核动力工程

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刘东, 罗琦, 唐雷, 安萍, 杨帆

2022, 43(2): 1-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0001

摘要(3547) HTML (575) PDF(571)

摘要:
阐述了基于物理信息指引的神经网络模型（PINN），构造深度神经网络作为试函数，将其代入中子学扩散方程形成残差，并作为机器学习的加权损失函数，进而通过深度机器学习技术逼近中子学扩散方程数值解；针对扩散方程的特点，提出了特征值方程加速收敛方法、有效增殖系数（ k_eff）高效并行搜索技术、学习样本网格点不均匀分布策略等创新性关键技术，并对神经网络深度、神经元数量、边界条件损失函数权重等关键参数进行了敏感性分析。验证计算结果表明，该方法具有良好的精度，提出的关键技术具有显著的成效，为中子学扩散方程的数值求解探索出了新的技术途径。

一种通过边界注量率耦合的MOC和S_N二维耦合中子输运方法

张思凡, 袁媛, 刘宙宇, 周欣宇, 曹良志

2022, 43(2): 9-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0009

摘要(515) HTML (98) PDF(54)

摘要:
当使用特征线方法（MOC）计算堆外探测器或某些特殊的重水慢化轻水冷却的实验堆时，因其活性区外部结构材料或慢化剂区域过大，密集的特征线会导致计算资源大量浪费。为解决这一问题，提出了一种新的基于MOC和离散纵标（S_N）节块法的耦合输运方法，并在数值反应堆物理计算程序NECP-X中实现。该方法将计算区域划分为MOC域（包括活性区等复杂结构区域）和S_N域（包括慢化剂和反射层等简单结构区域），然后对2个区域的网格进行混合扫描，通过区域交界面的角注量率进行耦合；同时提出了一些可行的方法来减缓耦合边界角注量率带来的误差。最后通过二维C5G7基准题和全堆芯问题的测试来验证耦合方法的计算效果，数值结果表明该方法具有良好的计算效率和精度。

基于源项展开法的瞬态多群精细功率重构研究

白家赫, 万承辉, 李云召, 吴宏春

2022, 43(2): 17-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0017

摘要(312) HTML (88) PDF(47)

摘要:
研究了压水堆瞬态多群精细功率重构的计算方法，从瞬态固定源方程出发，将瞬态固定源项表示成双二次勒让德多项式的形式，通过全堆的迭代求解实现精细功率重构。将该方法应用于堆芯物理程序SPARK中，并采用TWIGL瞬态基准题验证瞬态多群精细功率重构的准确性。数值结果表明，本文提出的压水堆瞬态多群精细功率重构方法具有很高的计算精度。

棒束及格架布置对燃料组件搅混特性影响的实验研究

程诚, 叶停朴, 卢冬华, 苏前华, 龙彪, 陈振辉

2022, 43(2): 22-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0022

摘要(349) HTML (96) PDF(55)

摘要:
以CPR1000核电机组使用的格架组装的5×5棒束燃料组件为对象，开展了多组全长棒束燃料组件搅混特性实验，重点分析了冷-热棒布置形式、格架布置形式等几何参数对燃料组件搅混特性的影响规律，实验结果表明，冷-热棒中心对称布置时的燃料组件热扩散系数更接近真值；跨间搅混格架对燃料组件总体热扩散系数有较小增强作用，但对于棒束压降的贡献很低。

基于Bamboo-C软件的压水堆¹⁰B丰度计算方法研究

刘裕, 万承辉, 黄星, 吴宏春, 章圣斌, 蔡光明

2022, 43(2): 28-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0028

摘要(381) HTML (103) PDF(50)

摘要:
在压水堆功率运行过程中，由于燃耗效应和硼化效应的原因，一回路硼酸溶液中¹⁰B的丰度会随时间不断地发生变化，而核电厂又无法提供¹⁰B丰度的实时测量值，从而导致核设计程序对临界硼浓度的计算值在循环中期低于实测值。因此，为了降低堆芯一回路临界硼浓度计算值与实测值之间的偏差，本文基于西安交通大学核工程计算物理实验室（NECP）自主研发的Bamboo-C软件给出了¹⁰B丰度的计算方法，该方法能够同时考虑燃耗效应和硼化效应对临界硼浓度的影响。采用本文¹⁰B丰度计算方法，对福清核电厂M310机组功率运行历史进行跟踪模拟，并且将一回路临界硼浓度和¹⁰B丰度的计算值与实测值进行对比验证。验证结果表明，本文¹⁰B丰度计算方法能够改善堆芯临界硼浓度的数值计算结果，具备工业应用的条件。

熔盐堆超临界二氧化碳布雷顿循环系统与热力学分析

卢恒, 赵恒, 戴叶, 陈兴伟, 贾国斌, 邹杨

2022, 43(2): 32-39. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0032

摘要(883) HTML (226) PDF(103)

摘要:
熔盐堆（MSR）能实现在线填料和后处理，出口温度较高，应配备一种与之出口温度相匹配的创新型循环方式，且可达到较高的循环效率。本文基于中国科学院上海应用物理研究所设计的小型模块化熔盐堆（smTMSR-400）设计超临界二氧化碳（SCO₂）布雷顿循环系统，使用控制变量法分析了分流比、压缩机/透平效率、主压缩机出口温度、低温换热器换热温差/阻力对SCO₂布雷顿循环系统的影响。分析结果表明：①存在最佳分流比使低温换热器两侧温差相等；②相较于压缩机效率，等幅度的透平效率提升可使系统循环效率和㶲效率更高；③主压缩机出口压力增大为系统带来正面影响，但循环效率/㶲效率与其斜率都逐渐降低；④换热器换热温差和流动阻力都为系统循环带来了可量化的负担: 换热温差每增加10 K，循环效率降低1.85%，㶲效率降低2.70%；流动阻力每增加1 MPa，循环效率降低6.58%，㶲效率降低10.22%。最后根据分析结果和系统㶲流变化设计了5种物理参考方案。

自然循环条件下倒U型管蒸汽发生器一次侧倒流现象关键影响因素研究

王天石, 王宇轩, 赵鹏程, 王曦婕, 凌煜凡, 王雨晴, 朱恩平

2022, 43(2): 40-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0040

摘要(724) HTML (184) PDF(126)

摘要:
倒U型管蒸汽发生器（UTSG）在自然循环条件下存在倒流现象，影响一回路冷却剂系统载热能力及自然循环能力。本文参照芬兰压水堆热工实验装置（PWR PACTEL）中UTSG设计参数，利用计算流体力学（CFD）软件Fluent模拟流量匀速下降工况下UTSG中的倒流现象，研究一次侧运行参数、UTSG设计参数以及二次侧运行参数对于倒流现象的影响。结果表明，提高UTSG一次侧温度、一次侧运行压力、倒U型管热导率将增大UTSG的临界质量流量，使得UTSG更易发生倒流；提高UTSG二次侧给水量、二次侧温度以及倒U型管内壁粗糙度将使得UTSG临界质量流量下降，抑制倒流现象发生；而倒U型管壁厚对倒流现象几乎无影响；相较于改变二回路温度，改变一回路温度对于倒流现象的影响更为显著。本研究结果可为UTSG的参数优化提供一定参考。

棒束通道单相和两相交混模型评估

叶停朴, 吕路路, 张戈, 何辉, 程诚

2022, 43(2): 47-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0047

摘要(375) HTML (96) PDF(56)

摘要:
本研究利用子通道程序，基于已有的实验数据，对棒束通道的单相和两相交混模型进行了评估。单相交混主要考虑横流和湍流交混，横流由守恒方程决定并在流量分布中占主导作用，湍流交混取决于交混系数，对湍流交混研究发现Sadatomi模型预测结果与实验结果吻合较好。两相交混由横流、湍流交混和空泡漂移共同作用，通过已有模型预测结果与实验数据对比分析，推荐两相交混中空泡漂移采用Hotta模型、湍流交混系数采用Sadatomi模型和两相乘子采用Beus模型，这是一个预测结果较为保守的组合模型，有利于反应堆安全的保守性评估。

进出口阻力对倒U型管束内倒流特性的影响分析

马松洋, 李明芮, 陈文振, 郝建立, 肖红光, 叶磊

2022, 43(2): 53-58. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0053

摘要(460) HTML (154) PDF(66)

摘要:
蒸汽发生器（SG）倒U型管束内倒流问题增大了自然循环条件下SG的流动阻力，降低了系统自然循环能力，对反应堆安全产生了负面影响。针对上述问题，以船用SG为研究对象，分别采用理论分析和计算流体动力学（CFD）数值模拟方法，通过修圆并联倒U型管束内管板开孔，研究了采用改进方案前后管板的流量分配和倒流特性。结果表明，通过修圆短管管板开孔，在自然循环工况下能有效降低SG流动阻力，增大短管的流量分配，从而降低倒流临界流量，延缓倒流现象的发生。研究结论为SG倒U型管束内倒流问题提供了一种可行的解决方案，可以为解决倒流问题研究提供支持。

非对称条件下双环路自然循环稳定性分析

朱恩平, 王婷, 刘紫静, 赵鹏程, 王天石

2022, 43(2): 59-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0059

摘要(354) HTML (94) PDF(39)

摘要:
为研究非对称条件下双环路自然循环稳定性的变化，以单环路自然循环载热系统为起点，采用无量纲分析方法，将单环路自然循环的无量纲控制方程组中关于位移项进行傅里叶展开，从而得到表征单环路自然循环载热系统的雅克比（Jacobi）矩阵，并进行验证。在此基础上，构建了双环路Jacobi矩阵分析模型，基于所构建的模型，分别开展不同负荷差和阻力差下双环路自然循环稳定性分析，以及回路几何特征对稳定性边界的影响。结果表明，对于某一双环路系统而言，存在2个临界雷诺数，当左、右环路引入负荷差大于这2个临界雷诺数时，系统将会变得不稳定。增大高径比、减少管道直径、增加加热段长度和减少冷却段长度可以增加回路稳定性区域范围，且反应堆回路稳定性边界对环路高径比、加热段长度较为敏感；此外，在自然循环回路形成的允许范围内，增加环路压降可以提高系统稳定性。

开式自然循环系统出口排热管内流型演化研究

孙宇翔, 徐建军, 周慧辉, 邓志勇, 袁朝飞, 崔迎欢, 黄彦平

2022, 43(2): 65-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0065

摘要(345) HTML (78) PDF(30)

摘要:
开式自然循环系统作为新型非能动余排系统最终热阱排放回路，其安全稳定运行对于事故工况下堆芯余热安全导出至关重要，本研究通过可视化实验方法观察了开式自然循环系统出口排热管内流型演化特性，发现随着加热功率增加，开式自然循环逐步建立，该系统出口排热管内依次出现单相流、间歇性汽泡流、弥散泡状流、弹状流和间歇喷射流5种典型流型，分析了出口排热管内流型与系统稳定运行之间的关系，发现了开式自然循环系统剧烈振荡的根源，为提高开式自然循环系统流动稳定性提供了参考。

基于CFD方法的高温热管特性研究

余清远, 赵鹏程, 马誉高

2022, 43(2): 70-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0070

摘要(974) HTML (326) PDF(159)

摘要:
高温热管运行特性的分析与预测，对热管设计和应用具有重要意义。为分析高温热管内两相流动传热特性，首先建立钠热管的计算流体力学（CFD）分析模型，并对模型计算值与钠热管稳态实验数据进行对比校核，模拟结果与实验测点温度的绝对误差小于40℃，相对误差在5%以内；其次，利用本文模型与方法对不同传热功率和倾角下的热管内部流场特性进行分析研究。研究表明，均匀加热条件下，蒸气腔内的速度在蒸发段接近线性变化，而在冷凝段，气体流速减小致使压强回升，同时，蒸气的流动压降和速度随加热功率增加呈下降趋势；在热管水平和倾角运行工况，热管内两相流动压降中液相压降均占主导；而气液间剪切效应中，气体流动速度为主导效应。本文模型可为热管堆等高温热管应用领域提供热管设计与分析方法。

先进安注箱阻尼器压降特性实验研究

贺艳秋, 袁朝飞, 张妍, 谭曙时, 昝元锋, 谯敏, 胡强

2022, 43(2): 77-82. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0077

摘要(305) HTML (71) PDF(29)

摘要:
通过开展先进安注箱阻尼器压降特性实验，获得了阻尼器两种不同形式的压降特性，研究了不同几何参数对压降系数的影响规律，并且拟合了压降系数关系式。结果表明：在实验参数范围内，漩涡压降系数随雷诺数增加而逐渐增大，交混压降系数随大/小管流量比的增加，先快速减小而后缓慢增加。小管宽度和阻尼器直径对漩涡压降系数有一定程度影响，大小管夹角、阻尼器直径和大管宽度对交混压降系数有影响，小管宽度对交混压降系数影响不明显。漩涡压降系数关系式预测值与实验值偏差在±10%以内，交混压降系数关系式预测值与实验值偏差较大。

燃料组件稳态回路辐照考验多热工参数耦合特性研究

斯俊平, 孙胜, 童明炎, 卢孟康, 雷晋, 金帅, 王万金

2022, 43(2): 83-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0083

摘要(872) HTML (96) PDF(56)

摘要:
燃料组件稳态回路辐照考验是研究组件抗辐照性能的关键环节，鉴于回路辐照考验热工参数对试验运行的重要性，本文针对稳态辐照考验回路，结合燃料组件对回路辐照考验热工参数的需求，分析了一次水流量及入口温度发生变化、装置内部存在换热以及不同换热器运行方式下回路系统的关键热工参数耦合特性。研究表明，随着换热器一次水入口温度和流量的下降，主换热器的最大换热功率有明显下降，在严重偏离设计工况下，主换热器换热能力存在不能满足燃料组件辐照运行的风险。同时，辐照装置内部换热对主换热器换热极为不利。在回路运行温度需求较高，而装置内部换热较强情况下，主换热器二次水流量的设计裕量不能低于装置内的热交换比例，且该裕量取值需趋大。两台主换热器并联运行的优势主要体现在较大一次水流量情况，且存在一个较小的一次水流量，使得单台换热器独立运行与两台换热器并联运行时的换热能力一致，低于该流量比例时，两台换热器并联运行时的换热能力反而弱于单台换热器运行。

气冷堆用棱柱型弥散微封装燃料性能分析及优化研究

赵波, 李权, 李垣明, 黄永忠, 马强, 粟敏, 刘振海, 齐飞鹏, 马超, 陈浩

2022, 43(2): 89-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0089

摘要(511) HTML (52) PDF(82)

摘要:
棱柱型弥散微封装燃料是将三重各向同性包覆（TRISO）燃料颗粒弥散于金属或陶瓷基体形成的颗粒增强复合燃料，具有良好的结构稳定性、裂变产物包容能力和辐照稳定性，是高温气冷堆中较具发展前景的燃料形式之一。本文提出将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体的棱柱型弥散微封装燃料设计方案，并基于有限元分析软件COMSOL建立了该燃料元件三维热流固耦合分析模型，初步实现了该燃料元件性能分析和优化设计。结果表明，棱柱型弥散微封装燃料元件的温度最大值位于燃料元件外侧，应力峰值位于冷却剂通道壁面，边距比为0.76~0.84、孔距比为0.68~0.75时燃料元件热应力最小。本文建立的棱柱型弥散微封装燃料性能分析方法和研究结论，可为后续该型气冷堆燃料元件设计提供指导和参考。

新燃料组件运输容器加速度计跳离事件的处理方法研究

金渊, 李伟才, 陈建新, 周跃民

2022, 43(2): 96-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0096

摘要(348) HTML (82) PDF(54)

摘要:
新燃料组件运输容器上的加速度计是用于监测燃料组件运输过程中的异常冲击。加速度计的跳离表示在运输过程中可能存在对燃料组件产生损坏的载荷。近年来，国内核电站发生多起新燃料组件运输容器的加速度计跳离事件。发生运输容器的加速度计跳离事件后，需对事发燃料组件的机械完整性以及可用性进行评估，并判断其是否可入堆使用。本文在对加速度计的作用原理及加速度计跳离过程进行深入分析基础上，提出了一种新燃料组件运输容器加速度计跳离事件的通用处理方法。利用该通用处理方法对某核电站近年来发生的新燃料组件运输容器加速度计跳离事件进行了处理，处理结果得到了业主的采纳。本文中提出的加速度计跳离事件通用处理方法，可为国内核电站后续加速度计跳离事件的处理提供重要的参考和依据。

基于MPMS计算模型的PUREX 1B流程模拟研究

汤嘉, 杨雨, 林铭章, 鲁芸芸, 熊伟, 郭子方, 吴志豪

2022, 43(2): 102-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0102

摘要(417) HTML (184) PDF(315)

摘要:
为模拟铀钚氧化还原萃取（PUREX）的U/Pu分离流程（简称1B流程），以多级混合澄清槽为萃取设备，以化学反应体系和经验萃取体系为基础，基于MPMS计算模型框架建立了以NH₃OH⁺-N₂H₄（HAN-HYD）作为还原萃取剂的1B流程数学模型。通过对比文献数据，验证了模型的有效性。应用该数学模型探究了某低流速高酸洗涤液在特定参数条件下的1B流程中发挥的效应，结果表明该低流速高酸洗涤液的引入会降低U/Pu回收率。为进一步评估不同条件下低流速高酸洗涤液对1B流程分离效率和回收效率的影响，通过改变模型中低流速高酸洗涤液的工艺参数获得不同的U/Pu分离效果。计算结果表明，在不引入低流速高酸洗涤液的条件下，1B流程能获得最优的U/Pu分离效率。该数学模型将为基于多级混合澄清槽的1B流程工艺评估和预测等提供有益帮助。

核电主泵轴瓦磨损原因分析

张海英, 黄忠, 焦少阳, 代鸿凌, 徐小刚, 盛锋

2022, 43(2): 108-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0108

摘要(362) HTML (167) PDF(67)

摘要:
核电主泵释热率持续上升，经检查发现主泵轴瓦局部瓦面发生严重磨损。为了分析轴瓦面磨损的原因和情况，本研究对轴瓦进行物理性能测试，并采用Archard公式对磨损程度进行定性分析。研究结果表明，渗硅石墨轴瓦的线膨胀系数偏大，使液膜厚度减小，易导致液膜破坏，且不利于轴瓦冷却；轴瓦材料分布不均易磨损产生微粒，及液膜中含气量上升，使轴瓦间空蚀现象加剧，局部液膜破坏导致干摩擦。分析表明，主泵运行期间，只有保持连续液膜的完整性，才能避免轴瓦出现磨损。

基于地基土等效线性的三维厂址反应分析

屈云光, 徐征宇

2022, 43(2): 112-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0112

摘要(296) HTML (103) PDF(42)

摘要:
随着核电厂选址条件的日趋复杂化，土-结构相互作用（SSI）成为核电厂抗震分析需要考虑的重要因素之一。目前经典的自由场厂址反应分析采用的是一维层状地基土的分析，比如SHAKE91、EERA和SASSI等，很难考虑土层的非均质层状因素。因此随着核电安全的监管要求越来越高，抗震的精细化分析成为趋势。本文采用有限元程序ABAQUS编写的UMAT材料子程序，实现了基于地基土材料的等效线性，开展均质层状土的三维自由场厂址反应分析。其计算分析结果与SHAKE91计算结果进行对比表明，在均质层状土条件下吻合较好。因此，本研究为求解复杂非均质地基条件的SSI分析提供了良好的工程适用性。

控制棒驱动机构石墨密封组件设计与密封性能验证

骆青松, 许怀锦, 唐宝强, 韩嘉兴, 何灿云, 郭勇, 刘鑫, 马志刚

2022, 43(2): 117-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0117

摘要(278) HTML (131) PDF(53)

摘要:
控制棒驱动机构（CRDM）检修及堆芯换料时都需要多次拆卸CRDM的耐压壳体，为解决现有耐压壳体Ω密封焊缝泄漏以及不能多次拆卸的问题，本文采用螺母压紧石墨环方案，利用石墨环的压缩回弹性能防止冷却剂泄漏，并设计一种石墨环密封组件实现快速拆卸；通过开展密封环压缩回弹测试、应力松弛测试以及密封组件泄漏率等密封性能测试试验对石墨环密封组件的密封性能进行验证。结果表明，本文设计的石墨环密封环组件满足设计要求，可以实现高温高压环境下的密封性能。

乏燃料转运设备跌落冲击数值模拟研究

袁亮, 杨洁

2022, 43(2): 122-125. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0122

摘要(378) HTML (93) PDF(57)

摘要:
乏燃料转运设备核电厂内运输跌落分析是整体结构安全分析中最严苛的工况，为了解决设备跌落的动力学冲击分析评价问题，使用有限元分析模拟软件LS-DYNA对乏燃料转运设备进行数值模拟，针对典型乏燃料转运设备的跌落进行建模，并结合实际厂址条件，跌落的接触地面采用Holmquist-Johnson-Cook（HJC）模型，通过模拟计算，获得设备加速度曲线和关键位置形变量，研究结果表明：在结合厂内实际地面条件的情况下，贮存套筒变形量受跌落角度影响很大，在贮存运输过冲中应避免设备竖直姿态的跌落。本文的分析评价方法可以为乏燃料转运设备的自主化设计提供技术支持和理论依据。

核电厂安全壳近场地震动下易损性分析

荣华, 金松, 贡金鑫

2022, 43(2): 126-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0126

摘要(422) HTML (162) PDF(48)

摘要:
安全壳结构作为核电厂最重要的结构之一，其地震易损性是核电厂结构概率地震安全评价工作中关注的重点。结合非线性有限元分析技术和增量动力分析方法，对核电厂安全壳在近场地震动作用下的易损性展开分析。此外，为克服传统基于顶点位移的安全壳结构整体损伤指标的局限性，本文提出了基于能量的整体损伤指标，并验证其有效性。最后提出了考虑地震易损性参数统计不确定性的易损性曲线构造方法。研究结果表明：本文提出的安全壳结构整体损伤指标能很好地反映安全壳结构整体变形特性，并且其变异性小于基于顶点位移整体损伤指标的变异性。统计不确定性对安全壳结构不同损伤性能水准下对应的易损性曲线的整体影响可以忽略，但对易损性曲线下尾部分有一定影响。

动态载荷下奥氏体不锈钢管道LBB环向贯穿裂纹稳定性实验及理论分析方法研究

何风, 姚迪, 王新军, 李一磊, 白晓明, 熊夫睿

2022, 43(2): 133-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0133

摘要(309) HTML (81) PDF(30)

摘要:
管道环向贯穿裂纹是否稳定是评判管道是否满足破前漏（LBB）设计准则的标准之一，为确保LBB技术安全可靠，对管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的稳定性进行实验研究。采用水平冲击机对含环向贯穿裂纹的管道依次进行加载速度为1.22、2、3、4 m/s的高温不带运行压力的冲击实验，以获得各应变率下的实验极限载荷值，并与工程理论分析计算结果进行比较。分析表明：奥氏体不锈钢管道环向贯穿裂纹在动态载荷下的失效模式为塑性失稳；经实验验证，在工程中对承受动态载荷的奥氏体不锈钢管道进行LBB分析时，采用美国核管会标准审查大纲3.6.3破前漏评估程序（SRP 3.6.3）中的极限载荷理论分析方法具有较高的工程安全性，若同时选用准静态下的材料力学性能，则工程安全性更高。

核反应堆严重事故中气溶胶的吸湿增长研究进展

王竞弘, 彭威, 于溯源

2022, 43(2): 138-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0138

摘要(724) HTML (188) PDF(132)

摘要:
可溶性气溶胶（以下简称气溶胶）的吸湿增长是影响核反应堆严重事故中放射性产物动力学行为的关键因素之一，本文对吸湿增长的理论模型、实验测量方法以及核安全领域吸湿增长的研究进展进行了总结。核安全领域气溶胶吸湿增长理论模型以Köhler理论为基础，描述了吸湿增长过程中气溶胶热物性等参数与环境参数的关系，在此基础上发展的多种改进模型更适用于实际问题的分析，已在NAUA-HYGROS、MELCOR等核安全气溶胶计算程序中得到广泛应用。实验测量也是研究气溶胶吸湿增长特性的重要手段，相比于可测量气溶胶整体吸湿能力但结果较为粗糙的重量法，电力平衡法、HTDMA法精度较高，且具备实时测量单个颗粒及多模态颗粒群的吸湿能力，在核事故气溶胶吸湿增长特性实验研究方面具有潜在应用前景。本文最后总结了严重核事故领域吸湿增长的现有应用研究，包括核事故典型气溶胶吸湿增长特性的理论模型与数值计算应用研究、吸湿增长实验研究，数值计算研究表明，将气溶胶吸湿增长特性纳入到核事故气溶胶计算程序中可以实现对核事故发生后气溶胶行为更为准确的预测分析，相关实验得到了CsOH、CsI等典型核事故气溶胶的吸湿增长特性。

Modelica仿真技术在气冷式微型反应堆中的应用

梁洋洋, 张慧敏, 王力, 李云龙, 元一单, 汪俊, 堵树宏

2022, 43(2): 152-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0152

摘要(519) HTML (248) PDF(89)

摘要:
相比传统大型核电厂，微型反应堆各系统功能间紧密耦合且相互制约，传统的分专业解耦设计模式难以应对，需开展全范围的系统仿真。采用Modelica语言建立了气冷式微型反应堆的系统仿真模型，以未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）事故为例开展事故分析计算，并与专业堆芯安全分析结果对比，结果表明反应堆功率变化趋势较为一致，且ATWS事故后仅依靠堆芯温度升高引入的负反应性可实现停堆。本文研究方法为气冷式微型反应堆的全系统建模仿真打下了坚实基础，也为其他类型反应堆的系统建模仿真提供了很好的借鉴作用。

从多重故障角度探讨高放废液贮存系统DEC

吕丹, 杨欣静, 汪世军, 杨志义, 杨浩, 徐春艳, 刘新华

2022, 43(2): 160-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0160

摘要(203) HTML (48) PDF(22)

摘要:
设计扩展工况（DEC）分析是核电设施超设计基准事故分析的重要内容，目前后处理设施领域尚无这方面实践。以后处理设施高放废液贮存系统为研究示范对象，基于工程判断和确定论方法，从多重故障的角度识别DEC。研究结果表明：在高放废液贮存系统的29例工况中，14例不会造成放射性物质向外环境的超标释放，属于DEC；8例可能造成放射性物质向外环境的超标释放，如果混凝土浇筑层对废液具备包容功能、设备室具备泄爆或抗爆功能，则这8例工况不会对外环境造成超标释放，也可纳入DEC；剩余的7例会造成放射性物质向外环境的超标释放，应通过提高橙区过滤器间排风过滤、烟囱的设备可靠性，实现放射性气溶胶向外环境释放的量级不超过选址假想事故的释放水平。

安全级数字化仪控系统行为确定性设计分析

伍巧凤, 刘宏春, 孙诗炎, 李昱, 王琳, 张隽祺, 吴坤任

2022, 43(2): 167-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0167

摘要(226) HTML (127) PDF(26)

摘要:
安全级数字化仪控系统行为逻辑通过软件承载，但软件可靠性评价相对困难，因此为确保安全级数字化仪控系统行为的复现性和及时性，保障系统的可靠性和安全性，需开展行为确定性设计。本文依据标准要求并结合工程经验，提出了安全级数字化仪控系统确定性设计需求，并从安全级数字化仪控系统确定性体现的两个方面出发，提出可通过基于模型的形式化建模来保证系统的复现性，通过对系统各个环节响应时间的分配来保证系统响应的及时性，为安全级数字化仪控系统行为确定性设计提供参考。

基于运行过程变量特征分析的核级闸阀故障诊断方法

刘志龙, 李曈希, 聂常华, 湛力, 唐樟春, 刘杰

2022, 43(2): 171-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0171

摘要(291) HTML (91) PDF(40)

摘要:
针对核级闸阀卡滞故障，提出一种基于运行过程变量特征分析的闸阀故障诊断方法。闸阀开关运行过程往往包含故障特点及变化规律，因此该方法首先利用Shannon熵对闸阀开关过程振动信号功率谱进行信息化度量，计算出功率谱熵均值作为目标过程变量，分析闸阀健康情况下和故障情况下的目标过程变量的特征变化，进而划分故障区域和非故障区域，对闸阀进行故障诊断。最后基于核级闸阀实验，对该方法进行实验验证，结果表明该方法能够有效地诊断出核级闸阀故障，并且该方法具有一定的故障预测能力。因此该方法的使用能够降低因为闸阀卡滞故障造成的核设施事故发生概率，同时该方法能够用于其他领域闸阀故障诊断。

ACP100非能动安全壳空气冷却系统风载荷性能试验研究

王洪亮, 于明锐, 李云屹, 刘长亮, 韩旭, 李陆军

2022, 43(2): 175-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0175

摘要(467) HTML (140) PDF(56)

摘要:
环境风场对模块化小型压水堆（ACP100）核电厂的非能动安全壳空气冷却系统（PAS）的运行有着不可忽视的影响。通过在风洞平台内搭建ACP100小比例模型，探究不同环境风向角度和风速条件对PAS运行的影响；同时，采用Ansys Fluent软件对ACP100试验模型（主要由风洞平台模型和ACP100小比例模型2部分组成）和原厂模型进行数值模拟。结果表明：各环境风向角度、风速条件均有利于PAS换热；随着环境风速的增加，PAS进出口压力均与环境风速呈二次函数递减关系，且当环境风速达到12.5 m/s后，PAS进出口压差与环境风速的平方值正比例相关；ACP100原厂模型数值模拟结果显示环境风速越大，PAS换热效果越佳，当环境风速达到20 m/s时，各环境风向角度对应的PAS换热功率相对无风条件下增幅为23.0%~56.5%，平均增幅为35.6%。研究结果为ACP100的设计及优化提供了有力参考。

重水堆密集化乏燃料干式贮存设施热工安全研究

徐珍, 任冰, 刘展, 王喆, 叶青, 郭玮

2022, 43(2): 181-188. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0181

摘要(280) HTML (65) PDF(42)

摘要:
为解决秦山第三核电有限公司（简称：秦三厂）计划延寿导致乏燃料增加、已有乏燃料干式贮存模块容量不足的问题，在原有的1~6号（QM-400）乏贮模块基础上，研发了密集化乏燃料干式贮存设施（M1型乏贮模块）。与QM-400乏贮模块相比，M1型乏贮模块贮存容量更大，能量密度更高。为论证M1型乏贮模块的热工安全性，采用RELAP5/MOD3程序，根据保守的初始假设条件建立其热工分析模型，对极端气候条件下模块正常运行和事故工况下各区域温度进行了计算，同时采用了三维流体计算流体力学（CFD）程序对RELAP5程序计算结果进行了验证，综合RELAP5程序和CFD程序的计算结果，论证了M1型乏贮模块的热工安全。

基于SCADE的反应堆中子倍增时间算法设计与验证

喻恒, 王银丽, 何正熙, 黄有骏, 蒋天植, 林超, 杨振雷, 张宓

2022, 43(2): 189-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0189

摘要(291) HTML (79) PDF(35)

摘要:
为实现反应堆装料至升功率期间对核裂变反应速率的密切监视，需对反应堆中子倍增时间进行正确稳定的测量。本文基于对中子注量率测量的统计特性分析，设计了一种适用于压水堆核仪表系统的倍增时间算法，并利用SCADE软件对实现了算法，同时在方家山核电工程2号机组上进行了堆上试验，试验验证了该算法的稳定性、及时性和有效性。因此，本研究设计的反应堆中子倍增时间算法能够应用于压水堆核仪表系统中子注量率测量信号的处理。

船用反应堆大破口失水事故封闭环境核素扩散研究

赵芳, 邹树梁, 徐守龙, 徐涛

2022, 43(2): 194-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0194

摘要(354) HTML (71) PDF(58)

摘要:
基于严重事故分析程序MELCOR耦合计算流体力学软件CFD-FLUENT研究方法，采用MELCOR对船用反应堆失水事故进行分析，结果作为CFD-FLUENT模拟实验的初始条件，对船用反应堆大破口严重失水事故在堆舱内的放射性核素扩散进行研究。研究结果表明，泄漏时间在45 min时，放射性核素扩散至冷却剂进口、出口位置，而在14 min时放射性核素已经开始向安全壳扩散；在51 min时，放射性核素开始从安全壳破口向安全壳外扩散；在87 min时，放射性核素开始向邻舱扩散。本研究计算结果可为核事故的应急决策提供理论支持和数据支撑。

同步磁阻电机型控制棒驱动机构矢量控制技术研究

彭仁勇, 王金鑫, 青先国, 刘依依, 张建建, 刘亚男

2022, 43(2): 199-203. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0199

摘要(427) HTML (98) PDF(55)

摘要:
针对同步磁阻电机型控制棒驱动机构（CRDM）电磁高度耦合难以对输出力矩进行有效线性调节的问题，研究了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制技术。将同步磁阻电机CRDM的数学模型映射至同步旋转坐标系内，对输出电磁力矩与磁链进行解耦。通过励磁电流与力矩电流的独立调节，实现输出力矩的线性控制。利用MATLAB/SIMULINK搭建了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制模型，对控制方案进行验证。仿真结果表明，本研究的控制方案具有更优的响应速度、稳态精度以及平稳性。

小尺度空间内氢气流动分布特性数值研究

刘汉臣, 武心壮, 向文娟, 刘洁, 吴辉平

2022, 43(2): 204-211. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0204

摘要(328) HTML (176) PDF(39)

摘要:
与核电厂安全壳大空间不同，安全壳隔间以及先进小型堆等小尺度空间中，氢气与水蒸气的混合气体流动受到壁面的限制，气流不能充分发展，可能导致氢气在某些位置积聚引发氢气风险。本文采用数值模拟与理论分析相结合的方法对小尺度空间内氢气流动分布特性进行了研究。研究发现，典型工况下小尺度空间上部形成了氢气浓度分布比较均匀的氢气浓度储备区，在中部和下部区域分别为氢气浓度过渡区和高空气浓度区；随着源项气体动量的增大，源项气体进入上部空间的能力增大，导致空间上部区域氢气浓度增大。本研究可为后续先进小型堆的氢气风险研究分析提供支持。

并联立式屏蔽电机主泵流动特性数值研究

周兴柱, 宋煜, 尹俊连, 王德忠, 夏栓, 冯磊

2022, 43(2): 212-218. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0212

摘要(281) HTML (68) PDF(73)

摘要:
以缩比系数为1∶4的立式屏蔽电机反应堆主冷却剂循环泵（简称主泵）为研究对象，建立2台并联主泵反向旋转（模型1）和同向旋转（模型2）2种几何模型；运用计算流体力学（CFD）方法对2种模型的并联主泵内部流场进行稳态运行计算，从主泵的外特性、进口流动特性、入流品质、管内压力分布方面对模型1和模型2进行对比分析。结果表明，模型1中A、B主泵性能基本一致；模型2中A、B主泵的流量相对偏差基本在0.8%以内，最大值达到1.69%，扬程相对偏差稳定在1%以内，效率和轴功率相对偏差最大值分别达到6%和8%；模型2相对模型1流动稳定性更好、入流品质更高、管内压力分布较低，有利于设备的长期运行。

核电厂反应堆主泵主轴疲劳可靠性试验与评估

张健鑫, 谷继品, 陈树明, 浦恩山, 郭晓娴, 李海亮, 方静辉

2022, 43(2): 219-225. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0219

摘要(329) HTML (66) PDF(52)

摘要:
为了获得给定置信度、不同可靠度下的核电厂反应堆主泵主轴材料疲劳可靠性数据，制造了一段内外径尺寸、加工工艺与产品主轴完全相同的模拟轴用于取样，测试了常温光滑、常温焊接、常温缺口、高温光滑、高温焊接、高温缺口6种试样的疲劳寿命；应用可靠性统计方法分别确定了置信度为0.9、0.95时，在不同可靠度下6种试样的疲劳可靠性寿命置信下限方程以及6种试样的可靠性疲劳极限；分析了试样与主轴疲劳寿命的区别与修正方法，利用修正后的试样数据对主轴疲劳失效的薄弱环节进行可靠性评估。结果表明，置信度为0.9、0.95时，主轴在寿期内不发生疲劳失效的可靠度超过0.9999。本研究实现了反应堆主泵主轴疲劳失效更为准确的可靠性评估。

数字化核仪表系统样机堆上试验及验证

王银丽, 何正熙, 包超, 高志宇, 武文超, 罗庭芳, 喻恒, 罗炜

2022, 43(2): 226-231. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0226

摘要(304) HTML (94) PDF(37)

摘要:
针对目前国内核电厂核仪表系统设备主要依赖进口的现状，设计研发了一套数字化核仪表系统样机，系统样机主要包括中子探测器组件、信号调理和处理样机以及信号监控设备。通过介绍样机在商用堆上的安装和试验情况，详细分析了反应堆启堆、升功率、满功率及降功率运行期间的试验数据。试验结果表明，中子探测器与信号调理和处理样机配合良好，整套系统样机运行稳定可靠。

核电厂反应堆主泵推力轴承启动阻力矩测试方法

张健鑫, 谷继品, 陈树明, 王明政, 刘小军

2022, 43(2): 232-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0232

摘要(279) HTML (217) PDF(30)

摘要:
为了获得核电厂反应堆主泵推力轴承在寿期内的极限启动阻力矩，确保执行事故余热排出功能的辅助电机可以在极端工况启动主泵，提出了推力轴承启动阻力矩（指启动瞬间的阻力矩）的测试方法并设计了试验装置，采用正交试验法对影响推力轴承启动阻力矩的3个影响因素（粗糙度、比压、润滑油温）进行研究，采用单因素法测试不同停机时间（指静止加载时间）对推力轴承启动阻力矩的影响，研究表明3个影响因素在规定的控制范围内变化时，启动阻力矩变化较小，而停机时间对推力轴承启动阻力矩影响较大。基于试验确定的极限启动阻力矩开展辅助电机设计，通过了推力轴承样机与主泵样机的反复启停试验验证。本文研究可为辅助电机启动阻力矩的设计提供准确可靠的输入。

压水堆核电厂机械补偿策略下控制系统AFD的校准及验证

魏光军

2022, 43(2): 237-241. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0237

摘要(311) HTML (97) PDF(46)

摘要:
压水堆核电厂机械补偿控制策略的棒阴影效应导致保护系统指示的轴向通量偏差（AFD）变为外围组件加权值而非堆芯平均值，因此基于堆芯平均AFD的控制系统无法像传统电站那样直接使用保护系统输出值。基于该问题，探索了控制系统堆芯平均AFD几种线性的指示途径，研究了不同控制棒位置及机组氙震荡瞬态对线性关系的影响，提出了一种“偏差修正”的堆芯平均AFD校准方法。经过机组调峰过程验证，结果表明使用该方法可以消除控制棒位置、机组功率变化及氙浓度变化对控制系统AFD指示的影响，能够满足系统指示精度的要求。因此这种方法可以用于机械补偿控制策略控制系统AFD的校准。

基于分区密度补偿的稳压器液位测量研究

刘志龙, 湛力, 聂常华, 刘杰, 唐樟春, 李曈希

2022, 43(2): 242-245. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0242

摘要(336) HTML (70) PDF(44)

摘要:
针对稳压器底部电热元件进行加热时，稳压器中上部和底部温度差异较大，导致传统稳压器差压法液位存在测量误差大的问题，提出了一种基于分区密度补偿的稳压器液测量方法。首先根据实际情况将稳压器分为饱和区和非饱和区，饱和区为饱和蒸汽所在区域，利用测量得到的温度对饱和蒸汽密度进行补偿；非饱和区域为介质水所在的区域，利用非饱和区域平均温度对介质水密度进行补偿。其次在稳压器饱和区和非饱和区，建立基于最小二乘法的多项式拟合模型，进行密度变量补偿，进而结合冷水段密度量进行液位计算。最后在实验装置上进行实验，并和基准液位进行比较，实验表明本文所提出的稳压器液位测量方法能够得到可靠的测量结果，因此本方法能够广泛应用于核工业等工业领域中压力容器液位测量。

基于ARIMA和LSTM组合模型的核电厂主泵状态预测

朱少民, 夏虹, 吕新知, 卢川, 张汲宇, 王志超, 尹文哲

2022, 43(2): 246-253. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0246

摘要(528) HTML (108) PDF(78)

摘要:
为了对核电厂主泵的运行过程进行监测和追踪，进而提高主泵的预警能力，提出了基于差分自回归移动平均（ARIMA）和长短期记忆（LSTM）神经网络组合模型的主泵状态预测方法，并用该方法对某核电厂主泵止推轴承温度和可控泄漏流量进行单步和多步预测，以根均方误差（RMSE）为指标对预测精度进行评估。结果表明，所建立的ARIMA和LSTM神经网络组合模型能够对主泵的状态进行准确的预测和追踪，并且组合模型的预测精度要优于ARIMA和LSTM单一模型，尤其在多步预测中，组合模型的优势更加明显。

核电厂CRDM耐压壳焊缝超声检验工艺设计

汤建帮, 余哲, 王韦强, 孙加伟, 吕天明

2022, 43(2): 254-258. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.02.0254

摘要(389) HTML (113) PDF(49)

摘要:
控制棒驱动机构（CRDM）耐压壳属于核电厂主回路，其连接焊缝是整个放射性回路压力边界的薄弱环节，其安全性和可靠性直接影响反应堆的安全运行状态。针对CRDM耐压壳焊缝附近空间狭小、壁厚薄、可达性差等特点，本文采用仿真技术设计了一套专用的扁平型双晶聚焦超声探头和检验工艺，试验验证结果满足规程要求，解决了核电厂在役检查的监督难点，并获得了核电厂主回路Ⅰ级部件类似焊缝检验的工艺设计和验证方法。

留言板

2022年第43卷第2期

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