核动力工程

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曹良志, 邹晓阳, 刘宙宇, 万承辉, 吴宏春

2021, 42(2): 1-15. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0001

摘要(1817) PDF(307)

摘要:
基于高保真模型和方法的数值反应堆具有高精度和高分辨率的特点，但核数据等参数固有的不确定度将严重影响其分析结果的不确定度。本文在综述国内外数值反应堆及其不确定度量化研究进展的基础上，重点介绍了西安交通大学核工程计算物理（NECP）实验室近年来在基于一步法的高保真数值反应堆程序NECP-X的研发与验证、核数据协方差数据库制作、基于确定论和抽样方法的不确定度传递方法研究及程序开发、核数据（包括截面、瞬发裂变谱、散射角分布等）的不确定度传递以及时空瞬态计算中的不确定度量化等方面的研究进展，提出了COST先进抽样方法，并首次基于高保真数值反应堆程序量化了各类核参数的协方差在堆芯稳态和瞬态分析中的不确定度传递，对于数值反应堆的工程应用具有重要意义。

扩散角对文丘里管内湍流影响的试验研究

申屠云奇, 宋煜晨, 尹俊连, 袁宏, 王德忠

2021, 42(2): 16-22. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0016

摘要(315)

摘要:
为研究扩散角对文丘里管内湍流的影响，采用立体粒子图像测速技术分别对扩散角度为10°、12.5°、15°以及20°的文丘里管扩散段区域进行了测量，得到了平均速度分布，并通过瞬时速度场的统计分析得到了扩散段湍动能分布情况。研究表明，不同扩散角度的文丘里管扩散段内平均速度在截面直径方向成轴对称的单峰分布，湍动能在截面直径上成轴对称的双峰分布，在各试验工况下扩散段内均发生流动分离现象。随扩散角度增加，湍动能峰值增加，主流区径向宽度未发生变化，分离流区径向宽度增加，但对分离流区所占比例的影响较小，高湍动能区变宽；随着雷诺数的增加，湍动能峰值增加，主要由轴向雷诺应力引起，分离流区所占比例略有降低，但主流区和分离流区分布变化较小。此研究为高雷诺数不同角度的文丘里管流场研究提供了实验基础。

重水冷却钍基长寿命模块化小堆概念设计研究

孙启政, 王连杰, 张滕飞, 李向阳, 刘晓晶

2021, 42(2): 23-28. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0023

摘要(208)

摘要:
基于传统压水堆（PWR）技术，提出一种重水冷却的钍基长寿命模块化小堆（RMSMR）的概念设计方案，采用二维模型系统分析并对比了PWR和RMSMR的燃料类型、慢化剂类型等参数，获得反应堆各项中子学参数的变化机理；然后基于二维计算结果提出了最终的三维堆芯设计方案，并开展了初步的中子物理和热工安全分析。研究表明，RMSMR在设计上采用三区燃料布置来展平功率，采用钍-铀燃料维持了负空泡系数，通过布置增殖包层提高了堆芯的转换比（CR）；RMSMR采用了重水冷却剂可以使中子能谱硬化，从而提高CR，减小寿期反应性波动，增加堆芯寿期；RMSMR能够在100 MW电功率下维持6 a的安全运行。本文研究可为新型反应堆的设计发展提供借鉴。

新型旋叶分离器分离特性与机理研究

钱雅兰, 杨灵芳, 张婷婷, 尹俊连, 王德忠

2021, 42(2): 29-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0029

摘要(222)

摘要:
为定量地获得熔盐反应堆旋叶分离器中气泡的分离行为，采用计算流体力学（CFD）方法获得了分离器液相流场分布，基于涡旋模型耦合相间作用力的气泡分离模型开发了气泡运动的数值计算程序，快速预测了分离器内熔盐介质中气泡的临界分离直径。通过对气泡受力的量化，阐述了气泡的分离机理。分析表明，气泡受到的相间作用力的大小与其运动到分离器内不同半径位置密切相关；气泡在轴向上受到的附加质量力分力和曳力分力决定着气泡分离长度；气泡在径向上受到的压力梯度力、升力与曳力、附加质量力相平衡时，其不能再向心运动进入气芯被捕获分离。

超临界二氧化碳细管喷放临界流特性研究

王俊峰, 汪杨乐, 周源, 黄彦平

2021, 42(2): 35-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0035

摘要(150)

摘要:
以处于超临界状态的二氧化碳为工质，开展了泄压喷放及临界流实验研究，获得了上游滞止参数、喷管长径比对临界流量影响的实验数据和趋势规律，基于实验数据提出了超临界二氧化碳临界流量预测关系式，并进一步利用公开文献中其他研究人员的实验数据对关系式进行了评价，预测值与实验结果偏差在±15%以内，表明本文提出的预测关系式能对超临界二氧化碳临界流量进行较好预测。

三维并行首次碰撞源模块研制

杨超, 于涛, 邓力, 程汤培

2021, 42(2): 39-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0039

摘要(100)

摘要:
为了解决首次碰撞源方法对于大规模网格计算效率低以及近源区存在较大计算误差的问题，研制了三维并行首次碰撞源模块。该模块采用区域分解方法实现三维首次碰撞源并行计算，利用自适应源区网格加密方法降低近源区的计算误差。计算结果表明，并行计算有效地提高了计算效率，140核并行计算时，并行效率可达66.89%，自适应源区网格加密方法很好地降低了近源区的计算误差。

双重非均匀系统环形RPT计算方法研究

娄磊, 彭星杰, 柴晓明, 姚栋, 李满仓, 于颖锐, 王连杰

2021, 42(2): 43-49. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0043

摘要(144) PDF(53)

摘要:
弥散燃料与弥散可燃毒物由于具有双重非均匀性，采用传统体积均匀化方法（VHM）会带来较大的计算偏差。反应性等效物理转换（RPT）方法被应用于含弥散燃料的双重非均匀系统，具有方法简单且计算精度较高的特点。本文首先对传统RPT方法和改进RPT（IRPT）方法进行了分析和验证，结果表明，这2种方法对于含有弥散可燃毒物的双重非均匀系统燃耗过程中依然存在相对较大的计算偏差；然后提出环形RPT（RRPT）方法和2步环形RPT（TRRPT）方法分别用于处理含单一颗粒类型和含2种颗粒类型的双重非均匀系统，通过含不同类型可燃毒物的算例验证并与蒙卡颗粒模型基准解对比可知，本文提出的RRPT方法和TRRPT方法可用于处理含弥散燃料和弥散可燃毒物的双重非均匀系统，相比传统方法具有更高计算精度和更广适用范围。

“华龙一号”反应堆精细化全堆芯大规模CFD数值模拟研究

毕树茂, 刘余, 刘卢果, 许幼幼, 邓坚, 苗一非, 吴菱艳

2021, 42(2): 50-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0050

摘要(332)

摘要:
精细化全堆芯大规模计算流体力学（CFD）数值模拟是“华龙一号”和数字化反应堆研究设计过程中的重要方法。本文通过一系列合理简化，建立了“华龙一号”反应堆全堆芯几何结构模型，并采取分组网格划分的方式对堆芯燃料组件进行离散，得到全堆芯CFD分析模型；通过精细化全堆芯大规模CFD数值模拟，可以获得堆芯完整流场分布特性和热工水力参数，验证“华龙一号”反应堆堆芯参数设计的合理性，为反应堆优化设计和安全运行提供参考。研究结果表明，由于“华龙一号”反应堆堆芯1/4对称结构和“三进三出”的1/3冷却剂进出口对称结构共同作用，堆芯流量分配因子在径向呈现先增加后减小的趋势，流量最大处不在堆芯正中心；在入口管嘴横截面上燃料组件最大温度约为331.2℃，温度分布不均匀，在径向总体呈现先增加后减小的趋势，最大温度区域也不在堆芯正中心，这与堆芯流量分配因子的趋势类似，是堆芯功率分布与冷却剂流量分配共同作用的结果。

同轴交叉三扭带强化单相流体对流换热特性分析

刘小丫, 张永发, 杨自牧, 丁铭

2021, 42(2): 55-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0055

摘要(143)

摘要:
核动力装置的非能动安全系统采用了大量的各类换热器。在自然循环条件下，换热器内的流动较弱，换热系数较低，处于层流状态。为了强化换热器的换热效果，提出了一种新型扭带——同轴交叉三扭带（CCTTT），并对换热管内插入不同扭率（2、3、4、∞）的CCTTT以强化水的换热效果进行了数值模拟研究。结果表明，在雷诺数Re=40~1200的范围内，CCTTT能有效强化换热器内流体的单相对流换热。随着扭率的减小，CCTTT的强化换热效果增强，评价准则数（PEC）增大。扭率为4.0的CCTTT的PEC是2.02，而扭率为2.0的CCTTT的PEC可达2.64。通过与其他工作介质比较发现，相同Re时，随着流动工质普朗特数的增大，CCTTT的PEC均增大。

CAP1400反应堆压力容器下降段内气-液逆向流试验研究

费立凯, 张鹏, 何丹丹, 苑皓伟, 胡服全, 崔蕾, 沈峰, 刘丽芳, 董博

2021, 42(2): 60-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0060

摘要(325)

摘要:
为研究真实工况下CAP1400反应堆压力容器下降段气-液逆向流现象，以CAP1400为原型，搭建压力容器下降段高度和直径比为1:1、60°切片的试验台架。试验工质为空气和水，试验研究了不同安注（DVI）供水量、不同气量的气-液两相流动和应急堆芯冷却剂（ECC）旁通现象。试验结果表明，DVI供水量相同时，随着供气量的增加，气-液逆向流现象明显，当质量流速达到4 kg/s及以上时，安注水不能全部进入堆芯；Kutateladze经验关系式和UPTF经验关系式都与试验结果存在较大偏差，不适用于CAP1400压力容器下降段试验；基于试验数据，拟合了新的经验关系式，且通过比较有无DVI挡块的试验数据，验证了DVI挡块可以降低ECC旁通水量，增强安注能力。

径向热流密度分布对并联多通道流动不稳定性的影响研究

王艳林, 周磊, 昝元锋, 杨祖毛, 闫晓

2021, 42(2): 65-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0065

摘要(136)

摘要:
以去离子水为工质，在系统压力为0.89~1.32 MPa、入口质量流速为500~750 kg/(m2?s)、入口温度58.5℃~132.3℃的参数范围内，研究了5根圆管[长1400 mm、外径Φ8 mm、壁厚2 mm（1400 mm×Φ8 mm× 2 mm）]加热通道内工质向上流动时，在不同径向热流密度分布条件下并联通道内发生流动不稳定时的特征，并对比了其流动不稳定边界。结果表明，在对热通道发生流动不稳定时的参数进行处理时，径向加热热流密度分布对并联多通道流动不稳定边界无明显影响；对于不同热流密度分布的并联多通道结构，其流动不稳定边界和完全对称加热的并联多通道的流动不稳定边界是一致的。

HFETR占栅元铍中孔控制棒物理特性研究

康长虎, 刘水清, 陈启兵, 向玉新, 邹鹏, 宋霁阳, 宋雨鸽, 刘文斌

2021, 42(2): 69-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0069

摘要(96)

摘要:
研究了高通量工程试验堆（HFETR）占栅元铍中孔控制棒物理特性。首先，采用CELL程序计算各组件的少群截面参数；然后分别对占栅元控制棒和占栅元铍中孔控制棒进行了堆芯物理计算，并对反应堆轴向热中子注量率分布、⁶⁰Co产量以及控制棒价值做了比较。研究结果表明，占栅元铍中孔控制棒完全可以用于HFETR的反应性控制，而且可以提高反应堆的安全性和经济性。

并联通道内超临界水流动不稳定性的数值模拟研究

臧金光, 闫晓, 黄彦平

2021, 42(2): 72-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0072

摘要(185)

摘要:
超临界水的流动不稳定性特征研究是超临界水冷堆热工水力设计的重点，为进一步获得超临界水流动不稳定性发生的内部机理，采用系统分析程序RELAP5对已有实验本体进行建模，并基于已有超临界水不稳定性实验数据开展了计算方法的验证；系统研究了并联通道内超临界水的流动不稳定性规律，并对比研究了超临界水与亚临界水的不稳定边界。结果表明，超临界水的流动不稳定界限功率随入口温度的增加存在变化拐点；相同入口温度下，随压力上升，不稳定界限功率增加，超临界水相比亚临界气-液两相流具有更好的稳定性；无量纲准则数在超临界条件下具有适用性，超临界水不稳定性变化规律与亚临界水具有相似性。

环状流液膜界面扰动波湍流诱导形成机制研究

何辉, 任全耀, 叶停朴, 吴瑶, 潘良明

2021, 42(2): 77-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0077

摘要(177)

摘要:
为探明环状流液膜界面扰动波形成机制，以准确预测液膜质量输运和干涸（Dryout）型临界热流密度特性，本研究通过将高速摄像与液膜厚度电导传感结合的方法，分别对液膜界面波的演化行为和液膜厚度进行定性可视化分析和定量测量实验。结果表明，高湍动的气芯与液膜的相互作用在液膜界面上形成毫秒级不规则演变的涟波，高频涟波先驱经过一系列秒级自卷积演化成随机分布的扰动波；扰动波形成机制的数学模型表明，液膜界面扰动波的形成时间间隔符合伽马分布，伽马分布阶数与气相速度正相关但独立于液相流速。

过冷流动沸腾中汽泡脱离直径的理论研究

金頔, 熊进标, 程旭

2021, 42(2): 82-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0082

摘要(170)

摘要:
汽泡脱离直径模型是壁面沸腾计算中的一个重要子模型。为了正确预测过冷流动沸腾中的壁面传热情况，研究结合新改进的汽泡生长模型，采用力平衡方法对过冷流动沸腾中的汽泡脱离直径进行了模拟。汽泡生长模型同时考虑了微液层、过热层和汽泡顶部过冷液体层对汽泡生长所做的贡献，并采用饱和沸腾与过冷沸腾2个实验对其进行了验证，结果表明预测曲线与实验值吻合良好。另外，选取了3个过冷流动沸腾实验来验证汽泡脱离直径模型，模拟结果均在可接受的误差范围内。

垂直向上窄间隙矩形通道内单相流动特性实验研究

宋明亮, 马建, 黄彦平, 张雨, 林震霞

2021, 42(2): 88-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0088

摘要(153)

摘要:
以垂直向上窄间隙矩形通道为研究对象，开展了恒热流密度加热条件下的单相流动特性实验研究。根据测量的温度、流量、压降和热流密度，获得一定工况范围内层流、过渡流和湍流流动的非等温摩擦系数实验数据，并基于这些实验数据对现有的预测关系式进行了对比评价。结果表明，由Kays和Clark提出的层流等温摩擦系数关系式以及由Blasius、Techo、Moody提出的湍流等温摩擦系数关系式的预测结果均与相应的实验结果具有较好的一致性。

基于系统工程方法的HPR1000应急堆芯余热排出系统设计研究

陈国才, 李峰, 汤华鹏, 邱志方, 邓坚

2021, 42(2): 93-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0093

摘要(123)

摘要:
为进一步提高核电厂的经济性与竞争力，基于系统工程方法，针对“华龙一号”核电机组（HPR1000）应急堆芯余热排出系统开展设计研究，综合考虑安全性、经济性以及技术成熟度等要求，以核电厂工程应用和核电厂整体技术指标最优为目标，构建系统评估指标体系，并运用层次分析法（AHP）分析应急堆芯余热排出系统的最优化设计方案。研究表明，取消汽动辅助给水系统，将非能动余热排出系统（PRS）的功能扩展至缓解预计运行事件和设计基准事故可能是HPR1000应急堆芯余热排出系统更为优化的方案。

西安脉冲反应堆半实物仿真系统设计研究

张良, 袁建新, 赵巍, 王宝生, 张强, 朱广宁, 杨宁, 陈立新, 江新标

2021, 42(2): 99-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0099

摘要(155)

摘要:
为了给在建中的西安脉冲堆数字化仪表与控制系统提供调试用模拟信号源、验证功率调节方法以及人员培训等，研制了一套西安脉冲反应堆半实物仿真系统。提出了半实物仿真系统的设计思想，设计了系统框架。改进了堆芯仿真物理模型，使用MATLAB编制了堆芯实时仿真程序。采用组态王软件编制了人机界面，采用可编程控制器S7-200进行棒位控制和棒位测量。研制了控制棒驱动机构模拟件、信号发生器和手动操作盘等多个硬件设备，建立了系统内部的通讯。在该半实物仿真系统上模拟了升、降控制棒的功率变化和发射脉冲后的脉冲参数，与堆上实验结果符合较好，测量了信号发生器的输出信号，与预期一致。结果表明，该半实物仿真系统能够实现设计目的且性能良好。

反应堆堆芯中子-温度测量探测器研制改进及试验验证

马晓宇, 邓涛

2021, 42(2): 105-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0105

摘要(217)

摘要:
反应堆堆芯中子-温度测量探测器组件是集成了铑自给能中子探测器与热电偶温度计的一体化探测器。该组件可同时测量堆芯中子注量率和燃料组件出口温度。本文重点介绍了堆芯中子-温度测量探测器组件研制过程中的设计方案，针对假想事故条件下可能出现的短路风险，提出优化结构和加工工艺的改进方案,并通过试验验证了方案的有效性，无限振动试验、拉力、热老化和辐照老化等试验结果表明探测器电气连续性能正常，绝缘电阻大于1 GΩ。设计和工艺改进方案满足探测器技术规格书的要求。

核反应堆堆芯功率模糊切换控制系统开发及应用

姜庆丰, 曾文杰

2021, 42(2): 110-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0110

摘要(190)

摘要:
为利用不同类型控制器的性能优势，基于堆芯模糊多模型，利用比例-积分-微分（PID）控制器和模糊控制器，结合T-S型模糊规则设计模糊切换控制器。以三里岛核电站压水堆堆型堆芯为例，建立一套堆芯功率模糊切换控制系统并开展仿真研究。结果表明，与传统PID控制器相比，所设计的堆芯模糊切换控制器更适用于堆芯反应性阶跃扰动和堆芯冷却剂进口温度阶跃扰动下的堆芯功率控制。

基于FPGA的核安全级仪控系统设计与验证

马晓宇, 黄晓津, 王冬

2021, 42(2): 115-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0115

摘要(197)

摘要:
为解决基于微处理器技术的核电厂安全级数字化仪控系统（DCS）中软件共因故障（CCF）的问题，通过多样性手段避免当未能紧急停堆的预计瞬态（ATWS）发生或反应堆保护系统（RPS）因CCF导致丧失安全功能的风险，本文设计了一种基于现场可编程逻辑门阵列（FPGA）技术的核安全级DCS系统平台，并以核电厂中RPS为实例测试验证平台的功能性能。结果表明：基于FPGA的核安全级DCS系统平台在可用性、适用性和可靠性等方面都满足核电厂安全级数字化仪控系统的要求。

基于自然对流的控制棒驱动机构温场研究

李维, 彭航, 于天达, 付国忠, 吴昊, 唐源, 唐健凯, 张志强

2021, 42(2): 121-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0121

摘要(187)

摘要:
在新一代反应堆控制棒驱动机构耐温等级提升后，为分析取消控制棒驱动机构强制通风系统是否可行，建立了基于单台控制棒驱动机构流场的计算模型，合理确定了求解方法和边界条件，并通过与试验结果进行拟合，进行了控制棒驱动机构群全尺寸模型的温场和速度场计算，得到基于自然对流的控制棒驱动机构温场效应。研究结果表明，通过自然对流可以将控制棒驱动机构运行产生的热量完全带出堆坑，不存在堆坑窝热情况，并且随着控制棒驱动机构群总输出功率的增加，堆顶区域的自然循环强度也增加，可以达到冷却控制棒驱动机构的效果。因此，耐温等级提升后的控制棒驱动机构可以取消强制通风。

基于分离涡模拟的核主泵全工况水力性能计算精度研究

王秀勇, 刘志远, 刘宇宁, 黎义斌

2021, 42(2): 125-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0125

摘要(214)

摘要:
为了研究分离涡模拟模型对核主泵水力性能预测精度的影响，在六面体结构化网格的基础上，采用基于SST κ-ω的分离涡模拟（DES）、延迟分离涡模拟（DDES）和改进的延迟分离涡模拟（IDDES），分别进行全流量工况条件下的非定常数值计算，并与RNG κ-ε模型的计算结果作对比，从相对计算误差的大小和离散度2个方面对4种湍流模型的计算精度进行综合评判。研究结果表明：各分离涡模拟模型在全流量工况点的综合计算精度远高于RNG κ-ε模型；DDES和IDDES模型在全流量工况条件下的计算精度基本一致，并且都高于DES模型；DDES模型在设计工况点附近的计算精度明显优于IDDES。综合比较来看，DDES模型更适用于核主泵的性能预测。

双自由度流致振动恒温圆管热流固耦合特性

丁林, 何昊宇, 杨佐美, 张力, 杨林

2021, 42(2): 131-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0131

摘要(98)

摘要:
针对单根恒温圆管双自由度流致振动-换热耦合特性，分析了结构振动响应以及温度场、平均努塞尔数和最大局部努塞尔数位置的变化规律。结果表明，在雷诺数为100、质量比为1.37和折减速度为5时，圆管振动轨迹为逆时针型式的“8”字形，横流方向振幅远大于顺流方向振幅；旋涡脱落模态为2S，涡脱会引起后驻点附近局部努塞尔数的突增；不同时刻，振动圆管最大局部努塞尔数的位置均不同程度地偏离前驻点；振动圆管的平均努塞尔数明显大于固定圆管，相比固定圆管最大增加5.73%。

硼表硼浓度算法设计与仿真验证

郑军伟

2021, 42(2): 137-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0137

摘要(176)

摘要:
为解决压水堆核电厂离线式硼表（OFBM）测量的核岛一回路冷却剂总硼浓度相对化学滴定硼浓度的偏差超标问题，对OFBM的硼浓度算法进行了分析，并对硼浓度偏差的影响因素和产生的原因进行了分析。分析结果表明：硼浓度偏差的主要影响因素是核岛一回路冷却剂中的10B浓度和10B丰度；OFBM硼浓度算法忽略了核岛一回路冷却剂的10B丰度变化是造成硼浓度偏差的主要原因。同时设计了一种能够跟踪核岛一回路冷却剂10B丰度的新硼浓度算法，新算法实现了10B浓度计算功能。最后建立了新硼浓度算法的仿真模型，并基于2台M310核电机组OFBM的标定数据对新硼浓度算法的计算准确度进行了验证，仿真结果表明，新硼浓度算法的计算准确度满足OFBM设计规格要求。

核电厂控制棒导向筒开口销超声检测系统设计开发

马官兵, 丁辉, 王韦强, 晏井利, 马超, 王彬

2021, 42(2): 144-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0144

摘要(231)

摘要:
控制棒导向筒开口销是核电厂堆内构件的关键连接部件，长期运行后应力腐蚀裂纹是影响开口销质量的重要隐患。为实现控制棒导向筒开口销的高效精确检查，设计了一种多晶片集成的插片状超声探头，并搭建了一套适用于水下自动无损检测的系统，并进行了系统测试和验证，结果表明开口销检测系统具有较高检测效率和任务适应性，为现场的应用检查提供了基础。

反应堆压力容器超声波相控阵检测工艺研究

胡晨旭, 孙加伟, 李炳乾

2021, 42(2): 148-152. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0148

摘要(156)

摘要:
通过对反应堆压力容器（RPV）模拟体建模，研发相控阵（PA）超声波检测技术，以代替常规超声波检测技术，并对2种检测技术的检测能力和定量能力进行对比和评估。验证试验表明，PA超声波检测技术的检测和定量能力满足标准要求，且可大幅度缩减检测时间，具有可观的经济价值。

核电厂蒸汽管道疏水器选型计算关键参数研究

刘重裕, 段征强, 吴巍

2021, 42(2): 153-156. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0153

摘要(126)

摘要:
为快速获得核电厂蒸汽管道的疏水量。通过启动阶段和正常运行阶段蒸汽管道疏水量的计算，分析并绘制了各种常用规格的蒸汽管道正常运行时产生的散热量图，通过散热量图可在疏水器选型时快速获得核电厂蒸汽管道疏水量。为延长疏水器使用寿命和降低成本，对比分析了不同疏水器安全系数（k）对疏水器性能的影响，推荐适合核电厂蒸汽管道的k，以提高蒸汽利用效率和经济效益，并延长疏水器使用寿命，降低疏水器成本。

贝叶斯估计方法在Alpha因子模型参数估计中的应用

安瑾, 闫林

2021, 42(2): 157-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0157

摘要(172)

摘要:
核电厂的概率安全分析（PSA）结果表明，共因失效（CCF）在系统的不可靠度中占有相当重要的贡献。国内PSA分析中CCF数据一直采用通用数据，难以体现国内核电机组的运行特点。Alpha因子模型由于其参数估计的简单化、计算结果的精确性等特点是PSA中最常用于模化共因失效的模型。但由于共因失效事件的罕见性，使用经典估计算法难以产生合理的统计值，因此，本文给出共因参数的贝叶斯估计方法，该方法能够结合先验信息和样本信息，不需要很大的样本就能得到较好的估计值，有效解决了核电厂共因失效事件少、使用经典估计方法计算结果不合理的问题，适用于核电厂共因失效模型参数估计。

直流蒸汽发生器动态特性与小破口故障仿真研究

许余, 皇甫泽玉, 胥建群, 田培妤, 黎春梅, 成翔, 严思伟, 廖先伟

2021, 42(2): 161-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0161

摘要(374)

摘要:
以B&W直流蒸汽发生器为对象，基于过程仿真软件（APROS）支撑平台中的基本模块，建立了图形化的直流蒸汽发生器仿真模型。对模型进行变工况下的稳态和动态仿真，由结果可知，一次侧入口焓值与二次侧出口压力对稳态特性影响最大，一次侧入口温度对动态特性影响最大。进一步研究直流蒸汽发生器发生换热管破裂事故时，破口位置和破裂程度对其运行特性的影响。结果表明，破口发生位置接近一次侧入口时，对直流蒸汽发生器运行影响最大；换热管破裂对直流蒸汽发生器运行特性的影响随着破裂程度的增加而增大。

UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8面心立方固溶体微球制备工艺研究

龙弟均, 曾诚, 卢长先, 李佳

2021, 42(2): 168-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0168

摘要(155)

摘要:
为研制出耐辐照的新型单相陶瓷燃料，采用溶胶-凝胶法，通过复合溶胶配制、分散胶凝、洗涤、干燥煅烧与烧结过程，开展了UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8燃料微球制备工艺研究，制备出铀摩尔分数含量分别为30mol%、50mol%、70mol%的UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8燃料微球样品。在对工艺过程进行分析的基础上，通过实验确定了工艺参数。采用X射线衍射（XRD）对3种燃料微球样品进行分析，分析结果表明：铀摩尔分数含量分别为30mol%、50mol%、70mol%的UO2-(Zr0.8Ca0.2)O1.8燃料微球样品均为面心立方（FCC）固溶体结构。

基于JMCT秦山核电厂一期反应堆屏蔽计算与分析

邓力, 李瑞, 丁谦学, 邱有恒, 李刚, 付元光, 史敦福, 刘鹏

2021, 42(2): 173-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0173

摘要(324)

摘要:
秦山核电厂一期的运行时间已超过三十年，该反应堆为我国核反应堆建造、运行、延寿乃至退役，提供了丰富的实测数据，为我国新一代反应堆核电厂—华龙一号的设计、建造、运行、维护提供了宝贵的参考数据。本文利用秦山核电厂一期反应堆压力容器的母材段、焊缝段及主管道测试数据，对自主研制的三维中子-光子-电子输运蒙特卡罗软件（JMCT）进行实验验证，模拟结果显示，JMCT软件屏蔽计算具有很高的模拟置信度，计算分辨率超越商业软件1~2个量级。

行星滚柱丝杠传动副接触外形函数及接触模型研究

刘佳, 彭航, 罗英, 张毅雄, 朱紫豪, 颜达鹏, 邓强

2021, 42(2): 180-182. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0180

摘要(87)

摘要:
基于行星滚柱丝杠传动副静态接触状态，采用传动副接触外形函数分析以及赫兹接触理论，提出一种研究传动副接触特性模型以及接触力分析方法，并通过有限元分析方法进行验证。结果表明，垂直于滚柱径向的接触面中接触外形函数满足二次函数特性，赫兹接触理论可用于研究传动副静态接触特性。

核电厂安全级仪表在线监测系统技术研究

赵耀, 霍雨佳, 王军, 余俊辉

2021, 42(2): 183-187. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0183

摘要(137)

摘要:
目前国内核电厂主要采取定期校准的方式对安全级仪表漂移进行管理，但该方法过于保守且经济性差。基于此，本文对安全级仪表在线监测系统技术进行了研究，首先对安全级仪表实际漂移数据进行了分析，明确了核电厂安全级仪表漂移的主要类型，证明了对安全级仪表开展在线监测的可行性。其次，通过对相关法规及标准的分析和研究，明确了核电厂安全级仪表在线监测技术的基本要求。最后，开展了在线监测系统技术的数据分析研究，对冗余仪表提出了等价平均算法，对非冗余仪表算法进行了分析并对多元状态估计模型（MSET）方法开展了基于电厂实际数据的建模验证，证明了该方法在核电厂应用的可行性。

基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统功率质量比影响因素初步探索

王金雨, 余红星, 张卓华, 马誉高, 柴晓明, 陈伟, 易经纬, 曾畅, 苏东川, 肖聪

2021, 42(2): 188-192. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0188

摘要(214)

摘要:
基于简单开式布雷顿循环的热管反应堆系统具有结构简单、固有安全、放射性泄漏风险低等特点，是小型可移动反应堆的潜在优势技术选项，其功率质量比是评价总体方案先进性的重要指标。本文以5 MW热管反应堆为研究对象，建立包含热管反应堆与开式布雷顿发电装置的方案功率质量比评估模型，对多种关键参数对总体指标的影响规律进行了探索。研究表明功率质量比随热传导途径上温差增大而先提高后降低，最优值则与堆芯基体最高温度限值正相关。在给定温度限值条件下，热管反应堆电源系统内热量传输途径上温差设计是热管反应堆优化设计的关键因素。未来可进一步细化模型，对压气机、涡轮、热管等进行更详细建模，提高模型准确程度。

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

黄宗仁, 王明利, 李峰

2021, 42(2): 193-196. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0193

摘要(179)

摘要:
华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量，取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性，提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验，给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明，主泵电功率法可以测量RCS系统的流量，反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。

球床型氟盐冷却高温堆的初步中子学分析

李志峰, 赵常有, 张广春, 韩嵩, 黄杰

2021, 42(2): 197-201. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0197

摘要(176)

摘要:
为分析球床型氟盐冷却高温堆（PB-FHR）堆芯的关键中子学参数，建立了显式随机模型，基于随机填充方法计算了燃料球石墨基质内所有三层各向同性包覆颗粒（TRISO）颗粒的空间坐标，并采用离散元方法计算出堆芯活性区内全部燃料球的空间坐标。最后采用蒙特卡罗程序开展中子输运计算，分析燃料颗粒随机分布对堆芯中子学参数的影响。研究结果表明，TRISO颗粒的随机分布对栅元增殖系数、栅元群截面、活性区燃料球功率的影响较小，本文研究可为简化PB-FHR设计提供理论依据。

基于NECP-MCX的蒙特卡罗-确定论耦合及权窗网格粗化方法研究

郑琪, 沈炜, 贺清明, 李捷, 曹良志

2021, 42(2): 202-207. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0202

摘要(193)

摘要:
对于屏蔽计算的深穿透问题，由于仅有少量粒子能够穿透屏蔽层到达计数区，所以计算效率极低。为解决该问题，基于一致性共轭驱动重要性抽样方法研究了蒙特卡罗-确定论耦合方法（简称耦合方法）。本研究实现的耦合方法可以基于蒙特卡罗的组合实体几何建模，自动生成确定论SN计算所需的输入参数，利用SN共轭计算生成一致的源偏倚和权窗参数，提供给蒙特卡罗方法正向计算使用。同时耦合方法使用的基于网格的权窗在大规模问题中会遇到内存瓶颈，本文基于贡献因子理论，研究了自动网格粗化方法。新开发了嵌套网格的结构用于网格粗化，以节省权窗占用的内存，同时不影响权窗的效果。基于NECP-MCX程序实现了耦合方法和网格粗化方法。数值结果表明，对于HBR-2基准题，相比于MCNP程序的权窗自动生成方法，耦合方法的品质因子最高提高了2个数量级。在不影响计算精度和效率的前提下，可以将权窗网格最多减少为原来的1/226。

热管反应堆多物理耦合平台初步研究

李相越, 肖维, 张滕飞, 李沛杰, 刘晓晶

2021, 42(2): 208-212. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0208

摘要(286)

摘要:
为实现高精度、高置信度的核能系统先进数值模拟技术，探究核能系统内部真实的物理过程，本文开发了中子物理-固体导热-应力分析的三维高精度核热固多物理耦合计算平台MPCH，可开展核反应堆的中子输运、热扩散和热膨胀的多物理耦合计算。该程序基于Picard迭代的外耦合框架，整合了开源蒙特卡罗程序OpenMC、有限元程序Nektar++和SfePy。本文以新型空间热管反应堆KRUSTY为对象，在核热固耦合的计算框架下对其进行计算分析。多物理耦合计算结果表明，该耦合平台能够有效预测KRUSTY反应堆的有效增殖因子变化、功率分布、温度分布及热膨胀现象；在4 kW的堆芯热功率下，全堆局部温差为21.6K，热应力导致的形变率为2.47%，核热固耦合的作用会使堆芯的温度分布更加均匀。该多物理耦合计算程序的设计对新堆设计、研发和校核具有重要作用。

反应堆堆芯先进中子学模拟软件SCAP-N研发

彭良辉, 汤春桃, 杨伟焱

2021, 42(2): 213-218. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.02.0213

摘要(226)

摘要:
堆芯中子学计算是反应堆设计分析的基础，为提高堆芯中子学计算的模拟分辨率与计算精度，开发了反应堆堆芯先进中子学模拟软件（SCAP-N）。该程序首先根据轴向特征对堆芯进行分层，并逐层进行二维堆芯非均匀输运计算，再采用超级均匀化方法（SPH）获得栅元等效均匀化截面，最后进行三维堆芯逐棒（pin-by-pin）输运计算，获得堆芯有效增殖因子与精细棒功率分布。为提高程序计算效率，采用分布式/共享式（MPI/OPENMP）混合并行方式对程序进行了并行化开发。利用虚拟反应堆（VERA）系列基准例题及美国先进非能动压水堆（AP1000）启动物理试验实测数据对程序进行了测试验证。结果表明，相比于商用核设计程序系统，SCAP-N程序采用的逐棒输运技术能够提高堆芯中子学的计算精度。与同类型高精度中子学程序相比，SCAP-N具有更高的计算效率，可进一步提高核电厂的经济性及运行灵活性。

留言板

2021年第42卷第2期

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