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摘要:
堆芯中子通量测量系统用于直接监测反应堆堆芯状态信息，是核电厂的重要系统，其核心部件电流放大卡的可靠性和稳定性，关系到整个系统的可用性。本文针对103Rh-SPND的电荷累积效应开展研究，完成了最严酷工况下微电流测量电路的电荷冲击建模和计算，并依此开展了测量电路的保护方案和详细电路设计。通过实验室验证和堆上试验验证表明，未采取保护措施的放大卡测量电路出现了预期的损坏情况，采用本文防护方案的的放大卡经受住了电荷冲击，同时保证了放大电路的精度、响应时间等特性。通过华龙一号两个机组的各类工况考验，证明该保护方案很好地提升了微电流测量电路的可用性。
堆芯中子通量测量系统用于直接监测反应堆堆芯状态信息，是核电厂的重要系统，其核心部件电流放大卡的可靠性和稳定性，关系到整个系统的可用性。本文针对103Rh-SPND的电荷累积效应开展研究，完成了最严酷工况下微电流测量电路的电荷冲击建模和计算，并依此开展了测量电路的保护方案和详细电路设计。通过实验室验证和堆上试验验证表明，未采取保护措施的放大卡测量电路出现了预期的损坏情况，采用本文防护方案的的放大卡经受住了电荷冲击，同时保证了放大电路的精度、响应时间等特性。通过华龙一号两个机组的各类工况考验，证明该保护方案很好地提升了微电流测量电路的可用性。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.06.0260
摘要:
本文简要介绍了同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液型反应堆的发展概况出发，并较全面系统地阐述了同位素生产试验堆的系统构成、设计情况，具体包括反应堆及主要系统、同位素提取工艺系统、配套系统等；同时对设计中所关注的反应性稳定性、辐射防护设计、防止燃料溶液沉淀、结构材料耐腐蚀、燃料溶液临界安全、同位素提取工艺、铀回收技术、燃料纯化技术等反应堆与同位素提取工艺相关的主要关键技术问题进行了较详细的说明。
本文简要介绍了同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液型反应堆的发展概况出发，并较全面系统地阐述了同位素生产试验堆的系统构成、设计情况，具体包括反应堆及主要系统、同位素提取工艺系统、配套系统等；同时对设计中所关注的反应性稳定性、辐射防护设计、防止燃料溶液沉淀、结构材料耐腐蚀、燃料溶液临界安全、同位素提取工艺、铀回收技术、燃料纯化技术等反应堆与同位素提取工艺相关的主要关键技术问题进行了较详细的说明。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.03.0096
摘要:
反应堆保护系统的响应时间测试对确保反应堆安全至关重要。针对在测量Tricon平台反应堆保护系统响应时间时，涉及多个远程设备和较长距离传输的问题，本文提出了一种新的响应时间测试通讯方法。该方法通过建立一种适用于分布在不同区域，特别是房间隔离度较高或设备相距较远的设备之间的星型连接方式，实现了Tricon平台反应堆保护系统响应时间测量的四线制响应时间通讯。该方式通过4根芯线完成数据传输和同步时间信号传输，解决了分布在不同区域的多个设备响应时间测量的问题，并且已经在福清核电厂成功得到了验证，证明了该方法的可行性。
反应堆保护系统的响应时间测试对确保反应堆安全至关重要。针对在测量Tricon平台反应堆保护系统响应时间时，涉及多个远程设备和较长距离传输的问题，本文提出了一种新的响应时间测试通讯方法。该方法通过建立一种适用于分布在不同区域，特别是房间隔离度较高或设备相距较远的设备之间的星型连接方式，实现了Tricon平台反应堆保护系统响应时间测量的四线制响应时间通讯。该方式通过4根芯线完成数据传输和同步时间信号传输，解决了分布在不同区域的多个设备响应时间测量的问题，并且已经在福清核电厂成功得到了验证，证明了该方法的可行性。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0165
摘要:
作为制造核燃料元件的结构材料之一，海绵锆与环境中的氢气反应会造成材料的氢脆现象。这一现象严重危害了核反应堆的运行安全性与结构可靠性。压力-组成-等温(PCT)曲线为调控海绵锆吸氢热力学与动力学行为提供了重要依据。本文基于实验测量数据与数据增强步骤，建立了三种海绵锆PCT曲线的预测模型，分别为多项式模型、支持向量回归（SVR）与神经网络（ANN）模型。结果显示，与传统的多项式模型相比，ANN模型与SVR模型的预测精度有较大的提升，测试集MAE分别降低73.14%与63.53%。其中，ANN模型在未知温度条件下的PCT曲线预测中表现最优，泛化能力最好，测试集R2>0.98。研究相关成果为金属-氢体系的PCT曲线准确预测提供了有效思路。
作为制造核燃料元件的结构材料之一，海绵锆与环境中的氢气反应会造成材料的氢脆现象。这一现象严重危害了核反应堆的运行安全性与结构可靠性。压力-组成-等温(PCT)曲线为调控海绵锆吸氢热力学与动力学行为提供了重要依据。本文基于实验测量数据与数据增强步骤，建立了三种海绵锆PCT曲线的预测模型，分别为多项式模型、支持向量回归（SVR）与神经网络（ANN）模型。结果显示，与传统的多项式模型相比，ANN模型与SVR模型的预测精度有较大的提升，测试集MAE分别降低73.14%与63.53%。其中，ANN模型在未知温度条件下的PCT曲线预测中表现最优，泛化能力最好，测试集R2>0.98。研究相关成果为金属-氢体系的PCT曲线准确预测提供了有效思路。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0196
摘要:
为解决传统磁力提升型控制棒驱动机构（CRDM）等效磁路模型过多简化带来的电磁提升里计算偏差较大的问题，本研究采用一种基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型，该模型在传统磁路模型的基础上考虑多个线圈之间的耦合影响，建立整个驱动机构的等效磁路模型。考虑气隙磁通的边缘效应，改进了气隙磁阻计算公式；分析了除气隙磁阻之外的其它磁阻与气隙长度的定量关系，依据磁路的基尔霍夫定律建立了环路方程。研究结果表明，改进的等效磁路模型大幅提高了电磁提升力的计算精度。因此，本研究建立的数基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型能够用于电磁提升力的计算。
为解决传统磁力提升型控制棒驱动机构（CRDM）等效磁路模型过多简化带来的电磁提升里计算偏差较大的问题，本研究采用一种基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型，该模型在传统磁路模型的基础上考虑多个线圈之间的耦合影响，建立整个驱动机构的等效磁路模型。考虑气隙磁通的边缘效应，改进了气隙磁阻计算公式；分析了除气隙磁阻之外的其它磁阻与气隙长度的定量关系，依据磁路的基尔霍夫定律建立了环路方程。研究结果表明，改进的等效磁路模型大幅提高了电磁提升力的计算精度。因此，本研究建立的数基于多磁路耦合的磁力提升型CRDM等效磁路模型能够用于电磁提升力的计算。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.03.0133
摘要:
本文调研了国外交联聚乙烯HIC的处置技术现状，分析了交联聚乙烯HIC处置的相关要求，并制定了具体的解决方案。设计了一种将HIC装入混凝土竖井中和金属桶混装的单元格地上处置方案，该方案解决了HIC的结构承重和树脂辐解排气、HIC桶之间的辐照影响、长期耐久性等问题，该方案比美国将HIC装入屏蔽容器和国内采用水泥固化工艺产生废物桶所占的最终处置体积更小，有利于废物减容，该设计方案能够实现HIC的长期安全性处置。
本文调研了国外交联聚乙烯HIC的处置技术现状，分析了交联聚乙烯HIC处置的相关要求，并制定了具体的解决方案。设计了一种将HIC装入混凝土竖井中和金属桶混装的单元格地上处置方案，该方案解决了HIC的结构承重和树脂辐解排气、HIC桶之间的辐照影响、长期耐久性等问题，该方案比美国将HIC装入屏蔽容器和国内采用水泥固化工艺产生废物桶所占的最终处置体积更小，有利于废物减容，该设计方案能够实现HIC的长期安全性处置。
2025, 46(4): 1-9.
doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0206
摘要:
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备，其几何结构复杂，且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证，西安交通大学核反应堆热工水力研究室（NuTHeL）构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型，基于开源计算流体动力学（CFD）平台自主开发了通道级核反应堆堆芯三维跨尺度多物理场耦合分析程序CorTAF系列，实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测，并开展了基于国际基准题的确认和验证（V&V）工作。近年来，研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型，目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型（压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等）、涵盖多种物理场（中子物理、热工水力、腐蚀沉积等）、串联多个系统（堆芯、上腔室、下腔室等）的跨尺度耦合计算能力。本文以压水堆CorTAF程序为例，介绍了其主要功能，总结回顾了相关工作，并提出了未来工作展望。
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备，其几何结构复杂，且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证，西安交通大学核反应堆热工水力研究室（NuTHeL）构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型，基于开源计算流体动力学（CFD）平台自主开发了通道级核反应堆堆芯三维跨尺度多物理场耦合分析程序CorTAF系列，实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测，并开展了基于国际基准题的确认和验证（V&V）工作。近年来，研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型，目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型（压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等）、涵盖多种物理场（中子物理、热工水力、腐蚀沉积等）、串联多个系统（堆芯、上腔室、下腔室等）的跨尺度耦合计算能力。本文以压水堆CorTAF程序为例，介绍了其主要功能，总结回顾了相关工作，并提出了未来工作展望。
2025, 46(4): 10-17.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070068
摘要:
为弥补四叶形花瓣螺旋燃料棒（FPHF）在中子学计算上的不足，进一步确定FPHF几何特征对其中子行为的影响，本文采用DAG-OpenMC构建了FPHF的精确中子学计算模型。从燃料棒直径、截面形状以及螺旋角三个方面研究了FPHF几何特征对中子行为的影响。燃料棒直径取值为3.5、6.3 mm以及9.5 mm；内凹弧与外凸弧比值的取值范围为[0.1, 3.0]；螺旋角取值为[360°, 1080°]。结果表明，燃料棒直径从3.5 mm增大至9.5 mm时，FPHF的径向功率峰因子增大了5.15%，中子注量率分布的不均匀程度增加；内凹弧与外凸弧比值从0.1增大至3.0时，裂变反应速率Rf降低了0.19%，有效增殖系数keff下降了441.5pcm（1pcm=10–5）；螺旋角对燃料棒的慢化效应以及径向注量率分布的影响可以忽略不计。因此，除燃料棒的螺旋角外，本文研究的燃料棒直径与截面形状对FPHF的中子学特征均有明显影响。
为弥补四叶形花瓣螺旋燃料棒（FPHF）在中子学计算上的不足，进一步确定FPHF几何特征对其中子行为的影响，本文采用DAG-OpenMC构建了FPHF的精确中子学计算模型。从燃料棒直径、截面形状以及螺旋角三个方面研究了FPHF几何特征对中子行为的影响。燃料棒直径取值为3.5、6.3 mm以及9.5 mm；内凹弧与外凸弧比值的取值范围为[0.1, 3.0]；螺旋角取值为[360°, 1080°]。结果表明，燃料棒直径从3.5 mm增大至9.5 mm时，FPHF的径向功率峰因子增大了5.15%，中子注量率分布的不均匀程度增加；内凹弧与外凸弧比值从0.1增大至3.0时，裂变反应速率Rf降低了0.19%，有效增殖系数keff下降了441.5pcm（1pcm=10–5）；螺旋角对燃料棒的慢化效应以及径向注量率分布的影响可以忽略不计。因此，除燃料棒的螺旋角外，本文研究的燃料棒直径与截面形状对FPHF的中子学特征均有明显影响。
2025, 46(4): 49-59.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070037
摘要:
由于现有经验关联式及相关研究成果缺乏可靠的棒束通道内低雷诺数过热蒸汽流动与传热预测关联式，通过以棒束通道内低雷诺数（Rein=1937.90~9471.24）过热蒸汽为研究对象，采用数值模拟方法，基于大涡模拟（LES）湍流模型，探究入口蒸汽速度、过热度、初始壁面温度、出口蒸汽压力以及栅径比对棒束通道内低雷诺数过热蒸汽对流换热特性的影响，进而对现有的经验关联式进行修正。数值模拟结果表明：入口蒸汽速度、过热度、初始壁面温度、出口蒸汽压力以及栅径比的增大均会使对流换热系数增大；随着入口蒸汽速度、出口蒸汽压力以及栅径比的增大，努塞尔数增大；随着入口蒸汽过热度以及初始壁面温度的升高，努塞尔数减小。修正后的Dittus-Boelter经验关联式误差在10%以内，为指导工程实际应用以及保证压水堆堆芯安全提供了依据。
由于现有经验关联式及相关研究成果缺乏可靠的棒束通道内低雷诺数过热蒸汽流动与传热预测关联式，通过以棒束通道内低雷诺数（Rein=1937.90~9471.24）过热蒸汽为研究对象，采用数值模拟方法，基于大涡模拟（LES）湍流模型，探究入口蒸汽速度、过热度、初始壁面温度、出口蒸汽压力以及栅径比对棒束通道内低雷诺数过热蒸汽对流换热特性的影响，进而对现有的经验关联式进行修正。数值模拟结果表明：入口蒸汽速度、过热度、初始壁面温度、出口蒸汽压力以及栅径比的增大均会使对流换热系数增大；随着入口蒸汽速度、出口蒸汽压力以及栅径比的增大，努塞尔数增大；随着入口蒸汽过热度以及初始壁面温度的升高，努塞尔数减小。修正后的Dittus-Boelter经验关联式误差在10%以内，为指导工程实际应用以及保证压水堆堆芯安全提供了依据。
2025, 46(4): 117-124.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070038
摘要:
几何形状复杂的螺旋十字燃料（HCF）对燃耗特性研究提出了更高的挑战。传统的同心圆圈式燃耗区域划分方法无法准确地模拟HCF复杂的几何引起的燃料各位置燃耗不同的问题，缺乏相应的三维精细化数值分析方法预测燃耗特性。本文针对HCF提出六面体燃耗区域划分及计算机辅助设计（CAD）几何建模方法，分别以HCF的薄片、最小扭转单元、单根燃料为研究对象，实现三维精细化的燃耗计算，获得不同燃耗下变量分布及235U、 238U、239Pu典型核素在凹、凸处的核子密度及核反应率。结果表明， HCF径向一周快中子通量密度、热中子通量密度、功率密度分布表现出极大的不均匀性，且随着燃料的消耗，其周向不均匀性增强，凸处燃耗较凹处深15.92 MW·d/kg。轴向扭转对燃料凸处物理变量的影响大于凹处。三维精细化的燃耗特性分析可为高保真的HCF中子物理和热工水力、力学等耦合计算提供基础。
几何形状复杂的螺旋十字燃料（HCF）对燃耗特性研究提出了更高的挑战。传统的同心圆圈式燃耗区域划分方法无法准确地模拟HCF复杂的几何引起的燃料各位置燃耗不同的问题，缺乏相应的三维精细化数值分析方法预测燃耗特性。本文针对HCF提出六面体燃耗区域划分及计算机辅助设计（CAD）几何建模方法，分别以HCF的薄片、最小扭转单元、单根燃料为研究对象，实现三维精细化的燃耗计算，获得不同燃耗下变量分布及235U、 238U、239Pu典型核素在凹、凸处的核子密度及核反应率。结果表明， HCF径向一周快中子通量密度、热中子通量密度、功率密度分布表现出极大的不均匀性，且随着燃料的消耗，其周向不均匀性增强，凸处燃耗较凹处深15.92 MW·d/kg。轴向扭转对燃料凸处物理变量的影响大于凹处。三维精细化的燃耗特性分析可为高保真的HCF中子物理和热工水力、力学等耦合计算提供基础。
2025, 46(4): 159-167.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080051
摘要:
目前核电厂设备的抗震类别分为2个等级，第1等级（高等级）称为抗震I类，第2等级称为非抗震I类。抗震I类的抗震设计和抗震试验已相当成熟了，也有了相关的国家标准，而对非抗震I类设备则还没有相关标准可遵循。为了对一些非抗震I类而功能重要、但不要求抗安全停堆地震的设备提出更合理的抗震要求，本研究建议将非抗震I类设备再分为常规重要抗震类和常规一般抗震类，并对常规重要抗震类和常规一般抗震类根据国标谱给出了相应的地震地面水平加速度峰值和地面水平要求反应谱。将常规重要抗震类的抗震设防水准从国标的50年超越概率为10%的地震提高到50年超越概率为2%的地震。研究结果表明常规重要抗震类的抗震设防水准与国际先进抗震标准一致，并满足国家核安全局在福岛事故后对核电厂应急中心的抗震新要求和国标GB 50260-2013要求，因此本研究建议的抗震分类适用于我国核电厂物项的抗震设计。
目前核电厂设备的抗震类别分为2个等级，第1等级（高等级）称为抗震I类，第2等级称为非抗震I类。抗震I类的抗震设计和抗震试验已相当成熟了，也有了相关的国家标准，而对非抗震I类设备则还没有相关标准可遵循。为了对一些非抗震I类而功能重要、但不要求抗安全停堆地震的设备提出更合理的抗震要求，本研究建议将非抗震I类设备再分为常规重要抗震类和常规一般抗震类，并对常规重要抗震类和常规一般抗震类根据国标谱给出了相应的地震地面水平加速度峰值和地面水平要求反应谱。将常规重要抗震类的抗震设防水准从国标的50年超越概率为10%的地震提高到50年超越概率为2%的地震。研究结果表明常规重要抗震类的抗震设防水准与国际先进抗震标准一致，并满足国家核安全局在福岛事故后对核电厂应急中心的抗震新要求和国标GB 50260-2013要求，因此本研究建议的抗震分类适用于我国核电厂物项的抗震设计。
2025, 46(4): 192-198.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080017
摘要:
准确的预测是核动力装置状态监测和运行维护的基础，为了提高系统和部件动态趋势预测的精度，本文提出了一种基于信号分解策略的时间序列预测方法。首先，利用变分模态分解（VMD）将原始时间序列信号分解为2个分别含有高频成分和低频趋势项的子序列。然后，采用贝叶斯优化（BOA）的门控循环单元（BOA-GRU）模型和自回归移动平均（ARIMA）模型分别对高频和低频子序列进行预测。最后，将2个子序列的预测值进行重构得到原始信号的预测结果。利用提出的混合模型对某核电厂主冷却剂泵的时间序列信号进行单步和多步预测，并利用均方根误差（RMSE）、平均绝对百分比误差（MAPE）、平均绝对误差（MAE）等指标对预测精度进行评估。结果表明，该混合模型能够对主冷却剂泵的运行状态进行准确地预测和追踪，并且与基础模型的对比突出了混合模型在复杂信号预测中的优势。
准确的预测是核动力装置状态监测和运行维护的基础，为了提高系统和部件动态趋势预测的精度，本文提出了一种基于信号分解策略的时间序列预测方法。首先，利用变分模态分解（VMD）将原始时间序列信号分解为2个分别含有高频成分和低频趋势项的子序列。然后，采用贝叶斯优化（BOA）的门控循环单元（BOA-GRU）模型和自回归移动平均（ARIMA）模型分别对高频和低频子序列进行预测。最后，将2个子序列的预测值进行重构得到原始信号的预测结果。利用提出的混合模型对某核电厂主冷却剂泵的时间序列信号进行单步和多步预测，并利用均方根误差（RMSE）、平均绝对百分比误差（MAPE）、平均绝对误差（MAE）等指标对预测精度进行评估。结果表明，该混合模型能够对主冷却剂泵的运行状态进行准确地预测和追踪，并且与基础模型的对比突出了混合模型在复杂信号预测中的优势。
2025, 46(4): 225-230.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090009
摘要:
核电厂蒸汽发生器（SG）管板在制造过程中漏钻一管孔，导致大部分U形管胀焊或定位胀后穿管时有一根U形管无法穿入，经研究，设备制造厂实施了对漏钻管孔对称位置的已加工管孔进行堵管的方案，此方案需对SG管板一次侧和二次侧分别进行堵管。针对该不符合项，从核安全审评角度重点对SG二次侧堵头设计、结构强度、流致振动、焊缝质量等进行了探讨与分析。同时，为了确保核安全，还进行了一次侧堵头失效后果分析、二次侧堵头结构安全设计以及焊缝质量的在役检查方案论证。结果表明，目前的堵管方案合理可行，但仍需加强在役检查阶段的跟踪检查，以保证管板堵孔处置的可靠性，确保SG的安全稳定运行。
核电厂蒸汽发生器（SG）管板在制造过程中漏钻一管孔，导致大部分U形管胀焊或定位胀后穿管时有一根U形管无法穿入，经研究，设备制造厂实施了对漏钻管孔对称位置的已加工管孔进行堵管的方案，此方案需对SG管板一次侧和二次侧分别进行堵管。针对该不符合项，从核安全审评角度重点对SG二次侧堵头设计、结构强度、流致振动、焊缝质量等进行了探讨与分析。同时，为了确保核安全，还进行了一次侧堵头失效后果分析、二次侧堵头结构安全设计以及焊缝质量的在役检查方案论证。结果表明，目前的堵管方案合理可行，但仍需加强在役检查阶段的跟踪检查，以保证管板堵孔处置的可靠性，确保SG的安全稳定运行。
2025, 46(4): 237-244.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070066
摘要:
为确保海洋条件下反应堆运行的安全可靠运行，提升海洋条件下的热工运行参数长期预测准确性，本文基于IP200的海洋条件下小型模块化压水堆一维仿真模型的热工运行数据，提出序列到序列（SEQ2SEQ）与自回归差分移动平均模型（ARIMA）的组合预测模型，首先利用ARIMA进行数据的特征提取，随后利用SEQ2SEQ预测振荡值。反应堆在海洋条件下运行时易造成系统内部液面的晃荡，进而导致其他运行参数发生波动。对稳压器压力、冷却剂流量、蒸汽发生器蒸汽出口流量三种不同振荡特征的热工运行参数的预测结果表明：较单独使用ARIMA、SEQ2SEQ模型与传统长短期记忆网络（LSTM）模型相比，预测精度提升约一个数量级。本研究提出的ARIMA和SEQ2SEQ组合预测模型具有计算速度快、预测精度高的特点，为海洋条件下小型模块化压水堆的潜在故障预测提供了一种有效方法。
为确保海洋条件下反应堆运行的安全可靠运行，提升海洋条件下的热工运行参数长期预测准确性，本文基于IP200的海洋条件下小型模块化压水堆一维仿真模型的热工运行数据，提出序列到序列（SEQ2SEQ）与自回归差分移动平均模型（ARIMA）的组合预测模型，首先利用ARIMA进行数据的特征提取，随后利用SEQ2SEQ预测振荡值。反应堆在海洋条件下运行时易造成系统内部液面的晃荡，进而导致其他运行参数发生波动。对稳压器压力、冷却剂流量、蒸汽发生器蒸汽出口流量三种不同振荡特征的热工运行参数的预测结果表明：较单独使用ARIMA、SEQ2SEQ模型与传统长短期记忆网络（LSTM）模型相比，预测精度提升约一个数量级。本研究提出的ARIMA和SEQ2SEQ组合预测模型具有计算速度快、预测精度高的特点，为海洋条件下小型模块化压水堆的潜在故障预测提供了一种有效方法。
