核动力工程

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刘晓晶, 谢秋霞, 柴翔, 程旭

2021, 42(5): 1-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0001

摘要(799) HTML (165) PDF(289)

摘要:
介绍了数值反应堆的基本概念，详细调研了国际上针对数值反应堆开展的研发项目，如轻水堆先进仿真联盟（CASL）、欧洲核反应堆仿真通用平台（NURESIM）和核能先进仿真与建模（NEAMS）项目，总结了多物理耦合及多尺度耦合技术的国内外研究现状，并结合研究现状指出材料腐蚀行为与流动传热、中子物理共同作用下的多物理耦合机理、基于统一网格求解的高保真耦合程序开发是数值反应堆技术发展的重点方向。

5×5全长棒束组件通道过冷沸腾工况下均匀与非均匀轴向功率分布对比分析

张君毅, 闫晓

2021, 42(5): 8-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0008

摘要(290) HTML (169) PDF(49)

摘要:
压水堆燃料组件结构采用正方形排列的棒束形式，本文采用计算流体力学（CFD）方法对5×5全长棒束中过冷沸腾传条件下的均匀轴向功率分布（U-APD）和非均匀轴向功率分布（Non-U-APD）工况进行了热工水力性能对比分析。分析结果表明，所采用的壁面沸腾模型、相间作用力界面力模型和气泡尺寸分布模型能够较好地预测5×5全长棒束组件通道过冷沸腾工况的传热过程。通过对比发现Non-U-APD工况下，棒束通道内平均空泡份额起始点较均匀加热工况提前，增长速度较U-APD工况更快。在子通道平均值方面，Non-U-APD工况下角通道末端平均空泡份额要高于U-APD工况，而中心通道基本相同。Non-U-APD工况下，在第5个和第6个搅混格架（MVG）下游，文中所分析的角通道和中心通道的液相质量流速逐渐低于U-APD工况。

压水堆燃料管理软件Bamboo-C研发及工业确认

万承辉, 李云召, 郑友琦, 刘宙宇, 祖铁军, 曹良志, 吴宏春, 沈炜

2021, 42(5): 15-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0015

摘要(608) HTML (177) PDF(77)

摘要:
基于经典的“两步法”压水堆计算流程，采用目前最先进的核反应堆物理计算方法，研发了先进的压水堆燃料管理软件Bamboo-C。Bamboo-C软件主要由3个功能程序（LOCUST、SPARK、LtoS）组成，LOCUST为二维组件非均匀及等效均匀化计算程序，SPARK为三维堆芯稳态/瞬态分析程序，LOCUST和SPARK程序之间通过组件均匀化参数函数化程序LtoS链接。Bamboo-C软件具备完善的压水堆燃料管理与核设计必备的分析功能，主要包括：启动物理试验、动力学参数计算、控制棒微积分价值、功率运行跟踪等。最后，基于我国自主研发的CNP300、CNP650和CNP1000堆型的运行数据，完成了Bamboo-C软件的工业确认工作。结果表明，采用Bamboo-C软件获得的临界硼浓度、温度系数、控制棒价值以及功率分布等堆芯关键参数的计算值与实测值之间的误差均满足工业限值的要求。

比值法下基于不同选择策略的遗传算法换料优化比较分析

李湛, 周旭华, 丁铭, 黄杰

2021, 42(5): 23-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0023

摘要(497) HTML (160) PDF(36)

摘要:
遗传算法是一种应用于反应堆换料优化问题的经典算法，该算法的一个重要组成部分为选择策略。在目前的文献中，选择策略常直接选轮盘赌选择法或随机竞争选择法，缺乏对不同选择策略的比较与分析。为得到寻优能力最强的选择策略，本研究以钍基柱状高温气冷堆1/6堆芯为例，以比值法构造适应度函数，利用DRAGON程序进行堆芯物理计算，结合精英保留策略，对轮盘赌选择法、随机竞争选择法、均匀排序法、指数排序法和确定式选择法5种选择策略的寻优能力进行了比较分析。分析结果表明，在这5种选择策略中，指数排序法的寻优能力最强，是最适合求解换料优化问题的选择策略。

液态铅铋合金在绕丝燃料棒组件子通道间湍流交混数值模拟

王婧婕, 朱大欢, 卢涛, 邓坚, 蔡容

2021, 42(5): 30-35. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0030

摘要(373) HTML (44) PDF(71)

摘要:
液态铅铋合金（LBE）是第四代液态金属核反应堆候选冷却剂，由于LBE热物性具有一定的特殊性，亟待对LBE在燃料组件子通道中的流动与传热过程开展研究。本文对LBE在带绕丝燃料棒组件中湍流流动进行数值模拟与分析，将燃料棒壁面温度的数值模拟结果与响应的实验数据相比较，2者具有较高的吻合度，说明数学模型及数值结果具有较高的可靠性与准确性；使用湍流交混系数β表征LBE在不同子通道间、不同燃料棒间隙宽度与燃料棒直径比（S/D）结构下的湍流交混情况，结果表明，不同子通道间β波动程度具有差异性，β的大小与S/D呈负相关。基于不同S/D与雷诺数的计算结果，拟合出不同子通道间β关联式，为绕丝燃料棒三角形排列方式的燃料组件子通道分析程序开发提供交混模型。

倒U型管蒸汽发生器单相管间脉动临界流速与倒流临界流速的对比分析

张锐, 马在勇, 蒋志鹏, 张卢腾, 唐瑜, 岳倪娜, 孙皖, 潘良明, 周文雄

2021, 42(5): 36-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0036

摘要(304) HTML (82) PDF(57)

摘要:
为了提高核反应堆系统的安全性与经济性，本文通过实验研究了单相工况下倒U型管管间脉动临界与倒流临界之间的关系。基于对实验数据的处理，获得了不同工况下的管间脉动临界流速与倒流临界流速，并对2种不稳定性的临界流速进行了比较。结果表明，在本实验工况下，管间脉动临界流速总是高于倒流临界流速，其比值最高可达1.46；该比值随着一次侧入口温度的升高和回路阻力的减小而增大，随着二次侧冷却水流量的增大而增大，但增幅逐渐减小；回路阻力对脉动具有显著的抑制作用，在回路阻力较小时，可能发生较为严重的管间脉动。

基于统一几何建模的高保真物理-热工耦合方法研究及其在SPERT实验堆堆芯的计算应用

张旻婉, 刘宙宇, 王博, 曹璐, 赵晨, 曹良志

2021, 42(5): 42-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0042

摘要(1555) HTML (108) PDF(89)

摘要:
针对各类小型动力堆或实验堆开展物理-热工耦合模拟计算时，由于非规则几何结构的存在而带来物理-热工网格映射关系复杂且不可统一预置的问题，基于数值反应堆高保真物理计算程序NECP-X开展了基于统一几何建模的物理-热工耦合方法研究，基于中子学模型建立物理-热工耦合的映射关系，并结合NECP-X程序中的瞬态计算方法实现了特殊功率偏移实验（SPERT）实验堆堆芯的直接瞬态计算；计算了SPERT实验堆稳态算例并与蒙特卡罗程序的结果进行对比，在此基础上，对SPERT实验堆进行了瞬态计算分析并与实验值进行对比。结果表明，NECP-X程序中子学计算的特征值和棒功率分布计算结果具有较高的精度；基于统一几何建模的网格映射方法可以方便快捷地实现复杂几何压水堆的物理-热工耦合计算；与实验值相比，瞬态计算的总功率、反应性随时间的变化曲线具有较高的精度，并且可提供精细的功率及温度分布。

小型自然循环铅基快堆内部始发事件选取研究

赵鹏程, 刘紫静, 李捷, 于涛

2021, 42(5): 51-56. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0051

摘要(457) HTML (111) PDF(49)

摘要:
始发事件是铅基反应堆确定论安全分析和概率安全评价的起点和基础，对反应堆优化设计和安全运行具有重要指导作用。本文基于小型自然循环铅基快堆SNCLFR-100当前的设计方案，参考其他先进快堆始发事件选取经验，以广义“堆芯熔化”作为顶层目标事件，采用主逻辑图（MLD）方法推导其内部始发事件，最后得到一组较完整的内部始发事件清单。本文研究可为自然循环铅基快堆安全分析工作的开展提供理论依据。

基于辐射-对流-传导热流固耦合模型的乏燃料贮运容器传热特性与优化研究

龙腾, 章贵和, 金刚, 邓小云, 孔小飞, 金挺, 熊光明

2021, 42(5): 57-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0057

摘要(298) HTML (122) PDF(35)

摘要:
基于辐射-对流-传导的热流固耦合计算流体动力学（CFD）模型，对比不同放置状态、环境温度、容器内部填充介质和有无环形翅片情况下，各部件最高温度、自然对流流速、外表面辐射及对流功率的变化。结果表明，水平放置有利于强化环形翅片的对流传热；环境温度每升高10℃，燃料包壳温度增加6.5℃，外壁面温度增加8.3℃；燃料篮内部填充物由中子吸收板或铝块更换为氦气后，容器整体导热性能明显降低，容器内部温度升高，但容器壁面温度基本不变；如不考虑太阳暴晒，环形翅片可增加对流传热，使得容器整体温度降低；如考虑太阳暴晒，环形翅片会增加太阳暴晒能量的吸收，使容器整体温度反而比光滑壁面容器高；基于代数分析法和漫灰表面模型对CFD辐射模型进行验证，CFD辐射功率和公式法计算结果基本一致。

ACME台架PRHR管线破口位置敏感性试验研究

刘宇生, 许超, 吴鹏, 王楠, 李振啸

2021, 42(5): 64-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0064

摘要(234) HTML (84) PDF(29)

摘要:
为研究先进非能动（AP）型核电厂在非能动系统失效条件下的安全性能，利用我国先进堆芯冷却机理整体试验台架（ACME）开展了非能动余热排出（PRHR）管线破口失水试验研究，分析了主要的试验进程和破口位置对事故过程各阶段关键参数的影响。结果表明，ACME PRHR管线破口试验进程与冷管段小破口失水事故（SBLOCA）进程基本一致，再现了非能动核电厂自然循环阶段、自动卸压系统（ADS）喷放阶段和安全壳内置换料水箱（IRWST）安注阶段的安全特性；在不同破口位置的试验中，非能动堆芯冷却系统（PXS）均可保证堆芯得到补水，堆芯活性区始终处于混合液位以下；破口位置对ACME LOCA事故进程、反应堆冷却剂系统（RCS）初期降压速率、PRHR热交换器（HX）流量、喷放流量、堆芯液位、IRWST安注流量等参数具有显著影响，对堆芯补水箱（CMT）和蓄压安注箱（ACC）安注流量的影响较小。

铅冷快堆嬗变次锕系核素对安全性的影响研究

付鹏, 刘滨, 张新营

2021, 42(5): 71-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0071

摘要(531) HTML (90) PDF(35)

摘要:
铅冷快堆可用于对乏燃料中部分次锕系（MA）核素进行后处理，为研究MA核素的添加是否会影响反应堆安全性能，本文设计了3种MA核素添加方式，分析研究了MA核素在铅冷快堆中嬗变对堆芯临界性能、堆芯寿期和燃料温度系数的影响。结果表明，MA核素的添加会对堆芯临界性能产生影响，使堆芯初始临界性能下降；镀层和混合燃料添加方式对铅冷快堆的寿期有明显的延长，嬗变棒添加方式根据添加位置不同对堆芯寿期的影响不同；MA核素的添加会引起燃料温度系数的改变，但燃料温度系数始终为负。本文提出的3种添加方式均可行，但是嬗变棒添加方式需要注意嬗变棒位置对堆芯寿期的影响，不建议采用较为集中的嬗变棒分布方式。

核电厂事故后安全壳内置换料水箱碎片传输性能分析

侯建飞, 王庆礼, 司恒远

2021, 42(5): 76-80. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0076

摘要(376) HTML (113) PDF(34)

摘要:
为避免事故后安全壳内置换料水箱（IRWST）内滤网堵塞，保证IRWST下游泵的安全运行，需对IRWST内碎片传输效果进行精细评估。针对某核电厂双环池型IRWST，采用计算流体动力学（CFD）方法对其流场进行了模拟，通过高速区和高湍动能区体积比定量评价事故后碎片传输效果。结果表明，事故后各工况下IRWST内碎片传输比均未超过滤网的设计值，保证了事故后滤网及相连系统的安全性；只有内环滤网A投运时，滤网的负载最大；影响事故后碎片传输效果的主要因素是流场的高速区。针对IRWST的现有布置空间，提出了增大外环搅混管线管径的优化方案，可以显著降低事故后IRWST内碎片传输比，提升事故后核电厂的安全性。

面向协方差矩阵抽样的快堆不确定性分析方法研究

朱润泽, 马续波, 王冬勇, 张斌, 彭星杰, 王连杰

2021, 42(5): 81-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0081

摘要(201) HTML (79) PDF(32)

摘要:
基于传统统计学抽样的不确定性分析方法由于算法简单、程序容易实现及同时考虑高阶效应受到国内外广泛关注，但上述方法通常需要大量样本才能保证响应量计算精度。研究发现，产生以上现象的原因是抽样样本质量不高。通过改进抽样方法，面向协方差矩阵抽样时小样本量可以保证较高的计算精度。文中首先从理论上证明了面向协方差矩阵抽样方法的可行性，用简单测试题对其进行验证。在此基础上，使用自主开发的快能谱反应堆敏感性和不确定性分析程序SUFR，选取国际快堆基准装置ZPR-6/7，计算多个核素不同反应类型的核截面引起的有效增殖因子（k_eff）的不确定度，并与使用确定论方法计算的不确定度进行对比。结果表明，使用面向协方差矩阵抽样的情况下，样本量为50时，2种方法计算的不确定度偏差均低于1.3%。由此说明，面向协方差矩阵抽样方法可以很好地解决传统抽样方法计算不确定度时存在的问题，且SUFR程序面向协方差矩阵抽样功能的开发是正确的，该方法是对传统抽样方法的进一步发展。

深度次临界刻棒电子学实现方法研究

罗庭芳, 朱宏亮, 高志宇, 包超, 王银丽, 青先国, 何正熙, 孙琦, 杨振雷, 袁航, 单伟

2021, 42(5): 86-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0086

摘要(215) HTML (94) PDF(32)

摘要:
为实现深度次临界刻棒计算所需数据的有效采集，研究并设计了深度次临界刻棒电子学的总体架构及关键模块，通过堆上试验对关键模块特性进行了测试。结果表明，所设计的深度次临界刻棒电子学能够有效测量经过约200 m电缆传输后的探测器信号，脉冲信号波形宽度稳定，信噪比水平良好；所测得的高压坪特性曲线可以为探测器高压选取提供有效参考；所测得的甄别特性曲线稳定，能有效获取探测器信号中的中子成分。

带定位格架的类三角形堆芯通道超临界水传热试验研究

王为术, 黄志豪, 徐维晖, 马自强, 朱晓静, 毕勤成

2021, 42(5): 90-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0090

摘要(165) HTML (114) PDF(19)

摘要:
针对带定位格架的超临界水冷堆堆芯垂直上升类三角形子通道，开展超临界水的流动传热试验研究。反应堆堆芯类三角形子通道棒束直径为8 mm、栅距比为1.4，试验参数范围为：热流密度q=200~600 kW/m²、压力P=23~28 MPa、质量流速G=700~1300 kg/(m²·s)。分析了热流密度、压力和质量流速等热工参数对超临界水传热特性的影响。试验结果表明：定位格架处质量流速升高，流体扰动性增强，换热系数提升显著；在超临界压力下，提高压力会导致内壁温度上升，换热系数峰值降低；过高的热流密度会导致换热系数峰值降低，适当减小热流密度可提高换热性能；提高质量流速会导致内壁温度降低，换热系数峰值上升，能够显著提高换热性能。压力变化对定位格架区域传热特性影响较小，适当提升压力可提高系统安全性。

小型压水堆下腔室交混特性实验研究

汪春宇, 彭帆, 邢军, 王龙, 肖卫明

2021, 42(5): 96-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0096

摘要(344) HTML (165) PDF(38)

摘要:
为研究小型压水堆下腔室的交混特性，本文基于比例模化方法，开展小型压水堆1∶3比例模型水力学实验，通过测量溶液浓度变化，获得在冷管流量均衡和非均衡工况下堆芯入口的交混因子矩阵。研究结果表明，均衡流量工况下，冷管流量的变化对堆芯入口交混因子矩阵未产生明显影响；非均衡流量工况下，靠近出口管的燃料组件交混因子受流量不均衡的影响较大，而中心区域的交混因子变化幅度较小。由此可见，小型压水堆在均衡流量下具有较稳定的下腔室交混特性，而在非均衡工况下需要重点关注出口附近燃料组件交混特性的变化。

基于R2S方法的反应堆结构材料活化剂量计算研究

苑旭东, 马辉强, 陈珍平, 郭树伟, 谢金森, 杨超, 于涛

2021, 42(5): 103-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0103

摘要(201) HTML (285) PDF(41)

摘要:
反应堆结构材料在堆芯中子辐照下由于中子活化反应而产生大量的放射性核素，其衰变光子是反应堆停堆检修、换料、退役过程中工作人员职业照射剂量的重要来源。本文基于严格两步法（R2S），研究了反应堆结构材料栅元活化计算方法，并基于蒙卡粒子输运程序（MCNP）与点活化计算程序（ORIGEN）建立了反应堆结构材料活化剂量计算软件（MOCA）。通过开发功能接口与数据接口程序实现输运程序与活化计算程序的自动耦合，进而实现“中子输运-活化分析-剂量计算”全自动耦合分析。利用M5包壳活化计算模型、不锈钢活化计算模型和NUREG/CR-6115压水堆模型对MOCA进行基准验证，证明了MOCA的正确性与可靠性。

N36特征化燃料辐照考验及性能评价

张坤, 陈平, 邢硕, 庞华, 彭航, 蒲曾坪, 何梁, 张林, 秋博文

2021, 42(5): 110-113. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0110

摘要(358) HTML (255) PDF(74)

摘要:
N36合金是我国自主研发的先进锆合金，将作为华龙一号反应堆燃料元件的包壳材料。为了研究N36合金包壳的堆内性能，验证其用于燃料元件包壳的可行性，以N36合金为包壳设计了N36合金特征化燃料组件，在秦山二期核电厂反应堆内进行了辐照考验，并在每循环末通过池边检查获取堆内性能数据，基于堆内数据对N36合金包壳的性能进行了分析和评价。本文研究提供了N36合金特征化燃料的辐照考验方案、N36合金特征化燃料的设计、堆内性能数据的获取方式以及N36合金与Zr-4合金堆内性能对比结果。

金属材料裂纹冲击韧性评定方法研究

李一磊, 李朋洲, 姚迪, 乔红威, 张鲲, 孙磊

2021, 42(5): 114-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0114

摘要(486) HTML (165) PDF(57)

摘要:
工程结构在复杂环境下长期服役后，裂纹的萌生和发展难以避免。对于需要承受爆炸与冲击的工程结构，需要对所用材料的裂纹冲击韧性进行评定，避免裂纹出现可能导致的冲击脆性断裂。基于Instron VHS高速材料试验机，开发了一套材料动态断裂试验装置，测量了4种具有高冲击功金属材料的裂纹冲击韧脆转变过程，并研究了影响金属材料裂纹冲击韧脆转变速率的因素。发现材料夏比冲击功并不能完全反应裂纹的冲击韧性，预制裂纹与否、试样约束方式和试样裂尖约束因子都会影响金属材料裂纹冲击试验中的韧脆转变速率。基于以上研究结果，提出了金属材料裂纹冲击韧性评定方法的基本思路。

反应堆压力容器直接安注热分布特性研究

蒋兴, 翁羽, 王海军

2021, 42(5): 119-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0119

摘要(224) HTML (88) PDF(29)

摘要:
我国非能动系列压水堆将应急冷却系统冷却水的注入管道直接连接于压力容器上，与传统的冷管段安注不同，这种安注方式被称之为反应堆压力容器直接安注。本文以安注条件下的反应堆压力容器为研究对象，采用物理实验与数值分析结合的方法，对安注流体在压力容器表面形成的热分布形态进行研究。研究发现，不同于传统的主管道冷段斜接管安注方式，直接安注条件下安注流体在下降环腔中的分布形态接近于等腰三角形。以实验结果为基础，结合数值计算验证，发现了压力容器热分布角与流速比成正比关系，并进一步提出了安注流体分布计算模型，从而为反应堆安全设计提供参考。

主管道用材中低加载速率下常温断裂性能研究

李朋洲, 李一磊, 姚迪, 孙磊, 乔红威

2021, 42(5): 123-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0123

摘要(125) HTML (69) PDF(28)

摘要:
核电厂主管道在长期服役下，母材及焊接处可能出现裂纹，需要对主管道材料及焊接材料在中低加载速率下的断裂性能进行研究，避免主管道在强地震冲击下可能出现的双端剪切断裂。基于Instron VHS高速材料试验机，开发了一套材料在中低加载速率下的断裂性能测试方法，测量了核电厂主管道材料控氮00Cr17Ni12Mo2及焊接材料OK Tigrod 316L在0.5 m/s加载速率以内的常温断裂性能。结果表明，常温下核电厂主管道材料控氮00Cr17Ni12Mo2在0.5 m/s冲击速率以内并不启裂，焊接材料OK Tigrod 316L在0.5 m/s加载速率以内的断裂韧性并未出现明显的规律性变化。

核电厂设备抗震设计标准功率谱密度的生成方法

谢皓宇, 朱翊洲, 仉文岗, 唐光武, 谢永诚

2021, 42(5): 128-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0128

摘要(411) HTML (87) PDF(50)

摘要:
对于核电厂设备抗震设计的输入地震波，通常要求其同时包络目标反应谱（RRS）和标准功率谱密度（PSD），然而目前国内外对标准PSD缺少统一的算法。在美国核管会标准审查大纲（SRP）3.7.1建议的标准PSD生成方法基础上，优化了迭代过程，提出了一个改进的标准PSD合成方法，并在2个核电设备RRS算例上实现了该方法。结果显示改进的标准PSD生成方法与RRS匹配程度较高，同时计算快速、简便，收敛精度与基于随机振动理论方法计算的结果相似，此法可以作为核电厂设备抗震设计输入人工地震波的标准PSD检验依据。

基于压力容器振动信号分析的堆芯吊篮壳型振动特性研究

罗婷, 杨泰波, 刘才学, 罗能, 胡建荣, 简捷, 冯晋涛

2021, 42(5): 134-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0134

摘要(267) HTML (66) PDF(34)

摘要:
核反应堆堆芯吊篮的振动状态直接关系到堆芯的安全运行，但堆芯吊篮处于高温和强辐照环境下，无法直接在吊篮上布置传感器测量其振动。本文利用安装在压力容器上的加速度计间接监测吊篮的振动，通过对多核电机组压力容器振动信号相干谱、自功率谱和互功率谱进行分析，获得吊篮壳型振动频率和振幅，并将分析结果与秦山核电厂二期1号机组试验实测值进行比较，分析结果与试验结果相近。研究表明通过对压力容器振动信号的监测与分析，能够有效识别堆芯吊篮壳型振动特性，为吊篮状态评价提供基础。

某核电厂主蒸汽管道振动原因分析及解决方案探讨

夏栓, 詹敏明, 陈星文, 张锴, 武心壮

2021, 42(5): 138-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0138

摘要(584) HTML (547) PDF(105)

摘要:
某核电厂在升功率试验及满功率运行时，发现主控室的噪声超过了设计目标值。经过测量，认为主蒸汽管道振动并通过支撑和贯穿件传播到主控室是造成主控室噪声超标的主要原因之一。本文应用流体力学软件和声学分析软件，采用流声耦合分析的方法，对主蒸汽管道的流场和声场进行了分析。在主蒸汽安全阀支管处和主蒸汽隔离阀空腔中存在着声共振现象，是导致主蒸汽管道振动的主要原因。根据主蒸汽管道振动的原因，可以通过振动源头治理、传播路径治理等方法降低主控室噪声。

小型压水堆稳压器多变量自抗扰解耦控制研究

石波, 李待兴, 郭伟, 张益林

2021, 42(5): 143-148. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0143

摘要(433) HTML (111) PDF(48)

摘要:
小型压水堆稳压器具有非线性、时变和强耦合等特点，很难建立准确的数学模型，传统控制方法难以取得满意的控制效果。因此提出了一种基于自抗扰技术（ADRC）的稳压器多变量解耦控制方法。首先搭建稳压器三区非平衡模型，基于微小摄动理论对模型进行线性化处理，得到压力和水位耦合传递函数方程。然后，基于传递函数设计稳压器ADRC解耦控制器，使用差分进化算法对控制器参数进行多目标优化。最后，以小型堆稳压器为研究对象，利用MATLAB仿真平台将ADRC解耦控制与传统比例-积分-微分（PID）控制进行对比分析。结果表明，所设计的控制器能够有效解决稳压器压力和水位之间的耦合问题，较传统PID控制器具备更好的抗干扰性和鲁棒性，为ADRC方法在稳压器的工程应用提供了理论基础。

基于数据驱动的核动力系统异常检测及分析方法研究

王晓龙, 张永发, 刘忠, 蔡琦, 赵鑫, 郑锦涛

2021, 42(5): 149-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0149

摘要(306) HTML (122) PDF(71)

摘要:
针对核动力系统在线异常检测存在故障样本稀少且不完备的现实问题，借鉴安全运行域的概念，基于逻辑距离计算的思路，提出一种基于正常运行数据驱动的核动力系统异常检测方法，并以某核动力系统常用运行工况历史数据为对象，对算法进行了试验验证。结果表明，设计算法能有效检测系统异常和故障，具有良好的可靠性和可解释性，并且检测力度具有可调节性。

压力管式超临界水堆极限事故下“无堆芯熔化”概念评估

吴攀, 任彦昊, 单建强, 黄彦平

2021, 42(5): 156-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0156

摘要(287) HTML (85) PDF(23)

摘要:
在自主研发的事故分析程序SCTRAN的基础上，开发并验证了二维导热模型和辐射换热模型，并将改进后的SCTRAN应用于加拿大压力管式超临界水堆在失水事故（LOCA）叠加丧失紧急堆芯冷却系统（LOECC）事故中的堆芯安全评估，并对燃料棒到慢化剂之间的传热效率以及关键的影响因素进行了评估。计算结果表明，在LOCA叠加LOECC工况下，燃料棒到燃料通道的辐射换热和燃料棒到蒸汽的自然对流换热能够有效导出反应堆的衰变余热，最高功率的燃料组件内、外圈燃料棒的最高包壳温度分别为1278℃和1192℃，均低于不锈钢包壳的熔化温度，因此整个事故过程中不会发生堆芯熔化。

三代压水堆核电厂稳压器快速卸压系统功能扩展研究

张佳佳, 邓伟, 肖军, 宫宇

2021, 42(5): 162-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0162

摘要(312) HTML (197) PDF(32)

摘要:
我国某三代压水堆核电厂设置了稳压器快速卸压系统用于严重事故下一回路快速卸压，本文以该核电厂为研究对象，基于概率安全分析（PSA）应用于核电厂设计改进中的一般方法和流程，围绕将稳压器快速卸压系统功能扩展到一回路充排卸压操作，作为稳压器安全阀卸压备用手段这一改进方案，开展PSA建模分析和可行性评价及论证。结果表明，这一改进方案可以大幅度降低核电厂的堆芯损伤频率，且未新增负面效应，是可行的，可予以实施。建议核电厂充分挖掘现有系统设备潜能，进一步提高核电厂的安全性和经济性。

核电厂仪控系统误动作事故分析

蔡伟, 鲍国刚, 乐志东, 路长冬

2021, 42(5): 167-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0167

摘要(309) HTML (87) PDF(29)

摘要:
为全面评价核电厂仪控系统误动作事故，提出基于简化分析的方法，该方法基于功能组概念对仪控误动作假设始发事件（PIE）进行了系统化地识别和归并，得到不能被已有事故分析包络的潜在新增事故工况，并根据保守的分析假设和准则，针对识别出的潜在新增事故进行了定性评价和定量分析。研究结果表明，核电厂保护系统能够对仪控系统误动作事故提供多样化保护，事故后果满足验收准则，并建议增设“2个热管段实际压力与饱和压力之差低2信号触发安注启动以及所有主泵停运”功能。

基于FPGA的反应堆保护系统可靠性建模与分析

张栋良, 张凯文, 张超凡

2021, 42(5): 173-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0173

摘要(500) HTML (221) PDF(48)

摘要:
为建立基于现场可编程门阵列（FPGA）的反应堆保护系统的可靠性模型，以对系统安全提供有效的分析与验证手段。本研究采用故障树、随机Petri网模型，对CANDU堆1号停堆系统（SDS1）单通道进行可靠性建模与分析。对故障树模型分析得到最小割集，以顶事件发生概率作为系统故障概率，在考虑故障检测、维修与定期试验情况下对随机Petri网模型进行仿真得到系统的拒动概率。研究结果表明，故障树和状态空间方法存在一定局限性，随机Petri网能够反映故障检测与定期试验对反应堆保护系统的影响，可以动态地反映系统可靠性，并且避免了状态空间爆炸问题。因此，本研究建立的随机Petri网模型适用于反应堆保护系统的可靠性建模。

基于时间序列分析方法对安全壳泄漏率测量阶段的气体弛豫过程研究

沈东明, 何锐, 张骥

2021, 42(5): 178-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0178

摘要(304) HTML (140) PDF(28)

摘要:
安全壳试验期间安全壳内气体在泄漏率测量平台经历了温度、蒸汽分压等参数波动并再次进入平稳的弛豫过程，本文针对判断新稳态建立的标准、气体弛豫时间、影响弛豫过程的因素等内容进行分析，以期通过计算检验统计量进行平稳性检验的方法给出判断平稳的标准，并对弛豫过程中各项参数的时间序列进行序列分解，对各参数的弛豫过程分别进行分析。研究结果表明，安全壳内气体因安全壳加压造成的蒸汽分压不均匀是影响弛豫时间的主要因素。因此，进一步提出控制蒸汽分压不平衡势，以缩短泄漏率结果的弛豫时间。

严重事故下安全壳内裂变产物碘影响因素敏感性分析

胡文超, 潘昕怿, 张盼, 赵传奇, 孙海绪, 依岩

2021, 42(5): 182-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0182

摘要(179) HTML (143) PDF(49)

摘要:
反应堆发生事故最严重的后果是放射性裂变产物弥散到环境中，为了研究严重事故工况下放射性裂变产物碘在安全壳内的分布特点，本研究假设核电厂已经发生严重事故，一回路裂变产物碘释放到安全壳内。使用事故源项评估程序（ASTEC）构建核电厂安全壳结构模型，并设置边界条件，计算了裂变产物碘在不同pH值、有无金属银注入和气相辐照工况下的化学形态、化学特性、分布情况以及不同化合物的变化趋势。研究结果表明，碱性环境下可以降低安全壳内挥发性碘的生成；银的存在可以增加液相中碘的捕获和降低碘的挥发；气相辐照环境可以提高气相CH₃I 和IO_x的形成。本研究可以为严重事故工况下安全壳内放射性碘的去除提供支持。

铅铋合金系统氧控旁路性能数值研究

李小波, 王译锋, 朱卉平, 刘洋, 牛风雷

2021, 42(5): 189-194. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0189

摘要(286) HTML (74) PDF(29)

摘要:
为研究通过固态氧控有效调节铅铋合金（LBE）系统氧浓度的方法，本文通过修正液态LBE腐蚀经验公式，结合氧化铅（PbO）溶解模型，基于集总参数法并使用FORTRAN语言自编程序计算LBE系统氧浓度；据此研究主回路流量、质量交换器（MX）内温度、PbO装量对自主设计的小型LBE系统的MX供氧性能的影响；初步建立MX设计准则，获得一定约束条件下MX供氧性能及其氧控旁路设计参数。本研究可为LBE系统氧控旁路的设计和计算提供参考，同时提供一种高效求解LBE系统瞬态氧浓度和腐蚀的计算方法，为建立氧浓度模型预测系统提供新思路。

基于SWT与相空间曲变的控制棒驱动机构退化状态跟踪和识别

朱康, 赵新文, 张黎明, 余航

2021, 42(5): 195-199. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0195

摘要(214) HTML (94) PDF(26)

摘要:
控制棒驱动机构（CRDM）是保证反应堆正常运行与安全的重要设备。针对其转速低、性能退化特征微弱且易受其他信号源干扰的特点，本文采用小波半软阈值（SWT）与相空间曲变相结合的方法对其退化状态进行了跟踪与识别。通过与基于振动幅值均方根（RMS）方法的对比，表明该方法能够克服传统基于线性信号处理理论对微弱性能退化状态不能很好地跟踪和识别的缺点，可以较好地对强背景噪声下的旋转机械性能退化状态进行跟踪和识别。

基于运行数据的船用堆波动管热分层现象研究

焦猛, 蔡琦, 张永发, 王晓龙, 蒋立志

2021, 42(5): 200-205. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0200

摘要(213) HTML (113) PDF(38)

摘要:
基于运行数据将船用堆波动管热分层划分为升功率、降功率、变工况、小喷淋流量4类典型瞬态，对4类典型瞬态分别进行无量纲里查德森数（Ri）分析、瞬态工况数值模拟计算，得到波动管在4类典型瞬态下水平管段的热分层区间长度、持续时间和最大温差。结果表明，升功率和降功率瞬态热分层仅单次贯穿波动管，升功率瞬态的接头部位循环的热波动以及小喷淋流量瞬态水平段的长区间、长时间、大温差的热分层现象和变工况导致的热应力波动可能影响到波动管的安全。本文提出的基于运行数据的波动管热分层现象研究方法为后续热应力和热疲劳分析奠定了基础，同时可以为其他容积设备热分层研究提供参考。

控制棒驱动机构用电磁轴承本体电磁结构设计研究

于天达, 彭航, 吴昊, 杜华, 李维, 唐健凯, 宋立伟

2021, 42(5): 206-212. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0206

摘要(210) HTML (38) PDF(25)

摘要:
电磁结构设计是控制棒驱动机构用电磁轴承本体设计的核心环节。为了获得合理的电磁结构，针对不同磁通分布形式进行了电磁结构选型，建立了用于电磁分析的解析模型和有限元模型；然后采用有限元仿真分析的方法确定了电磁轴承的工作点，并对电流刚度和位移刚度等电磁轴承关键性能参数进行了深入分析研究；最后采用有限元仿真分析结果与解析计算结果对比的方式进行了互算验证。验证结果表明，控制棒驱动机构用电磁轴承本体电磁结构设计合理，各项性能指标均可满足设计要求。

直线电机型反应堆控制棒驱动机构电磁结构设计研究

于天达, 彭航, 邓强, 李维, 吴昊, 付国忠, 唐健凯

2021, 42(5): 213-217. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0213

摘要(202) HTML (55) PDF(39)

摘要:
电磁结构设计是电磁型反应堆控制棒驱动机构设计的核心环节。本文提出了一种适用于控制棒驱动机构的圆筒型直线电动机。首先，描述了该类电机的基本电磁结构，其次，采用解析计算的方法，推导了可行的极槽数配合，分析了一种新型集中绕组结构。然后，采用二维有限元的方法，对极槽配合、绕组结构形式和电磁结构尺寸等影响机构性能指标的关键因素进行了深入研究，并基于研究成果开展了电磁结构详细设计和试验验证等工作。试验结果表明，直线电机型控制棒驱动机构电磁结构设计合理，可按照控制指令实现提升、下插、保持和落棒等基本功能，提升力、跟随特性和落棒性能等技术指标均可满足设计要求。

华龙一号某机组主泵推力轴承优化改进分析

杜鹏程, 费冬冬, 文学

2021, 42(5): 218-221. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0218

摘要(340) HTML (224) PDF(69)

摘要:
华龙一号某机组三轴承结构设计的主冷却剂泵（简称主泵）在进行小流量试验时，出现推力轴承磨损问题，通过对主泵推力轴承结构进行分析，利用鱼骨图根本原因分析方法，对导致推力轴承磨损的可能原因进行逐一排查分析，根据排查结果，提出采用多喷嘴联合供油设计、在主推力轴承和副推力轴承的油膜吸入口处增加吸油倒角设计、在原有顶轴油设计基础上增加反向副推力轴承顶轴油结构设计、建立推力轴承温度-油温的综合测量系统及采用弹簧板主动补偿式推力轴承支撑结构等改进方法。经试验验证，改进后的主泵推力轴承系统显著提升了华龙一号某机组主泵的运行可靠性和固有安全性。

HTR-PM控制棒组件机械可靠性分析

高建勇, 青晨

2021, 42(5): 222-225. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0222

摘要(222) HTML (91) PDF(30)

摘要:
运用机械可靠性理论，利用力学仿真分析高温气冷堆示范工程——球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）控制棒组件的受力情况和薄弱区，识别出其薄弱区位于控制棒组件连接头位置；基于概率断裂力学的可靠度-寿命计算方法，结合辐照对疲劳寿命模型的影响，并考虑所受应力情况，建立可靠度-寿命模型，计算HTR-PM控制棒组件在辐照减弱系数为0.7时的可靠度-寿命。计算结果表明，可靠度水平为0.99时，HTR-PM控制棒组件寿命约为15万次动作循环，辐照对控制棒组件寿命影响较大。本研究可为HTR-PM控制棒组件设备可靠性管理提供参考。

高温气冷堆非纯氦气环境下高温合金碳迁移的化学动力学研究

郑伟, 李昊翔, 银华强, 何学东, 王秋豪, 马涛

2021, 42(5): 226-231. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0226

摘要(308) HTML (186) PDF(49)

摘要:
高温气冷堆（HTGR）一回路冷却剂中的低含量杂质在HTGR超高温运行时会对堆内高温合金产生严重的腐蚀。其中高温合金与非纯氦气之间的碳迁移对于材料性能影响很大。本文探究了高温合金在非纯氦气环境中碳迁移的化学动力学原理，并基于此获得了判断材料脱碳和渗碳的理论判据。根据化学热力学和化学动力学原理，对非纯氦气环境的氧分压和碳活度进行了计算，指明CH₄与H₂O的分压比值较高时可能导致合金严重渗碳。在此基础上介绍了一种应用广泛的碳迁移模型——“铬的稳定相图”，分析了铬活度计算方法并归纳出取值建议。本文根据铬的稳定相图计算得到了清华大学设计的10 MW高温气冷堆（HTR-10）的实际运行工况下的腐蚀行为。

基于数据挖掘的一回路小泄漏故障预警研究

白秀春, 钱虹

2021, 42(5): 232-239. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0232

摘要(172) HTML (103) PDF(24)

摘要:
一回路小泄漏的过度演变有可能引起严重事故，为防止事故发生，提出一种基于多特征参数综合的改进高斯混合模型-灰色关联度法-熵权法（GMM-GRA-EWM）的故障预警方法。首先，对一回路小泄漏的动态运行特性进行机理分析，确定了预警特征参数。然后，根据已确定的预警特征参数，结合熵权法和灰色关联度法，建立多参数综合预警模型。最后，采用相关性分析、改进高斯混合模型算法有效学习了大量数据的统计特性，使预警阈值在不同工况下具有自适应能力。结果表明，该方法在变工况运行条件下，可以有效达到预警。相较于单参数和固定阈值预警，该方法具有更好的稳定性，预警更加准确、有效、及时，可为实现一回路系统的状态监测提供参考。

CPR1000核电机组乏燃料水池后备冷却方式设计研究

张国辉, 宋和航, 骆志平

2021, 42(5): 240-244. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0240

摘要(241) HTML (199) PDF(34)

摘要:
针对CPR1000核电机组反应堆水池和乏燃料水池冷却以及处理（PTR）系统在某些情况下存在失去设备冷却水的风险，从冷却水源单一的角度分析机组PTR系统存在的问题，结合PTR系统现有的设备，创新性设计出采用其他冷却水源的备用冷却方式。分析研究表明，该设计方案提高了持续冷却乏燃料水池的可靠性，为PTR系统冷却方式增加了多样性和冗余性。

液池内气溶胶对孔板鼓泡体积影响的实验研究

张吉斌, 吕焕文

2021, 42(5): 245-249. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0245

摘要(267) HTML (49) PDF(21)

摘要:
液池内的孔板鼓泡是安全壳内气体过滤排放过程中的重要现象。过滤过程中，孔板鼓泡体积直接影响气泡的上升速度与气液接触面积，因此是影响过滤器过滤效率的重要参数之一。随着过滤的进行，液池内滞留的气溶胶可能成为孔板鼓泡体积的影响因素之一。本文采用可视化实验，对含BaSO₄和TiO₂气溶胶液池内的孔板鼓泡过程进行研究，观察和分析孔板鼓泡体积的变化规律，进而获取气溶胶对孔板鼓泡体积的影响机制。研究表明，高温液池和TiO₂会使得生成气泡体积增加，添加BaSO₄的影响并不明显，实验还发现了生成气泡顶部含“小气腔”的情况，表面张力及“小气腔”的变化是气泡体积改变的主要机制。

放射性表面污染金属废物激光去污工艺研究

赵菀, 曹俊杰, 王帅, 文小军, 张永领, 丁然, 彭婧

2021, 42(5): 250-255. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0250

摘要(1509) HTML (157) PDF(110)

摘要:
为实现激光去污技术在放射性表面污染金属废物清洁解控或循环再利用方面的应用，以350 W的纳秒脉冲光纤激光器为基础搭建了激光去污实验装置，针对激光功率、脉宽、频率、线间距、扫描速度等关键参数开展了一系列激光剥离去污工艺实验，根据实验结果分析得出激光去污工艺规律和不同去污深度的最佳工艺参数，并以某核电厂控制棒水池贮存搁架底板为对象开展验证试验。验证试验结果显示，采用激光去污技术，去污深度达到10 μm后，样品的β射线放射性表面污染水平已低于0.8 Bq/cm²，可达到清洁解控的表面污染水平要求。

六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案设计研究

娄磊, 王连杰, 魏彦琴, 黄世恩, 蔡云, 陈亮, 刘晓黎, 李司南, 唐霄, 张策

2021, 42(5): 256-260. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0256

摘要(162) HTML (101) PDF(26)

摘要:
为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性，本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容，提出了11个堆芯临界物理试验方案，并进行了计算论证分析。其中，临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时，可以对堆芯布置进行微调，确保全提棒有效增殖因子与临界状态的偏差在可接受范围内。论证结果表明，本文提出的堆芯装载方案满足堆芯核设计程序可靠性检验要求，可以作为六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案。

基于粒子群智能优化算法的板弹簧特性优化研究

何大明, 李垣明, 蒲曾坪, 吴兴文, 李伟

2021, 42(5): 261-265. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0261

摘要(272) HTML (136) PDF(32)

摘要:
板弹簧是核电厂反应堆燃料组件的重要部件，其性能好坏直接关系燃料组件的服役安全性。本文考虑板弹簧材料弹塑性本构关系和大变形等复杂非线性因素，利用ANSYS软件对板弹簧进行了多尺寸耦合约束下的参数化建模，实现了模型几何、六面体网格和接触对的自动建立，并以此分析了板弹簧关键参数对板弹簧特性的影响。基于MATLAB并行计算库，构建了基于粒子群智能优化算法的板弹簧特性多参数优化平台，以板弹簧设计刚度曲线和最小塑性变形为目标，对板弹簧板厚、变截面位置和圆弧过渡区形式进行了优化。结果表明，基于粒子群的板弹簧多参数智能优化算法，可以显著提升板弹簧的设计效率；在给定板弹簧设计目标曲线和板弹簧参数范围内，该算法可以在较少的迭代次数内获得满足设计目标的结构参数，对核反应堆板弹簧工程设计具有较好的指导意义。

微型有机工质冷却核反应堆概念研究

李晴, 夏榜样, 李司南, 卢迪

2021, 42(5): 266-270. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.05.0266

摘要(367) HTML (107) PDF(35)

摘要:
为了对有机工质冷却核反应堆概念进行研究，本文首先分析了有机工质作为反应堆冷却剂和慢化剂的重要特征和关键技术问题，以及主要有机工质冷却核反应堆技术方案，在此基础上，开展了5 MW微型堆芯中子学特性研究。研究结果表明，在相同堆芯布置条件下，有机工质冷却核反应堆慢化剂温度系数绝对值小于压水堆，功率分布更加平坦。本文研究成果可以为我国正在大力发展的多用途微型核反应堆电源及供热系统技术路线选择提供重要参考。

留言板

2021年第42卷第5期

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2021年 第42卷 第5期

2021年第42卷第5期