2024, 45(6): 1-8.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0001
摘要:
为解决预置谱未知的解谱问题，本文首次提出一种广义神经网络（GRNN）算法和迭代算法结合进行的两步解谱法，自主开发了GRNN解谱和迭代法解谱程序，并对2套程序进行分别验证和整体验证。首先用中国实验快堆（CEFR）的活化法实验数据进行分别验证，结果表明：GRNN的解谱结果与理论谱相比，在中子能量大于0.1 MeV时，最大偏差为10.36%，迭代法的解谱结果与最小二乘法的解谱结果最大偏差为9.15%，计算的单核反应率与实验值最大相对偏差为11.71%，符合较好；且与无准确预置谱的迭代法解谱结果相比，GRNN解谱精度更高。最后用俄罗斯碳化硼辐照数据进行整体验证，结果表明：在快中子区域，两步解谱法的结果与有预置谱的迭代法解谱结果最大偏差为11.42%。因此，采用两步解谱法解决预置谱未知的解谱问题是可行的，误差也在可以接受的范围内。本文提出的新型解谱法可为新型堆的解谱提供新的思路，并针对未知预置谱的解谱试验具有一定的参考价值。
为解决预置谱未知的解谱问题，本文首次提出一种广义神经网络（GRNN）算法和迭代算法结合进行的两步解谱法，自主开发了GRNN解谱和迭代法解谱程序，并对2套程序进行分别验证和整体验证。首先用中国实验快堆（CEFR）的活化法实验数据进行分别验证，结果表明：GRNN的解谱结果与理论谱相比，在中子能量大于0.1 MeV时，最大偏差为10.36%，迭代法的解谱结果与最小二乘法的解谱结果最大偏差为9.15%，计算的单核反应率与实验值最大相对偏差为11.71%，符合较好；且与无准确预置谱的迭代法解谱结果相比，GRNN解谱精度更高。最后用俄罗斯碳化硼辐照数据进行整体验证，结果表明：在快中子区域，两步解谱法的结果与有预置谱的迭代法解谱结果最大偏差为11.42%。因此，采用两步解谱法解决预置谱未知的解谱问题是可行的，误差也在可以接受的范围内。本文提出的新型解谱法可为新型堆的解谱提供新的思路，并针对未知预置谱的解谱试验具有一定的参考价值。
2024, 45(6): 47-54.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0047
摘要:
高温高速撞击模拟试验是考核空间核反应堆异常再入大气层撞击地面事故安全性的重要项目。本文针对试验热加载和高速飞行阶段，建立了耦合传导、对流和辐射的有限体积模型，数值研究了试验中空间核反应堆堆芯模拟件的热响应特性，分析了加载温度变化速率和径高比的影响。结果表明，热加载阶段，堆芯模拟件最高温度和最低温度分别位于侧面及底面的交界处和模拟件中心；达到热平衡的时间除受加载温度变化速率的影响外还取决于模拟件径高比。高速飞行阶段，堆芯模拟件最高温度和最低温度所在位置与热加载阶段相反，且最低温度随着径高比和飞行时间的增加而减少。研究成果能够支撑高温高速撞击模拟试验系统研制及试验设计。
高温高速撞击模拟试验是考核空间核反应堆异常再入大气层撞击地面事故安全性的重要项目。本文针对试验热加载和高速飞行阶段，建立了耦合传导、对流和辐射的有限体积模型，数值研究了试验中空间核反应堆堆芯模拟件的热响应特性，分析了加载温度变化速率和径高比的影响。结果表明，热加载阶段，堆芯模拟件最高温度和最低温度分别位于侧面及底面的交界处和模拟件中心；达到热平衡的时间除受加载温度变化速率的影响外还取决于模拟件径高比。高速飞行阶段，堆芯模拟件最高温度和最低温度所在位置与热加载阶段相反，且最低温度随着径高比和飞行时间的增加而减少。研究成果能够支撑高温高速撞击模拟试验系统研制及试验设计。
2024, 45(6): 98-105.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0098
摘要:
以CPR1000为参考机组，结合CPR1000 一级概率安全分析（PSA）结果，选取大破口失水事故（LOCA）、中破口LOCA、小破口LOCA、全厂断电（SBO）、完全丧失给水、丧失主给水未能紧急停堆的预期瞬变（ATWT）等典型设计扩展工况（DEC）事故情景，使用中广核研究院有限公司自主研发的基于事故容错燃料（ATF）性能开发的热工水力程序LOCUST和SPRUCE，针对ATF-1、ATF-2、ATF-3、ATF-4、ATF-5这5种在研ATF进行确定论计算，并与传统的UO2-Zr材料比较，分析不同ATF在上述典型事故下的事故进程、堆芯损伤时间、系统成功准则和人员响应时间，发现ATF在事故中有更低的包壳峰值温度、更高的包壳限制温度使得CPR1000机组具有更大的安全裕量，为ATF材料选型提供支持。基于确定论分析结果，针对不同ATF，建立一级PSA模型，从概率论角度给出不同ATF材料对CPR1000机组安全的影响，结果表明现有ATF直接应用于现有反应堆并无实质性的收益。在确定论和概率论分析基础上，文中给出了基于ATF的反应堆发展方向。
以CPR1000为参考机组，结合CPR1000 一级概率安全分析（PSA）结果，选取大破口失水事故（LOCA）、中破口LOCA、小破口LOCA、全厂断电（SBO）、完全丧失给水、丧失主给水未能紧急停堆的预期瞬变（ATWT）等典型设计扩展工况（DEC）事故情景，使用中广核研究院有限公司自主研发的基于事故容错燃料（ATF）性能开发的热工水力程序LOCUST和SPRUCE，针对ATF-1、ATF-2、ATF-3、ATF-4、ATF-5这5种在研ATF进行确定论计算，并与传统的UO2-Zr材料比较，分析不同ATF在上述典型事故下的事故进程、堆芯损伤时间、系统成功准则和人员响应时间，发现ATF在事故中有更低的包壳峰值温度、更高的包壳限制温度使得CPR1000机组具有更大的安全裕量，为ATF材料选型提供支持。基于确定论分析结果，针对不同ATF，建立一级PSA模型，从概率论角度给出不同ATF材料对CPR1000机组安全的影响，结果表明现有ATF直接应用于现有反应堆并无实质性的收益。在确定论和概率论分析基础上，文中给出了基于ATF的反应堆发展方向。
2024, 45(6): 132-138.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0132
摘要:
主控室噪声是核电厂运行安全关注的重要问题之一。本文基于结构有限元模型和声学边界元模型，探究主蒸汽管道振动对高温气冷堆主控室内噪声的影响。建立了某高温气冷堆概念设计核岛厂房的频响分析有限元模型与主控室频域声学边界元模型，预测结构传递主蒸汽管道振动主导的主控室噪声水平；探究不同主蒸汽管道对主控室内声压级的影响规律，并基于声学贡献量分析，识别对主控室噪声贡献最大的墙壁振动；提出了通过物理隔断进行主控室振动噪声优化的方法。结果表明，主蒸汽管道水平振动在主控室内产生的噪声高于竖直振动；主蒸汽管道振动引起的最大噪声超过60 dB；主控室靠近主蒸汽管道隔离阀间的墙壁与天花板对室内噪声的声学贡献量最大；通过物理隔断可大幅降低主控室内部噪声水平。
主控室噪声是核电厂运行安全关注的重要问题之一。本文基于结构有限元模型和声学边界元模型，探究主蒸汽管道振动对高温气冷堆主控室内噪声的影响。建立了某高温气冷堆概念设计核岛厂房的频响分析有限元模型与主控室频域声学边界元模型，预测结构传递主蒸汽管道振动主导的主控室噪声水平；探究不同主蒸汽管道对主控室内声压级的影响规律，并基于声学贡献量分析，识别对主控室噪声贡献最大的墙壁振动；提出了通过物理隔断进行主控室振动噪声优化的方法。结果表明，主蒸汽管道水平振动在主控室内产生的噪声高于竖直振动；主蒸汽管道振动引起的最大噪声超过60 dB；主控室靠近主蒸汽管道隔离阀间的墙壁与天花板对室内噪声的声学贡献量最大；通过物理隔断可大幅降低主控室内部噪声水平。
2024, 45(6): 139-146.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0139
摘要:
控制棒棒位传感器是控制棒水压驱动系统的六大核心部件之一，其为核反应堆提供了唯一真实的棒位指示。接地测量型电容式棒位传感器具有测量精度高和抗干扰能力强的特点，可实现对控制棒棒位的一步一测。为澄清该型棒位传感器的电容敏感机理，本文基于保角变换法，建立了传感器的灵敏度分析模型，利用数值模拟方法和传感器的静态标定实验结果进行了模型修正和模型评价。结果表明，该灵敏度分析模型能够准确分析接地测量型电容式棒位传感器的静态测量特性，理论解和实验结果的相对误差为3.4%，该模型可用于传感器的结构分析和优化设计。
控制棒棒位传感器是控制棒水压驱动系统的六大核心部件之一，其为核反应堆提供了唯一真实的棒位指示。接地测量型电容式棒位传感器具有测量精度高和抗干扰能力强的特点，可实现对控制棒棒位的一步一测。为澄清该型棒位传感器的电容敏感机理，本文基于保角变换法，建立了传感器的灵敏度分析模型，利用数值模拟方法和传感器的静态标定实验结果进行了模型修正和模型评价。结果表明，该灵敏度分析模型能够准确分析接地测量型电容式棒位传感器的静态测量特性，理论解和实验结果的相对误差为3.4%，该模型可用于传感器的结构分析和优化设计。
2024, 45(6): 159-165.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0159
摘要:
脉冲型中子探测器将中子注量率转化为随机微弱电流脉冲信号，由于该信号的特殊性，核测量设备一般需要借助堆上试验验证实际探测性能。由于通过堆上试验的研究方式花费较大且时间受限，本文以涂硼正比计数管这类典型的脉冲型中子探测器为对象，研究了一种脉冲型中子探测器信号模型及其核信号发生器实现方案。通过仿真验证了各关键部分特性，验证结果表明：所提出的核信号发生器方案可以产生满足指数分布的时间间隔序列，单脉冲形状与探测器信号相似，幅度可按均匀分布随机变化。
脉冲型中子探测器将中子注量率转化为随机微弱电流脉冲信号，由于该信号的特殊性，核测量设备一般需要借助堆上试验验证实际探测性能。由于通过堆上试验的研究方式花费较大且时间受限，本文以涂硼正比计数管这类典型的脉冲型中子探测器为对象，研究了一种脉冲型中子探测器信号模型及其核信号发生器实现方案。通过仿真验证了各关键部分特性，验证结果表明：所提出的核信号发生器方案可以产生满足指数分布的时间间隔序列，单脉冲形状与探测器信号相似，幅度可按均匀分布随机变化。
2024, 45(6): 220-225.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0220
摘要:
压水堆核电厂运行数据表明，机组实施大流量除气运行后，一回路冷却剂裂变产物比活度在短时间内发生剧烈的震荡，使得基于堆芯平均状态裂变释放产生比（R/B）的燃料破损预测方法存在预测偏差。本文基于压水堆核电厂除气系统参数和惰性气体释放机理，建立除气运行修正的惰性气体释放预测分析模型，给出了除气条件下的除气因子和惰性气体释放率的计算方法，优化了基于R/B的燃料棒破口尺寸传统预测方法。该除气运行修正预测方法在某压水堆核电厂中进行了应用与验证，预测得到的6种常见惰性气体核素比活度最大相对偏差为33.4%，其余均不超过20%；预测得到燃料棒破口尺寸为大破口，该结果与停堆后的检查结果相符。
压水堆核电厂运行数据表明，机组实施大流量除气运行后，一回路冷却剂裂变产物比活度在短时间内发生剧烈的震荡，使得基于堆芯平均状态裂变释放产生比（R/B）的燃料破损预测方法存在预测偏差。本文基于压水堆核电厂除气系统参数和惰性气体释放机理，建立除气运行修正的惰性气体释放预测分析模型，给出了除气条件下的除气因子和惰性气体释放率的计算方法，优化了基于R/B的燃料棒破口尺寸传统预测方法。该除气运行修正预测方法在某压水堆核电厂中进行了应用与验证，预测得到的6种常见惰性气体核素比活度最大相对偏差为33.4%，其余均不超过20%；预测得到燃料棒破口尺寸为大破口，该结果与停堆后的检查结果相符。
2024, 45(6): 248-253.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0248
摘要:
复杂构型先进反应堆的不断提出对中子学数值方法提出了更高的要求，为实现对复杂问题的准确、高效模拟，本文提出一种基于一阶双曲型中子输运方程（NTE）的杂交间断有限元（HDG）方法。该方法在角度上采用了离散纵标（SN）的格式将原始的方程解耦为各个角度方向的相互独立的方程；在空间上采用迎风格式对方程进行离散，整个问题的全局矩阵耦合系统呈现分块下三角的形式，更加适合网格数目较多的复杂几何非均匀中子输运问题场景。选取了TAKEDA1基准题与非均匀组件问题作为分析对象，对所提出的HDG方法的计算性能进行了分析。数值结果表明，HDG在上述算例中均实现稳定收敛，有效增殖系数keff与参考解的最大误差为108pcm（1pcm=10−5）。此外，与传统二阶偶对称形式方法相比，一阶HDG方法空间扫描更为高效，在上述算例中实现了约2倍的加速比。因此，本文研究的HDG方法能够为复杂构型反应堆问题提供可选的解决方案。
复杂构型先进反应堆的不断提出对中子学数值方法提出了更高的要求，为实现对复杂问题的准确、高效模拟，本文提出一种基于一阶双曲型中子输运方程（NTE）的杂交间断有限元（HDG）方法。该方法在角度上采用了离散纵标（SN）的格式将原始的方程解耦为各个角度方向的相互独立的方程；在空间上采用迎风格式对方程进行离散，整个问题的全局矩阵耦合系统呈现分块下三角的形式，更加适合网格数目较多的复杂几何非均匀中子输运问题场景。选取了TAKEDA1基准题与非均匀组件问题作为分析对象，对所提出的HDG方法的计算性能进行了分析。数值结果表明，HDG在上述算例中均实现稳定收敛，有效增殖系数keff与参考解的最大误差为108pcm（1pcm=10−5）。此外，与传统二阶偶对称形式方法相比，一阶HDG方法空间扫描更为高效，在上述算例中实现了约2倍的加速比。因此，本文研究的HDG方法能够为复杂构型反应堆问题提供可选的解决方案。
2024, 45(6): 263-270.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0263
摘要:
针对核聚变装置中液态锂第一壁及液态金属包层部件中高温流动液态金属对结构材料的相容性问题，尤其是腐蚀性问题，设计一种高温流动液态金属腐蚀实验装置，采用ANSYS软件对液态金属流动与传热特性进行三维数值模拟分析，模拟和测试结果表明该实验装置能够实现第一壁和包层结构中液态锂温度（300~600℃）和流速(＜0.2 m/s)的工况，具备开展高温动态液态锂与结构材料腐蚀特性研究的条件。同时，初步开展相对流速0.2 m/s、550℃液态锂对国产低活化铁素体/马氏体钢（9Cr-0.4Mo-0.3Y钢）长达1000 h的腐蚀特性研究。实验结果表明，9Cr-0.4Mo-0.3Y钢发生了明显的晶界腐蚀和孔蚀，样件表面硬度因不均匀腐蚀导致不同程度的降低。X射线衍射分析结果表明，腐蚀后的9Cr-0.4Mo-0.3Y钢表面并未发生相变，但因304不锈钢腐蚀罐体中Ni元素的溶解迁移导致其表面出现03-1049#FeNi峰。
针对核聚变装置中液态锂第一壁及液态金属包层部件中高温流动液态金属对结构材料的相容性问题，尤其是腐蚀性问题，设计一种高温流动液态金属腐蚀实验装置，采用ANSYS软件对液态金属流动与传热特性进行三维数值模拟分析，模拟和测试结果表明该实验装置能够实现第一壁和包层结构中液态锂温度（300~600℃）和流速(＜0.2 m/s)的工况，具备开展高温动态液态锂与结构材料腐蚀特性研究的条件。同时，初步开展相对流速0.2 m/s、550℃液态锂对国产低活化铁素体/马氏体钢（9Cr-0.4Mo-0.3Y钢）长达1000 h的腐蚀特性研究。实验结果表明，9Cr-0.4Mo-0.3Y钢发生了明显的晶界腐蚀和孔蚀，样件表面硬度因不均匀腐蚀导致不同程度的降低。X射线衍射分析结果表明，腐蚀后的9Cr-0.4Mo-0.3Y钢表面并未发生相变，但因304不锈钢腐蚀罐体中Ni元素的溶解迁移导致其表面出现03-1049#FeNi峰。
