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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.2025.06.0260
摘要:
本文简要介绍了同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液型反应堆的发展概况出发，并较全面系统地阐述了同位素生产试验堆的系统构成、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、燃料纯化技术等反应堆与同位素提取工艺相关的主要关键技术问题进行了较详细的说明。
本文简要介绍了同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液型反应堆的发展概况出发，并较全面系统地阐述了同位素生产试验堆的系统构成、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、燃料纯化技术等反应堆与同位素提取工艺相关的主要关键技术问题进行了较详细的说明。
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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。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0165
摘要:
作为制造核燃料元件的结构材料之一，海绵锆与环境中的氢气反应会造成材料的氢脆现象。这一现象严重危害了核反应堆的运行安全性与结构可靠性。压力-组成-等温(PCT)曲线为调控海绵锆吸氢热力学与动力学行为提供了重要依据。本文基于实验测量数据与数据增强步骤，建立了三种海绵锆PCT曲线的预测模型，分别为多项式模型、支持向量回归（SVR）与神经网络（ANN）模型。结果显示，与传统的多项式模型相比，ANN模型与SVR模型的预测精度有较大的提升，测试集MAE分别降低73.14%与63.53%。其中，ANN模型在未知温度条件下的PCT曲线预测中表现最优，泛化能力最好，测试集R2>0.98。研究相关成果为金属-氢体系的PCT曲线准确预测提供了有效思路。
作为制造核燃料元件的结构材料之一，海绵锆与环境中的氢气反应会造成材料的氢脆现象。这一现象严重危害了核反应堆的运行安全性与结构可靠性。压力-组成-等温(PCT)曲线为调控海绵锆吸氢热力学与动力学行为提供了重要依据。本文基于实验测量数据与数据增强步骤，建立了三种海绵锆PCT曲线的预测模型，分别为多项式模型、支持向量回归（SVR）与神经网络（ANN）模型。结果显示，与传统的多项式模型相比，ANN模型与SVR模型的预测精度有较大的提升，测试集MAE分别降低73.14%与63.53%。其中，ANN模型在未知温度条件下的PCT曲线预测中表现最优，泛化能力最好，测试集R2>0.98。研究相关成果为金属-氢体系的PCT曲线准确预测提供了有效思路。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0196
摘要:
为解决传统磁力提升型控制棒驱动机构（CRDM）等效磁路模型过多简化带来的电磁提升里计算偏差较大的问题，本研究采用一种基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型，该模型在传统磁路模型的基础上考虑多个线圈之间的耦合影响，建立整个驱动机构的等效磁路模型。考虑气隙磁通的边缘效应，改进了气隙磁阻计算公式；分析了除气隙磁阻之外的其它磁阻与气隙长度的定量关系，依据磁路的基尔霍夫定律建立了环路方程。研究结果表明，改进的等效磁路模型大幅提高了电磁提升力的计算精度。因此，本研究建立的数基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型能够用于电磁提升力的计算。
为解决传统磁力提升型控制棒驱动机构（CRDM）等效磁路模型过多简化带来的电磁提升里计算偏差较大的问题，本研究采用一种基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型，该模型在传统磁路模型的基础上考虑多个线圈之间的耦合影响，建立整个驱动机构的等效磁路模型。考虑气隙磁通的边缘效应，改进了气隙磁阻计算公式；分析了除气隙磁阻之外的其它磁阻与气隙长度的定量关系，依据磁路的基尔霍夫定律建立了环路方程。研究结果表明，改进的等效磁路模型大幅提高了电磁提升力的计算精度。因此，本研究建立的数基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型能够用于电磁提升力的计算。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.03.0133
摘要:
本文调研了国外交联聚乙烯HIC的处置技术现状，分析了交联聚乙烯HIC处置的相关要求，并制定了具体的解决方案。设计了一种将HIC装入混凝土竖井中和金属桶混装的单元格地上处置方案，该方案解决了HIC的结构承重和树脂辐解排气、HIC桶之间的辐照影响、长期耐久性等问题，该方案比美国将HIC装入屏蔽容器和国内采用水泥固化工艺产生废物桶所占的最终处置体积更小，有利于废物减容，该设计方案能够实现HIC的长期安全性处置。
本文调研了国外交联聚乙烯HIC的处置技术现状，分析了交联聚乙烯HIC处置的相关要求，并制定了具体的解决方案。设计了一种将HIC装入混凝土竖井中和金属桶混装的单元格地上处置方案，该方案解决了HIC的结构承重和树脂辐解排气、HIC桶之间的辐照影响、长期耐久性等问题，该方案比美国将HIC装入屏蔽容器和国内采用水泥固化工艺产生废物桶所占的最终处置体积更小，有利于废物减容，该设计方案能够实现HIC的长期安全性处置。
2025, 46(S1): 1-7.
doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0001
摘要:
针对高通量研究堆内的燃料辐照考验，以建立多循环高精度中子学计算方法为目的，本研究基于蒙特卡罗中光子输运-燃耗耦合程序，掌握了堆芯全局环境和考验装置局部环境中不同粒子产生、输运、泄漏、沉积的物理过程，建立了能够描述全堆芯多回路各物理过程的能量沉积高保真计算模型，考虑了高通量研究堆运行过程中燃料燃耗、控制棒棒位的动态变化及其与粒子输运过程的耦合关系，实现了包含多种类型燃料和可燃毒物的全堆换料和燃料管理计算。使用了不同燃耗步下实际临界棒位、辐照考验件功率、点燃耗测量值进行了验证，计算结果表明堆芯中子有效增殖因数（keff）计算误差小于1200pcm（1pcm=1×10−5），辐照考验件功率、点燃耗计算值与实测值的平均相对误差小于10%，验证了多循环中子学计算方法的准确性。
针对高通量研究堆内的燃料辐照考验，以建立多循环高精度中子学计算方法为目的，本研究基于蒙特卡罗中光子输运-燃耗耦合程序，掌握了堆芯全局环境和考验装置局部环境中不同粒子产生、输运、泄漏、沉积的物理过程，建立了能够描述全堆芯多回路各物理过程的能量沉积高保真计算模型，考虑了高通量研究堆运行过程中燃料燃耗、控制棒棒位的动态变化及其与粒子输运过程的耦合关系，实现了包含多种类型燃料和可燃毒物的全堆换料和燃料管理计算。使用了不同燃耗步下实际临界棒位、辐照考验件功率、点燃耗测量值进行了验证，计算结果表明堆芯中子有效增殖因数（keff）计算误差小于1200pcm（1pcm=1×10−5），辐照考验件功率、点燃耗计算值与实测值的平均相对误差小于10%，验证了多循环中子学计算方法的准确性。
2025, 46(S1): 82-87.
doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0082
摘要:
随着自主三代压水堆核电机型华龙一号（HPR1000）在国内外批量化建造，为了进一步提升HPR1000的安全性、经济性、先进性、运行可靠性、环境友好性和智能化水平，中国核工业集团有限公司于2019年开始启动HPR1000后续机型（AHPR1000）的研发，其中安全系统/设施的设计创新是研发核心内容。AHPR1000机型安全系统/设施主要用于在事故工况下保证反应堆的安全和控制/缓解放射性物质的释放。本文针对AHPR1000机型安全系统配置，提出“非能动+能动”的设计理念，从顶层安全理念及设计原则出发，重点对安全功能、安全配置、事故应对策略、试验验证等方面进行了介绍。
随着自主三代压水堆核电机型华龙一号（HPR1000）在国内外批量化建造，为了进一步提升HPR1000的安全性、经济性、先进性、运行可靠性、环境友好性和智能化水平，中国核工业集团有限公司于2019年开始启动HPR1000后续机型（AHPR1000）的研发，其中安全系统/设施的设计创新是研发核心内容。AHPR1000机型安全系统/设施主要用于在事故工况下保证反应堆的安全和控制/缓解放射性物质的释放。本文针对AHPR1000机型安全系统配置，提出“非能动+能动”的设计理念，从顶层安全理念及设计原则出发，重点对安全功能、安全配置、事故应对策略、试验验证等方面进行了介绍。
2025, 46(S1): 166-180.
doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0166
摘要:
离散纵标（SN）方法是计算反应堆压力容器（RPV）内快中子注量率的主要方法之一。基于二维加一维SN的三维注量率合成方法（简称合成方法），相比直接三维离散纵标方法（简称三维计算法）具有更高的计算效率，但源强和几何的近似处理会影响合成方法的计算精度。为深入分析源强和几何近似处理对合成方法的影响，本文建立了适用于合成方法的基准模型，并以基准模型合成与三维计算所得快中子注量率的相对误差为参考，分别分析源强和几何因素对合成方法的影响。源强分析中，在基准模型的基础上分别引入非均匀的径向、轴向和方位角功率分布，分析合成计算与三维计算所得快中子注量率相对误差的变化；在几何分析中，将基准模型的堆芯结构分别改变为正方形堆芯和阶梯状堆芯，依次分析合成计算与三维计算所得快中子注量率相对误差的变化。结果表明，径向和轴向功率分布的最大相对误差均在1.5% 以内，而方位角功率分布使堆腔处的相对误差达到3.5%；正方形和阶梯状堆芯结构分别导致堆腔处相对误差达20%和22%。在典型压水堆HBR-2计算中，合成方法与三维计算法的快中子注量率在反应堆堆腔处的相对误差达11.65%，这表明合成方法对反应堆堆腔区域的计算精度仍需要进一步提高。
离散纵标（SN）方法是计算反应堆压力容器（RPV）内快中子注量率的主要方法之一。基于二维加一维SN的三维注量率合成方法（简称合成方法），相比直接三维离散纵标方法（简称三维计算法）具有更高的计算效率，但源强和几何的近似处理会影响合成方法的计算精度。为深入分析源强和几何近似处理对合成方法的影响，本文建立了适用于合成方法的基准模型，并以基准模型合成与三维计算所得快中子注量率的相对误差为参考，分别分析源强和几何因素对合成方法的影响。源强分析中，在基准模型的基础上分别引入非均匀的径向、轴向和方位角功率分布，分析合成计算与三维计算所得快中子注量率相对误差的变化；在几何分析中，将基准模型的堆芯结构分别改变为正方形堆芯和阶梯状堆芯，依次分析合成计算与三维计算所得快中子注量率相对误差的变化。结果表明，径向和轴向功率分布的最大相对误差均在1.5% 以内，而方位角功率分布使堆腔处的相对误差达到3.5%；正方形和阶梯状堆芯结构分别导致堆腔处相对误差达20%和22%。在典型压水堆HBR-2计算中，合成方法与三维计算法的快中子注量率在反应堆堆腔处的相对误差达11.65%，这表明合成方法对反应堆堆腔区域的计算精度仍需要进一步提高。
2025, 46(S1): 207-212.
doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0207
摘要:
核裂变反应堆热源（电源）由于没有对日定向需求、受太空环境影响小、功率大且可大幅度调节等诸多优点，有望应用于未来深空探索、星表科考站、星际航行等领域。本文在第四代核反应堆技术-熔盐堆的基础上，提出了一种以液态熔融盐作为核燃料与热管冷却的40 kW空间液态熔盐堆的概念设计，并提出采用控制鼓（调节功率）和安全鼓（紧急停堆）双鼓结合的创新型反应堆反应性控制方案。建立了液态熔盐空间核反应堆物理模型并基于蒙特卡罗程序MCNP和RMC分析获得了堆芯中子能谱、中子通量密度分布、温度效应以及燃耗深度等关键堆芯物理特性，并开展了控制鼓转角对反应性影响以及事故工况下部分双鼓失效下反应性的控制与堆芯安全分析。研究结果表明：本文所设计的40 kW空间液态熔盐堆可实现满功率运行10 a，控制鼓布置能够满足部分控制鼓或安全鼓失效下的堆芯安全要求。本研究可为空间液态熔盐堆的控制方案提供设计参考。
核裂变反应堆热源（电源）由于没有对日定向需求、受太空环境影响小、功率大且可大幅度调节等诸多优点，有望应用于未来深空探索、星表科考站、星际航行等领域。本文在第四代核反应堆技术-熔盐堆的基础上，提出了一种以液态熔融盐作为核燃料与热管冷却的40 kW空间液态熔盐堆的概念设计，并提出采用控制鼓（调节功率）和安全鼓（紧急停堆）双鼓结合的创新型反应堆反应性控制方案。建立了液态熔盐空间核反应堆物理模型并基于蒙特卡罗程序MCNP和RMC分析获得了堆芯中子能谱、中子通量密度分布、温度效应以及燃耗深度等关键堆芯物理特性，并开展了控制鼓转角对反应性影响以及事故工况下部分双鼓失效下反应性的控制与堆芯安全分析。研究结果表明：本文所设计的40 kW空间液态熔盐堆可实现满功率运行10 a，控制鼓布置能够满足部分控制鼓或安全鼓失效下的堆芯安全要求。本研究可为空间液态熔盐堆的控制方案提供设计参考。
2025, 46(S1): 242-249.
doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0242
摘要:
为了满足核反应堆中多种不同工况数值模拟的需求，需要提供不同温度点下的核反应截面数据，但评价核数据库中给出的截面数据均为0 K下的核反应截面。因此，为了满足堆芯物理数值模拟计算的需求，需要针对评价核数据库中给出的评价核数据进行多普勒展宽处理，获得不同温度点的连续能量点截面。本文通过采用Kernel Broadening精确多普勒展宽方法，完成多普勒展宽计算方法的理论推导和程序开发。基于CENDL-3.2评价核数据库，分别采用本文开发的doppler_broad模块和NJOY2016程序中的BROADR模块对不同温度点下的展宽截面进行了对比验证，同时，针对多普勒展宽计算过程中部分收敛参数选取的合理性进行了计算分析。数值结果表明，对于293.6 K、600 K、900 K和108 K四个温度点，本文计算结果与NJOY2016程序计算结果吻合较好；对于判断相邻展宽能量点限值参数NMAX，其取值对展宽截面的影响较大，不同取值计算得到的展宽截面最大相对偏差为1.091%。
为了满足核反应堆中多种不同工况数值模拟的需求，需要提供不同温度点下的核反应截面数据，但评价核数据库中给出的截面数据均为0 K下的核反应截面。因此，为了满足堆芯物理数值模拟计算的需求，需要针对评价核数据库中给出的评价核数据进行多普勒展宽处理，获得不同温度点的连续能量点截面。本文通过采用Kernel Broadening精确多普勒展宽方法，完成多普勒展宽计算方法的理论推导和程序开发。基于CENDL-3.2评价核数据库，分别采用本文开发的doppler_broad模块和NJOY2016程序中的BROADR模块对不同温度点下的展宽截面进行了对比验证，同时，针对多普勒展宽计算过程中部分收敛参数选取的合理性进行了计算分析。数值结果表明，对于293.6 K、600 K、900 K和108 K四个温度点，本文计算结果与NJOY2016程序计算结果吻合较好；对于判断相邻展宽能量点限值参数NMAX，其取值对展宽截面的影响较大，不同取值计算得到的展宽截面最大相对偏差为1.091%。
