核动力工程

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曾未, 王丛林, 刘承敏, 刘佳, 李松蔚, 宫兆虎, 王杰, 黄擎宇, 方浩宇

2024, 45(S2): 1-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0001

摘要(99) HTML (26) PDF(51)

摘要:
数字反应堆是利用高精度数值模拟、多专业数据模型协同、大数据及人工智能等数字技术，在数字空间开展核反应堆全生命周期活动的综合集成平台。面向核反应堆多层级业务活动需求，以数字技术应用为支撑，研究建立了1个平台、2大内核的数字反应堆平台总体架构，并从综合集成与应用、数值计算内核、大数据内核等方面开展总体架构设计，为核反应堆全生命周期业务赋能；针对数字反应堆应用过程中的关键技术、问题与挑战等进行分析研究，并对后续发展趋势进行了分析和展望。

数字反应堆平台架构设计及模块化技术研究

郝江涛, 李松蔚, 曾未, 刘承敏, 方浩宇, 刘佳, 袁鹏, 陈迪

2024, 45(S2): 14-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0014

摘要(52) HTML (17) PDF(21)

摘要:
基于架构描述方法和模块化描述方法，结合核反应堆研发特点与基于模型的系统工程理论方法，开展数字反应堆平台架构设计及模块化关键技术研究，通过对数字反应堆平台承载的模型、算法、数据、流程，以及以超级计算机为核心的复杂异构软硬件环境进行分析，提出数字反应堆平台的业务架构、应用架构、数据架构及技术架构设计，指导数字反应堆平台研发。通过数字反应堆平台功能验证，表明在数字反应堆平台架构指引下，平台具有可重构性、可重用性、可扩展性和健壮性，开发形成的各项功能均能满足工程使用需求，其架构设计实践对后续复杂系统平台设计具有重要指导意义。

基于MBSE的核反应堆总体设计方法研究

王帅, 张晓华, 李海颖, 余平

2024, 45(S2): 20-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0020

摘要(54) HTML (22) PDF(24)

摘要:
核反应堆工程技术复杂、可靠性要求高，是典型的多学科和跨专业复杂系统工程。基于模型的系统工程（MBSE）设计方法是目前公认最有可能满足数字化背景下复杂系统工程的设计方法之一。以压水堆机型为研究对象，聚焦反应堆及冷却剂系统研发设计内在需求，探讨MBSE设计方法在压水堆机型研发的应用途径和作用。通过对MBSE设计方法进行研讨，对比发掘其优势所在；开展反应堆及冷却剂系统的MBSE建模工作，采用正向设计理念开展系统功能行为分析，完成了系统功能分解及总体架构设计，指导反应堆及冷却剂系统功能架构的权衡设计和方案优选。

基于Modelica的核动力装置参数全局优化分析

郝承明, 刘立志, 韩一夫, 夏军宝, 喻巧, 刘承敏, 王杰

2024, 45(S2): 28-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0028

摘要(43) HTML (17) PDF(27)

摘要:
为了解决核动力装置在传统设计优化程序开发时存在的需事先确定配置模式所导致的低效问题，研究基于Modelica的核动力装置参数全局优化分析的实现途径，开展了压水堆核动力装置一回路系统及设备的标准化模型构建，建立了从底层评估模型到顶层系统模型的层次化构架，实现了一回路系统及设备自由组态和可视化设计建模。通过耦合敏感性分析工具和多目标优化算法，实现了一回路系统典型设计参数的敏感性分析和多目标优化研究。以重量、体积、自然循环能力、安全性（即最小偏离泡核沸腾比，MDNBR）和装置热效率为优化目标，对所研究核动力装置开展了多目标优化案例研究。研究结果证明了基于Modelica的核动力装置全局参数优化工具可以实现核动力装置的全局多目标优化设计，该工具使用的层次化建模方法规范、高效且灵活，是解决基于模型的核动力装置系统总体设计优化问题的有效技术途径。

反应堆多物理耦合框架的研发及验证

潘俊杰, 强胜龙, 宫兆虎, 汤琪芬, 李治刚, 曾未, 汪渊, 王杰, 范佳锟

2024, 45(S2): 35-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0035

摘要(38) HTML (15) PDF(23)

摘要:
基于耦合框架开发耦合程序，采用框架实现耦合数据传递和流程控制，可以提高耦合程序的开发效率，并降低开发难度。介绍了反应堆多物理耦合框架MORE的总体架构、核心模块和使用方式。通过验证和应用表明，MORE可快速建立耦合流程，实现不同专业程序之间耦合数据的高精度映射与传递，极大地提高耦合程序的开发效率，且保证了用于耦合的各专业程序的建模和网格划分的灵活性不受影响，实现了耦合框架的自主化。

三维特征线中子学计算程序SHARK用于华龙一号堆芯建模和启动试验验证

王博, 赵文博, 张宏博, 赵晨, 陈长, 刘琨, 张乐瑞, 宫兆虎, 曾未, 李庆

2024, 45(S2): 42-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0042

摘要(47) HTML (18) PDF(23)

摘要:
为验证三维特征线中子学计算程序SHARK在大型压水堆上的准确性和适用性，以华龙一号的启动物理试验对SHARK程序进行验证。华龙一号是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型，验证内容包括临界有效增殖系数k_eff、控制棒积分价值以及组件功率分布。研究结果表明，临界有效增殖系数k_eff、组件功率分布结果与控制棒积分价值均与实测值符合良好。因此SHARK能够应用于数字化反应堆物理计算，具有良好的计算精度。

基于简化球谐函数的反应堆物理计算软件用于棒栅压水堆的建模验证

刘琨, 赵文博, 宫兆虎, 陈长, 柴晓明, 张斌, 方超, 曾未

2024, 45(S2): 49-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0049

摘要(46) HTML (18) PDF(14)

摘要:
为验证新研发程序，采用新一代的Pin-by-Pin求解程序包KYLIN V2.0-CORCA-SPn，开展了针对福清核电厂5号机组首循环实测数据的验证分析。研究结果表明，控制棒价值最大相对偏差为N2棒组，为7.17%，其余棒组相对偏差均小于5%，循环内的临界反应性误差最大为−0.559%；燃料栅元功率与堆用蒙特卡罗程序RMC的偏差在8%以内。本文提出的数值模型离散精度高、计算稳定性好，相关验证工作能够为新一代压水堆堆芯程序设计提供技术支撑，进而满足新型复杂反应堆的研发设计需求。

RMC基于CAD几何输运功能的拓展开发应用

申鹏飞, 王侃, 刘召远, 梁金刚, 刘仕倡

2024, 45(S2): 55-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0055

摘要(44) HTML (16) PDF(13)

摘要:
为拓展蒙特卡罗程序RMC基于计算机辅助设计（CAD）几何输运能力，面向新型数值反应堆的RMC基于CAD几何建模输运提供新的计算手段。首先采用开源网格化内核处理CAD几何模型，实现全流程自主化的RMC基于CAD几何输运方法，其次开发了CAD与构造实体几何（CSG）的混合几何输运框架，提高几何处理效率和RMC输运效率。通过燃料球、VERA-3A燃料组件等模型的数值计算，验证了自主化CAD几何处理方法、混合几何建模输运方法的正确性；与现有CAD几何建模输运方法相比，混合几何建模输运方法在几何处理时间、计算效率等方面取得显著提升。因此，本研究开发的RMC基于CAD几何输运拓展功能可以用于新型数值反应堆的中子学分析计算。

自主化反应堆计算流体力学软件WINGS-CFD的研发与应用

邓坚, 魏宗岚, 曾未, 李松蔚, 邱志方, 刘卢果

2024, 45(S2): 63-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0063

摘要(39) HTML (15) PDF(16)

摘要:
为满足反应堆高精度流动传热数值仿真需求，提出了一种基于面向对象的、分层架构设计的、高可扩展的自主化反应堆计算流体动力学（CFD）软件WINGS-CFD 。从理论模型、数值离散方法、软件架构等方面介绍WINGS-CFD软件的总体设计，并采用WINGS-CFD软件对反应堆典型场景流动传热工况进行了数值计算。结果表明，WINGS-CFD计算结果的精度与商用CFD软件的结果相当；WINGS-CFD软件具备优秀的并行性能，可支持亿级网格大规模数值仿真以及中子输运与流动传热耦合仿真，为反应堆系统的精细化多物理场分析提供了自主化数值技术手段。

过冷沸腾欧拉-欧拉两流体关键模型研究

罗瀚文, 王洪彬, 熊进标

2024, 45(S2): 70-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0070

摘要(33) HTML (13) PDF(11)

摘要:
针对计算流体动力学（CFD）中欧拉-欧拉两流体模型体系的壁面沸腾、相间作用、汽泡聚并/破碎等关键模型开展研究。基于五分量壁面沸腾模型描述加热表面汽泡成核、生长、脱离、滑移和浮升等行为，基于非均速汽泡分群（iMUSIG）模型考虑汽泡直径分布对相间作用的影响，同时基于Prince-Blanch模型、Luo-Svendsen模型模拟了汽泡聚并/破碎。通过与国际标准算题 DEBORA的实验结果对比表明，该模型能够较准确地预测压水堆正常运行工况下高过冷度条件的空泡份额分布和汽泡直径分布。对低过冷度、高空泡份额工况，模型无法预测空泡份额的中心峰值。同时，比较计算和实验测量的汽泡运动速度和液相温度发现，现有五分量壁面沸腾模型可能低估了蒸发量。

基于FUPAC3D的非典型PCMI行为研究

刘振海, 周毅, 齐飞鹏, 辛勇, 李文杰, 宫兆虎, 曾未, 张涛

2024, 45(S2): 77-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0077

摘要(32) HTML (12) PDF(6)

摘要:
压水堆核燃料棒在Ⅱ类瞬态下芯块与包壳会发生强烈的机械相互作用（PCMI），当芯块存在掉块缺陷时，PCMI会进一步加强。针对这类非典型的PCMI现象，传统1.5维燃料性能分析程序无法分析。基于自主开发的3维燃料性能分析程序FUPAC3D进行了模拟计算，以芯块制造过程中常见的芯块掉块缺陷为例，分析了瞬态过程中芯块掉块对燃料棒传热和力学性能的影响。结果表明，芯块掉块附近的包壳温度分布不均匀，芯块掉块边缘处的温度升高，芯块掉块中心处的温度降低；芯块掉块附近的包壳向内凹陷，导致芯块掉块中心附近的包壳环向应力增加，相比完整芯块对应的“竹节”处（芯块端部）增加约14.3%，相比芯块中平面处增加约62.9%。

颗粒弥散板状燃料元件开裂起泡模拟技术研究

刘洪权, 向烽瑞, 巫英伟, 贺亚男, 章静, 苏光辉

2024, 45(S2): 84-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0084

摘要(44) HTML (18) PDF(17)

摘要:
颗粒弥散板状燃料元件在堆内运行时，可能发生开裂起泡现象，影响燃料及核反应堆的安全性。针对颗粒弥散板状燃料元件进行了开裂起泡现象的数值模拟研究。为了实现从细观燃料颗粒到宏观燃料元件的开裂分析和起泡模拟，首先建立了一套多维度跨尺度耦合的模拟分析策略，使用从细观燃料颗粒尺度到宏观元件尺度的跨尺度耦合方案，实现了从燃料颗粒出发的燃料元件芯体开裂危险区域判定；基于包含了三维燃料元件、一维冷却剂和二维燃料切片的多维度耦合体系，应用扩展有限元方法，实现了燃料元件的二维开裂起泡模拟；为了准确判断起泡的发生，建立了一套裂变气体内压模型，与二维扩展有限元相结合，最终实现了热冲击工况下的宏观燃料元件的裂纹扩展模拟，并预测当燃耗为120 MW·d·kg⁻¹(U)时，起泡发生的温度为790 K左右。

弥散型板状燃料元件跨尺度耦合特性计算与分析

向烽瑞, 贺亚男, 巫英伟, 秋穗正, 苏光辉

2024, 45(S2): 93-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0093

摘要(30) HTML (12) PDF(11)

摘要:
弥散型板状燃料两相弥散材料的多尺度特点对其性能研究提出了挑战。为准确分析与评价U₃S_i2/Al弥散型板状燃料在堆内的性能，在已有的U₃Si₂/Al弥散型芯体的等效物性、行为模型基础上，针对等效芯体较为复杂的蠕变特性，建立其蠕变衰减系数模型以准确模拟两相复合材料的蠕变行为。同时，构建了三维燃料板模型、一维颗粒球模型，并提出了将三维燃料板模型与一维颗粒球模型耦合的跨尺度耦合方法，以在宏观分析的同时，获取燃料芯体各部位微观颗粒行为。基于跨尺度多物理场耦合分析工具，开展针对弥散型燃料的多物理场分析，并对燃料颗粒的尺寸与体积份额的影响进行了评估。结果显示，增加颗粒的尺寸和体积份额只略微提高燃料中心温度，影响可忽略；当体积份额从30%提升到40%时，燃料颗粒应力增加11.6%。

辐照温度对反应堆压力容器材料辐照脆化行为的影响规律研究

董元元, 罗英, 杜华, 胡甜, 王晓童

2024, 45(S2): 102-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0102

摘要(37) HTML (21) PDF(14)

摘要:
反应堆压力容器（RPV）承受着强烈的中子辐照作用，随着快中子注量的累积，RPV产生不可忽视的辐照损伤，其中辐照温度是影响其辐照损伤的重要因素之一。针对辐照温度对RPV的影响机理研究，本文开展了现有预测模型分析、原位离子模拟辐照试验及多尺度模拟计算。对比分析了常用的辐照脆化预测公式，其温度适用范围为275~310℃，不适用于低温辐照条件。开展了不同温度下的原位离子辐照试验，结果表明辐照温度越高，辐照位错环尺寸越大而密度越低。多尺度模拟计算结果表明，辐照温度对辐照点缺陷的产生过程影响不明显，但对辐照缺陷的演化和平衡过程具有较明显的影响；辐照温度越低，材料辐照脆化越严重。研究揭示了辐照温度对RPV材料辐照脆化行为的影响机理及规律。

基于贝叶斯推断的辐射场快速计算与重构技术研究

唐松乾, 余鸿, 吕焕文, 温兴坚, 苗建新, 陈鑫

2024, 45(S2): 110-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0110

摘要(35) HTML (18) PDF(13)

摘要:
为了满足核设施退役、核电厂维修等相关现场工作辐射场快速计算的需求，本文开发了基于点核积分方法，且适用于复杂几何和源描述的辐射场快速计算软件CSGPK。为了提升CSGPK软件点核积分模块的计算精度，使用贝叶斯推断方法对辐射场进行了重构，并使用平板模型和迷宫结构对CSGPK软件进行了验证。验证结果表明，CSGPK软件点核积分模块的计算精度与国际同类计算软件相当；通过使用贝叶斯推断方法进行辐射场重构，能够大幅提升点核积分方法的计算精度，并提升CSGPK软件的适用范围。

空间小堆内切结构阴影式屏蔽体屏蔽与减重特性研究

谢林, 廖浩仰, 赵富龙, 王宪礴, 李宇峰, 王旭, 谭思超, 田瑞峰

2024, 45(S2): 115-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0115

摘要(35) HTML (15) PDF(5)

摘要:
核动力航天器阴影式屏蔽体质量与任务需求功率呈正相关，针对大功率航天器辐射屏蔽所需质量过大同时质量限制较大的情况，进行了阴影式屏蔽体结构优化，提出了结构优化方案和屏蔽体综合性能分析方法。利用蒙特卡罗方法对采用内切结构的阴影式屏蔽体内部和后部区域开展中子输运计算，分析了不同内切方案对屏蔽体屏蔽效果和减重效果及两者结合的综合性能的影响。结果表明，在屏蔽效果权重因子0.4、减重效果权重因子0.6的方案下，采用不超过4 cm内切圆直径的尾部内切圆环方案相较于原方案在屏蔽综合性能上有所提升；采用氢化锂相比于碳化硼材料具有更优的屏蔽体综合性能，可以在不过大影响屏蔽体的屏蔽能力下实现减重，能够为后续开展大功率核动力航天器的屏蔽减重方法研究提供思路和分析方法。

基于改进阻振质量结构的振动控制优化方法研究

张锐, 刘帅, 王碧浩, 白晓明, 刘承敏, 刘贞谷, 宫兆虎

2024, 45(S2): 122-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0122

摘要(31) HTML (15) PDF(4)

摘要:
为进一步降低管路系统振动水平，降低管路振动治理成本，本文结合传统振动控制方法的特点，提出一种基于改进阻振质量结构的管路振动控制优化方法。采用动力吸振原理对管路系统振动传递进行控制，通过分析三向参与质量对系统的抑振贡献度，设计了一种限位阻振质量结构，建立了一种管路系统振动控制优化策略，为管路系统全局振动控制提供手段。分析结果表明，该方法合理可行，可用于管道振动控制优化研究，具有一定的工程意义。

基于系统程序和Simulink的核测量系统建模和仿真研究

罗庭芳, 黄轲, 刘轶, 包超, 何正熙, 黄有骏, 肖凯, 刘耀隆, 孙琦, 高志宇

2024, 45(S2): 127-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0127

摘要(34) HTML (19) PDF(12)

摘要:
核测量系统的测量过程具有统计涨落特性，其测量信号是不断变化的。在当前仪控系统仿真分析中，核测量系统模型没有统计涨落特性，难以有效评估核测量系统设计方案的衔接情况和信号波动水平。因此，本文针对核测量系统原理和组成进行研究，设计了核测量系统基础部件仿真模型，构建了精细的核测量系统模型。通过启堆过程的仿真分析，表明核测量系统模型仿真产生的信号与启堆过程吻合良好，3个量程相互之间具有超过1个量级的衔接，全过程周期信号稳定。本文提出的核测量系统建模方法能够模拟核测量系统的统计涨落特性，可用于在仪控系统仿真中更全面地体现核测量系统特性，得到更为真实的工况仿真结果。

反应堆数值计算协同设计平台架构设计与应用

何腾蛟, 韩飞, 李松蔚, 张爽, 吴斌, 程先俨, 袁鹏

2024, 45(S2): 133-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0133

摘要(35) HTML (13) PDF(8)

摘要:
为有效提升反应堆物理、热工、屏蔽、燃料分析等多专业数值计算协同设计和执行的效率与质量，建立了一套高扩展性、高稳定性的反应堆多专业数值计算协同设计平台，在对超算、工作站等复杂异构高性能算力资源进行集群管理和服务化封装的基础上，实现了多专业的典型计算程序从部署、流程设计、调试、运行跟踪到输出的全生命周期管理，提供统一规范、自主定义、按需复用的流程设计、作业调度和数据管理机制，有效支撑了跨项目、跨专业的反应堆多专业协同数值计算。

核反应堆大数据系统（睿龙系统）架构设计与实现

曾辉, 阳惠, 刘承敏, 王媛美, 张思原, 杨昆霖, 林源峰, 何昊天

2024, 45(S2): 137-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0137

摘要(41) HTML (25) PDF(10)

摘要:
主要介绍了核反应堆大数据系统的数据架构设计，通过识别业务对象，构建了一套灵活、稳定的数据业务模型，形成了完整、规范、准确的数据体系，实现了多源头、异构数据的逻辑集成。在标签信息缺失的情况下，采用半监督学习方法开发了高性能的标签标注工具，并应用于非结构化数据和时序数据中。针对不同类型的数据缺失，使用基于机理、统计和机器学习的方法进行数据修复和异常筛选。通过关键领域分析和架构设计，建立了层次分明、扩展性强、灵活性高的软件视图，有效避免了设计反复，确保了开发质量。进一步提高核反应堆大数据技术的成熟度，提升数据治理、数据价值挖掘和智能运维技术能力，确保核反应堆装置的长期安全可靠运行。

融合专家知识与机器学习算法的核反应堆事故诊断技术

黄涛, 朱大欢, 曾未, 方维扬, 熊青文, 张倬, 黄擎宇

2024, 45(S2): 144-149. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0144

摘要(34) HTML (14) PDF(12)

摘要:
核反应堆事故诊断是事故处理过程中最为重要的一步，诊断结果直接决定了事故的处置策略。本文提出了一种融合专家知识与机器学习算法的核反应堆事故诊断方法，该方法在已有的成熟的专家知识基础上，引入机器学习诊断算法，实现两类方法优势的叠加和劣势的互补。在专家知识诊断方面，采用基于征兆导向的事故诊断方法，形成征兆导向专家知识库，并形成基于专家知识的事故诊断功能模块；在基于机器学习算法的事故诊断方面，采用极端梯度提升（XGBoost）算法、线性支持向量机（SVM）算法、深度前馈网络（DFN）以及长短期记忆（LSTM）算法建立了事故诊断模型，并利用投票机制算法对各类算法进行融合，形成了机器学习智能诊断模块。在此基础上，提出了以专家知识诊断模型为主，机器学习智能诊断为辅的诊断模型，并利用“华龙一号”蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故进行了验证，证明了该方法的合理性。

基于大数据的燃料棒破损诊断方法研究

景福庭, 吕焕文, 唐松乾, 魏江林, 李兰, 夏明明

2024, 45(S2): 150-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0150

摘要(43) HTML (20) PDF(7)

摘要:
核电厂燃料棒破损诊断（FRDD）是核电业主和核安全监管关注的重要问题。将大数据和近邻算法用于燃料棒破损诊断，并开发了压水堆燃料棒破损诊断软件，采用核电厂燃料棒破损的运行实例和理论例题进行了软件验证。验证结果为：①燃料棒破口尺寸类别分析方面，80%的分析结果与例题保持一致；②破损燃料棒数目分析方面，分析结果与例题的最大偏差为1根。基于大数据和近邻算法的压水堆燃料棒破损诊断方法，可以给出更接近实际破损情形的诊断结果，及时发现燃料棒的破损以及破损状态的变化，为反应堆燃料棒破损后的运行决策和辐射防护提供可靠依据，在确保安全的前提下提升核电厂运行的经济性。

基于改进CWT-CNN的核电厂传感器故障诊断研究

邓志光, 李政希, 何亮, 吴茜, 朱加良, 朱毖微, 徐涛, 王海麟

2024, 45(S2): 156-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0156

摘要(28) HTML (14) PDF(6)

摘要:
核电厂传感器故障后果严重，而核电厂一回路系统和设备的固有复杂性为基于精确数学模型的传感器故障诊断带来了困难。本文提出了一种将深度学习算法与时频分析相结合的核电厂传感器智能故障诊断方法，将信号识别问题转化为图像识别问题。先利用连续小波变换（CWT）对核电厂典型传感器7种常见健康状态的时序信号进行处理，以生成捕捉故障信号特征的时频图；然后以预处理和标记的数据集训练经通道注意力机制（CA）改进的卷积神经网络（CNN）模型，提取时频图的细微图像特征，基于这些特征识别和隔离传感器故障。该方法不需建模和设计阈值，鲁棒性强，准确率达到97%以上，通过与长短期记忆（LSTM）神经网络、一维卷积神经网络（1D-CNN）等典型深度学习网络的诊断效果对比，验证了改进CWT-CNN的有效性和优越性。

基于开集识别的反应堆关键设备振动信号分类方法研究

庞天枫, 李书剑, 杨泰波, 罗能

2024, 45(S2): 163-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0163

摘要(22) HTML (12) PDF(6)

摘要:
在反应堆关键设备健康监测的实际工程场景下，设备状态随时间推移持续劣化，监测数据类别逐渐增多，传统数据驱动算法会出现准确度下降甚至失效问题。为克服这些问题，提出了一种开集信号分类方法。首先使用一个变分编码-分类器网络来对已知类别（KCs）进行分类，并学习特征空间的分布以提取隐特征；然后将隐特征拟合Weibull分布，基于极值理论（EVT）确定样本是否属于未知类别（UCs）；最后使用反应堆实际运行过程中采集的多类带标签振动信号数据集进行模拟开集实验。实验结果表明，通过选取合适的判别阈值可对KCs和UCs进行有效地识别。本文方法为实际工程场景下，设备逐渐由正常状态出现未知故障的数据分类场景提供了可行的解决思路。

堆芯熔融事故下RPV复杂力学行为数值模拟研究

李辉, 张毅雄, 白晓明, 邵雪娇, 傅晓龙, 庾明达

2024, 45(S2): 168-173. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0168

摘要(61) HTML (26) PDF(18)

摘要:
在反应堆冷却剂丧失事故（LOCA）后，堆芯熔融物将对反应堆压力容器（RPV）下封头产生烧蚀作用，为此模拟和分析在堆芯熔融事故下RPV内壁的烧蚀及复杂力学行为对于RPV的设计、事故预防和缓解都具有重要意义。本文首先给出了近场动力学方法分析含裂纹扩展的热力耦合问题的积分列式。其次，在近场动力学方法框架下，提出了一种简便和高效的移动边界模型。其中，通过引一个标量场来直接表征物质点的烧蚀状态，使得在计算过程中不需要不断地更新计算域，从而提高计算效率。最后，采用该方法模拟了堆芯熔融物对RPV内壁的动态烧蚀和RPV在内压作用下的裂纹扩展，计算结果表明在堆芯熔融事故下RPV中同时存在弹性变形和塑性变形，而且还存在损伤断裂等复杂力学行为。

螺旋盘管内单相流致振动机制实验研究

汪宁远, 陈德奇, 刘汉周, 步珊珊

2024, 45(S2): 174-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0174

摘要(37) HTML (15) PDF(12)

摘要:
为研究螺旋盘管内单相流致振动响应演变规律，揭示面内和面外方向上的振动机制，本研究基于激光多普勒测量技术开展管内单相流致振动实验。通过开展不同入口流速下流致振动实验，结合模态分析结果，分析流速对螺旋盘管振动响应的影响，探究沿面内与面外方向上的振动响应特征。实验结果表明，螺旋盘管沿面内方向振动特性所受静力和质量有关，沿面外方向振动特性与系统质量有关。沿面外方向振动位移均方根（RMS）呈现随高度增加而减小的趋势，结合管内流体流动状态分析，揭示了管内二次流对螺旋盘管振动响应的影响机制。本研究结果能够为螺旋盘管内流致振动研究提供参考，并可为后续管内两相流致振动研究提供支撑。

冲击波气泡联合作用下潜艇冲击环境研究

杨博, 李一磊, 何建, 姚迪, 范金鹏

2024, 45(S2): 180-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0180

摘要(29) HTML (8) PDF(12)

摘要:
为探讨水下爆炸作用下潜艇及其设备的冲击环境，以提升潜艇的生命力。本文运用声-固耦合法计算了模型在水下爆炸载荷下的动态响应，讨论了水中冲击波的传播，并计算冲击波和气泡脉动联合作用下舱段平台的响应谱。对比不同潜深、炸药冲击因子、炸药攻角下各舱段平台响应，结合舱段板加速度曲线和响应谱曲线分析各参量变化对设备冲击环境的影响。研究结果表明，气泡脉动载荷会加剧平台响应，尤其是低频段响应。通过对不同工况下潜艇设备所处冲击环境的研究，为设备安装位置和生命力提升给出了合理化建议。

基于智能算法的SGTR事故后安注过程自动控制研究

杜鸣, 边舒介, 牛玉广, 袁金晓, 陈日罡

2024, 45(S2): 189-196. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0189

摘要(54) HTML (20) PDF(10)

摘要:
当前核电站若发生蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故，普遍采用人工调节控制的手段，其中安注过程的调节是操作员面临的难点之一。针对该难点，首先分析了对象的主要调节机理和特性，然后结合操作运行人员经验，总结设计了安注控制过程的解耦控制结构，并设计了相应的参数整定方法，融入自适应PID、智能前馈、强化学习等智能化元素，提出了针对安注控制过程的智能控制策略。为在某公司开发的M310堆型全范围模拟机上完成策略验证，开发了智能计算引擎，并在智能计算引擎上完成控制策略组态，通过MySQL方式完成了控制信号的实时通讯。通过M310堆型全范围模拟机不同破口事故的模拟和测试验证，本文提出的智能控制策略均能够实现安注控制过程的自动调节，实际降温速率偏差为降温速率设定值的5.89%，过冷度和稳压器水位调节的匹配效果较好，性能高于操纵员手动执行任务的平均水平。

基于深度强化学习的反应堆热工系统运行温度智能控制方法研究

刘永超, 谭思超, 李桐, 程家豪, 王博, 高璞珍, 田瑞峰

2024, 45(S2): 197-205. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0197

摘要(43) HTML (13) PDF(13)

摘要:
传统比例-积分-微分（PID）控制方法难以实现良好稳定的控制效果。本文提出了基于深度强化学习的反应堆热工系统运行温度智能控制方法，步骤为：①搭建反应堆热工系统RELAP5模型，并对其进行交互扩展，使其能够支持深度强化学习技术；②在柔性动作-评价（SAC）算法的基础上耦合了多变量长短期记忆（LSTM）神经网络，有效提取了控制历史信息的时序特征；③基于优化目标驱动的控制模型可自行收集数据样本，并通过自我学习机制，完成控制策略的优化；④根据多变量状态特征和时序特征，实现了对运行温度的端到端控制。通过与PID控制器的仿真实验对比验证，本文提出的方法具有优异的负荷跟踪能力与扰动抑制能力，具备良好的环境适应性与控制鲁棒性。

燃料贮存格架临界计算模型转换方法研究

马健聪, 王益祺, 刘仕倡, 于淼, 邵增

2024, 45(S2): 206-213. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0206

摘要(32) HTML (16) PDF(10)

摘要:
为提高RMC在乏燃料贮存格架临界计算的建模效率和建模准确性、推动自主化蒙卡程序在乏燃料贮存格架临界分析的应用，本文开发了蒙卡程序MONK与RMC的计算输入文件转换程序。针对MONK程序的几何、洞、材料、控制、源等描述卡，基于Python语言开发对应读取程序、程序可读入MONK三维蒙卡程序的卡片式计算输入文件，并生成RMC三维蒙卡程序的输入文件。经过对比，生成的RMC输入文件模型与MONK输入文件模型几何一致、材料一致、源项一致、计算控制条件一致，分别计算转换前与转换后的有效增殖因子（k_eff），k_eff在误差允许范围内相同。结果表明，该程序满足乏燃料贮存格架临界计算程序输入卡转换的要求，可以提高乏燃料贮存格架建模效率与准确性，同时验证了RMC应用到乏燃料贮存格架临界计算中的正确性。

基于神经网络的核事故源项反演方法比较研究

彭丁萍, 李中昊, 曹博, 缪学伟, 游清悦

2024, 45(S2): 214-222. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0214

摘要(38) HTML (12) PDF(9)

摘要:
核事故源项是核事故后果评价的重要依据。准确、快速地获取源项对于核事故应急响应决策的制定具有重大意义。本文利用径向基神经网络、误差反向传播神经网络和深度前馈神经网络3种典型的神经网络算法，对核事故源项进行反演估算对比。针对单核素和多核素2种源项反演情况，以放射性核素的释放速率为反演目标，利用课题组开发的放射性大气扩散模拟程序RADC进行模拟实验获取监测数据。误差分析和反演时间的对比结果表明，基于深度前馈神经网络搭建的核素释放速率反演模型表现出优异的性能。对于单核素的释放速率反演，在十折交叉验证的方式下，反演相对误差在1.7%~3.0%以内，平均绝对百分比误差为2.2%；对于多核素情况，深度前馈神经网络的反演平均绝对百分比误差为8.05%，其反演估算准确率和稳定性均优于误差反向传播神经网络和径向基神经网络。

核电厂自适应采样下风险指引的安全评价与优化方法研究

李林峰, 徐安琪, 董晓朦, 张桢, 杨明, 文婷, 刘永

2024, 45(S2): 223-230. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0223

摘要(44) HTML (11) PDF(9)

摘要:
为了满足先进反应堆安全性与经济性双重需求，本文将确定论安全分析与概率安全分析相耦合，以“风险指引的系统分析（RISA）”为基础，重点突破高精度要求下的抽样次数海量、计算效率低的难题，提出了一种自适应采样策略下的RISA优化方法，现实评估核电厂安全裕度。采用支持向量机（SVM）、K近邻（KNN）算法训练得到代理模型，替代大量的最佳估算加不确定性分析程序模拟；并且用自适应采样策略识别极限面，降低抽样范围和次数。以小破口失水事故（SBLOCA）为例进行测试验证，结果表明：相比于随机抽样RISA结果，代理模型预测的燃料包壳峰值温度（PCT）结果接近、计算时间减少50%以上。本方法可支撑RISA实际工程应用，为风险指引的设计、运行与管理提供现实精准的决策支持。

超高温气冷堆燃料元件制备和性能评价研究

刘马林, 程心雨, 刘兵, 王桃葳, 刘泽兵, 杨旭, 刘荣正, 邵友林

2024, 45(S2): 231-237. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0231

摘要(50) HTML (26) PDF(21)

摘要:
针对未来超高温气冷堆的研发要求，开展了相关燃料元件的设计、新型包覆层制备、三层各向同性（TRISO）颗粒辐照前高温考验以及辐照后高温考验等多个方面的工作。具体包括对SiC包覆层、ZrC包覆层、NbC包覆层、碳化物复合包覆层的流化床-化学气相沉积制备方法进行了研究，并对SiC包覆层进行了辐照前超高温考验（最高达2500℃）和辐照后高温考验（最高达1770℃）研究。研究结果表明，采用流化床-化学气相沉积方法，分别以液体CH₃SiCl₃、固体ZrCl₄、NbCl₅为前驱体，采用气相载带输运，气体粉末输运等方法可以制备出单一物相的SiC包覆层、ZrC包覆层、NbC包覆层以及碳化物复合涂层，其中SiC包覆层的规模化制备已经成功实现。辐照前的高温考验发现TRISO颗粒的SiC包覆层可以承受短时2200℃的高温。在2100℃以上，发生了部分相变、晶粒长大和微量分解现象，整体包覆层仍然保持较为完整的结构。辐照后的1770℃高温考验表明，高温会加速Cs等裂变元素在TRISO颗粒内致密热解炭层中的扩散，没有发现SiC包覆层破损，即阻挡裂变产物的能力继续维持，同时采用分子模拟等手段对高温考验和辐照后的各种微观结构以及混合晶型的SiC包覆材料进行了数值模拟。以上研究结果为我国超高温气冷堆燃料元件的研发和性能评价提供了参考，对未来超高温气冷堆的发展具有重要意义。

基于NSGA算法的槽道型钠热管优化设计

张建松, 梅华平, 李桃生

2024, 45(S2): 238-244. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0238

摘要(30) HTML (12) PDF(11)

摘要:
碱金属钠热管由于具有工作温度高、传热性能好的特点，因此在高超声速飞行器，微型核反应堆以及太阳能等领域应用前景广阔。本文针对某热管冷却空间核反应堆需要，设计了一种梯形槽道钠热管，并基于NSGA-Ⅲ的遗传学算法，研究了工作温度、蒸气腔直径和槽道数对钠热管传热极限的影响，提出了在热管冷却空间核反应堆服役条件下钠热管传热能力的最优解方案。研究发现，毛细极限随温度升高先升高后降低，在工作温度范围内，携带极限和冷凝极限易成为所设计热管的传热极限，当工作温度为1256 K，蒸气腔直径为12.8 mm，槽道数为20时，所设计热管的传热极限为4.56 kW。设计的梯形槽道钠热管符合马赫数要求和有效毛细半径要求。

TRISO颗粒SiC层纳米力学行为的分子动力学模拟

严泽凡, 田宇, 刘马林, 刘荣正, 刘兵, 邵友林, 唐亚平

2024, 45(S2): 245-253. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0245

摘要(39) HTML (15) PDF(10)

摘要:
三元结构各向同性（TRISO）颗粒碳化硅（SiC）层在辐照和高温考验后会发生晶粒的相变、断裂和异常长大等现象，这些SiC层的力学行为对TRISO颗粒的安全性研究非常重要。本文采用分子动力学模拟研究SiC层的纳米力学行为和性能。根据实验现象构建了4种典型SiC层结构：服役前3C-SiC、辐照考验后3C-SiC、高温考验后6H-SiC、高温+辐照考验后6H/3C-SiC，并通过载荷-深度曲线、位错演化、应力应变、原子扩散等参量分析了SiC层的纳米力学行为和性能。结果表明，服役后的SiC层在纳米压痕加载过程中的位错间相互作用更少，使塑性变形减少，所以杨氏模量降低。辐照考验后和高温+辐照考验后的SiC层的应力应变在压头正下方的集中程度降低，且应力应变和原子扩散的横向分布程度提高，所以硬度降低；高温考验后的SiC层的应力应变在压头正下方集中程度提高，且应力应变和原子扩散的纵向分布程度提高，所以硬度提高。研究结果对各种类型的SiC层力学行为和性能给出了定量解释，有助于理解SiC层微观结构、力学行为和力学性能之间的关系。

15-15Ti不锈钢锁底结构激光-氩弧复合焊接焊缝性能分析

关怀, 徐晓东, 张雪伟, 邹本慧

2024, 45(S2): 254-260. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0254

摘要(36) HTML (16) PDF(7)

摘要:
为研究一种钠冷快堆用15-15Ti不锈钢材料的焊接工艺，探究一种能够适应锁底结构，进行多次焊接后，该材料仍能保持良好性能的方法。本文采用激光-氩弧复合焊接工艺，对国产15-15Ti材料的一种典型锁底结构开展了焊接工艺探索，通过金相显微镜、扫描电镜、硬度计和拉伸试验机对焊缝的组织特征、显微硬度、晶间腐蚀和力学性能进行了测试，对多次焊接后的焊缝形貌与性能进行了对比。研究发现，激光-氩弧复合焊接能够实现锁底型结构的焊接，并获得较好的焊缝组织和力学性能；并且经过多次焊接后，焊缝凝固模式、焊缝组织、力学性能未发生变化，焊缝组织和力学性能具有较好的一致性，具有广泛的工程应用范围和应用场景。

离散纵标和点核积分耦合计算方法研究

杨旭辉, 刘凡, 王翔, 蔡利, 马库斯·赛德尔

2024, 45(S2): 261-267. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0261

摘要(43) HTML (17) PDF(12)

摘要:
针对现存的大部分点核积分程序在屏蔽计算中存在的明显缺陷，即在面对较大源和多层屏蔽组合的计算过程中会产生数量级级别的误差。本研究在点核积分计算中引入离散纵标方法，并研究TORT与QADS两个程序的特点，编写了接口程序，实现两者的耦合计算，解决了传统点核积分程序中源离散计算精度差、缺乏斜角分解技术等问题，并设计简单的几何模型针对该方法进行可行性研究。结果显示，在计算深穿透问题时，离散纵标-点核积分耦合方法极大提高了计算精度，能够在辐射屏蔽计算实践中提供相对于所涉及方法更优的结果。

一种分子动力学与动力学蒙特卡洛耦合方法在核结构钢辐照氦演化研究中的实现与应用

李六六, 胡雪飞, 彭蕾

2024, 45(S2): 268-273. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0268

摘要(40) HTML (21) PDF(13)

摘要:
加速器驱动次临界堆、超高温气冷堆等第4代先进能源反应堆结构材料的研发，亟需借助数值模拟方法来缩短研发周期和提升研发效率。目前各种已有的数值模拟方法只适用于特定的时间和空间尺度，而先进能源反应堆用核结构材料高温辐照效应涉及从辐照微观结构演化到宏观力学性能多个时空尺度的过程。开发各个尺度模拟方法之间的耦合方法和程序，构建多尺度模拟计算平台，对于先进能源反应堆结构材料的快速研发、服役性能预测具有重要意义。本文基于原子构型与缺陷构型的相互转换，提出并实现了一种将微观尺度模拟方法（分子动力学）与介观尺度模拟方法动力学（蒙特卡洛）进行时间上耦合的模拟方法。通过该方法，可将辐照级联过程用分子动力学模拟，而缺陷的进一步演化用动力学蒙特卡洛方法（KMC），从而模拟核结构材料辐照剂量累计下微观结构演化的过程。通过使用该耦合方法模拟了核结构钢基体材料α铁中氦泡在中子辐照下的演化过程，并与实验数据对比，证明了该方法的可靠性。

液态铅基金属冷却剂的杂质调控净化技术研究

唐海荣, 李莹, 娄芮凡, 岳倪娜, 王苏豪, 王盛

2024, 45(S2): 274-278. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.S2.0274

摘要(43) HTML (14) PDF(15)

摘要:
液态铅基金属是国际四代快堆和加速器驱动次临界系统的主流候选工质。然而，液态铅基金属冷却剂在非等温系统长期运行过程中存在杂质持续生成、累积量大、难避免和难处理等问题，容易导致沉积结垢、传热恶化甚至堵流，安全隐患重大。因此，液态铅基金属冷却剂杂质的净化调控是铅冷快堆设计发展中亟待突破的关键技术。本文主要介绍了液态铅基金属冷却剂中杂质的来源、赋存形式以及调控净化技术的研究现状，综述总结了抑制生成法、分离捕集法和还原消除法等前后端杂质调控手段的优势和局限，最后讨论了不同规格、形式下铅冷系统的杂质净化策略的选择与挑战。

留言板

2024年第45卷第S2期

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2024年 第45卷 第S2期

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