核动力工程

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白晓明, 曹国畅, 曹洪胜, 于新洋, 熊夫睿, 姜赫

2024, 45(S1): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0001

摘要(481) HTML (21) PDF(29)

摘要:
核电厂瞬态发生次数与设备疲劳寿命密切相关，因此瞬态统计对提升核电厂智能化运维水平和运行许可证延续申请均有重要的意义。目前国内外瞬态统计方法存在训练数据量大、泛化能力差等缺点，在工程中应用较少。本文根据设计瞬态变化规律建立了基于等效距离度量的瞬态分类方法，实现了瞬态划分、归类和计数过程的自动化。通过核电厂运行数据对当前瞬态分类方法进行了验证，结果显示当前方法能够有效实现多种运行瞬态的统计工作。瞬态统计方法的应用对核电厂智能化水平的提升和运行许可证延续均具有重要的作用。

基于系统工程的数字实验系统架构设计技术研究

曾小康, 黄彦平, 张利琴, 袁德文, 徐建军, 孙宇翔

2024, 45(S1): 6-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0006

摘要(99) HTML (19) PDF(23)

摘要:
为建立基于系统工程（SE）的数字化集成研发与交付环境，进行了核动力工程实验数字化集成研发平台的设计，即数字实验系统的顶层架构优化及功能构成和运行逻辑的详细架构设计。以此为基础开发了核动力工程数字实验系统，并以二次侧非能动余热排出系统实验项目为对象进行实例化应用验证。验证结果表明：所建立的核动力工程数字实验系统架构体系能够满足核动力工程实验的数字化集成研发与交付所需的实验任务策划分解、质量流程管控、工具软件封装集成、协同设计仿真、知识积累与伴随、过程数据追溯、实验成果结构化轻量化交付等功能，可实现任务、工具、知识、数据和成果的贯穿融合，有效提升实验研发效率和质量。

核电厂化学控制异常检测与故障诊断系统研究与实现

陈波, 曹中才, 姚祥英, 郭天宇

2024, 45(S1): 13-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0013

摘要(81) HTML (16) PDF(8)

摘要:
目前核电厂主要依靠化学工程师进行化学控制异常检测与故障排查，受限于化学工程师个人经验和技能水平，造成异常检测与故障排查存在时效性差和准确性无法保证的问题。为解决此问题，设计了一套核电厂化学控制异常检测与故障诊断系统。在研究过程中重点探讨了核电厂化学控制异常数据检测规则库设计、故障诊断库设计以及异常检测与故障诊断等关键技术。通过在某核电厂的实际应用证明该系统能有效地自动检测化学监测数据异常并进行故障诊断。这一研究成果可显著提升核电厂的化学控制水平，为核电厂安全运行提供保障。

跨地域协同核电工业大数据关键技术研究

程敏敏, 景应刚, 徐奎, 齐克林, 伍吉泽, 任增朋, 李敏

2024, 45(S1): 19-25. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0019

摘要(63) HTML (22) PDF(14)

摘要:
由于核电生产环节众多、组织机构与流程复杂，应建立核电集团级统一工业大数据平台，以消除数据孤岛、整合海量数据资源和提升数据使用效率。本研究采用了适配核电工业协议的多源异构数据接入框架，对跨地域的核电工业数据进行了汇聚，并针对核电工业数据特点，定义了核电工业数据编码及存储标准，实现了海量数据的高效存储。以元数据管理为基础，协同数据抽取、数据处理加工、数据存储、数据调度、质量稽核、数据服务等环节，对端到端的、闭环的数据治理管控机制进行了研究，并用此方法对核电数据进行治理和资产开放，实现核电数据全生命周期的管理。以中国核电数据中心和六大核电基地为代表进行大数据平台建设与工程实践，形成了集团数据中心与边缘侧的数据共享与协同通道；汇聚与处理了中国核电生产与管理数据，形成了数据标准，并实现了数据的有效整合和处理。因此，本研究建立的核电工业大数据平台和数据处理方法，能够为核电数字化提供支撑，有广泛的应用前景，可以为构建核电数据生态提供技术参考。

基于数据驱动的管束结构流固耦合动力学建模

冯志鹏, 蔡逢春, 张毅雄, 江小州, 刘帅

2024, 45(S1): 26-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0026

摘要(82) HTML (16) PDF(16)

摘要:
传热管束是压水堆蒸汽发生器的核心部件，容易发生流致振动问题。在流致振动机理中，漩涡脱落和流弹失稳是典型的强流固耦合问题，无法将结构场与流场解耦求解。为更好地完成蒸汽发生器中管束结构的力学设计，本文通过数据驱动的方式，完成了漩涡脱落和流弹失稳2种流致振动机理的流固耦合动力学建模，并用现有试验数据进行验证，预测结果与试验符合较好。本文方法结合了理论模型的严谨性和计算流体动力学（CFD）计算可考虑实际结构动力学特征的优点，既避免了复杂管束三维流固耦合模拟对海量计算资源的需求，又降低了传统理论模型对于试验数据的依赖，有利于在工程中推广应用。

AP1000硼酸配比子系统运行优化研究

韩杰, 董竖彪, 张洪胜, 张弦, 王颖

2024, 45(S1): 32-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0032

摘要(86) HTML (15) PDF(12)

摘要:
相较于传统二代核电机组，AP1000机组硼酸配比子系统设计理念先进、系统结构简单，但在实际机组运行过程中，硼偏差报警频繁出现，影响机组安全运行，有必要进一步优化系统运行性能。本研究通过搭建机组运行数据库，挖掘影响回路性能的关键因素。随后，采用Flowmaster软件和RinSim仿真平台建立仿真模型，并通过仿真试验分析各因素的影响机制。结果表明，三通调节阀入口处的除盐水和硼酸压力的相对大小是决定硼酸配比效果的关键因素。此外，减压阀的性能、硼酸箱液位和测量仪表偏差也是重要的影响因素，调节阀和补水泵的影响相对较小。基于分析结果，本研究进一步探讨了系统的运行优化策略，并从短期和长期2个角度提供了优化方案。本研究分析结果和优化方案可为优化机组运行规程或技改提供参考。

基于PINN的燃料棒稳态温度分布快速预测方法研究

刘振海, 张涛, 齐飞鹏, 张坤, 李垣明, 周毅, 李文杰

2024, 45(S1): 39-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0039

摘要(82) HTML (37) PDF(19)

摘要:
本研究建立了一种基于物理信息神经网络（PINN）的燃料棒稳态温度分布快速预测方法。将燃耗、线功率、温度边界、空间位置等作为特征参数，利用PINN求解参数化的固体导热方程。基于该方法分别建立了燃料芯块和包壳稳态温度分布快速预测模型，计算结果表明：快速预测模型的计算速度相比商业有限元软件而言快1000倍，同时具有较高精度，芯块和包壳稳态温度与验证集相比预测最大相对偏差分别约0.318%、0.013%，可以快速且准确地预测燃料棒稳态温度分布。

基于Modelica的热管型辐射散热器建模与仿真

祁琳, 李杨柳, 王学松, 尹皓, 王庶光

2024, 45(S1): 45-51. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0045

摘要(91) HTML (18) PDF(17)

摘要:
为验证热管型辐射散热器的设计，并评估其性能是否满足工程应用指标要求，本文建立了辐射散热器集流环模型、热管热阻网络模型、赝芯伪热传导模型、翅片和辐射单元模型，采用Modelica基于MWORKS平台开发了辐射散热器仿真程序，对两段式热管型辐射散热器的不同分流方案进行了仿真计算。研究结果表明，辐射散热仿真程序能够对不同热管型辐射散热器设计方案进行较为合理的计算。因此，本研究中使用的模型和建模方法能够用于辐射散热器设计和优化分析。

SPDM系统在核电数字化设计仿真验证平台的应用研究

祁蔚, 胡旭鹏, 鲁星言, 张大志, 曲鸣

2024, 45(S1): 52-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0052

摘要(110) HTML (40) PDF(13)

摘要:
随着核电数字化设计范式的不断发展，对于核电设计任务中跨部门、跨专业、跨领域之间的协同设计工作变得愈发困难。针对核电数字化设计仿真验证流程中存在的普遍问题，本文对企业级仿真流程与数据管理（SPDM）技术进行研究，开发适用于核电数字化设计场景下的核电数字化设计仿真验证平台，实现不同领域下的设计软件、建模软件、仿真软件、测试软件的软件集成与数据管控，为核电场景设计验证数字化转型奠定了基础。

气冷微堆自启停运行方案研究

司天琪, 杜宇, 易珂, 张刚和, 苏怡慧

2024, 45(S1): 58-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0058

摘要(69) HTML (25) PDF(9)

摘要:
气冷微堆作为微型核电源，可以为偏远地区微电网提供可靠电源。由于气冷微堆具有输出功率小、建造地址偏僻等特点，同时考虑经济性，应尽可能降低其运行配置来提高气冷微堆自动化运行能力，因此需要大力开展气冷微堆自动化运行的研究。自启停控制系统（APS）是气冷微堆实现自动化运行的一项关键技术。本文提出了一种气冷微堆自启停运行方案的设计方法。基于气冷微堆系统设计及特性，首先对启停过程进行策略分析，再开展APS设计和顺控逻辑模型构建，最后对APS设计方案进行仿真验证。验证结果表明，对于启停过程执行APS逻辑，其重要参数的变化曲线符合逻辑预期结果。因此，本文提出的气冷微堆自启停运行方案设计方法有效可行。

钠冷快堆系统分析软件开发及其在SHRT-45R基准题的验证

孙林, 吴宗芸, 张震宇, 薛方元, 王学松, 刘天才

2024, 45(S1): 63-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0063

摘要(51) HTML (27) PDF(7)

摘要:
基于最佳估算方法的钠冷快堆的系统分析软件对于反应堆系统设计和安全审评都至关重要。本研究从底层开发适用于通用堆型的钠冷快堆系统分析软件FRTAC，在卡式输入的基础上，加入图形化界面，并通过软件内部测试和第三方测试，计算功能可以覆盖反应堆正常运行、瞬态运行、设计基准工况和部分设计扩展工况。为验证FRTAC计算的准确性，采用国际原子能机构SHRT-45R基准题进行建模与分析，结果证明堆芯冷却剂温度、流量等关键参数与实验值误差均小于10%，FRTAC计算结果准确，可用于钠冷快堆的事故分析。

智慧维修辅助系统的研发与应用

万舒, 蔡宛睿, 尤兵, 刘培邦

2024, 45(S1): 68-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0068

摘要(44) HTML (17) PDF(6)

摘要:
仪控技术管理如风险分析、安措分析、核电厂分布式控制系统（DCS）文件管理等，是核电厂仪控工作领域的难点和重点，为降低因仪控工作准备不充分而产生的机组非预期缺陷和停机停堆风险，基于对DCS工程文件及设计文件的研究，开发了一套智慧维修辅助系统。该系统对接现场人员高频使用场景，辅以计算机数据库信息建模技术，实现了DCS组态智能分析、DCS系统状态监测、自动风险提示、一站式检索功能，可以有效提升核电仪控调试和维修领域信息化管理水平，提高人员工作效率。

基于Stacking集成学习的CANDU堆通道功率预测研究

王德营, 胡威, 吴通, 朱科润, 张亮, 杨猛, 杜敏, 张然

2024, 45(S1): 72-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0072

摘要(49) HTML (30) PDF(7)

摘要:
CANDU堆通道功率预测的准确性直接影响换料方案的优劣，进而影响反应堆运行的经济性和安全性。为提升预测效果，主张引入人工智能算法从历史运行数据中挖掘潜在变量关系。经数据清洗、特征选择后，设计“换料影响指数”特征，以XGBoost、随机森林、支持向量回归和反向传播（BP）神经网络为初级学习器，支持向量回归为次级学习器，构建基于Stacking的集成学习模型。经对比分析，Stacking集成学习模型在单一学习模型的基础上实现了预测效果的“二次提升”，且在平均预测偏差率、最大预测偏差率和预测偏差率方差上，Stacking集成学习模型的效果均显著优于传统RFSP模型，这使得物理工程师在换料计划制定过程中能够得到更为准确的功率反馈，以科学地选取换料通道，进而在保证反应堆安全性的基础上提升经济效益。

系统级三维热工水力仿真程序的非惯性坐标系运动模型开发与验证

叶潜, 谭超, 熊琰, 李飞, 单福昌

2024, 45(S1): 78-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0078

摘要(62) HTML (19) PDF(11)

摘要:
为实现海上核动力装置的三维热工水力特性模拟，对运行培训、事故诊断、安全分析等提供技术支持，本研究基于PANTHER程序，开发了一维/三维运动附加力模型、三维运动坐标计算模型、三维非惯性坐标系运动计算模型、输入/输出（IO）集成交互模块，并集成于RINSIM仿真平台，实现了参数实时交互及运动条件在线切换，并基于两环路单相自然循环试验装置完成了对比测试验证。验证结果表明，各海洋运动条件下计算结果满足物理规律，与实验值计算误差在5%以下，证明了程序计算结果的可靠性。本研究开发的海洋条件三维热工水力系统分析程序能够用于海上核动力装置的三维热工水力特性仿真。

基于SAC强化学习的核电事故诊断规程优化

张大志, 王志会, 周华兵, 付永杰, 习家轩

2024, 45(S1): 85-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0085

摘要(49) HTML (16) PDF(8)

摘要:
基于Soft Actor-Critic （SAC）算法的核电事故诊断规程优化方法，以决策树模型为基础，对事故检测规程判断策略进行优化，在显著提高事故检测性能的同时保持了决策模型的可解释性。模型使用SAC作为强化学习算法，将状态定义为当前运行数据和历史数据的组合，动作设定为诊断规程决策阈值的调整，回报反映了诊断的准确性。借助SAC算法，系统不断地调整阈值进行策略优化以获得最佳的诊断效果。在主蒸汽管道破裂（MSLB）模拟工况事故中，模型能更好地适应和理解复杂高维数据，找到特定性能指标下的最优控制策略，准确率稳步趋近于1。本文方法显著减少了误判率，不仅更准确地检测核电事故，而且在减少误警方面表现出优秀的结果，提高了核电运行的安全性。

基于三维仿真软件CNIFA的核电站内部水淹研究

赵紫薇, 汪晨辉, 黄小云

2024, 45(S1): 91-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0091

摘要(52) HTML (19) PDF(10)

摘要:
为对核电站内部水淹进行安全评估，开发了具有自主知识产权的三维仿真软件CNIFA，专门用于核电站内部水淹分析。本文利用该三维仿真软件对小型核反应堆ACP100的反应堆厂房进行内部水淹分析，并提出设计改进建议。首先搭建缩比厂房物理模型，通过实验模拟核电站房间内水淹漫延情况，与CNIFA软件仿真结果进行对比，结果表明软件仿真具有较高的准确性；同时针对ACP100反应堆厂房内部水淹开展分析，通过软件仿真分析可知反应堆厂房最低层房间水淹高度达到1.367 m，需考虑相关排水措施。通过CNIFA进行ACP100核电站内部水淹三维仿真分析，适应性强、可视化好，可动态模拟核电站内部水淹场景，三维显示水淹漫延全过程，以便更好制定水淹防护措施。

基于光热反射技术的耐事故核燃料导热性质研究

王宇舟, 张强, 马显锋, 朱斐, 廖京京

2024, 45(S1): 96-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0096

摘要(74) HTML (31) PDF(19)

摘要:
为改善新型耐事故核燃料的导热性能，提高导热性能测试方法的检测效率和测试精度，本文介绍了具有高空间分辨率和高测试频率的光热反射技术，阐述了此类技术的基本原理、实验装置和测试方法，重点介绍了针对核燃料研究所发展的空间域光热反射技术。以离子辐照样品和包覆核燃料涂层为例，介绍了空间域光热反射技术在原位测试领域的应用场景。针对离子辐照样品的不均匀损伤分布，开发了多层传热模型用于更准确地表征材料导热性质，采用该技术获得了UO₂燃料热导率随着离子注入剂量的定量衰减规律；准确表征了包覆核燃料微球各涂层在高温下的热输运性质，结合微结构研究揭示了缺陷相对于热解炭涂层热导率的影响。光热反射技术为探究辐照损伤和结构缺陷对于核燃料热量传输的作用机制提供了有力工具，为进一步改进燃料性能、开发高精度的燃料仿真模型提供了参考依据。

Cr涂层锆包壳微动磨损实验研究

杨思远, 袁波, 文青龙, 文爽, 张瑞谦, 杨红艳

2024, 45(S1): 103-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0103

摘要(121) HTML (14) PDF(16)

摘要:
为研究压水堆湍流激振条件下Cr涂层锆包壳微动磨损的机理和微观作用机制，本文主要以Cr涂层锆包壳为研究对象，开展了多参数耦合下的微动磨损实验研究，阐明了频率、载荷、位移以及循环次数等参数对微动磨损的影响规律。研究获得了19组微动磨损实验后的最大磨损深度与磨损体积，其中最大磨损深度为12.052 µm，最大磨损体积为3.301×10⁻³ mm³。研究结果表明，微动磨损的主要影响参数包括微动幅度、法向载荷、循环次数和材料硬度，而微动频率对磨损体积和最大磨损深度影响较小。通过最小二乘法拟合实验数据得到了磨损体积计算关系式，其中有68%的实验值和关系式计算值的偏差在±50%以内。本研究对Cr涂层锆包壳耐磨性能评价提供了数据支撑。

多层各向异性包壳力学模型开发与应用

张睿潇, 贺亚男, 巫英伟, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2024, 45(S1): 110-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0110

摘要(89) HTML (15) PDF(12)

摘要:
由高致密度纯SiC和SiC纤维/基体复合材料（SiC_f/SiC）组成的多层SiC复合包壳是当前事故容错燃料（ATF）包壳的热门选型，当前应用的典型燃料性能分析程序缺乏对于SiC_f/SiC材料各向异性力学行为的建模能力，为提高燃料性能分析中复合SiC包壳力学计算的准确性，本文开发了一套适用于多层各向异性材料的力学模型，并将其集成到燃料性能分析程序FRAPCON4.0中，采用多层SiC包壳热力耦合算例对模型正确性进行了验证。实现了对具有正交各向异性力学特性和多轴类塑性行为的SiC复合包壳的力学计算功能，分析了双层SiC包壳燃料元件堆内稳态运行工况的性能。本研究建立的力学模型适用于任意多层圆柱结构燃料元件，并具备正交各向异性力学参数及行为的分析能力，可应用于多种新型燃料元件分析。

LoongCALF程序钠冷快堆SUPERFACT-1 SF4/SF16燃料棒实验验证分析

彭鑫航, 张田, 邵世豪, 刘宙宇

2024, 45(S1): 117-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0117

摘要(97) HTML (30) PDF(10)

摘要:
由于钠冷快堆功率密度高、燃耗深度大，其燃料在运行过程中具有温度高、裂变气体释放率高、形变大、形成中心空洞等特点，因此钠冷快堆对燃料性能程序开发提出了新的挑战。LoongCALF程序是基于有限元方法和JFNK方法的快堆燃料性能分析程序，为验证LoongCALF程序在钠冷快堆燃料性能分析中模型的适用性，本文运用LoongCALF程序对SUPERFACT-1辐照实验中SF4/SF16燃料棒进行模拟，并将模拟结果与公开文献中TRANSURNUS、GERMINAL、MACROS等快堆燃料性能程序的结果对比。研究结果表明，LoongCALF程序计算得出的包壳温度、燃料棒内压以及芯块温度与文献结果符合较好，轴向中心空洞直径与实验结果符合较好，能够满足对钠冷快堆模拟的需求。因此，LoongCALF程序能够用于钠冷快堆的模拟工作，但裂变气体释放与气隙宽度以及核素分布等相关模型还需要进一步完善。

pH对锆基底AlCrNbSiTi高熵合金涂层高温电化学行为的影响

王宇回, 刘超, 胡勇, 彭德全

2024, 45(S1): 123-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0123

摘要(33) HTML (13) PDF(10)

摘要:
为了提高压水堆Zr-Sn-Nb合金包壳材料的耐腐蚀性，本文使用电弧离子镀法在Zr-Sn-Nb合金基底上制备了AlCrNbSiTi高熵合金涂层，并分别在3种不同pH的水环境中进行了开路电位和动电位极化电化学的测量，通过微观表征分析了表面氧化膜的形貌、化学成分和结构，研究了pH值变化对AlCrNbSiTi高熵合金涂层高温电化学行为的影响。研究结果表明，随着pH值（7.4~8.5）的增加，涂层的开路电位下降，极化曲线的腐蚀电流密度增加，涂层表面腐蚀程度加剧。因此，AlCrNbSiTi高熵合金涂层的耐腐蚀性随着pH值（7.4~8.5）的增加而下降。

耐事故燃料UN芯块研究进展和发展趋势

陈向阳, 丁阳, 丁捷, 李聪, 张鑫涛

2024, 45(S1): 130-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0130

摘要(97) HTML (31) PDF(29)

摘要:
UN芯块是一种高铀密度、高热导芯块，是一种潜在耐事故燃料芯块。本文从制备工艺和物理性能、环境相容性、辐照性能、芯块-包壳相互作用以及经济性和安全性5个方面对UN芯块研究进展进行了总结。研究结果表明在压水堆中使用UN芯块对提升反应堆安全性利大于弊，总体上有利于促进堆芯事故工况下的安全性，具有降低芯块运行温度、减少事故下储能释放的显著特点，需要解决的主要问题是抗水腐蚀性能差和¹⁵N富集成本高，对于提升抗水腐蚀和抗氧化性能的可能解决方案包括掺杂或添加抗氧化成分，高成本问题需要降低¹⁵N富集成本。本综述较为全面地总结了UN芯块整体研究进展和发展趋势，对于理解其作为抗耐事故燃料芯块的可行性和存在问题提供参考。

基于LOCUST程序的事故容错燃料大破口失水事故安全分析

熊怡然, 马泽华, 梁任, 林支康, 琚忠云, 彭振驯

2024, 45(S1): 138-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0138

摘要(73) HTML (38) PDF(8)

摘要:
事故容错燃料（ATF）旨在提高核燃料在正常运行工况和事故工况下的安全特性。为评估ATF在大型商业压水堆大破口失水事故（LBLOCA）中的安全性能，本研究基于LOCUST程序，对采用UO₂-Cr涂层锆合金包壳燃料的华龙一号（HPR1000）在LBLOCA不同阶段的主要热工水力现象和关键影响参数进行了分析和说明。结果表明，相比传统的UO₂-Zr燃料，UO₂-Cr涂层锆合金包壳燃料能降低LBLOCA下的包壳峰值温度（PCT）和包壳氧化膜厚度，提升了事故安全裕量，具有更好的事故容错性。

ODS-FeCrAl合金管材内压爆破、蠕变及疲劳性能的研究

刘洋, 卢志威, 葛洪恩, 吴利翔, 薛佳祥, 廖业宏

2024, 45(S1): 145-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0145

摘要(44) HTML (17) PDF(13)

摘要:
采用透射电子显微镜、内压爆破、内压蠕变及内压疲劳试验机等研究了氧化物弥散强化（ODS）FeCrAl合金管材显微结构、内压爆破、内压蠕变及内压疲劳性能。结果表明，ODS-FeCrAl合金管材基体中弥散分布大量的纳米第二相颗粒，平均直径约为8.76 nm，体积数密度为6.8×10²² m^–3。ODS-FeCrAl合金管材室温爆破强度高达1158 MPa；随着温度的升高，内压爆破强度逐渐下降；1000℃时，ODS-FeCrAl合金管材未丧失承压能力，爆破强度为81 MPa。350℃/30 MPa试验条件下，ODS-FeCrAl合金管材表现出优异的抗内压蠕变性能，蠕变变形量为0.09%。350℃下疲劳峰值加载压力低于30 MPa时，ODS-FeCrAl合金管材1000000次循环加载未出现疲劳失效。ODS-FeCrAl合金管材具有优异的爆破、抗内压蠕变和疲劳性能。

乏燃料干法贮存系统贮罐模块力学特性数值研究

袁波, 陈康, 文青龙, 徐世佳, 程呈, 聂照宇, 徐晓

2024, 45(S1): 152-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0152

摘要(71) HTML (22) PDF(10)

摘要:
乏燃料干法贮存是处理乏燃料的重要方法，而贮存过程中燃料产生的高温会引起极大的热应力，可能导致材料的永久变形和破坏，研究乏燃料贮存系统中贮罐模块的力学特性具有重要的意义。以乏燃料干法贮存系统中的贮罐模块为研究对象，建立1/2缩比模型，基于计算的贮罐模块温度分布开展了正常贮存工况下贮罐模块的力学特性数值研究，为乏燃料干法贮存系统的缩比试验提供数据支撑。结果表明：①格架应力的总体趋势呈现为中心高、四周低，顶部和底部部分区域存在较大的剪切应力，铝制支撑块总体应力较小，贮存容器在容器壳体和顶部盖板的交界处存在较大应力；②在最低环境温度工况下燃料格架、铝制支撑块和贮存容器最大应力分别为253.71、89.99 、55.35 MPa，各部件应力均未超过法规限值。

冷轧变形量对Fe-11Cr-5Al-2Mo合金显微组织和力学性能的影响

王馨敏, 王玉容, 吴裕, 潘钱付, 姚力夫, 徐祺

2024, 45(S1): 159-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0159

摘要(59) HTML (25) PDF(10)

摘要:
为掌握 Fe-11Cr-5Al-2Mo合金冷变形规律，并为其包壳管材研制提供基础数据和理论依据。开展了不同冷轧变形量的Fe-11Cr-5Al-2Mo合金板材轧制实验，对冷轧后的板材在800℃下进行了1 h退火，并对冷轧板材及退火板材的显微组织演变进行了表征，通过室温拉伸试验评价了Fe-11Cr-5Al-2Mo合金的强度和塑性。Fe-11Cr-5Al-2Mo合金板材的变形态组织随着冷轧变形量的增大而拉长，板材的强度随着冷轧变形量的增大而增大。800℃退火1 h后，50%冷轧变形量的板材获得了最细小、均匀的再结晶组织，并且具有良好的韧塑性配合。本文阐明了合金冷轧变形量-组织-性能之间的关系，为Fe-11Cr-5Al-2Mo合金管材冷轧变形量设计和退火工艺研究提供了参考。

常压下SiC包壳材料表面饱和池式沸腾汽泡行为机理研究

金德升, 严亚伦, 程艳花, 付学峰, 彭振驯, 廖业宏, 毛玉龙

2024, 45(S1): 167-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0167

摘要(43) HTML (15) PDF(14)

摘要:
SiC材料是一种耐高温、抗氧化性好的耐事故燃料（ATF）类型，其传热及临界热流密度（CHF）性能是评估材料性能的重要指标，汽泡行为机理研究有助于评估其传热性能。采用常压池式沸腾可视化实验装置对SiC包壳材料汽泡行为机理进行研究，分析了其池式沸腾曲线不同区段中汽泡生长、脱离过程。根据观察到的SiC包壳表面池式沸腾汽泡图像，将整个池式沸腾传热过程分为自然对流区段、孤立汽泡核态沸腾区段、弹状汽泡核态沸腾区段和膜状汽泡核态沸腾区段4个区段。在孤立汽泡核态沸腾区段，SiC包壳表面汽泡生长时间较短、汽泡脱离频率高；在弹状汽泡核态沸腾区段，SiC表面产生大量汽泡，汽泡之间的相互作用剧烈，SiC表面传热较强。建立的接触角与脱离直径关系式可为后续传热模型的建立提供重要支撑。

Cr涂层锆合金包壳腐蚀模型研究

沈勇, 曾谢虎, 段振刚, 文青龙, 袁波, 何梁, 高士鑫

2024, 45(S1): 175-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0175

摘要(91) HTML (17) PDF(22)

摘要:
作为耐事故燃料（ATF）包壳候选材料之一，Cr涂层可显著提高锆合金包壳的抗腐蚀和抗氧化性能，有望延长服役寿期。为评估Cr涂层锆合金包壳腐蚀氧化行为，本文建立了Cr涂层锆合金包壳在压水堆正常运行工况下的腐蚀模型，并基于文献实验数据对模型进行了验证；基于该模型进行了热流密度和质量流速对Cr涂层锆合金包壳的腐蚀影响分析。结果表明腐蚀厚度随热流密度的增加而增加；此外，冷却剂质量流速的增加引起包壳壁温减小，最终导致包壳腐蚀厚度减小。

放射性废油蒸汽重整工程试验研究

高睿禧, 林力, 梁毅, 李振臣, 章航洲

2024, 45(S1): 181-185. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0181

摘要(38) HTML (11) PDF(8)

摘要:
为达到放射性废物最小化、处置废物更安全等目的，本研究选择放射性有机废物蒸汽重整技术，在已研制成功的蒸汽重整工程样机上采用干净机油与模拟废油进行冷态试验。冷态试验主要对工程样机的减容效果进行验证，对尾气进行测量。试验结果表明，工程样机减容倍数大于7，废物处理量为5 kg/h；尾气处理系统处理后的尾气排放满足GB 18484—2020《危险废物焚烧污染控制标准》的一级排放要求。

钼电极加热对放射性硼硅酸盐玻璃显微结构与性能影响研究

李箫波, 袁青青, 李平川, 程昌明, 唐德礼, 叶欣楠, 王伟

2024, 45(S1): 186-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0186

摘要(55) HTML (25) PDF(6)

摘要:
硼硅酸盐玻璃被广泛应用于放射性废物的固化处理。在等离子体高温熔融系统中，含放射性核素的硼硅酸盐玻璃熔池底部和远离热源区域的玻璃体温度相对较低，熔池流动均匀性较差，极大阻碍出料过程。通过引入钼电极辅助加热熔池的方法，探究钼电极对放射性硼硅酸盐玻璃显微结构与性能的影响。实验结果表明，玻璃配方中Na₂O质量分数为10%时，能够避免出料玻璃体中析出杂质−钼酸钠和氧化钼；投入钼电极后，电极间玻璃液的初始大电阻特性使其释放大量焦耳热，熔池温度分布均匀性和流动性得到了改善，从而有效促进了出料过程，出料玻璃体重量提升约8.2%、密度提升约14.6%、抗压强度提升约13.6%。本文为开发一种废物容量大、运行时间长的等离子体高温熔融系统提供一定的解决思路。

气力驱动废树脂长距离输送设计研究和验证

刘文磊, 邹庆华, 李振臣, 林力, 骆枫, 陈莉, 张建兵

2024, 45(S1): 192-196. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0192

摘要(50) HTML (17) PDF(3)

摘要:
为解决放射性废树脂长距离管道输送过程中废树脂沉积造成管道局部热点的工程难题，通过流动理论计算和管道综合受力分析，并结合实际的工程设计，建设了一套约1300 m的废树脂长距离输送管道系统。该管道采用内壁整体光滑设计思想，管道热补偿利用管道自补偿、大弯曲半径方形补偿器和空间Z形补偿结构等，阀门、管件均订制与管道内径匹配，安装完毕后，进行了液压、模拟输送和工程验证试验。验证结果表明，该废树脂输送管道解决了长距离管道输送过程中废树脂沉积造成管道局部热点的工程问题，系统固有安全性高、操作简便，显著缩短操作时间、减少二次放射性废物产生、降低人员劳动强度和受照剂量，工程应用效果良好。

熔炉出料管续接装置研制

周强, 巫帅珍

2024, 45(S1): 197-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0197

摘要(67) HTML (18) PDF(7)

摘要:
焦耳加热陶瓷熔炉是高放射性废液玻璃固化工艺的核心设备，炉内玻璃固化体通过底部出料方式浇注到产品容器内。为修复熔炉出料管，对受损后的出料管进行了检查，研制了专用出料管上段处理装置对出料管上段进行切割、打磨及清理，设计了便于安装、固定及拆卸的续接装置。通过试验方法对设计的多种密封结构进行了测试，选择了最优的密封方案；通过试验对续接装置的整体结构和热补偿功能进行了可靠性验证。通过续接装置的安装和实际使用表明，装置结构简单、安装方便、密封可靠，成功恢复了熔炉出料管功能，顺利完成了熔炉内高放射性玻璃固化体的置换工作，为保证熔炉良好状态和出料管焊接修复创造了有利条件，为放射性高温环境下的同类工作积累了经验。

等离子体高温熔融处理工艺实验研究

袁青青, 李箫波, 张正浩, 程昌明, 张晓洁, 叶欣楠, 王伟

2024, 45(S1): 203-207. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0203

摘要(104) HTML (23) PDF(7)

摘要:
利用等离子体高温熔融工程样机对不同种类的废物样品进行高温热解熔融处理，主要包括模拟核电厂技术废物、树脂类废物、废油吸附剂等，验证该技术对不同废物处理效果。本实验研究主要介绍了不同处理工况结果与实验过程中各系统的运行状态，研究了不同工况下系统整体运行表现与相应优化方案。等离子体高温熔融处理实验结果表明，该系统对不同种类的模拟核电厂低放废物处理能力不同，在工程应用中，均能满足设计需求，建议加强等离子体高温熔融主工艺系统前后的设计衔接，减少相互制约因素，以提高系统处理能力与处理效果。

核领域增材制造制品腐蚀性能研究概述

张玥, 兰洋, 王成宇, 杨莎

2024, 45(S1): 208-214. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0208

摘要(53) HTML (17) PDF(5)

摘要:
核领域增材制造制品的抗腐蚀性能关乎反应堆系统的使用寿命和运行安全。本文通过归纳核领域增材制造制品腐蚀性能研究的基本概念，总结核领域增材制造制品的堆外腐蚀性能的研发现状，并基于核领域增材制造制品类型及激光粉末床融、定向能量沉积和激光近净成形等多种增材制造工艺的综合分析，探讨了核领域增材制造制品的腐蚀性能的特征，得出了由于增材制造制品制造工艺、材料再加工、腐蚀条件等不同，其抗腐蚀性能的表现也不同的结论，如掺杂少量铪、热等静压和固溶退火等材料后处理加工方式能提高核领域增材制造制品抗腐蚀性能。经综合论证分析，为了解、深化和拓展核领域增材制造制品腐蚀性能基础研究、技术手段和成果应用提供思路和方法借鉴。

双面沟槽型⁶LiF/α-Al₂O₃:C光释光中子探测器研制与性能研究

樊海军, 崔辉, 王善强, 王尊刚, 周红召, 陈文卓, 唐开勇

2024, 45(S1): 215-220. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0215

摘要(51) HTML (19) PDF(11)

摘要:
中子个人剂量监测对核电厂、核动力装置、研究堆和高能加速器等核设施工作人员具有重要意义。光释光技术具有读出速度快和多次重复读取等优点，是中子个人剂量监测的重要发展方向。本文设计了一种双面沟槽型⁶LiF/α-Al₂O₃:C光释光中子探测器（DS-TSOSLND），采用蒙特卡罗程序Geant4计算分析了不同沟槽宽度、深度和沟槽比对探测器性能的影响规律，探索其中子探测机理。基于Geant4模拟计算结果，结合目前α-Al₂O₃:C晶体微结构加工工艺条件，成功制备了DS-TSOSLND。¹³⁷Cs源和重水慢化²⁵²Cf中子源测试结果表明，新研制的DS-TSOSLND中子探测阈为10.3 μSv，0.05~20 mSv内其中子剂量响应呈线性关系，在中子个人剂量监测领域具有广阔的应用前景。

核主泵内迷宫螺旋泵数值模拟与优化分析

徐熙, 潘伟龙, 蔡亮, 谢江红, 何少华, 许余, 范雪晴

2024, 45(S1): 221-226. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S1.0221

摘要(52) HTML (22) PDF(10)

摘要:
为了改善某核电厂推力轴承表面由于空化导致的磨损现象，延长核主泵的使用寿命，考虑在核主泵中推力轴承润滑回路增设二级迷宫螺旋泵。通过加设增压装置，提高回路压力，减少空化现象。本文建立该核主泵一级迷宫螺旋泵等比例三维模型，利用FLUENT流体仿真软件开展数值计算，对流场的压力、速度及温度分布进行分析，将计算结果与某核电厂实际运行结果进行比较，验证建立模型和数值计算方法的准确性。设计二级迷宫螺旋泵并进行数值模拟，研究发现：增设二级迷宫螺旋泵后，润滑回路进出口压升为3.30×10⁵ Pa，扬程提升33.67%，进出口截面温升为3 K。研究结果对迷宫螺旋泵在工程实际中的设计与使用具有一定的参考价值。

留言板

2024年第45卷第S1期

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2024年第45卷第S1期