核动力工程

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周邦新, 姚美意, 李强

2023, 44(3): 1-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0001

摘要(4437) HTML (120) PDF(147)

摘要:
核反应堆用锆合金构件在服役过程中会发生氢致延迟开裂（HIDC）而失效，构件表面的微缺陷是否会引起HIDC是值得研究的问题。本文采用真空电子束焊接方法制备表面有微缝隙缺陷的样品，以研究这类微缝隙缺陷在400℃过热蒸汽中腐蚀以及在350℃高压水中热循环处理过程中的行为。由于这类缺陷处会形成尖劈状的氧化膜并镶嵌在金属中，在氧化膜前端将形成应力集中和应力梯度区，引起氢的扩散、富集和氢化物析出，即使样品中原先没有残余应力，也没有受到外加应力的作用，也会发生HIDC导致裂纹扩展而开裂。因此，在设计和加工制造核反应堆堆芯中锆合金的各种结构件时，需要重视如何避免锆合金构件表面可能生成这种缺陷的问题。

反应堆关键设备健康监测与故障诊断技术研究进展

刘才学, 罗能, 何攀, 刘佳鑫, 彭翠云

2023, 44(3): 8-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0008

摘要(2896) HTML (153) PDF(302)

摘要:
对反应堆关键设备开展健康监测与故障诊断技术的研究、开发及应用是反应堆安全、可靠、经济运行的重要保证，也是提升反应堆运行维护保障水平的关键环节。本文归纳了反应堆关键设备健康监测与故障诊断的基本概念，总结了反应堆设备健康监测的传感技术、监测技术和健康监测系统的研发现状，综述了基于机理模型、专家知识和数据挖掘的故障诊断技术研究现状，为了解、深化和拓展反应堆关键设备健康监测与故障诊断基础研究、技术研发和工程应用提供思路和方法借鉴。

基于NECP-MCX的组件均匀化计算及其在HPR1000中的应用

秦帅, 李云召, 贺清明, 白家赫, 董文昌, 曹良志, 吴宏春

2023, 44(3): 21-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0021

摘要(253) HTML (63) PDF(73)

摘要:
基于蒙特卡罗的组件计算程序可以处理复杂几何问题，同时不需要确定论组件计算程序中的共振自屏计算，但是蒙特卡罗组件计算程序在扩散系数和不连续因子的产生上存在一定困难。因此，基于连续能量蒙特卡罗粒子输运计算程序NECP-MCX，开发了组件均匀化少群常数产生功能，使用严格考虑中子各向异性的累积徙动面积法产生扩散系数，利用基模修正考虑中子泄漏对中子能谱的影响，提出网格面计数方法计算修正的组件不连续因子。根据VERA二维组件问题对网格面计数方法进行了验证，并将NECP-MCX用于我国自主化核电“华龙一号”零功率启动物理试验的模拟计算。结果表明，与设计值对比，临界硼浓度、等温温度系数、控制棒积分价值的计算偏差均符合工业限值要求。该程序可以产生可靠的组件均匀化少群常数，计算精度符合工程计算的要求，为该程序在新型反应堆中的进一步应用打下了坚实基础。

基于非结构网格的蒙特卡罗重要性抽样方法研究

舒瀚林, 曹良志, 贺清明, 戴涛, 黄展鹏

2023, 44(3): 28-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0028

摘要(1730) HTML (66) PDF(82)

摘要:
为改善传统的依赖结构网格有限差分离散纵标（S_N）程序确定粒子重要性分布的一致性共轭驱动重要抽样（CADIS）方法的建模和计算精度，以进一步提高其处理复杂几何深穿透问题的能力，本文开发了基于S_N-间断有限元方法（DFEM）的并行三维非结构网格中子-光子耦合输运计算程序NECP-SUN，并将其作为共轭求解器与蒙特卡罗程序NECP-MCX耦合，研究并实现了全自动的非结构网格CADIS方法。对HBR-2基准题和中国聚变工程试验堆（CFETR）环向场磁体线圈盒快中子注量率的计算结果表明：较传统CADIS方法，非结构网格CADIS方法对复杂几何的适应性更强，取得的结果相对统计偏差更低、更接近实测值；较直接蒙特卡罗计算，非结构网格CADIS方法的品质因子（FOM）提高了1~3个量级。因此，本文研究的非结构网格CADIS方法能够较好地处理复杂几何深穿透问题。

中子注量探测器在快堆结构材料辐照损伤的应用研究

胡晓, 陈效先, 陈晓亮, 章秩烽, 周敏兰

2023, 44(3): 38-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0038

摘要(152) HTML (25) PDF(28)

摘要:
为评估快堆结构材料的辐照损伤，本文提出了一套快堆结构材料辐照损伤评价方法。根据快堆能谱特点设计中子注量探测器辐照方案，分析探测片特性和反应道截面，选取7种快中子注量探测器。同时采用迭代法在Labview平台中开发了解谱程序。基于俄罗斯碳化硼组件辐照实验数据进行解谱，并结合Lindhard-Robinson模型组件包壳原子平均离位（dpa）计算，同时与SPECTER 计算值进行对比。结果表明，本文采取的实验方法得到的dpa与SPECTER计算值偏差在6%以内，符合较好。本文建立了一套完善的快堆结构材料辐照损伤评价体系，对结构材料的辐照损伤监测具有重要意义。

基于广义等价理论CMFD加速的2D MOC/1D S_N算法的收敛性改进研究

孔勃然, 朱凯杰, 张汉, 郝琛, 郭炯, 李富

2023, 44(3): 45-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0045

摘要(177) HTML (34) PDF(46)

摘要:
基于广义等价理论的CMFD （GET-CMFD）方法具有较好的收敛性，并成功应用到基于轴向节块展开法（NEM）的2D/1D算法中。然而，当采用具有更高精度的离散纵标法（S_N）作为轴向求解器时，2D/1D算法面临不收敛的问题。为了解决此问题，本文针对采用各向同性泄漏项和各向异性泄漏项2种情况，对GET-CMFD中的轴向节块不连续因子（NDF）和轴向修正扩散因子（MDF）进行改进，同时对2D/1D耦合算法中关键的泄漏项分割技术的使用条件进行系统研究。计算结果显示：GET-CMFD方法中轴向NDF和轴向MDF采用2D MOC计算归并的通量进行计算，同时2D/1D算法中泄漏项采用最新更新的数值可以获得好的收敛性。泄漏项分割方法的使用条件采用出射角通量小于0修正可以在保证收敛性的同时降低精度损失。在一次2D/1D迭代过程内采用2次S_N计算可以在计算量几乎不提升的前提下，显著降低迭代次数, 提高收敛性。通过对GET-CMFD方法，泄漏项分割技术使用条件以及迭代流程的改进，算法的收敛性可以得到明显提高。

基于全局因子修正首次碰撞源的射线效应方法研究

杨超, 李志鹏, 于涛, 陈珍平

2023, 44(3): 54-58. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0054

摘要(156) HTML (32) PDF(21)

摘要:
计算孤立源、大空腔中子输运问题时，离散纵标方法（S_N）存在射线效应，计算结果失真，常用首次碰撞源方法进行缓解以提高结果可靠性。但在首次碰撞源方法中，需要求解未碰撞中子注量率，通常采用基于网格中心法或网格角点平均值法的射线追踪技术，破坏了未碰撞中子数守恒原则。本文提出采用全局因子修正法对未碰撞中子注量率进行修正，使其满足中子数守恒原则；经过Kobayashi屏蔽计算基准题的检验，计算结果最大误差从6.15%降到3.71%，表明该方法能有效提高计算精度，可为屏蔽优化设计提供数据支持。

基于RELAP5和CTF的西安脉冲堆多尺度耦合瞬态特性研究

赵巍, 陈立新, 刘国栋, 张良, 杨宁, 张信一, 田晓艳, 孙培伟, 袁建新

2023, 44(3): 59-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0059

摘要(237) HTML (91) PDF(45)

摘要:
基于系统程序RELAP5和子通道程序CTF，建立了适合于自然循环冷却池式脉冲堆的区域分解多尺度耦合方法和满足不同尺度参数间精确转换的网格映射方法。通过脉冲堆稳态和瞬态工况分析，验证耦合方法正确性和可行性，计算结果表明：所建立的多尺度耦合方法能够应用于自然循环冷却池式脉冲研究堆的耦合分析，其耦合计算结果在准确性方面优于单一系统程序计算结果；2 MW稳态工况下的燃料芯块温度准确性提高约62.50%，脉冲瞬态工况下燃料芯块温度准确性提高约76.71%；同时，耦合计算能够获得高精度、高分辨率的堆芯热工水力分布和瞬态特性。

基于机器学习的螺旋流动过冷沸腾CHF预测研究

颜建国, 郑书闽, 郭鹏程, 赵莉, 王帅, 刘坤, 朱旭涛

2023, 44(3): 65-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0065

摘要(1569) HTML (65) PDF(50)

摘要:
过冷沸腾广泛应用于以国际热核聚变实验堆（ITER）为代表的高热流冷却场合。本文聚焦高热流、螺旋流动条件下水的过冷沸腾临界热流密度（CHF）的预测方法，建立了该类工况下的过冷沸腾CHF实验数据库。选用了4种典型机器学习模型：反向传播（BP）神经网络、遗传算法( GA )-BP神经网络、径向基函数（RBF）神经网络和极限学习机（ELM）；利用传统的经验关联式和新兴的机器学习方法对螺旋流动过冷沸腾CHF进行预测研究。经与实验数据库对比，结果表明，相关机器学习模型能够有效预测螺旋流动过冷沸腾CHF，其预测性能相较于传统的经验关联式有大幅提升，其中ELM模型预测效果最优，平均绝对误差和均方根误差分别为2.79%和4.22%。研究成果为高热流螺旋流动过冷沸腾CHF的准确预测提供了新途径。

温度对狭窄缝隙流动阻力系数影响的试验研究

孟洋, 樊睿辰, 眭曦, 李勇, 郑健涛, 张嘉琪, 王杰, 余婷

2023, 44(3): 74-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0074

摘要(116) HTML (62) PDF(24)

摘要:
压水反应堆内冷却剂旁漏流流道尺寸多是狭窄缝隙，狭窄缝隙尺寸很敏感，很容易受到系统压力、压差、温度、振动等因素的影响。微小的尺寸变化又会引起阻力系数明显改变，导致试验测得的雷诺数与阻力系数关系曲线与流体动力学基本原理相悖。本文通过开展恒温和升温条件下的狭窄缝隙流动阻力系数试验，研究温度变化对狭窄缝隙流动阻力系数的影响规律。升温试验中维持系统压力、试验本体压差、流量不变，逐渐升高试验流体温度，获得不同温度下的试验本体流动阻力系数。试验结果表明试验流体温度从23℃上升至52℃时，试验本体狭窄缝隙尺寸由于热胀冷缩导致接缝面更贴合，压紧力增大，流动阻力系数增幅达8%。

基于漂移流模型的液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力特性分析

刘佳伦, 李会雄, 张顺哲, 宁亮, 唐凌虹

2023, 44(3): 79-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0079

摘要(1622) HTML (68) PDF(58)

摘要:
在液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器中，存在一个普遍问题，其一次侧的进、出口温差大幅升高，二次侧出口蒸汽过热度显著增大，这给其设计及运行带来了挑战。基于离散网格法建立了液态金属快堆螺旋管蒸汽发生器热工水力分析模型。模型对整个一、二次侧回路进行网格划分，采用漂移流模型计算二次侧水-水蒸汽的流动与传热，并在一次侧计算中采用液态金属物性与流动传热关联式；采用内节点法对壁面划分网格，考虑两侧流体与管壁间的对流换热以及壁面导热。基于实验数据验证模型可靠性。以铅铋快堆为例，研究不同入口条件下蒸汽发生器的热工水力特性。研究发现一、二次侧之间的壁面热流密度沿程分布极为不均匀，且热流密度峰值极高。算例中壁面热流密度最大值达到1361 kW/m²，最大值与最小值间相差数十倍到数百倍。随着一次侧入口铅铋温度以及铅铋流速的增加，二次侧过冷水区及两相区长度明显缩短，过热蒸汽区长度明显增大；同时，壁面热流密度峰值向螺旋管入口方向移动，二次侧工质压降明显增大。

铅基反应堆严重事故下燃料迁徙行为机理实验研究

蔡庆航, 陈荣华, 肖鑫坤, 付浩, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2023, 44(3): 90-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0090

摘要(1967) HTML (59) PDF(58)

摘要:
在铅基反应堆严重事故中，燃料颗粒在堆内迁徙过程中可能导致堆芯堵塞，存在重返临界的风险。为了获得液态铅铋合金（LBE）夹带金属颗粒的流动迁徙行为特性，本研究设计了石英玻璃可视化实验段，搭建了液态LBE夹带颗粒流动凝固行为可视化实验装置Eirene，开展了LBE在圆形通道内的流动凝固实验和LBE夹带不锈钢颗粒的流动凝固实验，获得了液态LBE流动凝固动态特性的影像数据、LBE进出口温度和管壁温度数据。由实验结果可知，颗粒球床的存在会严重阻碍LBE在玻璃管内的流动，且在球床密集区域极易形成凝固堵塞，大量颗粒停留在实验段中段，由外至内逐步形成堵塞。实验结果可为铅基反应堆严重事故分析模型验证提供支持。

卧式铅铋堆芯氧化腐蚀特性研究

陆定晟, 王琛, 王成龙, 岳倪娜, 杨平, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正

2023, 44(3): 96-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0096

摘要(3563) HTML (68) PDF(97)

摘要:
为开展卧式铅铋堆芯氧化腐蚀特性研究，本研究建立液态铅铋氧化腐蚀模型，并基于计算流体动力学方法，运用输运方程源项自定义方法实现耦合计算。研究表明，基准工况下堆芯燃料棒表面氧化层最厚位于出口位置处，中心位置燃料棒表面氧化层厚度显著高于靠近燃料组件盒燃料棒表面氧化层。10000 h后中心位置燃料棒表面仍保持双层氧化层结构，双层氧化层平均总厚度为1.32 μm。本研究提出了铅铋堆芯氧化腐蚀特性数值模拟研究方法，能够用于铅铋堆芯氧化腐蚀的预测。

⁹⁰Sr同位素温差电源结构设计与性能分析

杜广瀚, 李玉鹏, 李根, 郭锐, 刘桂秀, 王进仕

2023, 44(3): 104-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0104

摘要(1516) HTML (125) PDF(54)

摘要:
本研究设计了⁹⁰Sr同位素温差电源物理模型，主要包括热源、热电转换模块以及散热模块。在此基础上利用COMSOL软件对同位素电源进行有限元分析，得到了同位素电源的温度分布、电压以及功率输出特性。同时研究了热源功率衰减下的同位素电源输出特性，最后对热电材料的高度和横截面积进行了敏感性分析。研究结果表明，同位素电源最大输出功率为63.6 W，热电转换效率为7.6%，在15 a内电源最大输出功率由63.6 W衰减至24.4 W。敏感性分析发现电源内阻和最大输出功率随热电材料高度的增大而增大，随横截面积的减小而增大，研究结果对同位素电源在太空、深海等恶劣环境中的应用具有重要意义。

基于非监督机器学习方法的竖直环形流道流动沸腾流型研究

朱隆祥, 张卢腾, 孙皖, 马在勇, 潘良明

2023, 44(3): 112-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0112

摘要(1869) HTML (73) PDF(67)

摘要:
研究流动沸腾两相流动形态对封闭反应堆安全分析程序关键本构模型具有重要意义。本文基于非监督机器学习流型识别方法，提出将两相流物理知识融入数据驱动的机器学习模型，并构建输入特征的挑选原则：①机器学习在输入特征中捕捉到的应为流型相关信息；②机器学习的聚类准则应包络该流型下输入特征的所有可能性。依据挑选原则分析电导探针信号生成的汽泡分布特征，确定汽泡弦长累积分布函数数据可用于非监督机器学习流型判断。依据流型识别结果，获得了竖直环形流道内流动沸腾的二维局部流型特性，发现高位局部流型出现在流道中心位置并偏向内加热壁面；并判别了流道截面的全局流型，结果表明流动沸腾泡状流至弹状流的流型转变出现在空泡份额约为0.14位置。

TRISO微球涂层的微结构与力学性能研究

何宗倍, 陈江善, 曾强, 潘小强, 姚力夫, 邱邵宇

2023, 44(3): 121-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0121

摘要(298) HTML (114) PDF(55)

摘要:
以ZrO₂微球为模拟核芯，通过流化床化学气相沉积（FBCVD）工艺制备了三结构同向性包覆颗粒（TRISO）微球，利用扫描电镜、透射电镜等对TRISO微球各包覆涂层的微结构进行了观察分析，并采用微米压痕法测试了各包覆涂层的弹性模量和维氏硬度，在此基础上通过压溃实验对SiC涂层的断裂强度进行了测试。结果表明：①Buffer层由大量的球状碳颗粒组成，涂层中存在较多的大孔；②内PyC层和外PyC的结构类似，由大量表面包裹片层结构的球状碳颗粒组成，致密度相对较高；③SiC层以典型的β-SiC结晶态存在，原子层间距为0.26 nm；④各包覆涂层中，Buffer层的弹性模量和维氏硬度最低，分别在13.29 GPa和1.78 GPa左右，内PyC层的弹性模量和维氏硬度分别在25.80 GPa和3.18 GPa左右，外PyC层的弹性模量和硬度分别在28.15 GPa和3.66 GPa左右，SiC层的弹性模量与硬度均最高，分别在141.4 GPa和21.51 GPa左右；⑤通过压溃实验测得的SiC层平均断裂强度为2581 MPa。TRISO微球各包覆涂层不同的结构特征来源于不同的沉积工艺，前驱气体的热分解反应是控制包覆涂层结构的关键。本文对TRISO微球各涂层的结构和力学特征进行研究，获得相应的性能数据，对TRISO微球的设计应用和堆内辐照行为预测具有重要的指导意义。

Zr-Sn-Nb合金包壳管真空环向力学性能研究

闫萌, 李顺平, 王朋飞, 洪晓峰, 梁波, 戴训, 尹祁伟

2023, 44(3): 127-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0127

摘要(209) HTML (50) PDF(25)

摘要:
目前关于小尺寸管材环向拉伸的方法没有标准可参考，国内外锆合金包壳管环向拉伸研究方法也不统一，对于国产Zr-Sn-Nb合金包壳管，环向力学性能尚处于空白。本文采用带标距的环形试样，获得了Zr-Sn-Nb合金包壳管真空环向拉伸力学性能数据。结果表明：室温至600℃ 时，环向拉伸强度和延伸率均随温度上升而下降，但在300~400℃ 之间受动态应变时效的影响环向拉伸强度出现不随温度变化的平台段，相同温度条件下，真空环向拉伸强度低于轴向拉伸，差距随着温度升高而扩大；550℃和600℃时，受动态再结晶的影响环向拉伸曲线发生波浪式抖动；不同温度断口特征差异明显，说明环向拉伸断裂形式严重依赖试样变形温度。

核级风机抗震分析与试验方法研究

张小伟, 周斌, 牛昊轩, 于洋

2023, 44(3): 132-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0132

摘要(189) HTML (25) PDF(43)

摘要:
针对某核级漩涡工艺风机开展了抗震分析和抗震试验研究，在试验基础上，得到了该类风机的抗震分析方法。首先建立核级风机有限元计算模型，通过模态分析得到风机的主要模态频率，并与动态特性探查试验结果进行对比；然后对比反应谱法分析计算与抗震试验中测得的应变结果。结果表明本文所采用的抗震分析方法是合理的，能够得到准确的地震响应结果。本文研究为采用抗震分析方法替代抗震试验提供了重要的依据。

控制棒驱动机构磁路饱和特性分析

杨云, 于天达, 陈杨明, 李晴朝, 刘彦霆, 徐奇伟, 罗凌雁

2023, 44(3): 138-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0138

摘要(254) HTML (253) PDF(25)

摘要:
利用理论分析和有限元分析（FEA）相结合的方法，研究了控制棒驱动机构（CRDM）中磁路饱和对电磁参数以及磁路参数的影响。通过建立CRDM等效磁路（EMC）模型，推导获取磁路参数的方法，并基于FEA获得了CRDM电磁参数以及磁路参数随电流和主气隙长度的变化趋势。分析结果表明，主磁路剩余磁阻和线圈电感受磁路饱和的影响较大；CRDM漏磁系数与磁路饱和的关系较小，但受主气隙长度的影响较大；主气隙磁阻的计算应考虑气隙磁通边缘效应。本研究为CRDM的EMC模型优化提供了理论依据。

基于自主运行的热管反应堆启堆过程研究

刘余, 黄蒙奇, 彭常宏, 杜政瑀

2023, 44(3): 144-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0144

摘要(277) HTML (89) PDF(57)

摘要:
热管反应堆（HPR）的应用对无人自主运行技术提出了迫切需求，将自主运行技术应用于HPR，可实现状态感知、趋势预测、策略优化；能够有效避免人因失误；提升HPR技术性能、拓展核动力应用领域。以MegaPower热管堆为研究对象，以HPRTRAN程序为分析工具，针对热管堆运行过程中的重要组成——HPR启堆过程开展基于自主运行的研究，建立了适用于HPR启堆的、由监测诊断层-预测层-决策层组成的自主运行框架，初步开发了HPR自主运行系统。研究结果表明，自主运行系统预测结果准确性较高，决策方案较为科学且具备一定可行性。相关研究成果可为后续全面实现HPR无人值守自主运行奠定基础。

小型压水堆螺旋管直流蒸汽发生器参数不确定性量化研究

梁乐华, 王雪鉴, 曾文杰, 李楚豪

2023, 44(3): 152-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0152

摘要(128) HTML (46) PDF(41)

摘要:
为研究螺旋管直流蒸汽发生器（HCOTSG）参数不确定性对小型压水堆运行的影响，在建立堆芯功率控制系统、蒸汽发生器给水控制系统及稳压器压力和液位控制系统的基础上，开发小型压水堆HCOTSG参数不确定性量化平台。以螺旋管内外径不确定性量化为例，开展平台的应用研究。结果表明，开发的HCOTSG参数不确定性量化平台可以用于开展螺旋管内外径不确定性量化分析。

二次侧非能动余热排出系统设计方案优化研究

鲜麟, 李峰, 喻娜, 吴清, 邱志方, 邓坚, 卢毅力, 李海颖

2023, 44(3): 160-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0160

摘要(258) HTML (104) PDF(61)

摘要:
针对三代核电厂中的二次侧非能动余热排出系统（PRS）应用于改进型压水反应堆存在限制条件，构成PRS系统的重要构筑物最终冷却水箱距离安全壳较远，使得系统蒸汽和凝水管道较长且布置复杂的情况。本文对PRS系统进行了优化设计，采用ARSAC软件分析模拟计算了初始蒸汽管道隔离阀常关，管道中分别充满了氮气、蒸汽以及水的工况下系统投运后的瞬态过程，并与初始常开工况下投运瞬态结果进行了对比。分析结果表明，各方案均能实现系统功能，在工程可实现性和系统运行稳定性上各有优缺点，结合工程实际，管道中充满氮气的方案有较高的应用价值。

控制棒驱动机构膨胀反应性反馈模型开发与应用

张熙司, 杨鹏, 薛方元, 霍兴凯, 刘一哲

2023, 44(3): 165-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0165

摘要(231) HTML (99) PDF(32)

摘要:
在中国实验快堆功率试验阶段，开展了功率反应性测量试验，研究发现功率反应性的试验测量值与理论计算值存在较大偏差，需要对功率反应性的计算方法进行改进。本研究对理论计算值与中国实验快堆功率反应性试验值之间的偏差进行了分析，找出了导致偏差的主要原因，并开发了控制棒驱动机构膨胀反应性反馈模型，对理论计算的功率反应性进行了修正。结果表明，修正后的理论计算值和试验测量值之间符合良好，相对偏差为6.5%。本研究开发的驱动机构膨胀反应性反馈模型可以用于钠冷快堆的反应性计算。

HTR-PM蒸汽发生器绝热材料装配工艺研究

汪垠, 浦承皓, 王强

2023, 44(3): 169-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0169

摘要(262) HTML (100) PDF(26)

摘要:
为解决高温气冷堆示范工程（HTR-PM）蒸汽发生器绝热材料装配问题，保证绝热材料达到设计要求的填充密度及压力，针对于蒸汽发生器不同位置进行装配工艺试验研究，通过试验测量压缩与回弹关系，得到不同压力下的保温材料填充密度。试验结果表明，热氦气侧采用毯状绝热材料，冷氦气侧采用锥形块及絮状绝热材料，可以满足设计要求的密度及压力。因此，通过本研究成功解决了蒸汽发生器绝热材料装配问题，为后续高温气冷堆项目建设提供了技术保障。

中温导热姆热管的启动特性及工作极限研究

薛志虎, 鲁芹, 曲伟, 刘晁, 俞继军

2023, 44(3): 173-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0173

摘要(124) HTML (104) PDF(27)

摘要:
基于大型核电厂高温回路以及新型核反应堆对中温热管及热管换热器非能动系统的需求，以及促进中温热管在工业领域中品位温区的传热节能应用，通过实验测试温度响应的方法开展了基于导热姆A工质的中温热管的启动特性和工作极限研究。启动实验结果显示中温导热姆热管的启动温度在200℃左右，而在250℃前能够实现热管完全启动成功。极限实验结果证明了中温导热姆热管的工作极限温度是497℃；当其冷凝段冷却能力足够时，中温导热姆热管的稳定运行温度可以超过400℃。

基于β-γ符合法测量的在线啜吸检测装置的研制

曾勇, 谷明非

2023, 44(3): 180-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0180

摘要(157) HTML (33) PDF(35)

摘要:
反应堆运行期间燃料包壳时常会发生破损，当燃料组件发生破损后，核电厂通常会在换料过程中使用在线啜吸装置对每个燃料组件进行啜吸试验，通过裂变产物分析确定被测组件是否发生破损，然而受核岛内过强的辐射环境干扰影响，传统单一β或单γ粒子检测设备的检测结果时有误判或漏判发生。本文设计了一种基于β-γ符合法测量技术的在线啜吸检测装置，装置含有β和γ粒子探测器，并构建了β-γ符合检测通道，融合了现有β、γ破损判断技术，同时增加了基于β-γ符合判断的结果。相关应用结果表明：在核岛内较强辐射干扰下，本系统符合测量本底计数率可达到0.04 s^–1，装置对¹³³Xe最小可探测活度（MDA）达23.7 Bq，检测灵敏度优于单一β粒子或γ粒子检测模式；3种判断模式的应用大幅提升了破损判断结果的可靠性。该装置可以替代现有单一粒子检测模式的在线啜吸检测装置应用于核电厂开展相关检测工作。

DAS的T2试验时间优化方法研究

张瑞侠, 王栋, 李刚, 陈泳群, 王纪坤, 韩宾

2023, 44(3): 185-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0185

摘要(106) HTML (45) PDF(16)

摘要:
多样性驱动系统（DAS）在进行逻辑功能验证试验（T2试验）时，逻辑链路中定时器的验证往往采用等待的方式，试验过程持续2 h以上，且在等待过程中容易造成人因故障。为减少T2试验验证时间和人因故障，本研究提出了一种基于简单硬件技术的DAS的T2试验时间优化方案，先将定时器从逻辑链路中旁通出去，验证其余部分逻辑功能，再对定时器进行时钟调整并加速。研究结果表明，优化后的DAS的T2试验的总用时可控制在30 min以内。相较于传统等待的试验方式，大大缩短了T2试验时间，并能有效减少试验期间的人因故障，满足核电厂对T2试验响应时间的最新要求。

基于层次分析法的核动力厂安全相关经验反馈信息重要性评价方法研究与应用

邹象, 张浩, 雷蕾, 许友龙, 郑丽馨, 焦峰

2023, 44(3): 189-195. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0189

摘要(190) HTML (43) PDF(25)

摘要:
核动力厂经验反馈工作对于提升核动力厂的安全水平和运行水平意义重大。我国核行业监管机构以及各营运单位均已建立了不同层级的经验反馈体系并且运转良好，收集了大量经验反馈信息。但经验反馈信息如何进行重要性评价，如何选择更具价值的信息进行深入反馈，目前已有的方法都有其局限性。本文给出了一种基于层次分析法（AHP）的经验反馈信息重要性评价方法，确定了5项主因素和7项子因素，能够对安全相关经验反馈信息进行全面和客观地评价，最终给出定量的反馈价值评分，以识别重要的经验反馈信息，为提升我国核动力厂的经验反馈工作提供帮助。

压降法测量核电厂安全壳泄漏率的影响因素研究

李建发, 刘丰, 滑永振, 孙中宁, 孟兆明

2023, 44(3): 196-201. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0196

摘要(211) HTML (62) PDF(39)

摘要:
为进一步探究核电厂安全壳内环境条件影响泄漏率测量的基本规律，自主研发了压降法安全壳泄漏率数据分析程序，并通过在大尺度安全壳模拟体上开展的泄漏率实验对测量结果进行验证。结合相应的实验数据研究了准稳态与非稳态环境条件下安全壳内温度和相对湿度变化对泄漏率测量值的影响。结果表明，在升温条件下，各温度传感器因所处热环境的差异而形成的不同升温速率会明显影响泄漏率的测量，测量值相比升温前的相对偏差可超过20%。此外，在壳内局部温湿度变化的非稳态环境下，压力与温度传感器的固有延迟效应还会导致泄漏率的测量出现异常。而当壳内温湿度维持恒定或各传感器的温湿度变化速率近似一致时，泄漏率测量值较稳定，可确定其为实际的泄漏率。该研究结论可为进一步认识安全壳泄漏率测量机理和方法优化提供参考。

压水堆大修下行工况冷却剂主要辐解产物计算研究

李富海, 林蕴良, 林子健, 林根仙, 郭子方, 方军, 林铭章

2023, 44(3): 202-209. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0202

摘要(267) HTML (243) PDF(34)

摘要:
压水堆大修时活化腐蚀产物源项控制是降低集体剂量最有力的手段，冷却剂辐解的影响必须予以考虑。本文基于水辐解反应动力学原理，构建了冷却剂辐解动力学模型，根据该模型计算得到了主要辐解产物H₂O₂、O₂和H₂在各工况的生成情况，并讨论了微观反应机理。结果表明：①在停堆下行过程中，冷却剂温度从310℃逐步下降到60℃，溶解氢浓度逐步降为0，一回路从还原性转为氧化性，H₂O₂和O₂的生成显著上升；②温度、B/Li浓度、溶解氢浓度、H₂O₂和O₂初始浓度等多种因素均会影响辐解产物的浓度；③H₂O₂和O₂是相互促进生成的关系，H₂可以显著抑制H₂O₂和O₂的生成，但高浓度的H₂O₂会保护H₂免遭·OH的消耗。本文研究结果将为压水堆大修下行工况参数的选择以及活化腐蚀产物源项控制提供参考和指导。

基于孪生模型的堆芯自给能中子探测器信号异常检测

陈静, 卢燕臻, 江灏, 林蔚青, 许勇

2023, 44(3): 210-216. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0210

摘要(250) HTML (100) PDF(42)

摘要:
堆芯自给能中子探测器（SPND）的健康状态直接影响反应堆安全运行。充分考虑核反应堆内不同位置SPND间的量测关联性，提出一种基于孪生模型的堆芯SPND信号异常检测方法，利用SPND运行状态历史数据，通过随机森林回归算法（RFR）提取邻域SPND的量测信号特征，为SPND构建与其物理实体一致输出的孪生模型。孪生模型与探测器实体共生运行，通过计算探测器观测值与孪生模型估计值之间的残差，作为SPND信号异常检测判据，以此实现对单点和多点异常SPND的辨识和定位。实验表明，本文所提孪生模型的预测误差在1×10⁻¹¹量级，具备极高的输出一致性。针对多种不同SPND信号异常状态，能够获得99%以上的辨识精度，准确地判别单点及多点异常SPND，对于提高堆芯中子注量率测量系统状态监测的可靠性和安全性具有较高的参考价值。

氨水溶液在γ场中的稳态辐射分解行为研究

郭子方, 杨雨, 林铭章, 曹骐, 汤嘉, 林蕴良, 林子健

2023, 44(3): 217-222. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0217

摘要(177) HTML (81) PDF(26)

摘要:
含氨冷却剂被应用于压水堆中，可以清除冷却剂辐射分解产生的O₂、H₂O₂等氧化性产物，从而减轻结构材料腐蚀。本文研究了氨水在γ辐射场中的辐射分解行为，考察氨浓度、辐射吸收剂量和吸收剂量率、气液体积比和不同饱和气体对氨水辐射分解行为的影响，重点关注辐射分解产物H₂O₂和NO₂⁻的浓度变化。结果表明，随着体系中氨浓度的增加，H₂O₂的浓度受到明显抑制，NO₂⁻的浓度则呈现出上升趋势；吸收剂量的增加使得H₂O₂浓度明显升高，NO₂⁻的浓度则在吸收剂量为8 kGy时达到最大（> 100 μmol/L），而后降低；吸收剂量率的差异（2.78~25 Gy/min）并未导致H₂O₂和NO₂⁻浓度产生明显变化；氨水中的O₂是NO₂⁻生成的关键，但O₂过多会促进NO₂⁻氧化为NO₃⁻从而降低NO₂⁻浓度，此外O₂的存在促进了H₂O₂的生成。本文研究结果可为后续含氨冷却剂体系的优化提供参考。

矩形通道局部变形下的流动传热数值模拟

陈明睿, 魏宗岚, 陈冲, 邓坚, 朱力, 彭诗念

2023, 44(3): 223-230. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0223

摘要(276) HTML (95) PDF(39)

摘要:
反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况，对流动和传热特性造成影响，威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台，建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道的模型，考虑固体域不同的弯曲情况，进行了稳态数值模拟。结果表明，不同弯曲情况下冷却剂流量在四个通道之间重新分配，从而影响固体域和流体域的温度分布，流通截面小的通道内冷却剂出口温度明显升高，固体域最高温度点由中心区域向流通面积减小的通道方向偏移。

基于反应堆多物理耦合框架并行网格映射的实现与效率分析

汤琪芬, 汪渊, 潘俊杰, 强胜龙, 范佳锟, 崔显涛

2023, 44(3): 231-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0231

摘要(317) HTML (41) PDF(69)

摘要:
反应堆精细化物理热工耦合计算可以更准确地模拟堆芯行为，但现有分析程序对不同物理场进行计算时，采用不同的离散格式和网格划分，从而导致各个物理场之间离散变量的传递需要复杂网格映射关系，特别是全堆芯精细化建模，其大规模网格映射将影响耦合系统的求解精度与效率。本文基于自主研发的多物理耦合框架MORE，以及集成于MORE的热工水力子通道软件CORTH、蒙卡程序RMC，采用区域分解并行网格映射的方法，实现了全堆芯精细网格的物理热工耦合计算，百万级的结构化网格与非结构化网格映射，20个核并行映射时间最少为8 s，最高并行映射效率为10个核并行所达到的77.96%，提升了耦合计算效率。

核电厂堆芯出口温度测量表征性分析

辛素芳, 吴丹, 申亚欧, 任春明, 陈仕龙

2023, 44(3): 237-242. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0237

摘要(164) HTML (69) PDF(30)

摘要:
堆芯出口温度测量对于掌握反应堆运行状态有着重要的意义，本文通过计算流体动力学（CFD）方法对堆芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算，获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布；通过对9种典型功率分布下堆芯出口温度测量结果的定量分析，获得了堆芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示，测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系，其测点温度随燃料棒功率的增加而增加，测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。研究结果为堆芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。

一回路系统整体支承结构多保真度力学模型的配型和更新研究

熊夫睿, 张文正, 袁志豪

2023, 44(3): 243-248. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.03.0243

摘要(210) HTML (76) PDF(41)

摘要:
反应堆及一回路系统整体支承结构设计需同时满足减振和抗冲击的力学要求，相应地需建立不同保真度的力学模型。首先应用相关性分析，对反应堆及一回路系统整体支承结构多保真度力学模型（包括高保真度力学模型和低保真度力学模型）的静力和动力特性匹配性进行了定量研究；然后应用贝叶斯参数估计方法对低保真度力学模型（简化模型）进行模型更新，以提高其与高保真度力学模型（详细模型）的匹配性。本文所提出的多保真度力学模型间的匹配和单向更新策略为后续结构力学性能多目标优化奠定了基础。

留言板

2023年第44卷第3期

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2023年 第44卷 第3期

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