核动力工程

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卢川, 王仲辉, 于俊崇

2022, 43(1): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0001

摘要(2744) HTML (620) PDF(2933)

摘要:
美国、前苏联/俄罗斯船用核动力技术长期保持世界领先，其发展经验和技术脉络具有极高的参考价值。本文通过对美国、前苏联/俄罗斯船用核动力发展的主要历程和技术进行分析研究，创新总结归纳出其反应堆系统基本型、通用试验平台、差异化配置等共同发展规律，并从管理模式、技术路线以及发展趋势等方面挖掘提炼出美国和前苏联/俄罗斯船用核动力技术遵循的一系列共性特点和差异化特征，可为船用核动力发展提供一定的参考和启示。

六角形布置反应堆高保真物理计算方法研究与验证

陈俊辑, 刘宙宇, 曹璐, 曹良志

2022, 43(1): 7-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0007

摘要(998) HTML (45) PDF(84)

摘要:
俄罗斯商用压水堆VVER和大多数实验堆均采用了六角形紧凑型栅格布置，为了实现VVER和六角形实验堆的高保真数值模拟分析，本文基于数值反应堆物理计算程序（NECP-X）开展了六角形堆芯高保真计算方法研究和程序开发。首先，将全局-局部耦合共振自屏计算方法拓展至六角形堆芯，实现六角形堆芯燃料棒的全堆芯高精度共振计算；其次，基于2D/1D耦合输运计算方法研究了六角形堆芯的高保真计算方法；最后，为了提高全堆芯计算的计算效率，研究了基于区域分解松耦合的非结构网格的粗网有限差分（CMFD）加速方法，可以实现以矩形、六角形和其他多边形栅元为基础的pin-by-pin CMFD 加速。为了验证六角形堆芯高保真计算方法的精度和效率，计算了六角形C5G7基准问题，并分析了六角形输运计算方法的计算精度和CMFD方法的加速效果；将NECP-X程序应用于西安脉冲堆的2D全堆芯计算，与蒙特卡罗程序的结果对比表明NECP-X程序计算得到的特征值和功率分布均具有较高精度。因此，本文建立的六角形堆芯高保真计算方法可以应用于六角形堆芯的分析计算。

熔融池相变传热特性的大涡模拟数值研究

席治国, 张卢腾, 胡钰文, 宫厚军, 马在勇, 孙皖, 周文雄, 潘良明

2022, 43(1): 15-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0015

摘要(344) HTML (257) PDF(75)

摘要:
研究反应堆熔融池内部的流动与传热特性对保证熔融物堆内滞留具有重要意义。本文基于开源软件OpenFOAM平台，结合大涡模拟湍流方法和熔融池相变过程建立熔融池传热模型，针对典型熔融池传热实验LIVE工况开展数值计算，得到了熔融池内速度场和温度场以及下封头内壁面硬壳厚度和热流密度分布情况。结果表明，熔融池内速度、温度和热流密度随高度或径向角度的增大而增大；硬壳厚度随径向角度的增大而减小；下封头壁面上的热负荷在顶部聚集。传热参数计算结果与实验数据整体符合较好，可以有效反映出熔融池内自然对流与相变过程，验证了计算模型的可靠性，可为进一步研究熔融池相变传热特性提供参考。

低流量工况下燃料组件优化设计研究

郑晓, 罗涵禹, 杜鹏, 邱志方, 田野

2022, 43(1): 22-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0022

摘要(672) HTML (107) PDF(68)

摘要:
为了探索适用于模块式小堆（SMR）的燃料组件优化设计，本文针对截短型CF2燃料组件在SMR参数范围下的热工-水力性能开展分析研究，获得搅混格架的间距及布置形式对于燃料组件热工-水力性能的影响规律。研究结果表明：①低流量工况下，搅混格架间距过长或过短都将降低燃料组件的热工性能，设计上应合理考虑搅混格架间距；② 燃料组件加热段上游区域的搅混格架布置对于提升SMR燃料组件的热工性能不明显，设计上在此区域应简化布置；③ SMR在正常运行与事故工况下，燃料组件的中下游区域的状态点参数相对恶劣，在中下游区域合理地设计搅混格架的间距与布置可以显著地提升燃料组件的热工性能，提高热工安全裕量。本文研究结果可为SMR燃料组件的设计优化提供参考。

压水堆SBLOCA事故环路水封清除现象机理与模型影响研究

朱东来, 杨军, 周夏峰, 邓程程, 丁书华, 李仲春, 黄涛

2022, 43(1): 28-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0028

摘要(356) HTML (84) PDF(77)

摘要:
环路水封清除（LSC）是压水堆冷管段小破口失水事故（SBLOCA）的典型事故特征之一。为确定LSC现象的物理模型影响，探究准确复现LSC现象的物理模型设置，从LSC现象物理机理的角度，对影响LSC的主要物理模型进行梳理和分析。结合LOBI台架SBLCOA系列实验，对LSC现象物理机理、物理模型影响进行模拟和验证。结果表明，在对影响LSC现象的物理模型进行合理设置后，RELAP5程序模型能较好地复现LOBI台架实验工况中的LSC现象，验证了LSC现象物理模型影响及模型设置的合理性。

单棒通道流动振荡诱发沸腾临界可视化实验研究

刘海东, 陈德奇, 秦江, 刘汉周, 颜培刚, 刘伟

2022, 43(1): 35-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0035

摘要(271) HTML (51) PDF(44)

摘要:
为深入分析沸腾两相流动振荡诱发沸腾临界的影响特性，本文以去离子水为工质，横截面19 mm×19 mm、中心为外径9.5 mm的单棒通道为研究对象，通过在不同热工参数下开展沸腾两相流动特性可视化实验研究，结合汽泡行为和汽-液界面特性，分析流动振荡诱发沸腾临界的影响特性。研究结果表明，低压力、低质量流速和低入口过冷度下，极易出现流动振荡，并导致沸腾临界提前发生，此时的临界热流密度与稳定工况下相比明显偏低；随着壁面热流密度不断增加，流道中两相流型先后出现泡状流、弹状流、合并弹状流、搅混流、剧烈搅混流、不稳定环状流；当流动出现剧烈振荡时，流道存在回流；发生沸腾临界时流道压降波动最大，对应的流型为不稳定环状流。因此，单棒通道内流动振荡可能会导致沸腾临界提前发生。

单棒垂直方形通道临界热流密度实验研究

刘伟, 郭俊良, 张丹, 桂淼, 胡迎, 刘扬

2022, 43(1): 42-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0042

摘要(520) HTML (44) PDF(40)

摘要:
采用R134a作为流体工质，对单棒垂直方形通道临界热流密度（CHF）进行了实验研究。流道横截面为19 mm×19 mm的方形通道，内置外径为9.5 mm的单根加热棒，用来模拟压水堆中典型栅元通道。实验工况通过流体模化方法覆盖了压水堆典型运行工况。实验结果表明，R134a在方形通道内的CHF参数趋势与圆管中水的CHF参数趋势相同，R134a可以替代水作为模化工质；通过对圆管Bowring关系式和Katto & Ohno关系式进行冷壁因子修正，可用于预测带有冷壁的方形通道的CHF；Katto的流体模化方法适用于带有冷壁的方形通道。

考虑管路中冷却剂动能的反应堆冷却剂泵惰转计算模型

焦喆, 蔡龙, 张丽平, 胡雷, 刘祥松

2022, 43(1): 48-51. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0048

摘要(155) HTML (68) PDF(27)

摘要:
核主泵惰转惯量设计过小，一旦核电站全厂停电会造成核事故，而设计过大会极大地降低机组效率，因此惰转计算模型的准确性对于保证核电站安全和提高机组效率十分重要。本文考虑管路中冷却剂动能对反应堆冷却剂泵惰转过程的影响，通过启-停机过程中功率守恒方程和泵相似定律，推导并建立了考虑管路冷却剂影响的惰转瞬态计算模型，并给出了泵机组惰转惯量和惰转时间的简单计算公式，使计算结果更精确，工程适用范围更广泛，可应用于核工程和非核工程中惰转惯量的精准设计以及惰转时间的精准计算。

压水堆燃料组件轴向格架的中子学影响研究

黄星, 万承辉, 李云召, 吴宏春, 顾蔚泉, 蔡光明, 徐嘉隆

2022, 43(1): 52-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0052

摘要(333) HTML (70) PDF(46)

摘要:
基于先进压水堆燃料管理软件Bamboo-C，分别提出了轴向格架非均匀建模方法和均匀建模方法。采用轴向格架的2种不同建模方法，对福清核电厂M310堆型的燃料组件进行建模分析，通过与堆芯实测数据进行对比，检验2种不同建模方法对临界硼浓度、轴向功率分布及轴向功率偏移的影响。数值结果表明，压水堆燃料组件轴向非均匀建模方法能够显著提高堆芯关键物理参数的计算精度。

CENDL-3.2与ENDF/B-Ⅷ.0的⁵⁶Fe评价截面对屏蔽计算影响研究

张斌, 马续波, 胡馗, 陈义学, 吴海成

2022, 43(1): 57-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0057

摘要(256) HTML (138) PDF(34)

摘要:
CENDL-3.2评价库对⁵⁶Fe非弹性散射截面进行了更新，为了验证其与ENDF/B-Ⅷ.0评价库中截面以及屏蔽计算能力的差异，通过NJOY2016程序对⁵⁶Fe共振重造后的非弹性散射、总截面等微观截面进行了比较；并制作了多群截面，在⁵⁶Fe非弹性散射能量范围对以⁵⁶Fe为主要核素的3个系列屏蔽基准题ILL-Fe、OKTAVIAN-Fe、IPPE-Fe进行了屏蔽计算性能的比较。结果表明，CENDL-3.2评价库的非弹性散射截面在4~12 MeV能量范围内低于ENDF/B-Ⅷ.0评价库的结果；多群截面基准题验证表明，CENDL-3.2评价库计算结果与实验值总体符合较好；对于OKTAVIAN-Fe基准题，在0.1~1 MeV能量范围内两评价库计算结果吻合较好。此外，所有基准题验证结果都有共同的现象，即在⁵⁶Fe非弹性散射截面占主要贡献的1~10 MeV能量范围内，CENDL-3.2的计算结果比ENDF/B-Ⅷ.0的计算结果偏高。

基于无量纲准则数的整体效应试验数据适用性验证方法探究

张雪艳, 邓程程, 朱东来, 陈伟, 丁书华, 杨军

2022, 43(1): 64-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0064

摘要(308) HTML (115) PDF(48)

摘要:
在进行核反应堆与核动力装置安全性评估的过程中，一般需要基于相似比例法则建立整体效应试验（IET）或分离效应实验（SET）台架，为安全性能验证与评估提供数据支撑。作为衡量比例相似程度的重要参数，无量纲准则数可以对特定物理现象做出独立于台架特性、装置尺寸等的表征，因此可以用于比例设计的合理性验证以及实验数据的适用性评估。对无量纲数的跨台架应用可以避免过量重复性实验，也可辅助评估单一台架未能准确复现的某个物理现象。为了探索无量纲数在比例分析和实验数据适用性评估中的应用方法和原则，本文针对传统压水堆的小破口失水事故（SBLOCA），基于RELAP5数值模拟结果，使用自上而下的比例分析方法对整体效应试验台架LOFT和LOBI进行无量纲参数计算和数据对比。分析结果表明，与破口质量流出、堆芯衰变热、一回路压力等重要现象和参数相关的无量纲数跨台架吻合较好；而与回路摩擦阻力、回路浮升力等相关的无量纲数比率有较大失真。本文采用的无量纲分析方法预期可用于同类型试验台架的实验数据互验，并为新堆型的开发和验证提供参考。

关于一维两流体模型中界面阻力计算的研究

叶停朴, 程诚, 何辉, 董献宏, 徐海岩

2022, 43(1): 72-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0072

摘要(208) HTML (119) PDF(40)

摘要:
一维两流体模型中，界面阻力是决定相间耦合程度的关键参数，其计算方法目前有漂移流模型法和阻力系数法。本研究利用子通道程序，基于圆管空气-水两相实验数据，对这2种计算方法进行了评估，结果表明一维两流体模型中漂移流模型法的预测能力要优于阻力系数法。同时评估了两相流动中分布效应对界面阻力计算的影响，结果表明在低空泡份额区分布效应影响较小，而高空泡份额区其影响明显。

基于TREND程序的石墨通道液态熔盐堆无保护反应性引入事故初步分析

余文, 何龙, 邹杨, 徐博, 戴叶, 徐洪杰

2022, 43(1): 78-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0078

摘要(295) HTML (135) PDF(33)

摘要:
采用自编系统分析程序TREND，基于液态点堆动力学模型，针对10 MW石墨通道液态熔盐堆的设计，研究分析不同反应性在阶跃引入和线性引入情况下10 MW石墨通道液态熔盐堆堆芯功率、石墨温度和堆芯出口熔盐温度的瞬态变化。结果表明，阶跃引入低于570pcm（1pcm=10⁻⁵）反应性，堆系统能在无保护的情况下安全运行；当单根控制棒失提引入约800pcm时，反应性引入速率不超过8pcm/s，反应堆能够利用自身的温度、功率负反馈特性有效地控制功率峰值和降低堆芯出口温度，保证反应堆在无保护情况下安全运行。因此，液态熔盐堆具有良好的固有安全性。

基于丝网传感器的5×5棒束通道空泡分布测量研究

王颖龙, 谢浩, 熊进标, 杨宜昂, 程旭

2022, 43(1): 84-91. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0084

摘要(296) HTML (132) PDF(47)

摘要:
为研究压水反应堆燃料组件棒束通道内的两相分布规律，设计并制造了适用于棒束通道的丝网传感器模块，开展了5×5棒束通道内空气-水泡状流的空泡分布测量实验，分析了棒束通道内空泡份额的分布规律及气泡尺寸对空泡分布的影响。实验结果表明，发生横升力方向反转的小气泡在壁面附近聚集、大尺寸气泡则聚集在子通道中心；常温常压下发生横升力方向反转的临界气泡直径在4~6 mm之间，证明了横升力模型在棒束通道中的适用性。

管径与倾角对管束外含空气蒸汽冷凝传热影响研究

刘诗文, 李毅, 成翔, 边浩志, 曹博洋, 丁铭

2022, 43(1): 92-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0092

摘要(325) HTML (102) PDF(45)

摘要:
通过对不同管径和倾角的3×3管束开展管外含空气蒸汽冷凝试验，研究了传热管管径和倾角影响管束外含空气蒸汽冷凝传热的基本规律。结果表明：管径和倾角的影响在不同压力范围内具有明显差异。在压力0.8 MPa以下，冷凝传热系数总体随管径和倾角的减小而增大，管径12 mm、0°倾角传热管的冷凝传热系数较管径19 mm、90°倾角的冷凝传热系数最大可增加29%。在压力0.8 MPa以上，冷凝传热系数随管径的减小而减小，最大可降低18%；随倾角的减小先减小后增大，在约60°倾角时，冷凝传热系数最小。

中子辐照对耐事故燃料FeCrAl合金力学性能的影响研究

雷阳, 张海生, 毛建军, 刘晓松, 乔英杰, 王鹏, 吴亚贞, 肖文霞

2022, 43(1): 97-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0097

摘要(508) HTML (296) PDF(99)

摘要:
FeCrAl合金具有良好的抗高温氧化和力学性能，能够作为燃料包壳材料。为研究FeCrAl合金的辐照力学性能，开展了不同元素成分含量和2×10¹⁹ cm⁻²、8×10¹⁹ cm⁻²2种中子注量辐照下的FeCrAl合金力学性能试验，并在室温和380℃下测试了FeCrAl合金的拉伸性能，获得了不同Cr和Al含量FeCrAl合金的抗拉强度和屈服强度，并研究了Al含量、Cr/Al含量配比及中子辐照对FeCrAl合金力学性能的影响。研究表明，FeCrAl合金强度随着Al含量增加大致呈增加趋势；经2×10¹⁹ cm⁻²中子辐照后，FeCrAl合金强度有较大提升；再经8×10¹⁹ cm⁻²中子辐照后，FeCrAl合金强度升高不明显。该研究结果为耐事故燃料（ATF）包壳材料的研发选型提供了重要的数据支撑。

基于多物理场耦合的U₃Si₂燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析

尹春雨, 刘荣, 焦拥军, 邱晨杰, 刘振海, 秋博文, 高士鑫, 邢硕

2022, 43(1): 102-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0102

摘要(345) HTML (181) PDF(79)

摘要:
基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序，并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性；然后进一步分析了U₃Si₂燃料与双层SiC包壳组合、U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工况下的性能，并与UO₂燃料与锆合金的组合进行了对比分析。计算结果发现U₃Si₂燃料与锆合金包壳组合相比UO₂燃料与锆合金的组合具有更低的燃料中心温度、裂变气体释放量及内压，但气隙闭合时间会提前；而U₃Si₂燃料与双层SiC包壳的组合相比U₃Si₂燃料与锆合金的组合具有更高的燃料中心温度、更大的裂变气体释放量及内压，且随着燃耗的增加，其燃料中心温度大幅增加，与锆合金包壳相比，双层SiC包壳能够有效延迟气隙闭合，缓解燃料与包壳的力学相互作用。

基于Fe-H₂O、Cr-H₂O、Zr-H₂O体系的高温电位-pH理论计算

杨旸, 杨雨, 陈云明, 曹骐, 熊伟, 鲁芸芸, 伍晓勇

2022, 43(1): 110-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0110

摘要(675) HTML (236) PDF(138)

摘要:
本文从热力学角度出发，利用能斯特方程进行计算，研究了423、573 K温度条件下Fe-H₂O体系、Cr-H₂O体系及Zr-H₂O体系的电位-pH图（E-pH图），从理论上说明了铁、铬、锆3种反应堆结构材料的主要组成元素在高温高压水中，受电位、pH影响的腐蚀行为倾向，为后续在堆内水化学环境中进行材料电化学腐蚀试验研究以预防材料的腐蚀、延长材料的使用寿命提供了数据参考。

燃料棒包壳管内表面残留氟含量测定方法研究

安身平, 李书良, 廖志海, 黄新树, 宁伟, 任黎平

2022, 43(1): 116-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0116

摘要(262) HTML (76) PDF(27)

摘要:
锆合金管材内表面残留氟可能会加速锆合金表面微裂纹的应力腐蚀，为准确测定锆合金管材内表面残留氟含量，本文通过试验研究，研制了专用的内表面残留氟提取装置并进行了高温水解条件试验；采用离子色谱法对提取出的氟离子进行测定，建立的分析方法可以实现快速连续测定，分析范围为0.05~1.0 μg/mL，最后采用该方法对锆合金管材内表面残留氟含量进行了测定。结果表明，研制的装置可以完全提取内表面残留氟；本文提出的测定方法的加标回收率为98%~104%，最大相对标准偏差为3.9%，精密度和准确度高，测量结果满足生产需求。

定位格架防勾挂与热工性能协同设计研究

陈杰, 陈平, 庞华, 雷涛, 蒲曾坪, 邓霜, 彭园, 任全耀, 粟敏

2022, 43(1): 122-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0122

摘要(275) HTML (145) PDF(32)

摘要:
定位格架是燃料组件骨架结构的重要组成部分，其主要功能是夹持定位燃料棒，同时还应考虑防勾挂性能和热工性能。本文从主流燃料组件的运行经验反馈出发，利用三维建模软件UG模拟格架相对运动的方法，对产生勾挂的原因进行分析，明确了外条带导向翼采用连续排列能有效提高防勾挂性能，并通过定位格架勾挂试验进行了验证；通过对定位格架所在边栅元内的计算流体力学（CFD）模拟分析，发现基于传统防勾挂设计的导向翼连续排列形式不利于相邻格架之间的热工性能；在此基础上，设计了导向翼高矮交替排列的方案。理论分析和试验验证结果表明，该方案实现了燃料组件定位格架防勾挂与热工性能的协同设计。

控制棒下行运动特性影响因素分析

李恬, 魏炳乾, 黎闫, 杨振东, 李市双

2022, 43(1): 127-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0127

摘要(271) HTML (113) PDF(43)

摘要:
液体悬浮式非能动停堆技术是近年来核反应安全领域的研究热点之一，研究控制棒下行的运动特性对核电厂的安全运行有着重要意义。本文选取2种典型非保护瞬态失流事故（ULOF）为依据设计多种工况进行模型实验，结合实验数据对控制棒下行运动进行受力分析得出其阻力的时程变化。通过控制变量法对比分析了控制棒尾部出流孔径和初始周向位置对控制棒下行运动时程及缓冲效果的影响，并得出了下行时的阻力系数与雷诺数之间的函数关系。本研究可为优化控制棒组件结构提供依据，给控制棒下行运动受力研究中阻力系数的选取提供参考。

基于LSSVM的核电厂稳压器压力控制系统隐蔽攻击方法研究

王东风, 李其贤, 黄宇, 徐璟, 王彪

2022, 43(1): 133-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0133

摘要(203) HTML (146) PDF(29)

摘要:
隐蔽攻击对大型核电厂稳压器压力控制系统的安全、稳定、高效运行构成了严重威胁，实现隐蔽攻击的关键是建立高精度的对象估计模型。本文提出了一种基于最小二乘支持向量机（LSSVM）的隐蔽攻击方法，通过LSSVM算法进行系统辨识，获得稳压器受攻击区域高精度的估计模型，随后利用该估计模型结合隐蔽控制器实施攻击，实现稳压器压力控制系统在无噪声、有噪声及包含非线性环节情况下的隐蔽攻击。仿真结果表明，该攻击方式对稳压器压力控制系统造成一定破坏的同时具有高度的隐蔽性。

控制棒驱动机构响应时间测试与数据分析

蒋学俊, 后接, 李琴, 魏永波, 赖伟

2022, 43(1): 141-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0141

摘要(566) HTML (111) PDF(53)

摘要:
针对控制棒驱动机构（CRDM）机电响应时间快且测试环境存在噪声干扰等问题，搭建了一套集PXI数据采集硬件平台和MATLAB数据分析的快速机电响应时间测试系统，能够实现对高频控制棒棒位实时信号的快速采集。利用滑动平均滤波和分区间拟合方法对棒位位移信号进行滤波和拟合，并利用快速傅里叶变换（FFT）频谱分析法验证去噪效果。结果表明，本套测试系统能被成功应用于钍基熔盐液态堆（TMSR-LF1）第一停堆系统CRDM的机电响应时间测试中，在可行性、可靠性和可用性等方面均满足CRDM机电响应时间测试要求。

基于主元分析的小型压水堆故障检测和辨识方法研究

曹桦松, 孙培伟

2022, 43(1): 148-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0148

摘要(222) HTML (91) PDF(34)

摘要:
故障检测和辨识对于小型压水堆的安全经济运行具有重要意义。反应堆中通常采用基于信号和专家知识经验的故障检测和辨识方法，操纵员往往不能从海量的故障数据信息中及时准确甄别故障类型，追溯故障原因。本文提出了采用主元分析进行小型压水堆故障检测和辨识的方法。首先利用RELAP5程序对小型压水堆建模，获得典型故障的样本数据。其次，基于主元分析理论对样本降维，并计算T²和Q两个统计量，通过判断是否超出阈值来检测反应堆运行状态。然后，利用贡献率图方法分析了过程变量对于统计量的贡献率，从而确定了对故障特征变化起主要作用的变量，实现对不同故障的辨识。最终和实际物理过程分析结果进行对比，验证了该方法的有效性。

氧化铝纳米流体增强球形下封头IVR能力边际研究

宋建, 余红星, 邓坚, 向清安, 何晓强

2022, 43(1): 156-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0156

摘要(237) HTML (77) PDF(23)

摘要:
为评价氧化铝纳米流体相对于纯水工质对球形下封头熔融物滞留（IVR）能力边际的拓展程度，采用基于气泡力平衡的氧化铝纳米流体临界热流密度（CHF）机理模型和壁面热通量拆分CHF模型计算球形下封头外表面纳米流体CHF。利用熔融物堆内滞留分析软件CISER开展衰变热分布抽样计算，得到下封头壁面CHF随倾角变化的随机分布，并将其与纳米流体CHF模型的理论值相比，以CHF比值小于1作为IVR成功准则，研判纳米流体对IVR能力边际拓展的影响程度。研究结果表明，若不对下封头内外传热构成采取任何优化措施，仅采用纳米流体替代纯水工质，压水堆核电厂的IVR能力边际能够拓展至1300 MW额定电功率水平。

MBSE在核电设计中的初步应用研究

朱俊志, 杨珏, 万蕾, 时维立, 刘永康

2022, 43(1): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0163

摘要(449) HTML (53) PDF(100)

摘要:
为应对逐渐增多的用户需求给“需求满足型”的逆向设计带来的挑战，将基于模型的系统工程应用于“安全注入系统”架构设计，设计过程包括需求分析、功能分析和设计综合。通过需求分析过程的时序图和需求图获取系统需求，并建立需求间追踪关系，便于需求变更影响性分析；通过功能分析的活动图、状态图和时序图实现系统功能架构设计及早期验证与确认；通过设计综合过程的权衡分析优选关键功能备选方案，并借助块定义图展示系统架构模型和动态运行过程，确保所设计的系统满足利益攸关者期望。应用结果表明，基于模型的系统工程（MBSE）适用于现有核电设计，可有效改善传统设计中存在的问题。

二维三氧化钨纳米结构的合成及其在光电探测器中的应用

孙聪健, 黄有骏, 王银丽, 包超, 蒋天植, 徐青蓝, 雷文, 赵立

2022, 43(1): 169-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0169

摘要(399) HTML (79) PDF(56)

摘要:
三氧化钨（WO₃）是制造晶体管和光电探测器的理想材料，虽然在WO₃纳米结构的生长方面已经完成了一些工作，但是制造足够长的理想型纳米线仍然是一个挑战。在众多的合成方法中，作者选择了化学气相沉积（CVD）方法合成WO₃纳米线，并对其在光电传感器中的应用进行了研究。影响WO₃纳米线成品率的主要因素是前体材料温度、基片位置、载气流速和生长持续时间。在合适的生长条件下生长的纳米线长度最长约为100 μm。这些WO₃纳米线可用来制造高性能的光电探测器，WO₃光电探测器具有灵敏度高、响应速度快、模块微型化等优良的器件性能，表明二维WO₃纳米线在光电探测器的制造中具有很大的优势。

RPV侧边破口条件下堆外蒸汽爆炸计算分析

陈鹏, 赵鑫海, 展德奎, 夏少雄

2022, 43(1): 175-182. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0175

摘要(174) HTML (37) PDF(30)

摘要:
针对实际过程中更有可能发生的压力容器（RPV）侧边破口条件开展蒸汽爆炸计算分析。根据经济合作与发展组织（OECD）发布的现象识别与重要度排序表（PIRT），选取堆外蒸汽爆炸敏感性分析参数，使用MC3D软件建立三维局部破口和二维环状破口几何模型，对影响计算结果的重要参数（破口尺寸、堆坑水位、破口位置、触发条件、液柱碎化和液滴碎化模型）开展RPV侧边破口条件下敏感性分析，获得最恶劣计算工况条件。敏感性分析结果表明，在大破口失水事故（LBLOCA）工况下，当堆坑处于满水位、RPV发生二维侧边环状破口、接触堆坑侧壁面时触发蒸汽爆炸、采用CONST模型和Classical模型时，堆坑侧壁面的压力载荷计算结果最为保守，对堆坑和安全壳完整性威胁最大。

IVR策略下一回路晚期再注水压力风险分析

王小吉, 武铃珺, 朱大欢, 邓坚, 刘丽莉, 许幼幼

2022, 43(1): 183-186. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0183

摘要(203) HTML (50) PDF(24)

摘要:
参考某百万千瓦级核电厂设计，针对堆内熔融物滞留（IVR）策略投入后晚期（即压力容器下封头已形成熔融池的情况下）可能的一回路再注水场景开展分析，研究晚期再注水的一回路压力响应。通过与不实施再注水事故工况的对比分析，综合评估实施再注水时间、再注水流量及严重事故泄压阀开启数量对一回路的压力影响，得到了各措施的影响规律，并针对严重事故管理策略提出建议。

输流管网流致振动特性数值模拟研究

刘诗文, 赫荣辉, 杨钊, 王嘉瑞, 陈爽, 赖建永, 李毅

2022, 43(1): 187-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0187

摘要(702) HTML (216) PDF(110)

摘要:
为研究管路系统流质振动特性以优化管路设计，本文以典型输液管网系统为对象，基于Ansys Workbench平台开展了不同流体激励下的管路双向流固耦合模拟计算，获得了管路结构流致振动特性，分析讨论了激励类型、介质温度、流场结构及结构固有频率对管内流致振动特性的影响。结果表明，脉动流量激励下的管路结构振幅显著大于恒定流量激励下的结构振幅，当流体激励频率较接近管路结构固有频率时，结构和流体将趋于共振，导致结构振动加剧。通过在管道适当位置施加约束支撑，使结构固有频率远离流体激励频率，可有效减小管道的振动。此外，介质温度和流速对结构振幅有较大影响。

基于高抗震性能的华龙一号蒸汽发生器上部支承设计研究

汤臣杭, 黄燕, 沈平川, 何戈宁, 余平, 苏桐

2022, 43(1): 192-196. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0192

摘要(333) HTML (104) PDF(48)

摘要:
为提高华龙一号核电机组ZH-65型蒸汽发生器抗震性能，提出了一种新型的蒸汽发生器支承方案，即对蒸汽发生器上部支承釆用连接拉杆与液压阻尼器结合的结构形式，并针对总体设计方案和连接拉杆的热膨胀相容性进行了设计研究。相比原有二代加核电机组蒸汽发生器上部支承，本文所设计研究的上部支承在设备重量、焊缝数量、安装调试难度等方面，均有大幅优化；可有效减少支承载荷，最大减少幅度约为24%；可降低蒸汽发生器接管焊缝载荷，最大降低幅度约为28%。

数字孪生技术在浮动核电站设计阶段中的应用研究

李开宇, 蔡琦, 才鑫馨, 陈玉清, 彭柳, 张译方

2022, 43(1): 197-201. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0197

摘要(665) HTML (202) PDF(129)

摘要:
以浮动核电站换料作业为研究对象，提出数字孪生技术应用到浮动核电站的技术路线，整合设计数据并开发核燃料装卸舱的数字孪生系统，建立虚拟舱室模型并开发新燃料运输过程控制程序，采用基于过程控制中的对象链接与嵌入技术统一架构（OPC UA）的通讯协议实现虚拟舱室模型和控制系统的双向交互。结果表明，开发的数字孪生系统能够为换料作业操作设计过程的人员站位、操作流程设计优化提供依据。因此，本文提出的数字孪生技术应用方法能够服务于浮动核电站的设计阶段，并为其在浮动核电站全生命周期的应用提供参考。

核级设备鉴定装置γ辐射场计算平台开发

杨毓枢, 刘吉珍, 王旭, 陈嘉浪, 漆明森, 张莹

2022, 43(1): 202-207. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0202

摘要(245) HTML (85) PDF(28)

摘要:
为更广泛、更方便地解决实际工作中的辐射场计算问题，采用有效可靠的计算模型以及计算机数据管理和数据可视化技术，并利用贪心算法快速求解复杂方程，开发了通用的γ辐射场计算平台，该平台实现了放射源管理、三维显示放射源布置和辐射场剂量率水平以及自动生成布置方案等功能。实验表明，用该平台自动生成的方案布置的γ辐射场能够满足核级设备γ辐照鉴定的要求。

船用堆辐射屏蔽优化设计平台开发与验证

李玥航, 于涛, 陈珍平, 甘斌, 鲜希睿, 牛昊轩

2022, 43(1): 208-214. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0208

摘要(441) HTML (253) PDF(75)

摘要:
船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求，传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计，本文基于开源的SALOME框架建立了一套集“几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化”功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证，优化方案与初始方案相比，在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果，证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能，可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。

基于PSA分析事故序列场内工作人员辐射风险研究

周静, 吕炜枫, 冉文王, 宫权, 熊军

2022, 43(1): 215-220. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0215

摘要(458) HTML (81) PDF(39)

摘要:
从总风险控制的角度，提出了事故工况下场内工作人员剂量与辐射风险接受准则，并建立了相应的评估方法。以典型压水堆核电厂为例，采用概率安全分析（PSA）的全范围事故序列进行验证评价，评估了典型压水堆核电厂事故后场内工作人员的辐射剂量与辐射致死风险。通过验证结果可知，事故后场内工作人员总的辐射致死风险远低于公众由于自然灾害、疾病、交通事故及不同行业的总死亡风险值；事故后工作人员在燃料厂房进行操作时的辐射致死风险占比最高，故工作人员在燃料厂房进行相关操作时，可提前制定相应的辐射防护措施来降低辐射风险；工作群组中其他人员和意外受照人员事故后辐射致死风险占比较高，可通过采用气面罩等方式对气载放射性进行防护以降低其辐射风险。相应的分析结果可为后续核电厂事故后处理方案的制定和事故后场内工作人员辐射防护措施的制定提供借鉴。

8%载银丝光沸石对气态碘的吸附动力学研究

熊伟, 张劲松, 曹骐, 陈云明, 杨雨, 鲁芸芸, 杨旸, 汤嘉, 王海军, 刘辰龙

2022, 43(1): 221-225. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0221

摘要(425) HTML (45) PDF(52)

摘要:
为了除去乏燃料后处理过程产生的放射性碘，本研究采用8%载银量的丝光沸石作为吸附剂，采用动态吸附法研究了在气体线速度、吸附柱高度、湿度和NO₂体积分数等因素下其对气态碘的吸附效果的影响。实验结果表明，气体线速度对饱和吸附容量几乎没有影响，在较低气体线速度条件下，吸附柱传质阻力会增大；吸附柱高度对传质阻力几乎没有影响，随着吸附柱高度的增加，饱和吸附容量有一定的提高；湿度不影响吸附效果；NO₂对吸附效果具有促进作用；Yoon-Nelson模型能够很好地拟合碘在8%载银丝光沸石吸附柱上的吸附过程。

基于空气冷却的熔盐堆非能动余热排出系统优化设计

张卓华, 付瑶, 孙微, 冉旭, 李峰, 鲜麟, 苏东川, 何晓强

2022, 43(1): 226-231. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0226

摘要(317) HTML (196) PDF(59)

摘要:
上海应用物理研究所基于TRISO包覆球形颗粒燃料与液态氟盐提出了基于钍基熔盐固态试验堆（TMSR-SF1）技术方案，其中一个重要的工作是非能动余热排出系统（PRHRS）设计。由于熔盐与水的不兼容特性，以及其高运行温度，采用空气作为最终热阱来设计PRHRS成为必然。为实现系统最简化、体积最小化以及排热与保温兼顾的设计目标，本文从MSR堆芯活性区到外界空气热阱传热过程的模型入手，建立了PRHRS优化设计模型，获得了优化设计方案，并基于改进的RELAP5/MOD4.0程序（针对TMSR-SF1的专门改进程序）开展了PRHRS容量论证评价，经计算分析，PRHRS容量设计合理，可确保反应堆全厂断电（SBO）后排热安全。

国产反应堆压力容器用16MND5钢的蠕变损伤本构模型研究

苏东川, 张瀛, 杜娟, 孙英学, 傅孝龙, 李辉, 邵雪娇, 郭素娟

2022, 43(1): 232-237. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0232

摘要(347) HTML (95) PDF(62)

摘要:
为了获得反应堆压力容器（RPV）材料在高温下的蠕变行为，保证RPV在严重事故工况下的完整性，本研究对国产RPV用16MND5钢的高温蠕变性能进行了测试，获得了600~900℃下材料的蠕变性能，并基于应变强化的基本蠕变本构模型与基于延性耗竭理论的蠕变损伤模型，建立了适用于16MND5钢的蠕变损伤本构模型，给出了材料的蠕变损伤模型参数。结果表明，本文提出的蠕变损伤本构模型的有限元模拟数据与试验数据符合性较好，验证了此蠕变损伤模型的正确性。该方法可用于严重事故情况下RPV的蠕变损伤分析，为RPV的完整性分析提供支持。

六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

魏彦琴, 黄世恩, 王连杰, 娄磊, 操节宝, 蔡云

2022, 43(1): 238-241. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0238

摘要(132) HTML (56) PDF(29)

摘要:
为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性，对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异，提出了新的近活性区铝组件计算模型，将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%，为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。

六边形套管型燃料堆芯核设计专用程序试验验证

王连杰, 魏彦琴, 黄世恩, 娄磊, 马永强, 操节宝

2022, 43(1): 242-245. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.01.0242

摘要(214) HTML (65) PDF(33)

摘要:
采用六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序（CELL+CPLEV2）的计算精度进行工程验证。验证结果表明，7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子（k_eff）计算偏差均在±0.8%以内，与试验结果符合较好，控制棒价值和停堆深度计算偏差也都在可接受范围内，表明CELL+CPLEV2程序具有较高的计算精度和可靠性，可用于HCTFR的核设计。

留言板

2022年第43卷第1期

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