶盖腔室区域的流动特征，为在役CPR1000压水堆核电厂的热套管磨损问题和华龙一号顶盖腔室结构的优化改进提供支撑。本文采用计算流体动力学（CFD）方法对顶盖腔室区域进行数值模拟，同时开展顶盖腔室模型水力模拟试验，获得顶盖腔室内流场分布及关键区域的水力特性参数。理论分析及试验结果表明：顶盖腔室关键区域的CFD结果和试验测得的横向流速偏差值在10%以内；正常工况下，顶盖腔室内整体流速较低，在顶盖喷嘴与内壁面附近流速较高；顶盖腔室内流体全部通过控制棒导向筒（CRGT）顶部流水孔进入上腔室，上腔室流体不会反向流入顶盖腔室，验证了华龙一号“冷顶盖”设计的有效性；顶盖腔室中心区域的热套管喇叭口附近存在漩涡且流速较外围区域更高，导致热套管承受的流体冲击更剧烈、磨损更严重。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060038
摘要:
为获得流动参数对铅铋合金温度振荡的影响，利用数值模拟的方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡特性进行了研究。首先，基于不同湍流模型对钠流体温度振荡现象进行数值模拟，计算结果表明大涡模拟方法可准确分析出温度振荡现象，其适用于液态金属温度振荡数值分析。然后，采用大涡模拟方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡进行数值计算，得到了各监测点的温度随时间的变化。最后，对比了中间出口上方监测点在不同流速比、不同流速工况下温度振荡幅度和频率，分析了不同流体速度和流速比对各监测点温度振荡特性的影响。研究结果表明，温度振荡的幅度和频率均随着流速增加而增大，主要是由于速度的增加使湍流作用增强，增加了流体流动的无序性，从而使温度振荡的幅度和频率增大。本研究得到的铅铋合金温度振荡特性可为后续铅铋快堆温度振荡研究提供参考。
为获得流动参数对铅铋合金温度振荡的影响，利用数值模拟的方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡特性进行了研究。首先，基于不同湍流模型对钠流体温度振荡现象进行数值模拟，计算结果表明大涡模拟方法可准确分析出温度振荡现象，其适用于液态金属温度振荡数值分析。然后，采用大涡模拟方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡进行数值计算，得到了各监测点的温度随时间的变化。最后，对比了中间出口上方监测点在不同流速比、不同流速工况下温度振荡幅度和频率，分析了不同流体速度和流速比对各监测点温度振荡特性的影响。研究结果表明，温度振荡的幅度和频率均随着流速增加而增大，主要是由于速度的增加使湍流作用增强，增加了流体流动的无序性，从而使温度振荡的幅度和频率增大。本研究得到的铅铋合金温度振荡特性可为后续铅铋快堆温度振荡研究提供参考。
2025, 46(2): 1-13.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.09.0027
摘要:
科学计算在核工业整个技术体系中发挥着至关重要的作用，从核基础数据库的建立，到核能工程的设计、分析、验证、运行，乃至燃料后处理与反应堆退役，科学计算扮演着关键角色。传统上，工业领域的科学计算范式主要是基于实验测量数据建模的统计学方法，以及求解微/积分方程为代表的数值计算方法。随着新一代人工智能技术的发展，利用人工智能方法进行科学计算，正在逐渐发展成为一种新的科学计算范式。本文介绍了这一新兴技术领域的基本原理与主要特征，重点围绕核工业的特点，总结了当前已有研究工作的情况，并对照传统方法，分析了人工智能科学计算方法的优缺点。最后，展望了这种智能计算方法未来在核工业领域的技术发展趋势与潜在应用模式，给出了推动核工业人工智能科学计算新范式发展的建议。
科学计算在核工业整个技术体系中发挥着至关重要的作用，从核基础数据库的建立，到核能工程的设计、分析、验证、运行，乃至燃料后处理与反应堆退役，科学计算扮演着关键角色。传统上，工业领域的科学计算范式主要是基于实验测量数据建模的统计学方法，以及求解微/积分方程为代表的数值计算方法。随着新一代人工智能技术的发展，利用人工智能方法进行科学计算，正在逐渐发展成为一种新的科学计算范式。本文介绍了这一新兴技术领域的基本原理与主要特征，重点围绕核工业的特点，总结了当前已有研究工作的情况，并对照传统方法，分析了人工智能科学计算方法的优缺点。最后，展望了这种智能计算方法未来在核工业领域的技术发展趋势与潜在应用模式，给出了推动核工业人工智能科学计算新范式发展的建议。
2025, 46(2): 14-37.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.11.0148
摘要:
核反应堆数字孪生的发展有望通过信息物理融合的实现提高核电厂的安全性与经济性，而数据融合问题是信息物理融合的核心问题。因此本文面向核反应堆数字孪生领域，从数据融合的定义、融合对象、融合层次、融合方法以及数字孪生与数据融合的关系着手，进而从核反应堆数字孪生模型的构建、核反应堆设计与建造中的优化问题、核反应堆运行参数的反演与重构、核反应堆运行参数与剩余寿命的预测、核反应堆运行参数校准、核反应堆运行的反馈与控制、核反应堆的故障检测、识别与诊断以及核反应堆数字孪生其他方面的数据融合八个方面探讨了数据融合方法在核反应堆数字孪生的全生命周期中的应用与研究，从数据方面与融合方法方面指出当前研究存在的挑战，为未来核反应堆数字孪生发展过程中解决数据融合关键问题提供参考。
核反应堆数字孪生的发展有望通过信息物理融合的实现提高核电厂的安全性与经济性，而数据融合问题是信息物理融合的核心问题。因此本文面向核反应堆数字孪生领域，从数据融合的定义、融合对象、融合层次、融合方法以及数字孪生与数据融合的关系着手，进而从核反应堆数字孪生模型的构建、核反应堆设计与建造中的优化问题、核反应堆运行参数的反演与重构、核反应堆运行参数与剩余寿命的预测、核反应堆运行参数校准、核反应堆运行的反馈与控制、核反应堆的故障检测、识别与诊断以及核反应堆数字孪生其他方面的数据融合八个方面探讨了数据融合方法在核反应堆数字孪生的全生命周期中的应用与研究，从数据方面与融合方法方面指出当前研究存在的挑战，为未来核反应堆数字孪生发展过程中解决数据融合关键问题提供参考。
2025, 46(2): 127-140.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090039
摘要:
人工智能算法快速预测、自学习与强泛用性的优势已应用于解决核反应堆热工水力现象和机理复杂的问题，包括热工水力参数预测、热工安全分析程序优化与计算流体动力学（CFD）效率提升等。本文回顾了人工智能算法在流型、沸腾换热及临界流等热工水力参数预测研究现状，针对严苛运行条件下机理不明、预测范围局限性问题，基于人工智能非线性快速预测优势扩展分析范围与精度；针对热工分析程序受限于参数模型的问题，利用人工智能自学习、自适应与极强泛用性优势，通过模型校准及数据同化技术提升复杂现象参数识别能力与预测性能；基于模型降阶与快速预测，提高热工水力物理场复杂现象参数的计算效率和多维复现重构能力。提出人工智能算法在反应堆系统大型关键设备全寿期准确预测、液态金属快堆等新型先进反应堆的加快设计迭代、跨尺度多物理场复杂交互的加速优化的未来应用前景。
人工智能算法快速预测、自学习与强泛用性的优势已应用于解决核反应堆热工水力现象和机理复杂的问题，包括热工水力参数预测、热工安全分析程序优化与计算流体动力学（CFD）效率提升等。本文回顾了人工智能算法在流型、沸腾换热及临界流等热工水力参数预测研究现状，针对严苛运行条件下机理不明、预测范围局限性问题，基于人工智能非线性快速预测优势扩展分析范围与精度；针对热工分析程序受限于参数模型的问题，利用人工智能自学习、自适应与极强泛用性优势，通过模型校准及数据同化技术提升复杂现象参数识别能力与预测性能；基于模型降阶与快速预测，提高热工水力物理场复杂现象参数的计算效率和多维复现重构能力。提出人工智能算法在反应堆系统大型关键设备全寿期准确预测、液态金属快堆等新型先进反应堆的加快设计迭代、跨尺度多物理场复杂交互的加速优化的未来应用前景。
2025, 46(2): 222-229.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090025
摘要:
当前核电机组运行时的异常情况发现主要依赖于核电厂数字化仪控系统（DCS）的阈值报警信息，缺乏对趋势的分析。本文通过事件逻辑建立变量间的逻辑关系，并基于此利用自关联神经网络（AANN）建模对关联变量进行异常检测，最后利用经验模态分解（EMD）趋势提取算法与自适应滑动窗口霍尔特线性趋势（HOLT）模型对异常变量进行预测。能够提前对停堆停机事件进行预警，使核电厂运维人员能够更早地发现并解决问题，提高核电运行安全性。利用仿真数据与机组真实异常数据进行测试实验，得到真实数据实验结果的均方误差（MSE）为0.1，拟合优度（R2）为0.99，并且可至少提前1 h对停机动作进行预警，验证了所提出的AANN-HOLT预警算法的准确性与提前预警的能力。
当前核电机组运行时的异常情况发现主要依赖于核电厂数字化仪控系统（DCS）的阈值报警信息，缺乏对趋势的分析。本文通过事件逻辑建立变量间的逻辑关系，并基于此利用自关联神经网络（AANN）建模对关联变量进行异常检测，最后利用经验模态分解（EMD）趋势提取算法与自适应滑动窗口霍尔特线性趋势（HOLT）模型对异常变量进行预测。能够提前对停堆停机事件进行预警，使核电厂运维人员能够更早地发现并解决问题，提高核电运行安全性。利用仿真数据与机组真实异常数据进行测试实验，得到真实数据实验结果的均方误差（MSE）为0.1，拟合优度（R2）为0.99，并且可至少提前1 h对停机动作进行预警，验证了所提出的AANN-HOLT预警算法的准确性与提前预警的能力。
