核动力工程

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王丛林, 柴晓明, 杨博, 李仲春

2023, 44(5): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0001

摘要(2516) HTML (222) PDF(475)

摘要:
“碳达峰、碳中和”目标的提出对我国未来能源体系发展具有深远影响。核能作为稳定的清洁能源，对于“碳达峰、碳中和”目标实现能够发挥更大作用，在发电、供热、制氢等领域均有着巨大的应用前景和需求。经过60余年发展，核能建立了完善的产业链，研发形成了“华龙一号”等具有完全自主知识产权的第三代大型商业压水堆核电技术品牌，研发了具有国际先进水平的多用途模块式小型堆“玲龙一号”，积极探索了钠冷快堆、超高温气冷堆、熔盐堆等第四代先进核能技术，持续开展聚变核能利用。同时我国核能发展也面临一些挑战，先进核能技术亟需突破。本文提出了先进核能技术的发展思路和路径，从在役核电厂智能化运行管理、三代核电批量化部署、固有安全快堆技术研发、积极研发满足高效制氢需求的超高温气冷堆、积极探索能够满足工业供热和平台供电的模块式小型堆技术、国内国际合作发展先进核能关键技术等6个方面进行了展望，为我国先进核能技术的发展给出了具体的研究目标与方向。

核反应堆有效增殖系数深度学习直接搜索求解方法

刘东, 唐雷, 安萍, 张斌, 江勇

2023, 44(5): 6-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0006

摘要(1760) HTML (82) PDF(217)

摘要:
求解有效增殖系数（k_eff）是核反应堆临界计算的基本问题，目前业界普遍采用源迭代方法进行求解。本文基于人工智能深度学习方法求解微分方程的基础理论，提出将k_eff与神经网络各神经元权重共同作为机器学习优化参数，针对将神经网络函数代入中子学微分方程形成的加权损失函数进行深度学习计算，同时进行中子注量率逼近与k_eff直接搜索求解的新方法。讨论了中子学微分方程特征值数理形式、初始神经网络设定方法、损失函数加权因子、收敛准则等影响深度学习性能的重要因素及相应的性能提升策略；通过多种算例的数值计算验证了该方法的正确性，以及学习性能提升策略的有效性。研究成果为核反应堆求解k_eff这一中子学物理重要科学问题探索出了一条新的技术途径。

流水线并行JFNK方法及在中子k本征值问题中的应用

刘礼勋, 张汉, 邬颖杰, 郭炯, 李富

2023, 44(5): 15-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0015

摘要(116) HTML (49) PDF(90)

摘要:
JFNK（Jacobian-free Newton-Krylov）方法是求解中子k本征值和反应堆多物理场耦合等非线性问题的高效加速方法，其中的Krylov迭代常用广义极小残差法（简称GMRES）。并行JFNK方法是实现更大规模问题求解的必要手段，其核心是解决GMRES中Gram-Schmidt （简称GS）正交化过程集合通信多、并行效率低的问题。本文以三维中子k本征值问题为研究对象，开发了基于消息传递接口并行编程模型和空间区域分解技术的并行JFNK方法。针对GS正交化过程并行可扩展性差的问题，分析讨论了流水线方法，以提高并行JFNK的并行效率，并对比了采用经典GS正交化的并行JFNK、采用修正GS正交化的并行JFNK和采用流水线方法的并行JFNK的计算时间和并行效率。最后选用三维扩散基准题IAEA-3D进行了数值测试，测试结果表明采用流水线方法的并行JFNK并行效率显著高于使用经典或修正GS正交化的并行JFNK，且收敛性未受影响。

基于确定论的ZrH_x中H热中子散射数据评价

王立鹏, 张信一, 姜夺玉, 胡田亮, 曹良志, 吴宏春, 曹璐

2023, 44(5): 23-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0023

摘要(166) HTML (63) PDF(90)

摘要:
ZrH_x由于具有较高的H含量和较好的慢化特性，在核技术中得到了广泛的应用，然而，ZrH_x中H的热中子散射数据的产生大多采用了直接数值模拟的方法，并未经过基于实验数据的评价。本文提出了一种与半经验声子模型相关的ZrH_x中H的热中子散射数据的快速确定论评价方法，通过采用广义最小二乘法将计算机模拟的热散射数据与实验数据进行调整来完成，实验数据采用总截面测量值和反应堆基准题的有效增殖系数（k_eff），结果表明，经过调整后ZrH_x中H声子态密度光学项的能量区间发生高能区偏移，所得到的总截面值与实验数据吻合较好，调整之后的2个TRIGA反应堆临界基准题的k_eff计算精度得到了改进。

西安脉冲堆燃耗对反应性引入瞬态行为的影响研究

张信一, 王立鹏, 王永平, 江新标, 银华北, 何彬, 李达, 张良, 姜夺玉, 胡田亮

2023, 44(5): 30-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0030

摘要(176) HTML (56) PDF(92)

摘要:
研究了一种精确模拟反应堆燃耗相关瞬态行为的新方法。基于三维物理热工耦合的堆芯瞬态计算程序，与采用微观燃耗的三维精确燃耗计算程序相耦合，针对西安脉冲堆控制棒移动过程，分析了不同燃耗深度下由于反应性引入的不同形式和大小而引起的堆芯功率和燃料温度等参数的瞬态特性。进行了堆芯脉冲功率响应对反应性引入量的敏感性分析，研究了堆芯动态参数的变化机理。数值结果表明：随着燃耗的加深，脉冲堆芯布置时脉冲功率有减小的趋势，而堆芯稳态布置时脉冲功率明显增大，达到脉冲功率峰值的时间有所提前。

全堆芯热工子通道模型的JFNK全局求解方法研究

章运山, 周夏峰

2023, 44(5): 39-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0039

摘要(1718) HTML (260) PDF(388)

摘要:
反应堆热工子通道模型详细考虑了轴向流动、横向交混，湍流交混等多种耦合因素，是堆芯热工水力分析的关键模型，但是这些因素为子通道数值模拟带来了困难和挑战。为了提高热工子通道模型的计算效率和收敛性，本文基于Jacobian-Free Newton-Krylov（JFNK）全局求解方法（以下简称JFNK方法），开发了全堆芯热工子通道模型的全局求解框架，并基于现有程序的模型和框架建立了基于物理预处理的残差系统，增强JFNK方法的收敛速率。结果表明，JFNK方法的计算效率是固定点迭代方法的5倍，且JFNK方法的效率优势随着收敛精度的提高会更加明显。因此，对于复杂热工子通道模型，JFNK方法有着不错的潜力和效率优势。

熔融物碎片床冷却特性分析程序开发与应用

方昱, 杨生兴, 宫厚军, 昝元锋, 杨祖毛, 卓文彬

2023, 44(5): 47-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0047

摘要(164) HTML (53) PDF(88)

摘要:
为分析压水堆严重事故后期形成碎片床的冷却特性，开发了熔融物碎片床冷却特性分析程序。以一维六方程的两相流模型为基础，应用多孔介质流动沸腾传热模型描述碎片床内两相流动传热物理过程，采用控制容积积分法、半隐式、一阶迎风格式对方程进行离散、求解。应用TUTU、COOLOCE、STYX实验结果，从两相流动及干涸热流密度（DHF）2个方面对模型进行验证，发现Hu&Theofanous模型和Reed模型对于粒径相对较大的碎片床的两相流动预测结果较好，而Lipinski模型对小颗粒碎片床的低压DHF的预测精度较高。利用程序对压水堆严重事故条件下熔融物碎片床的冷却能力进行预测，在1 MW/m³颗粒释热率、顶部水池淹没条件下，碎片床可被冷却高度为0.56 m；采用自然循环驱动底部注水冷却方式，碎片床可被冷却高度升至0.85 m。

氦气压气机反动度与流动损失关联性分析

孙泽秦, 张靖煊

2023, 44(5): 54-63. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0054

摘要(152) HTML (50) PDF(78)

摘要:
多级轴流氦气压气机是氦气轮机的关键部件之一，通常采用高反动度设计提升单级焓增以减少级数，但经验表明高反动度往往导致效率降低，因此在采用高反动设计时有必要澄清反动度对流动损失的影响。本文以不同反动度的氦气压气机为研究对象，利用计算流体动力学（CFD）方法详细分析了基于氦气流动的压气机叶片通道内部的叶型损失、角区损失和叶顶泄漏损失与反动度的关联性。结果表明，在100%反动度动叶和50%反动度静叶中，由于通道内相对速度较高，导致叶型损失更大，且随着反动度增高，动叶中的负荷提高导致叶顶泄漏处的损失加大，同时，静叶弯曲角的增大和展向压差使得静叶角区分离流更为严重。在100%反动度下，叶顶泄漏损失占动叶栅损失的53%，角区损失占静叶栅损失的60%。此外，本研究基于空气压气机叶型损失模型，通过物性分析优化了适用于氦气压气机的叶型损失模型。

耦合多变量LSTM与优化算法的铅铋反应堆事故参数预测方法研究

冀南, 杨俊康, 赵鹏程, 王凯

2023, 44(5): 64-70. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0064

摘要(171) HTML (57) PDF(95)

摘要:
准确预测铅铋反应堆事故工况下关键参数是反应堆安全分析的重要内容，对于提高事故工况下反应堆的安全性有重要意义。本文使用优化算法对长短期记忆（LSTM）神经网络超参数优化来提高网络的预测性能，提出了一种基于多变量LSTM神经网络耦合优化算法的参数预测方法。针对铅铋反应堆MARS-3在无保护失流事故（ULOF）工况下的参数预测问题，通过子通道程序SUBCHANFLOW生成数据样本后，使用逼近理想解排序（TOPSIS）法对所述方法进行综合评价。结果表明，多变量LSTM神经网络耦合粒子群算法的预测性能是最优的，其计算效率可以提升至SUBCHANFLOW的438倍。相关研究成果有助于提高铅铋反应堆关键热工参数预测效率，提高铅铋反应堆的事故应急处置能力。

基于过冷沸腾CFD的棒束通道定位格架搅混翼折弯角度优化数值研究

郑旭, 孙兰昕, 黄俊峰, 朱忍忍, 段忠平, 程笑宇, 李金蓉

2023, 44(5): 71-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0071

摘要(187) HTML (61) PDF(99)

摘要:
定位格架是燃料组件的关键部件，不仅对燃料组件起到固定和支撑的作用，还影响着燃料组件的热工水力性能。本文采用基于欧拉-欧拉两流体六方程的伦斯勒理工学院（RPI）壁面沸腾模型，对5×5燃料棒束通道中出现过冷沸腾时的工况进行数值模拟研究，获得了棒束通道内的流场、中心棒束不同轴向高度处的周向壁面温度和空泡份额的分布情况。数值计算结果表明，棒束通道的压力损失随着搅混翼折弯角度的增大而增大；当搅混翼折弯角度为30°时，空泡份额相对较少，在定位格架的下游中心棒束温度峰值相对较低。

华龙一号疲劳监测和瞬态统计系统研制

崔怀明, 唐传宝, 白晓明, 艾红雷, 刘佳

2023, 44(5): 80-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0080

摘要(514) HTML (161) PDF(112)

摘要:
华龙一号是我国自主研发的第三代核电技术，疲劳监测和瞬态统计系统是华龙一号中重要的监测系统，对提高核电厂安全性和经济性均有积极的作用。中国核动力研究设计院研制了具有自主知识产权的疲劳监测和瞬态统计系统。该系统由25个测温组件、1台信号处理机柜和1台计算工作站组成，包含导热反问题、格林函数应力计算、冷却剂环境疲劳计算、瞬态统计等多个模块，具备一回路系统疲劳状态监测和运行瞬态自动识别统计的功能。该系统通过原理样机与工程样机的研制，相关关键技术通过验证得到固化，技术成熟，具备工程应用条件。

考虑SSI效应的核电厂SSC耦合体系模型主余震易损性分析

赵锦一, 宋雷, 周志光

2023, 44(5): 85-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0085

摘要(167) HTML (51) PDF(80)

摘要:
核电厂体系的地震易损性分析能够反映耦合的结构、系统和部件（SSC）在不同地震强度下的失效概率，土-结构相互作用（SSI）和主余震作用是地震易损性分析中2个非常重要的因素。本文建立了AP1000核电厂SSC耦合体系模型，选用典型软岩石地基作为场地条件，根据AP1000设计谱选取主余震记录，采用增量动力分析（IDA）方法对耦合体系模型进行考虑SSI效应的地震易损性分析。经计算分析可知，主余震作用对结构和设备的破坏可能大于单一主震的作用效应。考虑SSI效应普遍增大了SSC主余震易损性的条件失效概率。由典型SSC抗震性能结果可知，耦合体系的失效模式为屏蔽厂房混凝土首先开裂，随后蒸汽发生器管道屈服，最后主蒸汽管道进入屈服。考虑SSI效应时，破坏状态基本完好与一般破坏之间的极限状态下屏蔽厂房、蒸汽发生器、管道的高置信度低失效概率（HCLPF）值分别为0.48g、0.68g和0.92g。由本文研究可知，在核电厂易损性评估过程中，SSI效应和主余震作用的影响不容忽视。

ACP100S浮动核电站碰撞冲击响应研究

王东辉, 李庆, 张晏铭, 曾庆娜, 董磊磊

2023, 44(5): 95-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0095

摘要(231) HTML (359) PDF(126)

摘要:
船舶撞击是浮动核电站核动力装置设计中的重要外部事件，对其安全性存在重大影响。本文基于核动力商船的碰撞设计研究历史，建立了适用于船舶碰撞分析的数值模拟方法并与已有试验结果进行了对比验证，利用本方法对不同场景下补给船撞击ACP100S浮动核电站进行了仿真模拟，得到了船首撞击和舷侧撞击过程中浮动核电站关键设备处的冲击响应。计算分析结果表明，舷侧撞击过程关键设备的加速度响应大于核动力商船的设计基准载荷1g。本文研究对浮动核电站船体以及反应堆关键设备的抗冲击设计具有一定的指导意义。

筒体支耳连接结构局部刚度计算及特性分析

江小州, 廖国江, 叶献辉, 刘帅, 黄旋, 彭向峰

2023, 44(5): 104-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0104

摘要(416) HTML (25) PDF(87)

摘要:
核电厂反应堆系统中典型筒体支耳连接结构的局部刚度准确计算具有重要的工程意义。本文建立了筒体支耳连接结构的三维有限元模型，分析得到了有限元计算总位移，并给出由集中力和扭矩分别引起的梁式位移计算方法，从而求解梁式总位移，进而得到筒体支耳连接结构的局部刚度。通过建立筒体支耳连接结构的分解模型进行局部刚度计算，探讨了与整体模型局部刚度计算结果的差异。采用整体模型计算方法，选取不同的边界面进行局部刚度计算，得到了相应的局部刚度变化规律，同时通过调整支耳角度研究其对局部刚度特性的影响。本文研究可为筒体支耳连接结构工程设计提供参考。

基于压升监测的安全壳泄漏率快速判断方法

吴奎伯, 梁招瑞, 张腾飞, 曹清, 宋永军, 薛雨, 刘俊杰

2023, 44(5): 110-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0110

摘要(732) HTML (27) PDF(84)

摘要:
提出了一种适用于机组启动阶段的安全壳泄漏快速判断的定性和定量方法。基于机组启动期间24 h内安全壳压力的上升趋势，将设定的泄漏率限值作为假设泄漏率，根据理想气体状态方程和安全壳内气体质量平衡关系，获得计算压升，通过计算压升与监测压升的对比定性判断泄漏情况。定量法则依据安全壳内的气体质量平衡关系，反求出与监测压升相匹配的安全壳泄漏率。运用上述方法，对某核电厂5台机组的安全壳泄漏率进行分析，定性判断结果显示，仅一台机组在启动阶段的泄漏率超过5 Nm³/h（Nm³为0℃、1个标准大气压下的气体体积）的限值。定量计算结果显示，该机组的泄漏率为5.11 Nm³/h，与第一个日泄漏率4.98 Nm³/h较为接近，说明本文提出的方法有较好精度。

核电机组瞬态过程控制性能评价诊断与优化分析

刘道光, 栾振华, 梁军, 刘鹏, 赵云涛, 周创彬

2023, 44(5): 116-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0116

摘要(153) HTML (43) PDF(99)

摘要:
复杂控制系统是核电厂仪控系统的重要组成部分，其作用是保证系统运行状态的平稳，因而对控制系统的性能验证评价是机组调试工作的重要内容。通过构建机组控制系统调试试验性能评价标准体系，提出了一种控制系统性能评价与缺陷诊断方法，对机组特定瞬态运行过程进行诊断和控制系统优化。该研究成果已在多个核电基地得到了现场实际应用，在机组启动阶段全面验证了复杂控制系统的逻辑故障和性能缺陷，提升了机组控制性能和安全运行水平。

核电厂DCS网络节点故障下的信号风险研究

杨亮, 周维长, 卞秀石, 邓基杰

2023, 44(5): 124-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0124

摘要(88) HTML (25) PDF(76)

摘要:
核电厂单一网络节点故障后，保守决策还必须叠加考虑其他位置网络节点故障并进行包络性风险分析。基于某核电厂数字化控制系统（DCS）网络结构和控制逻辑数据建模分析，首先计算生成所有DCS网络信号风险数据，给出网络信号物理路径计算方法和信号冗余判断规则，通过构建单一节点故障下的状态转移矩阵计算剩余网络节点故障概率，进行单一或叠加故障下的网络信号风险分析评估，最后针对识别出的高风险网络信号给出风险控制及改进建议。此模型和分析方法已于计算机实现，能快速识别假冗余、布置不合理等设计缺陷，能快速分析单一或叠加故障下受影响的信号和风险并显性化输出。可指导核电厂相关维修作业，或为DCS组态设计、功能优化提供参考输入。

智能控制在SGTR规程中的应用研究

袁睿, 郝祖龙, 袁金晓, 李鸣谦, 邓士光

2023, 44(5): 130-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0130

摘要(115) HTML (37) PDF(92)

摘要:
核电厂发生蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故后，操纵员需按相应规程进行操作。但在事故序列处理中，一回路冷却剂的降温、降压效果大多依靠操纵员的运行经验。针对该问题，本文提出一种基于长短期记忆神经网络（LSTM）和自适应比例-积分-微分（PID）的SGTR规程优化方法，并给出了实现流程。利用某1000 MW模拟机开展了SGTR事故模拟实验，基于模拟实验数据对本文方法进行了测试。仿真结果表明，与操纵员人工操作相比，本文提出的智能操作方法具有更好的降温、降压效果，本文方法可为核电厂事故规程的智能化操作提供一种新思路。

用于液态金属反应堆的斯特林发动机瞬态计算模型开发

周琳杰, 张东辉, 杨军, 王晓坤, 王晋, 郭忠孝

2023, 44(5): 136-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0136

摘要(1095) HTML (116) PDF(125)

摘要:
为了探究斯特林发动机与液态金属反应堆的匹配运行特性，基于斯特林循环三阶模型开发了一套可用于斯特林发动机运行模拟的瞬态程序。该程序模型采用一维流体力学方法对斯特林发动机工作腔及换热器进行建模，对在液态金属反应堆中运行的斯特林发动机进行模拟。本文首先利用GPU-3斯特林发动机试验数据对定壁温边界条件进行稳态运行模拟，结果显示与试验数据符合良好。接入换热器求解模块后，在定边界条件和变边界条件下程序均成功实现了对斯特林发动机的瞬态模拟，表明该模型可用于液态金属反应堆与斯特林发动机耦合系统的工况分析。

非平面环形线阵柱面导波换能器设计与工艺验证

赵阳, 王飞, 徐安, 王理博, 孙海漩, 王子成, 杨周斌

2023, 44(5): 144-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0144

摘要(109) HTML (39) PDF(66)

摘要:
为实现辐射控制区T形凸台端面核安全级紧固件的在线检测，本文采用COMSOL软件对M56 mm×416 mm紧固件内柱面导波进行模拟仿真，设计开发了非平面环形线阵柱面导波换能器，并在设计加工人工反射体的模拟试块上进行工艺验证。结果表明，高频段柱面导波频散曲线趋于一致，T形高低台阶延时激励方式和晶片内径32 mm、外径50 mm尺寸设计的声场响应最优，可有效检出深度1 mm的人工刻槽，且深度误差在±2 mm以内。本文设计开发的非平面环形线阵柱面导波换能器可实现辐射控制区紧固件高效便携的在线检测。

蒸汽发生器传热管涡流检验的三自由度检测机械臂运动学分析与定位求解

肖湘, 高三杰, 蒋维宇, 刘莉, 李书良

2023, 44(5): 151-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0151

摘要(101) HTML (21) PDF(78)

摘要:
蒸汽发生器传热管的在役自动涡流检验装置对定位器的定位精度要求较高，定位偏差使得探头磨损加剧甚至卡在传热管中。为了解决定位的精确计算问题，本文基于三自由度的检测机械臂，建立了机械臂关节的运动学模型，对正、逆运动学进行了定位计算求解，同时为解决安装机械臂时基座的位置偏差提出了误差消除的方法。试验结果表明，该定位计算方法的结果准确、稳定可靠。

核电站蒸汽发生器传热管涡流自动检测系统研制与应用

孙黎明, 裴希保, 陈小亮, 李阳, 马强, 何朋

2023, 44(5): 156-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0156

摘要(140) HTML (28) PDF(84)

摘要:
蒸汽发生器（SG）是压水堆核电站的关键设备之一，其传热管是一回路压力边界中最薄弱的环节。为解决SG小曲率传热管受限于弯管曲率影响，无法实现一次性全管涡流检测，导致大修工期延长、人员辐照风险增加等问题。本文设计了一种搭配空气阻尼装置的弹簧骨架结构气动探头，创新采用探头驱动回收装置和内外部供气气动驱动装置，开发了一种新型SG传热管涡流自动检测系统，实现了SG小曲率传热管一次性全管涡流检测。

核电厂一回路钝化研究

于淼, 顾钰, 曾晓敏, 徐刚, 桂璐廷, 武桐

2023, 44(5): 163-168. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0163

摘要(133) HTML (33) PDF(83)

摘要:
在核电厂一回路的设备表面形成致密的钝化膜是核电厂热态功能试验的一项重要工作。钝化膜的质量直接影响核电厂带核运行期间的辐射源项。因此，做好热态功能试验期间一回路的钝化具有重要意义。热态功能试验期间化学控制决定着钝化膜的质量，本文首先简要分析了国内核电商用各堆型水化学的特点，其次分析了一回路冷却剂运行温度下的pH值（pH_T）的影响因素和硼碱曲线。重点分析了国内4种堆型的钝化应用实例，并讨论了钝化膜形成的化学控制机理，最后对一回路钝化期间的化学控制给出改进措施。

²³⁵U微型裂变电离室工作电压选取方法优化与应用

张恒凯, 汪宇, 郑军伟, 韦桥, 程雄伟, 邓森, 柳继坤, 任意

2023, 44(5): 169-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0169

摘要(587) HTML (47) PDF(77)

摘要:
为解决²³⁵U微型裂变电离室连续在多个中子注量水平差异较大的通道进行中子注量测量时无法正确选择工作电压导致坪斜较大的问题，本研究结合²³⁵U微型裂变电离室的饱和电流和进入饱和区的起始电压均随中子注量增大而增大的特性，采取分别在最低和最高中子注量测量通道执行坪曲线试验，据此建立²³⁵U微型裂变电离室在2个测量通道中的坪斜特性曲线，定义其中坪斜变化较小的范围为最优工作电压范围，并以最优工作电压范围和工作电压实际允许调节范围取交集的方法选取实际工作电压，该实际工作电压可使得介于最低和最高中子注量之间所有测量通道的坪斜均保持在相对低的水平。实际应用证明，根据该最优工作电压范围取交集法选取的实际工作电压，对于所有中子注量水平测量通道都是均衡最优的。

恒压法测量核电厂安全壳泄漏率的实验研究

李建发, 滑永振, 刘丰, 孙中宁, 孟兆明

2023, 44(5): 175-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0175

摘要(181) HTML (58) PDF(93)

摘要:
为进一步优化核电厂安全壳泄漏率的测量方案，提高测量结果的稳定性与可靠性，本研究基于LabVIEW程序开发了一种新的泄漏率测量方法，即恒压法。通过开展大尺度安全壳模拟体的泄漏率测量实验，首次证实了恒压法应用于核电厂内层安全壳与外层安全壳泄漏率测量的适用性。研究表明，恒压法测量泄漏率的结果与传统压降法的测量结果具有很好的一致性，相对偏差小于5%。对于外层安全壳泄漏率的测量，相比压降法，恒压法可在保证测量精度的前提下将测量时间由10 h大幅缩减至0.8 h以内。研究结论可为恒压法的应用提供理论基础。

蒸汽发生器传热管堵头结构敏感性分析

李经怀, 韩一乐, 周全, 应秉斌, 巢孟科, 杨星

2023, 44(5): 181-187. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0181

摘要(98) HTML (26) PDF(71)

摘要:
核电厂蒸汽发生器（SG）传热管堵头是维修传热管常用的部件，采用二维轴对称模型弹塑性分析对堵头封堵过程进行模拟，研究拉伸距离、胀块与堵头摩擦系数、堵头内壁斜度与胀块斜度、牙宽、牙高、槽宽以及胀块长共7个参数对封堵过程中拉杆力、胀块接触力以及牙最大接触力的影响，并分别进行了敏感性分析，得出单个参数敏感性变化预测公式，建立了所有敏感性参数对堵头封堵过程的敏感性影响工程估算式。研究结果可为SG传热管堵头结构设计提供参考。

基于GRU-MLP的核动力装置运行监测数据异常检测与校正方法研究

王天舒, 余刃, 毛伟, 宋霄森, 马杰

2023, 44(5): 188-194. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0188

摘要(182) HTML (24) PDF(79)

摘要:
为改善核动力装置仪表与控制系统采集或存储的运行数据中出现的缺失、飘移和跳跃等数据质量问题，以便为运行数据分析和自动控制器提供更可靠的输入，提出了基于门控循环单元（GRU）与多层感知机（MLP）融合模型的核动力装置运行监测数据异常检测与校正的一体化方法。GRU-MLP融合模型提出了基于GRU模型的运行监测数据短时预测算法，为运行监测数据异常检测和校正提供参考依据，并且设计了实时校正机制，以提高GRU模型对包含异常运行数据的预测准确率。然后，利用MLP模型的非线性拟合能力优化“预测-异常检测”机制下使用的固定阈值为动态阈值，提高设计方法的异常检测准确率。最后，以某型核动力装置运行数据开展测试实验，从多角度分析并证明了所设计方法的准确性和可行性。

核电用管状能力验证试块中缺陷的精度检验

俞照辉, 周路生, 陈树, 杨涛, 杜羿达

2023, 44(5): 195-200. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0195

摘要(115) HTML (37) PDF(69)

摘要:
采用射线检测（RT）、超声检测（UT）及解剖测量等方法，对自主研发的管状能力验证（PDI）试块中植入的真实缺陷进行测量，分析植入后的缺陷几何尺寸及位置坐标参数与设计值之间差异。本次检测涉及4种不同规格的试块，共计16处缺陷，均为裂纹。结果表明：试块表面裂纹植入痕迹已完全消除，植入后裂纹形态真实，闭合度较好，且端点清晰，无二次扩展现象。植入后的裂纹与试块母体形成完全冶金结合，植入焊缝无任何异常的信号反射界面或次生缺陷。经RT和UT之后确认缺陷的几何尺寸及位置坐标的平均绝对值偏差小于2.0 mm，经解剖测量，其平均绝对值偏差小于1.0 mm，精度满足核电厂在役检查能力验证的要求。

基于表征抽取且可解释的反应堆事故诊断方法研究

李承远, 李美福, 邱志方

2023, 44(5): 201-209. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0201

摘要(231) HTML (112) PDF(83)

摘要:
为实现准确且可信的反应堆鲁棒事故诊断，本文构建了一种基于表征抽取且具有可解释性的诊断框架：首先提出了降噪遮掩自动编码器（DPAE）深度学习模型，DPAE在不同破口位置和破口大小的模拟数据集上进行自监督学习后，其编码器结构能够从部分缺失数据和噪声数据中自动提取监测参数的低维表征向量，进而将该表征向量用于基于分类和回归算法的下游诊断任务中；随后提出了一种基于后验可解释性算法的参数重要性计算方法，以分析监测参数对诊断结果的贡献。本研究以HPR1000为研究对象，在冷却剂丧失事故（LOCA）工况下验证了所提出的诊断方法。实验结果显示，在信噪比为30 dB的高斯噪声以及遮掩比例为0.3的随机遮掩干扰下，经训练的DPAE模型依然能获得有效的数据表征。此外，在受到信噪比为20 dB、遮掩比例为0.2的干扰下，相较于“端到端”诊断模型，本研究提出的“上下游”诊断模型在破口位置和尺寸诊断方面表现更优，并能识别对诊断结果贡献较大的监测参数。本研究提出的反应堆事故诊断方法有助于打造精确、稳定且可靠的智能反应堆运行维护系统。

压水堆燃料棒包壳表面氧化腐蚀产物沉积生长预测模型

陈佳杰, 刘晓晶, 杜思佳, 王嘉庚, 何辉

2023, 44(5): 210-215. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0210

摘要(298) HTML (124) PDF(134)

摘要:
为建立压水堆燃料棒包壳表面氧化腐蚀产物沉积层（CRUD）厚度的预测方法，本文以典型压水堆一回路为研究对象，针对压水堆内水化学和物理条件对CRUD沉积的影响，建立了CRUD沉积生长模型。模型预测结果与Sizewell B核电厂实际运行数据相比具有相同的生长量级和趋势，可用于压水堆燃料棒包壳CRUD沉积行为的定量预测。在此基础上，本文研究了热流密度、H₂浓度以及Li⁺浓度对腐蚀产物生长的影响，结果表明：燃料元件表面非沸腾段CRUD厚度受热流密度变化的影响较小，而沸腾段CRUD厚度随热流密度上升而增加；CRUD厚度随着系统H₂浓度的提高而增加；提高系统内Li浓度有助于抑制氧化腐蚀产物的沉积。

螺旋十字燃料组件沸腾传热及燃料元件热力耦合特性研究

丛腾龙, 高勇, 程毅, 蔡孟珂, 张琦, 肖瑶, 刘茂龙, 顾汉洋

2023, 44(5): 216-222. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0216

摘要(679) HTML (102) PDF(136)

摘要:
螺旋十字燃料（HCF）组件是一种新型的燃料组件设计方案，相对于传统的圆棒或板状燃料，HCF组件具有强交混、自支撑、无格架的特点。为评价HCF组件在热工水力和力学方面的性能，本文基于流固共轭传热方法建立了HCF组件两相沸腾传热模型和燃料棒热力耦合分析模型，获得了两相条件下的燃料棒和冷却剂温度、冷却剂空泡份额等参数分布以及不同燃耗深度下的燃料棒应力分布。结果表明，相对于圆棒组件，HCF组件可降低燃料中心温度和表面平均热流密度；发生沸腾临界时，HCF组件的线功率密度高于传统圆棒组件。初步热力耦合分析发现，对于金属芯体无气隙的HCF元件，燃料棒在辐照条件下受到较大的应力。

超临界水冷堆热工水力与安全研发

赵学斌, 黄彦平, 臧金光

2023, 44(5): 223-231. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0223

摘要(673) HTML (178) PDF(115)

摘要:
超临界水冷堆是第四代核能系统国际论坛确定的六种先进堆型中唯一的水冷堆。由于超临界水作为冷却剂以及超临界水在物理相态的特有属性，使其在热工水力方面有着独特的表现。本文介绍了超临界水冷堆热工水力的总体要求，描述了典型热工水力过程的基本特点及目前主要研发进展，着眼于超临界水冷堆工程提出了后续研发任务，以及未来超临界水冷堆的发展建议。

超临界二氧化碳临界流瞬态试验研究

张东旭, 李伟卿, 赵民富, 梁朋, 许永旺, 李青远, 段明慧

2023, 44(5): 232-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0232

摘要(171) HTML (52) PDF(83)

摘要:
当超临界系统发生破口事故时，系统内高温高压流体在破口处会发生临界流动现象，瞬态临界流动特性对事故进程有较大影响。与临界流稳态相比，瞬态喷放过程中的泄压速度对临界质量流速有着重要的影响，为此开展了以超临界二氧化碳（SCO₂）为工质的临界流瞬态试验，试验段采用直径2 mm、长径比L/D为3、进口为圆角的喷管，试验初始压力为7.70~7.98 MPa，初始温度为35.5~40.6℃，进行了4种泄压速度的瞬态试验。试验结果表明，在喷放开始阶段，泄压速度越大，临界质量流速越小；然而在喷放后期，泄压速度越大，临界质量流速越大。

超临界水冷堆候选包壳管材的低周疲劳性能试验研究

赵宇翔, 熊茹, 梁波, 唐睿

2023, 44(5): 237-243. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0237

摘要(100) HTML (34) PDF(77)

摘要:
为了获得超临界水冷堆（SCWR）候选包壳材料20Cr-25Ni的低周疲劳性能数据，为SCWR的设计、研发和工程提供技术参考，本文采用MTS809试验机开展了20Cr-25Ni在室温、500℃、650℃、800℃空气环境中的低周疲劳试验，获得了多级循环滞回曲线、循环应力-应变曲线、应力幅与循环分数关系曲线以及循环应力应变模型和低周疲劳Manson-Coffin模型参数。20Cr-25Ni的低周疲劳试验结果表明：随着温度的升高，20Cr-25Ni 不锈钢管材的抗疲劳性能不断下降，在500℃、650℃显示出较明显的循环硬化。因此，在650℃以下该包壳材料具有较好抗疲劳性能，当SCWR堆芯最高温度的设计高于650℃后，使用该材料作为包壳材料需要谨慎。

新型含铝奥氏体不锈钢在超临界水环境下的腐蚀行为

孙达云, 高阳, 张乐福, 韩忠立, 郭相龙

2023, 44(5): 244-250. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0244

摘要(181) HTML (79) PDF(87)

摘要:
为了丰富含铝奥氏体不锈钢（AFAs）在超临界水环境下的腐蚀行为研究数据，支持超临界水冷堆（SCWR）包壳材料评估工作，本研究对自主设计的AFAs进行600℃/25 MPa的超临界水腐蚀实验，结合微观分析表征手段分析其腐蚀行为。结果表明，本研究所用AFAs在腐蚀1000 h后的增重达34 mg/dm²，约为相同条件下的310S钢的腐蚀增重的一半。AFAs表面形成了双层氧化物，外层主要为Fe₂O₃和富Ni尖晶石，内层主要为Cr₂O₃。氧化铝以离散的颗粒形式存在于内层，阻碍扩散过程的同时可以作为Cr₂O₃的形核位点，促进Cr₂O₃的形成。因此，本研究所用AFAs在该实验条件下表现出优异的耐腐蚀性能。

微观组织对800H合金在超临界水中腐蚀行为的影响规律

黄涛, 苏豪展, 张乐福, 陈凯

2023, 44(5): 251-258. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0251

摘要(83) HTML (20) PDF(71)

摘要:
800H合金在超临界水冷堆的设计中被列为主要候选核燃料包壳材料之一，但是其在应用工况下的腐蚀性能受到加工状态的显著影响。本文通过高压釜浸泡试验、微观表征和机理分析对不同状态的800H合金在超临界水中的腐蚀行为进行研究，获得了表面磨抛状态、冷变形量和晶粒度对其均匀腐蚀行为的影响规律。结果表明：表面粗磨、冷变形和晶粒细化均可显著降低腐蚀速率，引起腐蚀增重规律由抛物线型向直线型转变；晶粒细化提高了材料的晶界密度，Cr在晶界附近的快速扩散有利于Cr₂O₃保护层的形成，可提高材料的耐腐蚀性能；表面粗磨后留下的浅表面变形层可在高温下再结晶形成高密度的纳米晶，这有利于表面Cr₂O₃保护层的快速形成，对初期腐蚀行为的抑制作用显著；轧制形成的冷变形提高了材料整体的晶界和位错密度，对包壳管的长期抗腐蚀能力具有明显的提升作用。

纳米氧化物弥散强化310奥氏体钢的显微结构与拉伸性能

尹晨欣, 贾皓东, 周张健, 郑文跃

2023, 44(5): 259-266. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0259

摘要(118) HTML (64) PDF(80)

摘要:
为向超临界水冷堆提供可靠的核燃料包壳材料，通过机械合金化（MA）和热等静压法（HIP）制备了具有超细晶粒且弥散大量纳米氧化物颗粒的ODS-310奥氏体钢，采用扫描电镜（SEM）、能谱仪（EDS）和透射电镜（TEM）分析了经过不同热处理条件后材料的显微形貌，并测试了其拉伸性能。结果表明，材料中的弥散强化粒子呈球形，主要分布在晶粒内部及晶界处，其平均尺寸在10 nm以下，经成分分析及高分辨标定可确定为Y₂Al₅O₁₂。热轧塑性变形加工配合热处理可明显调控样品的晶粒组织，经1100℃/120 h 热处理后，弥散颗粒尺寸和成分仍保持稳定，粒子对位错有明显的钉扎作用。所制备ODS-310奥氏体钢具有较高的抗拉强度，且其热稳定性良好，在不同温度下热处理前后样品的抗拉强度均在850 MPa左右，且经1100℃/120 h热处理后样品的塑性明显提高。本研究表明ODS-310奥氏体钢的拉伸性能良好，通过热处理可以调控晶粒组织，为ODS奥氏体钢的性能研究提供了宝贵的数据支持。

水化学因素对800H合金在超临界水冷堆中服役性能研究

苏豪展, 黄涛, 张乐福, 陈凯

2023, 44(5): 267-274. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0267

摘要(130) HTML (51) PDF(77)

摘要:
为研究超临界水环境下温度、溶解氧等水化学因素对于堆内包壳材料服役性能的影响规律，探究超临界水冷堆的水化学控制策略，以800H合金作为实验材料，测量了不同温度、水化学条件下超临界水中材料的腐蚀增重规律和慢应变速率拉伸曲线。温度的提升将加快800H合金的腐蚀速率，腐蚀激活能约为159 kJ/mol；温度由550℃升高至650℃，材料的屈服强度变化不显著，约为175 MPa，但屈强比显著下降，呈现明显的软化趋势；650℃下溶解氧浓度由0 μg·kg^–1提升至500 μg·kg^–1，导致腐蚀增重量增加约30%，而使用联氨除氧的水化学控制方法可以降低800H合金的腐蚀速率；溶解氧浓度对于慢应变速率拉伸的测试结果并无明显作用，这主要是由于超临界水环境下材料的应力腐蚀失效由蠕变过程主导。研究结果表明超临界水环境下进行温度和溶氧控制有助于降低800H合金的腐蚀速率并保持其力学性能。

氮和铝添加对改进型25Ni-20Cr奥氏体不锈钢700℃时效处理后显微组织和力学性能的影响

王琦, 陈国帅, 周张健, 熊茹, 郑继云, 唐睿, 张乐福

2023, 44(5): 275-283. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0275

摘要(1120) HTML (37) PDF(73)

摘要:
为提高25Ni-20Cr（S35140）奥氏体不锈钢的高温强度，以满足超临界水堆（SCWR）对包壳材料的应用要求。采用微合金化方法，通过添加N和Al元素，并在700℃高温时效对S35140钢的性能进行改进。结果表明，加N钢中析出纳米级NbN相，钉扎位错，随时效进行，室温拉伸强度略有提高，室温延伸率几乎不变，高温拉伸强度略有降低，而高温延伸率提升至65%，时效120 h后冲击功仍然达到111.39 J；加Al钢中析出大量NiAl相和Laves相，随时效进行，室温和高温拉伸强度均显著提升，室温拉伸强度甚至达到1000 MPa，而塑性和冲击韧性下降明显。因此在S35140钢中，加N提高了塑韧性，加Al提高了强度，均显著改善S35140钢的力学性能。

非共格晶界及其偏析对3C-SiC在超临界二氧化碳中氧化影响的Reaxff-MD模拟

周起印, 刘珠, 张乐福, 龙家琛, 郭相龙

2023, 44(5): 284-289. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0284

摘要(184) HTML (67) PDF(77)

摘要:
为理解SiC材料在超临界二氧化碳（sCO₂）反应堆中的腐蚀失效机理，本文通过分子动力学模拟研究了3C-SiC在sCO₂环境中的氧化行为，并深入探讨了非共格晶界处元素偏析对氧化的影响。结果显示，非共格晶界区域的氧化速度比单晶快，且硅元素或碳元素的偏析均会加剧非共格晶界处的氧化。非共格晶界的加速氧化归因于晶界区域内的未完全配位硅原子，这些硅原子更容易与氧原子成键。非共格晶界的元素偏析进一步加强了非共格晶界处SiC的氧化速度，其中硅元素的偏析使硅原子更难以完全配位，这导致晶界处有更多的硅原子带较低的正电荷，而碳元素的偏析则使得晶界处自由体积更大，氧原子可以与更深层的硅原子成键。本研究揭示了3C-SiC在sCO₂中的腐蚀机理以及非共格晶界加速腐蚀的原因，为SiC材料在sCO₂反应堆中的退化机制提供了理论支持。

两种新型含铝奥氏体不锈钢在超临界二氧化碳中的均匀腐蚀行为研究

刘珠, 周起印, 张乐福, 龙家琛, 高阳, 郭相龙

2023, 44(5): 290-297. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.05.0290

摘要(73) HTML (54) PDF(76)

摘要:
为评估新型含铝奥氏体不锈钢在超临界二氧化碳（sCO₂）核反应堆中的应用前景，通过实验研究了两种新型含铝奥氏体不锈钢（904L-2.5Al和904L-3.5Al不锈钢）及其基材（904L不锈钢）在600℃/20 MPa的sCO₂中的均匀腐蚀行为。运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律，采用扫描电镜、透射电镜和能谱仪分析了腐蚀前后材料的形貌、结构和化学成分。结果表明，所有材料的腐蚀增重近似服从抛物线生长规律。随着Al含量的增加，材料的腐蚀增重量明显降低，904L-3.5Al不锈钢具有最低的腐蚀增重量。腐蚀后，904L不锈钢表面生成富Fe氧化物，发生渗碳；904L-2.5Al和904L-3.5Al不锈钢表面生成了连续的富Cr/Al氧化膜，未发生渗碳行为。Al含量的增加促进了材料表面保护性富Cr/Al氧化膜的形成，增强了材料在sCO₂中的耐氧化及渗碳性能。

留言板

2023年第44卷第5期

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