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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0205
摘要:
气冷快堆（GFR）作为第四代核能技术，凭借高温输出特性，在深空探测及移动场景中备受关注。然而，小型气冷快堆因高富集度堆芯设计及气体冷却特性，面临复杂的核-热-力多物理场耦合问题，传统单一程序难以精确模拟。本文针对棒束型气冷快堆，提出基于动态几何与多物理场耦合的分析方法，以2兆瓦热功率小型气冷快堆为对象，开展耦合机制研究。研究构建了由蒙特卡罗程序RMC与有限元软件ANSYS组成的耦合流程：RMC负责中子输运计算与迭代控制，ANSYS完成热-力场分析。通过补充冷却剂流动传热边界条件与动态几何映射方法，解决了气体冷却剂对流换热建模及非均匀热膨胀效应难题。其中，燃料棒变形采用椭圆方程描述，堆芯栅格偏心效应通过均匀膨胀与间距变化简化表征，并引入松弛因子优化收敛性。结果表明，耦合计算在2次迭代后达到收敛，keff误差标准差为0.00016，最大温度与位移分别为7℃与0.005m。分析发现，堆芯形变反馈（-623pcm）可达多普勒反馈的25倍，成为主导反应性变化的核心因素，且形变导致燃料棒靠近径向反射层，局部功率与温度升高，验证了耦合方法的保守性。
气冷快堆（GFR）作为第四代核能技术，凭借高温输出特性，在深空探测及移动场景中备受关注。然而，小型气冷快堆因高富集度堆芯设计及气体冷却特性，面临复杂的核-热-力多物理场耦合问题，传统单一程序难以精确模拟。本文针对棒束型气冷快堆，提出基于动态几何与多物理场耦合的分析方法，以2兆瓦热功率小型气冷快堆为对象，开展耦合机制研究。研究构建了由蒙特卡罗程序RMC与有限元软件ANSYS组成的耦合流程：RMC负责中子输运计算与迭代控制，ANSYS完成热-力场分析。通过补充冷却剂流动传热边界条件与动态几何映射方法，解决了气体冷却剂对流换热建模及非均匀热膨胀效应难题。其中，燃料棒变形采用椭圆方程描述，堆芯栅格偏心效应通过均匀膨胀与间距变化简化表征，并引入松弛因子优化收敛性。结果表明，耦合计算在2次迭代后达到收敛，keff误差标准差为0.00016，最大温度与位移分别为7℃与0.005m。分析发现，堆芯形变反馈（-623pcm）可达多普勒反馈的25倍，成为主导反应性变化的核心因素，且形变导致燃料棒靠近径向反射层，局部功率与温度升高，验证了耦合方法的保守性。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.06.0274
摘要:
针对核电仪控系统迭代设计过程中，不同版本的仪控图纸缺乏准确、高效差异分析方法的问题，本文提出一种融合图像语义的核电仪控图纸差异智能分析方法。该方法运用Hash算法快速分析相同图像，利用图像分割算法聚焦有效内容，结合像素对比和语义理解准确识别真实差异，实现了快速、高准确性的图纸差异智能分析。算例验证结果表明，该方法在验证数据集上取得89.7%的精确率和98.6%的召回率，分析速度为16.89FPS（Frames Per Second），在召回率与精确率指标上取得较好平衡。该方法为仪控图纸差异分析提供了新的思路，以人机协作的方式开展仪控图纸差异分析，能够满足工程应用要求，且分析效率明显优于人工分析，具备显著的工程应用价值。
针对核电仪控系统迭代设计过程中，不同版本的仪控图纸缺乏准确、高效差异分析方法的问题，本文提出一种融合图像语义的核电仪控图纸差异智能分析方法。该方法运用Hash算法快速分析相同图像，利用图像分割算法聚焦有效内容，结合像素对比和语义理解准确识别真实差异，实现了快速、高准确性的图纸差异智能分析。算例验证结果表明，该方法在验证数据集上取得89.7%的精确率和98.6%的召回率，分析速度为16.89FPS（Frames Per Second），在召回率与精确率指标上取得较好平衡。该方法为仪控图纸差异分析提供了新的思路，以人机协作的方式开展仪控图纸差异分析，能够满足工程应用要求，且分析效率明显优于人工分析，具备显著的工程应用价值。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.07.0345
摘要:
压水堆燃料组件中的燃料棒通过格架夹持固定，格架弹簧提供了重要夹持预紧力。夹持松弛会导致燃料组件整体结构刚度下降，加剧燃料棒包壳与格架间的振动磨损，影响核反应堆的安全服役，因此准确获取弹簧片力学性能对组件设计至关重要。本文设计了一种预变形插入式弹簧片，基于后屈曲变形梁理论提出了弹簧片等效刚度计算模型。首先基于大变形假设推导出了弹簧片大变形的非线性控制方程；然后采用双重嵌套的牛顿打靶法得到了系统控制方程的半解析解，对比实验结果验证了理论计算的可靠性；最后研究了设计参数对弹簧预紧力影响的规律，得到了弹簧设计参数与其刚度间的依赖关系。本文研究有助于明晰格架弹簧尺寸参数与预紧力间联动规律，为弹簧的设计和优化提供了一定的理论支持。
压水堆燃料组件中的燃料棒通过格架夹持固定，格架弹簧提供了重要夹持预紧力。夹持松弛会导致燃料组件整体结构刚度下降，加剧燃料棒包壳与格架间的振动磨损，影响核反应堆的安全服役，因此准确获取弹簧片力学性能对组件设计至关重要。本文设计了一种预变形插入式弹簧片，基于后屈曲变形梁理论提出了弹簧片等效刚度计算模型。首先基于大变形假设推导出了弹簧片大变形的非线性控制方程；然后采用双重嵌套的牛顿打靶法得到了系统控制方程的半解析解，对比实验结果验证了理论计算的可靠性；最后研究了设计参数对弹簧预紧力影响的规律，得到了弹簧设计参数与其刚度间的依赖关系。本文研究有助于明晰格架弹簧尺寸参数与预紧力间联动规律，为弹簧的设计和优化提供了一定的理论支持。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0230
摘要(65)
摘要:
核电厂含硼放射性废液中放射性核素与硼酸间的有效分离有利于实现放射性废物的最小化。研究以醋酸纤维素反渗透（RO）膜组件，设计开发了三段式反渗透膜分离流程，并考察了该流程对放射性废液中硼酸与Cs⁺等核素间的分离性能。试验以Cs+为代表离子，探究了料液pH值、硼酸浓度、Cs⁺浓度及操作压力等因素对RO单元对Cs⁺和硼酸透过率的影响，并计算了Cs⁺和硼酸间的分离因子。结果表明，料液pH在5.5 ~ 7.5范围内、操作压力为1.2 MPa条件下，三段式RO系统对Cs⁺的截留率大于85 %，硼酸总透过率大于90 %，分离因子最高可达6.3，进而实现了废液中Cs+与硼酸间的有效分离。热试结果进一步表明了三段式醋酸纤维素RO装置可有效去除核电厂放射性废液中的放射性核素，并实现硼酸与放射性核素间的有效分离。
核电厂含硼放射性废液中放射性核素与硼酸间的有效分离有利于实现放射性废物的最小化。研究以醋酸纤维素反渗透（RO）膜组件，设计开发了三段式反渗透膜分离流程，并考察了该流程对放射性废液中硼酸与Cs⁺等核素间的分离性能。试验以Cs+为代表离子，探究了料液pH值、硼酸浓度、Cs⁺浓度及操作压力等因素对RO单元对Cs⁺和硼酸透过率的影响，并计算了Cs⁺和硼酸间的分离因子。结果表明，料液pH在5.5 ~ 7.5范围内、操作压力为1.2 MPa条件下，三段式RO系统对Cs⁺的截留率大于85 %，硼酸总透过率大于90 %，分离因子最高可达6.3，进而实现了废液中Cs+与硼酸间的有效分离。热试结果进一步表明了三段式醋酸纤维素RO装置可有效去除核电厂放射性废液中的放射性核素，并实现硼酸与放射性核素间的有效分离。
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摘要:
堆芯中子通量测量系统用于直接监测反应堆堆芯状态信息，是核电厂的重要系统，其核心部件电流放大卡的可靠性和稳定性，关系到整个系统的可用性。本文针对103Rh-SPND的电荷累积效应开展研究，完成了最严酷工况下微电流测量电路的电荷冲击建模和计算，并依此开展了测量电路的保护方案和详细电路设计。通过实验室验证和堆上试验验证表明，未采取保护措施的放大卡测量电路出现了预期的损坏情况，采用本文防护方案的的放大卡经受住了电荷冲击，同时保证了放大电路的精度、响应时间等特性。通过华龙一号两个机组的各类工况考验，证明该保护方案很好地提升了微电流测量电路的可用性。
堆芯中子通量测量系统用于直接监测反应堆堆芯状态信息，是核电厂的重要系统，其核心部件电流放大卡的可靠性和稳定性，关系到整个系统的可用性。本文针对103Rh-SPND的电荷累积效应开展研究，完成了最严酷工况下微电流测量电路的电荷冲击建模和计算，并依此开展了测量电路的保护方案和详细电路设计。通过实验室验证和堆上试验验证表明，未采取保护措施的放大卡测量电路出现了预期的损坏情况，采用本文防护方案的的放大卡经受住了电荷冲击，同时保证了放大电路的精度、响应时间等特性。通过华龙一号两个机组的各类工况考验，证明该保护方案很好地提升了微电流测量电路的可用性。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.03.0096
摘要:
反应堆保护系统的响应时间测试对确保反应堆安全至关重要。针对在测量Tricon平台反应堆保护系统响应时间时，涉及多个远程设备和较长距离传输的问题，本文提出了一种新的响应时间测试通讯方法。该方法通过建立一种适用于分布在不同区域，特别是房间隔离度较高或设备相距较远的设备之间的星型连接方式，实现了Tricon平台反应堆保护系统响应时间测量的四线制响应时间通讯。该方式通过4根芯线完成数据传输和同步时间信号传输，解决了分布在不同区域的多个设备响应时间测量的问题，并且已经在福清核电厂成功得到了验证，证明了该方法的可行性。
反应堆保护系统的响应时间测试对确保反应堆安全至关重要。针对在测量Tricon平台反应堆保护系统响应时间时，涉及多个远程设备和较长距离传输的问题，本文提出了一种新的响应时间测试通讯方法。该方法通过建立一种适用于分布在不同区域，特别是房间隔离度较高或设备相距较远的设备之间的星型连接方式，实现了Tricon平台反应堆保护系统响应时间测量的四线制响应时间通讯。该方式通过4根芯线完成数据传输和同步时间信号传输，解决了分布在不同区域的多个设备响应时间测量的问题，并且已经在福清核电厂成功得到了验证，证明了该方法的可行性。
2025, 46(5): 1-11.
doi: 10.13832/j.jnpe.2025.06.0260
摘要:
建设溶液型医用同位素试验堆用于生产99Mo、131I等同位素，是解决我国医用同位素市场供应自主可控的重要举措之一。本文简要介绍了医用同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液堆的发展概况。较全面、系统地阐述了医用同位素试验堆的系统构成、设计情况，具体包括反应堆及主要系统、同位素提取工艺系统、配套系统等；同时对设计中所关注的反应性稳定性、辐射防护设计、防止燃料溶液沉淀、结构材料耐腐蚀、燃料溶液临界安全、同位素提取工艺、铀回收技术、燃料纯化技术、放射性废气处理技术等主要关键技术问题进行了较详细的说明。
建设溶液型医用同位素试验堆用于生产99Mo、131I等同位素，是解决我国医用同位素市场供应自主可控的重要举措之一。本文简要介绍了医用同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液堆的发展概况。较全面、系统地阐述了医用同位素试验堆的系统构成、设计情况，具体包括反应堆及主要系统、同位素提取工艺系统、配套系统等；同时对设计中所关注的反应性稳定性、辐射防护设计、防止燃料溶液沉淀、结构材料耐腐蚀、燃料溶液临界安全、同位素提取工艺、铀回收技术、燃料纯化技术、放射性废气处理技术等主要关键技术问题进行了较详细的说明。
2025, 46(5): 12-21.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090020
摘要:
液态锂被广泛应用于空间快堆的金属冷却剂，其具有较小的中子吸收截面、较低的密度和更好的热物理性能，可减小堆芯质量并提高传热效率。然而，在中子辐照条件下，锂与中子反应会产生氦气，氦气的聚集会增加相应区域的热阻，降低系统设备的传热效率。文中利用蒙特卡罗程序OpenMC对3种不同燃料空间分离度的锂冷快堆设计模型展开产氦计算，分析燃料空间分离度对堆芯产氦行为的影响。计算堆芯氦气总产量、液态锂与中子发生的不同核反应的产氦能力和不同7Li富集度下的产氦量，并实现堆芯内产氦量的精确计算。关注产氦量随堆芯燃耗的变化，结果表明，燃料空间分离度越大，堆芯内的产氦量越大；提高7Li富集度可显著降低产氦量，富集度从95%增加到99%时，产氦量最大可降低68.76%；冷却剂通道内各子区域内的产氦量几乎相同。本研究有助于锂冷快堆的发展和应用。
液态锂被广泛应用于空间快堆的金属冷却剂，其具有较小的中子吸收截面、较低的密度和更好的热物理性能，可减小堆芯质量并提高传热效率。然而，在中子辐照条件下，锂与中子反应会产生氦气，氦气的聚集会增加相应区域的热阻，降低系统设备的传热效率。文中利用蒙特卡罗程序OpenMC对3种不同燃料空间分离度的锂冷快堆设计模型展开产氦计算，分析燃料空间分离度对堆芯产氦行为的影响。计算堆芯氦气总产量、液态锂与中子发生的不同核反应的产氦能力和不同7Li富集度下的产氦量，并实现堆芯内产氦量的精确计算。关注产氦量随堆芯燃耗的变化，结果表明，燃料空间分离度越大，堆芯内的产氦量越大；提高7Li富集度可显著降低产氦量，富集度从95%增加到99%时，产氦量最大可降低68.76%；冷却剂通道内各子区域内的产氦量几乎相同。本研究有助于锂冷快堆的发展和应用。
2025, 46(5): 22-29.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090012
摘要:
为了探究径向导叶在前后盖板处流线的相对位置对反应堆冷却剂泵（简称主泵）水力性能的影响，基于全局结构化网格，采用RNG $k - \varepsilon $湍流模型，对导叶前后流线在圆周方位相对位置不同的5组模型进行非定常数值计算，研究导叶前后流线相对位置的变化对主泵的外特性及压力脉动特性的影响。结果表明：当导叶前流线的位置保持不变而后流线沿与叶轮转向相反的方位偏转，即导叶的前流线整体前置于后流线时，流体在压水室内尤其是出水段内的流场结构得到改善，导叶和压水室内的水力损失减小，与原模型相比，主泵的扬程增加了0.60%，水力效率提高了0.66%，并且主频处压力脉动的幅值平均降低了23.08%，主泵水力性能提升的同时其振动性能也得以明显优化。
为了探究径向导叶在前后盖板处流线的相对位置对反应堆冷却剂泵（简称主泵）水力性能的影响，基于全局结构化网格，采用RNG $k - \varepsilon $湍流模型，对导叶前后流线在圆周方位相对位置不同的5组模型进行非定常数值计算，研究导叶前后流线相对位置的变化对主泵的外特性及压力脉动特性的影响。结果表明：当导叶前流线的位置保持不变而后流线沿与叶轮转向相反的方位偏转，即导叶的前流线整体前置于后流线时，流体在压水室内尤其是出水段内的流场结构得到改善，导叶和压水室内的水力损失减小，与原模型相比，主泵的扬程增加了0.60%，水力效率提高了0.66%，并且主频处压力脉动的幅值平均降低了23.08%，主泵水力性能提升的同时其振动性能也得以明显优化。
2025, 46(5): 132-138.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090032
摘要:
某核电机组低压安注系统管道复合钢焊缝在役检查期间发现ЭА-395/9型焊材预堆边表面存在高温失塑裂纹（DDC），通过ЭА-395/9型焊材热裂敏感性研究、焊接应力分析、焊接工艺过程试验研究，确定当预堆边堆焊的焊接热输入≥16.3 kJ/cm时，仅5%的应变就会使其开裂形成DDC；当ЭА-395/9型焊材焊接热输入增大时，晶粒粗大，晶界处形成链状析出相，焊接应力高，为DDC的产生提供了冶金条件、力学条件；采用120~130 A焊接电流，减小电弧横摆幅度，控制层间温度低于100℃，可以有效防止在ЭА-395/9型焊材预堆边中形成DDC。
某核电机组低压安注系统管道复合钢焊缝在役检查期间发现ЭА-395/9型焊材预堆边表面存在高温失塑裂纹（DDC），通过ЭА-395/9型焊材热裂敏感性研究、焊接应力分析、焊接工艺过程试验研究，确定当预堆边堆焊的焊接热输入≥16.3 kJ/cm时，仅5%的应变就会使其开裂形成DDC；当ЭА-395/9型焊材焊接热输入增大时，晶粒粗大，晶界处形成链状析出相，焊接应力高，为DDC的产生提供了冶金条件、力学条件；采用120~130 A焊接电流，减小电弧横摆幅度，控制层间温度低于100℃，可以有效防止在ЭА-395/9型焊材预堆边中形成DDC。
2025, 46(5): 171-179.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090030
摘要:
为保证低温供热堆运行安全，研究满足低温供热堆运行要求的反应堆功率控制策略至关重要。为此，以低温供热堆冷却剂系统为研究对象，提出两种冷却剂系统控制策略，即双反馈控制策略和串级控制策略，并分别研究其对反应堆功率及堆芯冷却剂出口温度的耦合控制效果。仿真结果表明，在阶跃变负荷和线性变负荷工况下，两种控制策略都能对低温供热堆冷却剂系统实施有效控制；在串级控制策略下，堆芯冷却剂出口温度作为主要被控变量，在变负荷过程中出口温度变化幅度较小，但会延长反应堆功率的调节时间，较适合线性变负荷工况；而在双反馈控制策略下，功率控制通道与温度控制通道属于并联关系，可兼顾两者的控制性能，较适合阶跃变负荷工况。本研究可为低温供热堆冷却剂系统控制策略的制定与优化提供参考。
为保证低温供热堆运行安全，研究满足低温供热堆运行要求的反应堆功率控制策略至关重要。为此，以低温供热堆冷却剂系统为研究对象，提出两种冷却剂系统控制策略，即双反馈控制策略和串级控制策略，并分别研究其对反应堆功率及堆芯冷却剂出口温度的耦合控制效果。仿真结果表明，在阶跃变负荷和线性变负荷工况下，两种控制策略都能对低温供热堆冷却剂系统实施有效控制；在串级控制策略下，堆芯冷却剂出口温度作为主要被控变量，在变负荷过程中出口温度变化幅度较小，但会延长反应堆功率的调节时间，较适合线性变负荷工况；而在双反馈控制策略下，功率控制通道与温度控制通道属于并联关系，可兼顾两者的控制性能，较适合阶跃变负荷工况。本研究可为低温供热堆冷却剂系统控制策略的制定与优化提供参考。
2025, 46(5): 205-210.
doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0184
摘要:
核电是安全、经济、高效的清洁能源，能够有效支持我国“碳达峰、碳中和”的国家战略，其中，核电装备是支持核电实现主要功能的核心。本文分析了我国核电的发展情况，阐述了核电装备的发展现状，针对发电、多用途应用两个方向分析了核电装备的发展机遇，从现有核电装备性能提升、面向新型反应堆的装备研发、产业链建立及转型等方面提出了核电装备面临的挑战，并给出了发展建议，为我国核电装备的高质量发展提供了一定参考。
核电是安全、经济、高效的清洁能源，能够有效支持我国“碳达峰、碳中和”的国家战略，其中，核电装备是支持核电实现主要功能的核心。本文分析了我国核电的发展情况，阐述了核电装备的发展现状，针对发电、多用途应用两个方向分析了核电装备的发展机遇，从现有核电装备性能提升、面向新型反应堆的装备研发、产业链建立及转型等方面提出了核电装备面临的挑战，并给出了发展建议，为我国核电装备的高质量发展提供了一定参考。
2025, 46(5): 217-223.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0049
摘要:
反应堆一回路松脱件在冷却剂的带动下运动至堆内下栅板处，进而与下栅板产生碰磨或堵塞导流孔。下栅板碰磨机械噪声经过内部结构传递至压力容器顶盖后会产生信号衰减并被反应堆背景噪声掩盖，无法进行松动碰磨识别。本研究首先进行了模拟试验，获得了背景噪声数据和下栅板微弱碰磨机械噪声数据；然后基于小波包分解（WPD）结合峭度的方法对淹没在背景噪声中的下栅板微弱碰磨信号进行降噪；最后基于降噪后的碰磨信号进行松动碰磨识别，并开发了堆内下栅板松动碰磨事件识别程序。测试结果表明，该降噪方法有效，同时开发的程序可有效地识别出淹没在背景噪声中的反应堆下栅板碰磨事件信号。
反应堆一回路松脱件在冷却剂的带动下运动至堆内下栅板处，进而与下栅板产生碰磨或堵塞导流孔。下栅板碰磨机械噪声经过内部结构传递至压力容器顶盖后会产生信号衰减并被反应堆背景噪声掩盖，无法进行松动碰磨识别。本研究首先进行了模拟试验，获得了背景噪声数据和下栅板微弱碰磨机械噪声数据；然后基于小波包分解（WPD）结合峭度的方法对淹没在背景噪声中的下栅板微弱碰磨信号进行降噪；最后基于降噪后的碰磨信号进行松动碰磨识别，并开发了堆内下栅板松动碰磨事件识别程序。测试结果表明，该降噪方法有效，同时开发的程序可有效地识别出淹没在背景噪声中的反应堆下栅板碰磨事件信号。
2025, 46(5): 234-242.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090019
摘要:
为解决数据驱动传感器分析冗余模型普遍存在鲁棒性较差的问题，提出了训练集数据鲁棒性处理方法，并构建了基于自关联多变量长短期记忆人工神经网络（LSTM）模型的传感器在线监测与自校正方法。采用压水式核反应堆工程试验装置的真实传感器测量数据对方法进行了验证。结果表明本研究方法能实现传感器信号的鲁棒性高精度重构，满足核反应堆传感器的在线监测与鲁棒性自校正需求。
为解决数据驱动传感器分析冗余模型普遍存在鲁棒性较差的问题，提出了训练集数据鲁棒性处理方法，并构建了基于自关联多变量长短期记忆人工神经网络（LSTM）模型的传感器在线监测与自校正方法。采用压水式核反应堆工程试验装置的真实传感器测量数据对方法进行了验证。结果表明本研究方法能实现传感器信号的鲁棒性高精度重构，满足核反应堆传感器的在线监测与鲁棒性自校正需求。
