核动力工程

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邬鸿伟, 夏冰, 佘顶, 李富, 张作义

2024, 45(5): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0001

摘要(159) HTML (32) PDF(70)

摘要:
球床式高温气冷堆（简称球床堆）具有连续在线换料的特点，燃料球在球床堆堆芯中缓慢流动，使用物理热工计算程序VSOP采用近似、平均的倒料方式模拟此过程，但在一定程度上抹除了球流运动的随机性。本文基于VSOP程序改进了球床堆堆芯倒料模型，提出随机倒料方法，研究了卸料合并平均效应的影响。结果表明，随机倒料能够提供更精细的卸料燃耗深度分布，卸料平均效应会导致燃耗峰展宽重叠。

基于算符分裂、Picard和JFNK统一耦合框架COME求解不同核反应堆模型的研究

周夏峰, 钟昌明, 张杨奕, 章运山, 曾伟, 汤琪芬, 强胜龙, 宫兆虎

2024, 45(5): 7-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0007

摘要(1144) HTML (79) PDF(187)

摘要:
核反应堆多物理场多尺度耦合研究是核能领域研究的难点和热点，尤其是针对核反应堆具有温度、功率、密度等物理量变化剧烈、耦合工况复杂的庞大多维、强非线性耦合系统，目前的耦合计算程序时常存在收敛慢甚至不收敛等问题，这给新一代耦合计算程序开发带来诸多挑战和困难。近年来华中科技大学虚拟反应堆耦合分析实验室基于算符分裂、Picard迭代和JFNK等多种耦合方法，初步开发了统一耦合计算框架COME。本文首先详细分析了COME中的耦合方法、总体框架和通用接口等主要特点，之后基于COME分别求解了核反应堆中子输运/扩散模型、堆芯热工子通道耦合模型、系统分析程序两相流耦合模型以及复杂物理热工耦合模型等多个耦合问题，并对比不同耦合方法的收敛性和计算效率等，为提高真实复杂多物理耦合程序的计算稳定性和收敛特性提供方法指导和开发建议。

广谱系组件计算程序开发

张晋超, 张乾, 赵强, 邹航, 于嘉蕾, 武世伏, 陈莹

2024, 45(5): 19-25. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0019

摘要(75) HTML (28) PDF(21)

摘要:
为解决先进组件设计中存在的多样几何设计问题和使用慢化材料引入的复杂能谱问题，以进一步提升组件程序设计能力，本文基于非结构网格，设计了基于2164群结构的子群共振计算与特征线输运计算的组合策略，并完成了程序开发。程序应用了高效多核素共振干涉方法、散射源移位算法和千群级别的图形处理器（GPU）特征线并行方案以保证计算效率。对不同能谱、不同几何特征的先进组件设计的验证结果表明：与蒙特卡洛基准解相比，对于快谱组件问题，特征值偏差均低于72pcm（1pcm=10⁻⁵）；对于含慢化材料的快谱组件问题，特征值偏差均低于132pcm。因此，本文设计的计算方案能够处理具有复杂几何和复杂能谱的组件问题。

非结构网格变分节块法在氦氙冷却小型反应堆中的应用

孙启政, 刘晓晶, 张滕飞

2024, 45(5): 26-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0026

摘要(50) HTML (11) PDF(19)

摘要:
先进小型反应堆设计方案具有复杂的几何结构和较强的中子泄漏特征。为更准确地对复杂几何的先进小型反应堆设计的中子学特性进行分析，本研究提出了一种基于离散纵标（S_N）的非结构网格变分节块法（UVNM-S_N）。UVNM-S_N从二阶偶对称输运方程的泛函形式出发，在空间上采用任意三角形非结构网格以及坐标变换技术，角度上则采用S_N将原方程进行解耦；选取了氦氙（He-Xe）冷却小型反应堆SIMONS作为分析对象，验证了UVNM-S_N在实际应用对象中的性能。计算结果表明，UVNM-S_N在复杂几何的非均匀问题中具有良好的几何适应性以及计算精度，可为先进反应堆数值模拟提供新的计算思路。

长寿期小型铅基快堆反应性控制研究

金鑫, 王立鹏, 郭辉, 陈立新, 江新标, 顾汉洋

2024, 45(5): 32-39. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0032

摘要(76) HTML (17) PDF(24)

摘要:
长寿期小型铅基快堆寿期燃耗反应性损失较大，需要建立有效的反应性补偿手段。小型堆紧凑的堆芯布置制约了控制棒系统的设计，且过高的控制棒价值会带来堆芯安全隐患。本研究针对自主设计的长寿期小型铅基快堆LFR-180（寿期反应性波动为6681pcm，1pcm=10⁻⁵）开展反应性控制研究，探索基于可燃毒物实现反应性控制的方案，并进行事故瞬态安全特性分析。结果表明，以ZrH_1.6为慢化剂，B₄C为可燃毒物，在组件内联合布置，可将LFR-180寿期内反应性波动降低到575pcm。同时，该反应性控制方案显著提高了堆芯在控制棒意外提出（CRW）事故下堆芯的温度安全裕量，并保证了无保护一回路失流（ULOF）和无保护失热阱（ULOHS）事故下堆芯安全。本研究建立的可燃毒物控制方案能够应用于长寿期小型铅基快堆的反应性补偿。

压水堆轴向氙振荡监测与控制技术研究

费敬然, 毕光文, 杨波, 杨伟焱, 韩宇, 汤春桃

2024, 45(5): 40-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0040

摘要(54) HTML (19) PDF(19)

摘要:
三代非能动先进压水堆（CAP1000/CAP1400）核电厂的控制棒系统处于手动控制模式时，需要给运行人员提供实时、准确、易读的堆芯氙分布变化信息，以支持其合理决策，执行恰当的操作。本文基于CAP1000反应堆的中子物理模型，研究了氙振荡监测方法，在三代非能动先进压水堆堆芯在线监测系统中开发了氙模式图功能，可以有效监测与控制轴向氙振荡的发展。该方案具有一定的适用性，可以推广应用至其他类型压水堆核电厂。

六角形组件压水堆环境效应处理方法研究

张程, 万承辉

2024, 45(5): 45-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0045

摘要(44) HTML (13) PDF(12)

摘要:
针对六角形组件压水堆，提出一种改进多组件均匀化方法，以降低燃料组件环境效应对两步法计算精度的影响，并从燃耗深度这一状态变量出发，开展了敏感性分析，拓展了该方法的实用性。该方法通过构建多组件模型近似获取毗邻反射层燃料组件的真实堆芯能谱，采用非均匀修正因子减少由于环境效应对单组件全反射边界模型少群常数计算的偏差，同时仅对传统两步法计算策略进行微调，对整体程序框架影响较小。计算结果表明，该方法可有效改善传统两步法的计算精度，特征值偏差由−341pcm（1pcm=10⁻⁵）降低至−111pcm，组件功率均方根偏差也由2.28%减小到1.38%。

基于任意四边形网格和保角变换的中子扩散求解方法研究

郭林, 万承辉, 吴宏春

2024, 45(5): 53-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0053

摘要(42) HTML (7) PDF(9)

摘要:
为解决传统“横平竖直”的节块网格难以处理压水堆燃料组件弯曲导致的节块网格变形问题，本文根据非线性迭代中子扩散求解思路，开展了基于任意四边形网格和保角变换的中子扩散求解方法研究。采用任意四边形网格刻画燃料组件弯曲导致的节块网格变形现象，建立基于任意四边形网格的全局粗网差分有限方程；采用保角变换将任意四边形变换为矩形，建立基于保角变换的局部两节块展开方程。基于二维mini-core堆芯和华龙一号堆芯构造弯曲算例的计算结果表明：本文所提方法计算弯曲算例的堆芯有效增殖系数（k_eff）和功率分布结果与NECP-MCX参考解符合较好。因此，本文提出的方法能够较为准确地模拟燃料组件弯曲现象。

基于非均匀谱修正方法的熔盐堆少群截面计算

戴明, 张奥, 程懋松

2024, 45(5): 62-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0062

摘要(40) HTML (9) PDF(9)

摘要:
针对熔盐堆高泄漏及强异质性特点，基于特征线方法（MOC）的全堆输运计算适用于熔盐堆临界计算。为权衡计算效率及精度，提出非均匀谱修正（nSM）方法为MOC全堆计算提供少群截面。该方法是一种嵌入式泄漏修正方法，即利用少群MOC全堆计算反馈的泄漏参数进行多群能谱计算，然后在线更新全堆计算的少群截面。针对熔盐实验堆（MSRE）二维全堆基准题，与蒙卡程序OpenMC连续能量计算结果对比，非均匀谱修正方法计算的k_eff偏差小于0.25%，全堆最大裂变率偏差为2.6%，位于相对裂变率仅0.04的堆容器节块，其计算结果明显优于使用组件计算能谱并群截面方案结果。计算分析表明，引入近似的非均匀谱修正方法具有较好精度，且能显著提高计算效率，是一种能为熔盐堆MOC全堆计算提供少群截面的可行方法。

空间核反应堆动力学冲击引起的反应性变化研究

王立鹏, 曹璐, 李锐, 刘仕倡, 陈立新, 姜夺玉, 胡田亮

2024, 45(5): 71-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0071

摘要(74) HTML (16) PDF(23)

摘要:
精确计算撞击引入的反应性变化是微型反应堆设计和安全分析中亟待解决的关键问题。本文基于非结构网格蒙特卡罗的中子输运与显式有限元动力学仿真理论，研究在动力学冲击这种大变形条件下的微型反应堆的多物理耦合计算，以85棒束的NaK冷却的空间核反应堆为例，分析了垂直和45°倾角撞击地面过程中的反应性随时间的变化规律。结果表明，在不考虑流体和燃料均匀密度变化条件下，垂直撞击引起的有效增殖系数k_eff增加约8%，45°撞击引起的k_eff增加约3%，与文献结果符合较好；而在燃料非均匀密度变化条件下的2种场景k_eff增加分别提升约10%和20%。上述研究将为空间核反应堆发射的临界安全分析奠定重要的理论基础。

基于径迹长度估计法的函数展开计数法在蒙特卡罗程序RMC中的实现和优化

安南, 王武, 王侃

2024, 45(5): 78-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0078

摘要(93) HTML (14) PDF(20)

摘要:
传统的蒙特卡罗模拟通常采用分箱计数的方式来进行相关参数统计，粗糙的计数箱划分难以精确地描述一些参数在整个空间中的分布，而细致的计数箱划分则需很大的样本数才能得到满足要求的统计精度，将花费大量的时间。函数展开计数方法（FET方法）可以得到参数在求解空间中的连续分布，并能解决计算效率和精度无法兼得的问题。在蒙特卡罗程序RMC中创新地实现了基于径迹长度估计的FET方法，结合勒让德多项式和泽尼克多项式计算参数在三维组件中的连续分布，同时对比了FET方法与网格计数法的计算耗时。研究结果表明，FET方法的计算结果与网格计数法符合很好，并且计算时间相比网格计数法有所降低，内存占用大大降低。本研究开发的FET方法可用于蒙特卡罗程序的计数研究。

摇摆条件下螺旋管内两相流动不稳定性研究

鲜麟, 程坤, 冉旭, 吴丹, 严俊杰, 乔守旭

2024, 45(5): 85-91. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0085

摘要(145) HTML (29) PDF(69)

摘要:
螺旋管蒸汽发生器具有结构紧凑、换热能力强的优势，在反应堆的设计中应用越来越广泛，但运行在海洋条件下，其流动传热特征与直管流道式换热设备有差异，特别是在摇摆条件下的两相流动不稳定性，针对其试验研究尚不充分。本文针对单根螺旋管的两相流动不稳定性开展了静态和摇摆条件下的试验研究，研究了在不同加热功率水平下，其由单相流动过渡至密度波型脉动，进而过渡至压力降型脉动的过程。静止条件下在加热功率较低时，螺旋管内单相流动各参数波动范围在1%以内，当加热功率达到11 kW时产生了周期为4.4 s的密度波型脉动，当加热功率达到13 kW时，出现了周期约34.3 s的压力降型脉动。在摇摆条件下，摇摆运动与脉动产生了显著的复合效应，波动周期和幅值均发生了变化，通过对试验数据的研究和处理，获取了螺旋管内两相流动不稳定性的周期和频率等特征，揭示了引起其与直管流道中的两相流动不稳定性现象差异的机理，以及摇摆条件对两相流动不稳定性的影响机制。

鱼鳞仿生强化传热管内流体对流传热特性和熵产分析

刘小丫, 赵新文, 肖红光, 冉令可, 张银星, 张永发, 孙吉晨, 丁铭

2024, 45(5): 92-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0092

摘要(55) HTML (26) PDF(14)

摘要:
随着仿生学的发展，仿生技术具有较好的减阻、传热效果。受自然界鱼鳞启发，本文提出了3类仿生强化传热管，通过数值模拟研究了湍流状态下（雷诺数Re在15700~62900范围内）仿生强化传热管不同深度、间距和角度对管内流体流动传热特性的影响。结果表明，3类仿生强化传热管均具有良好的强化传热效果，深度越大、间距越小、角度越小，则强化传热效果越好。相同条件下，对仿生强化传热管综合性能和熵产进行分析发现，类型2仿生强化传热管的综合性能最优，其评价准则数（PEC）最大，功率损失最小。

LOCA工况下事故容错燃料对燃料棒性能影响的初步分析研究

王泽吉, 郭张鹏, 朱奥博, 欧阳晓平, 牛风雷

2024, 45(5): 99-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0099

摘要(63) HTML (25) PDF(31)

摘要:
事故容错燃料（ATF）包壳材料是在福岛核事故后为了提高燃料元件抵御严重事故的性能而提出的新一代核燃料概念，与目前的Zr-4合金包壳相比，ATF包壳材料能够在较长时间内抵御事故后果，同时还能保持或提高其在正常运行工况下的性能。基于FRAPTRAN-2.0程序，针对两种ATF包壳材料（FeCrAl和SiC），通过改进包壳材料热物性模型、包壳力学行为模型和氧化模型，开发了适用于ATF包壳材料的燃料棒性能瞬态分析程序。以MT-1实验台架的燃料棒为对象，对其失水事故（LOCA）工况进行计算分析，研究了ATF包壳材料在该事故工况下的热工水力瞬态响应特性。结果表明，相比传统的Zr-4合金包壳，ATF包壳材料不仅可以降低LOCA下的包壳峰值温度，还能延缓或防止包壳失效。

核反应堆内高温条件下膨胀对控制棒下落的影响分析

陈昌义, 席炎炎, 鲁亚恒, 吴炫龙, 吴锋

2024, 45(5): 108-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0108

摘要(66) HTML (13) PDF(20)

摘要:
核反应堆内的高温环境会导致控制棒组件产生热膨胀现象，进而影响控制棒组件的下落时间。为研究热膨胀对控制棒组件下落的影响，建立考虑膨胀变形的控制棒下落流固耦合模型，求解控制棒组件下落过程的动力学方程。采用有限元对导向管和控制棒进行稳态热力耦合分析，得到高温条件下控制棒和导向管的膨胀变形。基于所建立模型比较考虑热膨胀和不考虑热膨胀条件下控制棒的下落动力学过程。分析结果表明，热膨胀现象延迟了控制棒整体下落时间，但对控制棒进入缓冲段入口的时间影响较小，因此在一般情况下热膨胀对落棒时间的影响可以忽略，但在工程中仍需要重视控制棒膨胀引起的后果。本文研究结果对控制棒结构设计以及控制棒堆内落棒时间分析有重要意义。

CRANE/EAGLE高保真多物理耦合软件系统的初步工程验证

陈国华, 冯进军, 陈超, 蒋校丰, 王涛

2024, 45(5): 115-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0115

摘要(39) HTML (12) PDF(14)

摘要:
基于采用图形处理单元（GPU）加速的数值反应堆物理程序CRANE和子通道热工水力程序EAGLE，通过源代码层面的直接联合编译形成了一套CRANE/EAGLE高保真多物理耦合软件系统。目前已经对CRANE/EAGLE软件系统开展了大量的验证和确认工作，本文主要介绍对田湾核电站5号机组（M310机组）首循环和田湾核电站4号机组（VVER-1000机组）首循环的验证结果。针对这两个机组的首循环，开展了启动物理参数的计算和以天为单位的运行历史跟踪模拟。计算结果表明，CRANE/EAGLE软件系统不仅具备非常高的计算精度，而且能在小型多GPU计算平台上以分钟级别的时间完成商用压水堆单个状态点的多物理耦合计算。本文所验证的CRANE/EAGLE软件系统已初步具备了工程应用价值。

基于ACENA程序的凤凰堆自然循环试验数值模拟

刘雅鹏, 张大林, 陈宇彤, 周磊, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2024, 45(5): 121-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0121

摘要(66) HTML (12) PDF(27)

摘要:
自然循环余热排出是池式钠冷快堆重要的非能动安全特征，但同时也给钠冷快堆的设计与安全分析带来了新的问题和挑战。在全厂断电事故下，钠冷快堆能否建立起自然循环，自然循环能否带走堆芯的衰变热，是反应堆安全分析的重要内容。为验证液态金属堆事故分析程序ACENA在钠冷快堆自然循环余热排出的模拟计算的可靠性，对法国原子能委员会（CEA）在池式钠冷快堆凤凰堆寿期末开展的自然循环试验开展建模分析。模型中的钠池采用二维有限差分方法来考虑热分层对自然循环的影响。验证结果表明，ACENA能够准确分析钠冷快堆由强迫循环转变为自然循环的过程并对关键参数进行准确的预测，能够计算钠池内的热分层现象，具备钠冷快堆自然循环余热排出的计算能力。

振荡条件下熔融池传热特性研究

罗思民, 展德奎, 陈鹏

2024, 45(5): 128-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0128

摘要(49) HTML (9) PDF(12)

摘要:
为获得振荡条件下熔融池的传热特性，本研究以海洋小型反应堆（简称海洋小堆）双层熔融池为对象开展实验研究。实验采用氟化液FC-40和水分别模拟熔融池的氧化层和金属层，获得了不同振荡条件下熔融池的温度场以及传热量的瞬态变化情况。实验结果显示，振荡条件在运动初始阶段对熔融池的影响最为剧烈，随着振荡运动的持续，熔融池会达到热平衡准稳态。一般情况下，振荡条件下熔融池的温度分层减弱，整体温度较静止条件下的温度低，且向冷却壁面的传热量增大。在相同的高强度振荡条件下，纵向振荡的影响比横向振荡更为剧烈，而在低强度振荡条件下，纵向振荡的影响可以忽略。此外，本研究提出了一个新的无量纲参数Lo来表征振荡影响强度，该参数表示在振荡条件下，特征振荡附加力与流体的特征剪切力之比，可用于量化在相同振荡方向条件下不同振荡强度的影响。本研究成果可为海洋小堆的熔融物堆内滞留（IVR）分析和安全系统的设计提供有价值的参考。

NHR200-Ⅱ卧式蒸汽发生器的比例缩放试验设计

李宗洋, 郝文涛, 张文文, 李卫华, 杨星团

2024, 45(5): 136-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0136

摘要(48) HTML (17) PDF(12)

摘要:
为拓宽200 MW低温核供热堆（NHR200-Ⅱ）的应用范围和提高其经济性，重新对其中间回路进行设计，并提出包含卧式蒸汽发生器（HSG）在内的新型过热蒸汽供应系统。因原型尺度的验证试验成本高、周期长，故采用多级双层比例分析（H2TS）方法对HSG内的两相自然循环开展比例模化分析研究，并通过理论推导给出了在等物性条件下的比例分析准则和不同比例条件下的比例数值。原型和模型均选用水作为试验工质，再结合RELAP5程序对原型和模型进行仿真建模。仿真计算结果表明模型和原型的关键参数比例关系符合理论推导结果。综合考虑试验经济性、准确性、安全性等因素，最终确定模型和原型的长度比例为1∶4作为后续验证试验的长度比值，对应的功率比为1∶96。

预氧化锆合金包壳在高温高压水中的微动磨损行为研究

王俊, 王志国, 蔡振兵, 李正阳, 任全耀, 刘晓红, 焦拥军

2024, 45(5): 142-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0142

摘要(82) HTML (16) PDF(36)

摘要:
为深入研究在实际服役过程中包壳随氧化时间变化后的微动磨损情况，采用过热水蒸气氧化的手段制备了多种预氧化包壳，并使用自制的高温高压切向微动磨损试验机开展了模拟压水堆运行工况的微动磨损试验，测量了基材以及经过不同时间预氧化后包壳的体积磨损系数。研究结果表明，预氧化之后包壳表面硬度比基体提高了2~3倍，而磨损系数降低了约90%。在包壳表层生成的一层致密氧化层是导致其磨损系数变化的重要原因，氧化时间越长，氧化层越厚，氧化时间为200 d的包壳磨损系数最低。此外，氧化层的存在导致锆合金包壳在高温高压水环境下的微动磨损机理从严重磨粒磨损和分层转变为轻微磨粒磨损和粘着磨损。

耐事故燃料研发进展及技术发展趋势

李紫祎, 王晓敏, 王凯, 张瑞谦, 尹春雨, 陈寰, 石浩江, 裴静远, 陆永洪

2024, 45(5): 155-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0155

摘要(153) HTML (29) PDF(46)

摘要:
耐事故燃料（ATF）研发已成为后福岛时代国际燃料界一个新的研究方向，其内容涉及先进包壳材料、新型燃料的研发。经过十余年的全面系统研究，以美国、法国为代表的国际核燃料界在近期解决技术方案上取得了重要进展，对中远期的技术方向也更加聚焦。本文主要综述了国内外在ATF包壳材料（包括Cr涂层、FeCrAl合金与SiC复合材料）、燃料方面[包括增强型UO₂、高铀密度燃料和陶瓷基包覆颗粒弥散（CDM）燃料]研究取得的重要进展、面临的挑战及后续技术发展趋势。

材料辐照用分段式气隙耦合电加热试验装置研制

黄岗, 斯俊平, 孙胜, 金帅, 彭星杰, 童明炎, 彭芳

2024, 45(5): 165-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0165

摘要(38) HTML (11) PDF(12)

摘要:
为了解决研究堆高释热率区材料辐照温度精确控制技术难题，研制了材料辐照用分段式气隙耦合电加热试验装置。试验装置采用轴向分段式气隙耦合电加热的辐照温度控制方法，使其具有较大的温度调节能力。装载材料样品的辐照试验段采用轴向分段式阴阳面独立分区的结构，由两段4个独立腔室组成，每个腔室设置独立的惰性气体调节回路，并且在第一段两个腔室内设置电加热棒辅助气隙进行辐照温度调节。利用该装置进行的堆内辐照试验结果表明：试验装置在反应堆高注量率区能够将材料辐照温度有效控制在335~365℃，电加热棒独立控温能力达30℃。研制的装置大幅提高了辐照温度控制精度，实现了辐照温度在线精确调节与控制，达到了材料辐照精细化控温的目的。

基于同心圆柱结构的附加质量与流体阻尼特性研究

朱仕斌, 艾华宁

2024, 45(5): 171-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0171

摘要(115) HTML (27) PDF(22)

摘要:
为深入探究附加质量与流体阻尼的内在特性，分析粘性与振幅对其的影响，进而为流致振动分析提供指导，本研究以同心结构圆柱为例建立基于计算流体动力学（CFD）的附加质量与流体阻尼预测方法，通过用户自定义函数（UDF）设定内圆运动方程，运用嵌套网格技术完成网格运动，从而实现流场的数值模拟。根据Bearman假设确定函数形状，通过最小二乘法拟合计算所得的流体力曲线，进而得到附加质量与流体阻尼，并对比粘性与无量纲振幅对结果的影响。计算分析结果表明：粘性不仅影响流体阻尼，也影响附加质量；无量纲振幅对附加质量影响甚微，对流体阻尼有明显影响；压差阻尼和粘性阻尼随无量纲振幅的增加而等比例增加，压差阻尼占比随直径比的减小而增加；引入无量纲振幅影响的修正公式解与数值计算结果具有较好的一致性。本文研究对优化现有流致振动分析方法具有重要的指导作用。

溶液堆过量放射性释放风险的PSA事件树研究

邹志强, 张丹, 刘余, 王宁宁, 孙洪平, 王喆, 杨未东, 都昱

2024, 45(5): 177-183. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0177

摘要(35) HTML (12) PDF(6)

摘要:
溶液型医用同位素试验堆（简称溶液堆）的设计特点和安全特性与传统固体燃料压水堆存在显著差异，概率安全分析（PSA）的目的和范围也不相同，尤其是事件树分析。本文以溶液堆为研究对象，分析了其燃料形态、安全屏障及缓解系统等与传统压水堆的差异，确定了以过量放射性释放为分析目的的内部事件PSA需要考虑的放射性释放途径、包容边界以及主要的事故类型，建立了典型事故类的过量放射性释放通用事件树，可为该类型反应堆放射性释放风险PSA的开展和进一步的风险定量化提供指导。

基于APROS的核电系统建模与控制方法研究

谢澳达, 杨婷

2024, 45(5): 184-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0184

摘要(77) HTML (19) PDF(13)

摘要:
随着核电系统建模日益朝着准确化、精细化方向发展，对三维堆芯与热工水力模型耦合的研究也逐渐增多，这为控制系统的设计提供了更好的模型基础。本研究采用APROS软件对VVER-1000反应堆进行了三维堆芯与热工水力耦合建模，并设计了基于模型预测控制（MPC）的负荷跟踪控制系统和其他控制系统；随后利用稳态和瞬态仿真结果对该模型进行了验证，结果表明该模型仿真效果良好；利用三维堆芯可视化的优点，进一步验证了MPC负荷跟踪控制器的性能和安全性。这一研究不仅为核电系统研究提供了模型基础，也为先进功率控制系统的安全性分析提供了实践经验。

基于动态事件树的核电厂全厂断电事故分析

陈浩尹, 王贺, 赵强, 李磊, 王珑璁

2024, 45(5): 192-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0192

摘要(92) HTML (13) PDF(15)

摘要:
为解决传统事件树分析中缺少动态时间参数影响和较多依赖专家判断的不足，本研究使用动态事件树（DET）方法建立中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电厂全厂断电（SBO）事故响应模型。针对汽动辅助给水系统、交流电源恢复等分支节点建立时间相关分支，全面仿真事故分支结果，并计算分支概率与SBO事故下堆芯损伤的失效概率。计算结果表明，不同的汽动辅助给水系统运行时间与交流电源恢复时间对事故后果有明显影响，汽动辅助给水系统运行时间的增长可以延长电源恢复的时间窗口，但电源恢复时间存在上限，超过上限值则堆芯损伤不可避免。相比于传统事件树中计算得到的失效概率，动态事件树方法降低了失效概率值，挖掘出了潜在的安全裕度。

基于等效热网络法的控制棒驱动机构温升分析

徐奇伟, 刘升, 罗凌雁, 于天达, 付国忠, 杨云, 赵一舟

2024, 45(5): 199-205. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0199

摘要(48) HTML (17) PDF(12)

摘要:
核反应堆中的控制棒驱动机构（CRDM）长期运行在高温、高压、高辐射的恶劣环境中，为有效预防其因温度过高而造成损坏，需要对CRDM内部组件进行温度预测与估计，以提高核反应堆的安全性与可靠性。本文提出一种基于等效热网络法的温度估计方法。首先计算得到温升分析中所需热源参数；然后解算不同区域中的热阻，构建CRDM的等效热网络模型，实现对CRDM温度的快速精确估计；最后利用有限元分析（FEA）方法对结果进行验证。验证结果表明，所提出的CRDM温度估计方法具有较高的精度，可为后续新型结构设计和可靠性分析提供理论依据。

田湾核电站多机组群堆运行的安全管理策略与实践

姚刚

2024, 45(5): 206-212. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0206

摘要(62) HTML (19) PDF(11)

摘要:
田湾核电站目前在运、在建的核电机组包含VVER-1000（1~4号机组）、M310（5、6号机组）和VVER-1200（7、8号机组）三种不同类型的机组，涵盖了多种核电设计技术方向。在群堆运行管理模式下，田湾核电站结合不同机组的设计特点开展运行安全策略优化研究，为核电机组建立了统一的征兆导向的事故处理规程（SEOP）体系，该体系兼具了事件导向的事故处理规程（EOP）准确快速和状态导向的事故处理规程（SOP）覆盖面广的特点。同时，7、8号机组推行的新版严重事故管理导则（SAMG）技术框架，包含了更全面的严重事故应对能力及更简洁的诊断导则，可有效缓解核电厂在发生严重事故后的后果。新版SAMG技术框架也可推行至田湾核电站其他机组。

非绝热安全壳泄漏率测量稳定准则研究

李建发, 刘明媚, 滑永振, 初炜钰, 孙逸帆

2024, 45(5): 213-218. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0213

摘要(71) HTML (21) PDF(13)

摘要:
按照ANSI/ANS56.8和NB/T20018—2021等现行标准测量安全壳泄漏率时，均须假设安全壳绝热，因此，标准中的气体质量稳定准则在测量非绝热安全壳的泄漏率时会失效。为了探究非绝热安全壳的密封性评价方法，本研究提出了新的泄漏率稳定准则，并在中国核电工程有限公司廊坊研发基地非绝热科研安全壳上完成试验验证。结果表明，新的泄漏率稳定准则可以用于测量非绝热安全壳泄漏率。此外，某核电厂试验数据表明，新准则还可用于绝热安全壳的泄漏率测量，缩短试验时间。本研究结论可支撑应用科研类非绝热安全壳开展泄漏率研究，优化核电厂安全壳密封性试验技术。

EPR核电机组电动阀门调试过程中的共性故障及解决方法

沈坤, 郭树生, 李德睿, 方兴

2024, 45(5): 219-224. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0219

摘要(46) HTML (11) PDF(12)

摘要:
国内某核电厂的一台欧洲先进压水堆（EPR）核电机组有926台电动阀门，在电动阀门调试过程中，发现阀门电动装置存在6类共性故障，即电动装置的力矩值与设计值存在偏差、开力矩微动开关频繁触发、反转、控制回路缺少跳线、内部减速齿轮选型设置不合理、电机齿轮箱润滑脂泄漏。本文针对这6类共性故障，通过详细的故障现象描述和故障原因分析，制定了相应的故障解决方法，主要包括电动装置力矩校验、增加开力矩旁路、电缆相序调整、增加跳线、更换合适齿数的减速齿轮和更换密封圈的措施。6类共性故障的解决不仅提高了电动阀门运行的可靠性，而且为后续核电机组电动阀设计和调试提供了经验。

乏燃料水池S32101双相不锈钢覆面水下激光焊接维修系统与焊接工艺研究

张晓春, 沈光耀, 梅乐, 朱加雷, 李丛伟

2024, 45(5): 225-231. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0225

摘要(120) HTML (27) PDF(12)

摘要:
为了实现核电站乏燃料水池覆面缺陷水下高质量修复，基于水下局部干法激光焊接技术，研制了集移动定位系统、水下激光焊接-视觉-送丝一体化设备以及移动气罩的水下激光焊接维修系统，并利用该系统对三代核电乏燃料水池覆面（S32101双相不锈钢）进行了水下焊接工艺优化试验研究。结果表明：①均流管结合坡口同步吹扫的排水工艺可有效降低水分子对于焊缝成形的影响；②氮气作为双相不锈钢水下焊接的保护气体，可以提升熔覆层和热影响区的奥氏体含量；③较高的激光功率可以减少焊接缺陷的产生，提高水下局部干法激光焊接的稳定性。焊接试件的无损检测结果和理化性能满足乏燃料水池建造焊接标准要求，证明了该水下激光焊接维修系统与焊接工艺的可行性及可靠性。

稳压器波动管接管与底封头焊缝相控阵超声检测技术研究

罗立群, 朱佳震, 陈均, 康志平

2024, 45(5): 232-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0232

摘要(43) HTML (10) PDF(12)

摘要:
核电厂稳压器波动管接管与底封头焊缝结构的特殊性引起单侧可达和球形检测面导致较大定位偏差的问题，针对这2个问题研发相控阵超声检测（PAUT）技术与缺陷定位修正算法，并在带自然缺陷的模拟试块上进行验证与射线检测结果对比。结果表明，结合缺陷定位修正算法，PAUT技术满足能力验证的要求，检出能力与射线检测相当。

秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计

张芸, 王银丽, 田野, 罗炜, 黄有骏, 卓祥林, 何佳佶, 李梦书, 孙琦

2024, 45(5): 237-242. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0237

摘要(90) HTML (24) PDF(22)

摘要:
基于秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统现状，聚焦原系统特点和存在的问题，分析核功率测量系统改造的必要性，介绍了核功率测量系统数字化改造的范围。通过秦山第二核电厂1、2号机组核功率测量系统升级改造设计，探讨了核功率测量系统数字化改造的设计理念、设计原则、设计流程，给出了核功率测量系统升级改造的框架结构设计、设计特点和具体的优化措施。本次堆外核测量系统改造升级实施期间未产生设计变更项，现场设备调试一次性成功，设备顺利投运。本次改造方案及经验可供其他核电厂核测量系统改换参考。

超高通量堆辐照生产²⁵²Cf关键因素研究

谢运利, 王连杰, 蔡云, 夏榜样, 黄学良, 娄磊

2024, 45(5): 243-248. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0243

摘要(50) HTML (11) PDF(18)

摘要:
²⁵²Cf核素是反应堆启动和中子活化分析等领域的重要材料，开展²⁵²Cf辐照生产方法研究意义重大。²⁵²Cf质量数大、转换链长、生产难度大，本文基于铅冷快中子超高通量研究堆重点开展²⁵²Cf辐照生产关键技术研究。根据²⁵²Cf生产方法的难点，建立高精度核数据库和靶件长寿期模拟计算方法，开展靶件结构及材料设计、中子能谱及中子注量率等关键因素研究。²⁵²Cf靶件辐照计算表明，²⁵²Cf虽然转换率低，但在辐照靶件结构、中子能谱及中子注量率方面可进行优化设计，从而提高²⁵²Cf生产效率；提出通过共振屏蔽优化中子局部能谱的方法，减少核素裂变消耗，从而提高²⁵²Cf生产效率。本文阐明²⁵²Cf生产机理和关键因素影响规律，并给出辐照生产²⁵²Cf的设计论证方向。

正交实验方法在燃料元件性能分析测试算例设计中的应用

何康年, 丁铭, 郭泽华, 朱亚楠, 魏超

2024, 45(5): 249-255. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0249

摘要(53) HTML (12) PDF(11)

摘要:
为了评估参数不确定度给燃料元件性能带来的影响，需要对设计阶段的燃料元件误差范围内参数组合进行计算和评估。采用正交实验方法对棒状燃料元件关键参数进行组合取值并编制测试算例，以评估参数不确定度对燃料元件行为的影响。根据选取的关键设计参数和各参数水平编制混合水平正交表，并确定36组测试算例。对36个算例进行测试计算，结果表明部分测试算例的包壳总变形不满足燃料棒设计准则，说明参数不确定度对燃料元件行为产生了负面影响。测试算例的编制和分析对燃料元件设计具有一定的指导意义。

基于子通道-CFD耦合程序的棒束通道多尺度耦合模拟研究

刘卢果, 江光明, 夏云峰, 梁禹, 王明军, 刘余

2024, 45(5): 256-261. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0256

摘要(125) HTML (23) PDF(38)

摘要:
利用子通道程序进行堆芯热工水力分析时需要给定实时变化的堆芯入口状态参数等信息，而计算流体动力学（CFD）程序能够计算堆芯入口精细热工水力参数。因此本文通过内部耦合策略，基于动态链接库技术实现子通道程序CORTH与CFD程序FLUENT的多尺度耦合程序开发，并针对PNL 2×6基准题实验工况进行模拟计算，其中FLUENT程序计算实验入口区域，为CORTH程序提供准确的入口流量分布，而CORTH程序用于计算模拟加热段。结果表明，多尺度耦合程序能够实现子通道程序与CFD程序的热工参数信息实时传递，并且模拟计算结果与实验结果符合良好。

摇摆对棒束通道自然循环流动不稳定性影响研究

程坤, 鲜麟, 冉旭, 周科, 喻娜

2024, 45(5): 262-268. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0262

摘要(61) HTML (20) PDF(20)

摘要:
为掌握摇摆条件对于自然循环流动稳定性的影响规律，本研究利用带棒束加热通道的自然循环回路实验系统，开展静态与摇摆条件下的流动不稳定性实验对比研究。实验研究发现，静态条件下棒束通道内存在的流动不稳定性为密度波型脉动（DWO），并形成了预测低压自然循环DWO发生边界的经验关系式；摇摆条件下棒束通道内存在2种典型的两相流动不稳定类型，分别为由棒束通道在流量波动最低点产汽所引起的波谷型脉动和由波谷型脉动和DWO叠加而成的复合型脉动，并分析获得了摇摆影响下自然循环流动不稳定行为的演化规律及其不稳定边界。

斯特林动力转换系统性能及应用技术研究

游尔胜, 张廷, 幸奠川, 徐建军, 闫晓

2024, 45(5): 269-276. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.05.0269

摘要(72) HTML (20) PDF(16)

摘要:
为适应小型模块化核动力装置对新型动力转换技术的选型论证和总体评估需要，本研究重点针对自由活塞斯特林动力转换技术以及工程应用中的关键问题，对比分析了百瓦级同位素-斯特林电源系统、千瓦级反应堆-斯特林电源系统和十千瓦级太阳能-斯特林电源系统的典型应用方案，给出了斯特林动力转换系统的输出功率、转换效率两个关键参数的性能估算模型。研究结果表明，斯特林动力转换效率可达到卡诺循环效率的60%左右，但输出功率一般在几十千瓦以下，需要通过多个机组模块化配置实现更大发电能力，其中耦合结构及传热过程是影响斯特林动力转换系统性能的关键因素。本研究采用的估算模型和分析结果能够为斯特林动力转换系统的性能评估和工程应用提供支撑。

留言板

2024年第45卷第5期

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