核动力工程

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宋丹戎, 李庆, 秦冬, 党高健, 曾畅, 李松, 肖仁杰, 魏学栋

2021, 42(4): 1-5. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0001

摘要(4742) HTML (1184) PDF(849)

摘要:
模块式小型反应堆（SMR）是一种新型的核能系统。“玲龙一号”反应堆（ACP100）是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本文介绍了ACP100的研发过程、堆芯设计和安全设计的主要特点，主要包括堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等关键技术。ACP100反应堆通过基于全非能动的设计理念以及确定论与概率安全评价相结合的设计方法，极大地提高了安全性，超过了三代核电安全标准要求。

海洋条件下自然循环蒸汽发生器U型管内倒流特性研究

李孝佳, 张勇, 丛腾龙, 李沛颖, 卢川, 张吉斌

2021, 42(4): 6-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0006

摘要(488) HTML (88) PDF(67)

摘要:
当压水堆处于自然循环工况时，蒸汽发生器U型管内可能发生倒流现象，导致一回路流动阻力增大、自然循环流量降低，为反应堆安全运行带来不利影响。基于RELAP5程序建立了海洋条件下的附加力模型及控制体空间坐标求解模型，对蒸汽发生器所有U型管进行建模和节点划分，计算了海洋条件下蒸汽发生器内U型管的倒流临界质量流量及进出口压差，最后分析了3种海洋条件对U型管内流体倒流的影响。结果表明，倾斜条件下有可能会改变倒流现象；而在航行过程中可能遇到的起伏条件都无法改变倒流现象；当摇摆条件比较剧烈时有可能改变倒流现象。

跨临界时二氧化碳体系微观结构特征的分子动力学模拟

唐佳, 黄彦平, 王俊峰, 臧金光, 刘光旭, 刘睿龙

2021, 42(4): 14-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0014

摘要(539) HTML (69) PDF(55)

摘要:
应用分子动力学模拟方法研究了跨越临界点时二氧化碳体系微观结构特性。径向分布函数的分析表明，临界点前后体系内短程序结构变化很小，主要受分子间极强的近邻相互作用的强化效果影响，第一近邻配位数的分析进一步显示近程结构的变化以配对分子数量的变化为主；气态条件下的二氧化碳体系仍呈“近程有序且长程无序”状态；静态结构因子的分析表明，拟临界区体系中存在中远程有序结构；定义了无序距离，该参数的突增表明了临界点附近分子间相互作用距离剧烈增大。

铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器热工水力特性数值研究

丁雪友, 陈志强, 文青龙, 阮神辉, 乔鹏瑞

2021, 42(4): 21-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0021

摘要(629) HTML (198) PDF(144)

摘要:
本研究以铅铋快堆螺旋管直流蒸汽发生器（HOTSG）设计结构为研究对象，采用精细网格与多孔介质相结合的物理建模方法，通过一次侧三维湍流计算与二次侧用户自定义函数（UDF）分区传热计算相耦合的手段，在FLUENT求解器中开展了蒸汽发生器的热工水力特性数值分析研究。研究表明：铅铋入口附近的流量分配孔和腔室对应的直管段区域出现铅铋流速峰值，径向最大速度为0.431 m/s；入口腔室至管束区位置受到阻力突变的影响，压力、横流速度、轴向速度变化较大；热工参数变化符合流动与传热机理，临界热流密度（CHF）点附近一二次侧温差最大为109.61 K，此处最大热流密度为323.55 kW/m²。该研究将为铅铋快堆HOTSG结构设计、流致振动及安全评价提供重要的参考。

稳定蒸汽浸没射流冷凝传热系数评价

王珏, 陈力生, 刘建阁, 胡晨, 蔡琦

2021, 42(4): 27-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0027

摘要(453) HTML (160) PDF(38)

摘要:
为分析稳定蒸汽浸没射流的传热特性，对3类典型冷凝传热系数开展评价。结果表明：平均传热系数实验值精度主要受界面面积计算模型影响，由冷凝驱动势和蒸汽质量流速表征的传统半经验关系式在不同孔径下的预测偏差较大，新增排放孔径为独立拟合变量的纯经验关系式适用范围更广且误差在±30%以内；界面传热系数的预测精度主要受汽羽微观参数取值的影响；由压力振荡主频表征的无量纲传热系数在低池水过冷度下与实验值偏差较大，关系式中纳入汽羽贯穿长度后，预测趋势与实验值类似。

三角布置棒束内超临界水传热实验研究

崔大伟, 陈硕, 顾汉洋, 林继铭

2021, 42(4): 33-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0033

摘要(348) HTML (161) PDF(30)

摘要:
在超临界水多功能实验装置上开展了三角布置棒束内超临界水流动传热实验研究，通过实验观测到了通道内棒束周向温度分布不均匀现象和定位格架导致的传热强化现象，获得不同热流密度、质量流量及压力范围内的传热实验数据，拟合得到预测偏差为±15%的三角布置棒束超临界水传热关系式。

基于节点法的轴流式预热蒸汽发生器稳态热工水力分析

苏舒, 刘承敏, 黄伟

2021, 42(4): 39-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0039

摘要(476) HTML (137) PDF(43)

摘要:
基于一维流动假设、传热假设和两相热平衡假设等，采用集总参数法和分布参数法相结合，建立了轴流式预热蒸汽发生器的一维稳态热工水力分析模型。采用C++语言编程，将计算结果与某典型轴流式预热蒸汽发生器热工水力参数的设计值进行对比，结果表明大部分总体参数计算结果的相对误差都在3%以内，验证了模型的合理性；蒸汽发生器中温度、空泡份额、压力等参数沿一次测流体流动方向的变化趋势，符合热工水力学及定性机理分析结果，说明所建立的模型和求解方法能够较准确预测轴流式预热蒸汽发生器稳态热工水力参数分布。

研究堆内材料释热率测量装置研制

赵文斌, 杨文华, 聂良兵, 斯俊平, 徐斌, 孙胜, 童明炎

2021, 42(4): 45-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0045

摘要(259) HTML (92) PDF(33)

摘要:
为了探究材料释热率在研究堆孔道内的轴向分布规律，以高通量工程试验堆（HFETR）G7孔道为例，设计一种材料释热率测量装置。通过数值模拟方法得到释热率测量装置及试验段在载荷作用下的应变分布云图，采用物理计算得到量热计校对桥和测量桥的温度参数，并利用本装置在G7孔道开展释热率测量试验。结果表明，该装置整体结构满足强度要求，试验段量热计之间需加装保护管；计算得出样品、校对桥和测量桥的温度低于材料熔点，装置满足热工要求；试验测得的释热率值随堆功率变化规律性强，且不同材料在不同能量等级的γ射线环境下，对γ的吸收性是有区别的。因此，本装置可以作为HFETR释热率测量工具，为确定不同材料在堆内释热率分布情况提供保障。

矩形小流道受限汽泡流及环状流区域沸腾传热模型研究

于忠斌, 李毅, 田野

2021, 42(4): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0051

摘要(286) HTML (105) PDF(27)

摘要:
为探析矩形小流道受限汽泡流及环状流区域沸腾传热机理，本文基于理论推导，从受限汽泡典型特征出发，探明了受限汽泡流几何结构；基于时间加权平均方法，确定了受限汽泡区及液塞区在受限汽泡流所占权重；基于一维导热等理论和积分方法，建立了液膜蒸发换热系数计算方法，并将其应用于环状流区域。综合上述方法，提出了一种新的受限汽泡流及环状流区域沸腾传热模型——双区域模型，该模型适用范围为：雷诺数（Re）为2300~5373，普朗特数（Pr）为2.75~19.8，毛细数（Ca）为0.000835~0.002767。

成核密度模型对弧形表面CHF的影响

李丹, 杨戴博, 李昆, 黎刚, 贾艺歌, 姚璋, 李昂

2021, 42(4): 56-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0056

摘要(330) HTML (86) PDF(23)

摘要:
反应堆发生严重事故时，必须及时对反应堆压力容器（RPV）下封头进行外部冷却以降低下封头损毁可能性，事故期间下封头具有很高的热流分布，在实施外部冷却时可能出现由于过冷沸腾导致的气泡聚集而产生换热恶化从而烧毁。本研究利用ANSYS Fluent软件进行RPV外部冷却的临界热流密度（CHF）数值计算，并通过实验对比发现Basu Warrier和Dhir研究的成核密度模型可以很好地应用于球形表面CHF计算。通过对比球形和椭球形下封头CHF，认为椭球形下封头的CHF特性与球形结构完全不同，并不能用球形结构的实验和计算结果去推测椭球形结构的数值和变化规律。

热工水力系统分析程序Courant条件计算方法研究

李江宽, 黄涛, 林萌, 王旭, 陈俊杰

2021, 42(4): 63-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0063

摘要(383) HTML (103) PDF(57)

摘要:
为分析采取不同Courant条件计算方法对反应堆热工水力系统分析程序计算速度和计算准确性的影响，研究了2种Courant条件计算方法：综合法与分组法，分析了2者的计算原理，并分别采取这2种方法对压水堆满功率稳态工况和大破口事故工况进行计算。结果表明，稳态工况下2种方法的程序计算结果无明显差异；在速度场变化剧烈的大破口事故工况下，综合法可以取得更加准确的计算结果但耗时较多，分组法可以取得更快的计算速度但计算准确性较低。

WWER机组堆内仪表系统DNBR异常分析及对策研究

方俊, 杨长江

2021, 42(4): 68-72. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0068

摘要(269) HTML (116) PDF(25)

摘要:
为分析国内某水冷却水慢化动力堆（WWER）机组在首次热试升功率期间出现堆内仪表系统（ICIS）上、下层软件指示的偏离泡核沸腾比（DNBR）不一致的原因，通过研究WWER机组热工水力设计和事故分析程序采用的临界热流密度（CHF）关系式，并采用WWER机组事故分析程序DINAMIKA-97模拟50%、75%和90%功率平台工况，计算其DNBR并与热工水力测量试验的测量值进行比较，判断差异产生原因为ICIS上、下层软件采用了不同的CHF关系式；对100%功率平台的DNBR进行预测，与后续下层软件热工水力测量试验测量值符合得良好，进一步证实了以上判断。因此，建议对ICIS上、下层软件采用的CHF关系式进行修改，统一采用保守的CHF关系式，以取得保守的DNBR。

临界点附近CO₂物性畸变特性的分子动力学研究

唐佳, 黄彦平, 王俊峰, 臧金光, 刘光旭, 刘睿龙

2021, 42(4): 73-79. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0073

摘要(232) HTML (129) PDF(35)

摘要:
通过分子动力学模拟方法，从微观角度研究了临界点附近CO₂物性畸变特性。分子动力学模拟表明COMPASS力场在远离临界点时具有较高精度，在临界点附近精度较低但可反映密度畸变现象。通过划分模拟空间，获得体系密度涨落特性，分析表明，临界点附近存在很大的密度涨落，且临界点前后密度涨落值呈现不对称特性；在CO₂分子上建立局部坐标，并定义了二聚体构型三参数描述方法，该描述方法能够全面描述二聚体构型分布，模拟结果显示在平行构型、T构型及十字构型中，T构型出现概率最高，3种构型的转变与物性畸变或存在紧密关联。

严重事故下多组分吸湿性气溶胶的重力沉降研究

卢俊晶, 毛亚蔚, 张天琦, 朱柏霖, 杨小明, 马如冰

2021, 42(4): 80-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0080

摘要(370) HTML (111) PDF(42)

摘要:
严重事故时，安全壳内的多组分吸湿性气溶胶将在高湿度的条件下吸水增大，从而影响其重力沉降行为。通过理论分析，本文推导了多组分吸湿性气溶胶颗粒平衡粒径的物理模型，并通过实验结果进行验证。该模型重点关注溶解度对吸湿过程的影响，解释了多组分吸湿性颗粒粒径增大曲线不连续的原因。同时，分析了典型千兆瓦级压水堆核电厂中相对湿度、干粒径及非吸湿性组分质量分数对重力沉降去除系数的影响。结果表明，只有当气溶胶颗粒增大到一定程度后，其重力沉降速度才会明显的提高；对于干粒径超过0.01 μm的纯吸湿性气溶胶颗粒，只有超过一定湿度后其才会因吸湿而加速沉降，且该湿度下限随着干粒径的增大而减小；随着事故的进行，气溶胶颗粒中的非吸湿性组分质量分数逐渐增加，上述湿度下限将增加，且同湿度下吸湿对重力沉降的促进作用减弱。

喷洒器蒸汽浸没射流汽羽长度实验研究

王珏, 陈力生, 刘乐, 胡晨, 张伟

2021, 42(4): 86-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0086

摘要(289) HTML (89) PDF(23)

摘要:
以孔径分别为4、10、16 mm的侧开孔I型喷洒器为实验件，对质量流速为300~1100 kg·m⁻²·s⁻¹的饱和蒸汽浸没在温度为35~65℃的过冷水中的直接接触式冷凝开展实验研究。结果表明：孔径不变时，汽羽贯穿长度基本随蒸汽质量流速和池水温度的升高而增大；大孔径喷洒器的汽羽长度与直管式喷嘴的汽羽长度接近，拟合值与实验值的偏差在±15%以内；小孔径喷洒器的汽羽长度明显低于直管式喷嘴，拟合值与实验值的偏差最高达80%；采用收缩喷管流量公式对蒸汽质量流速进行修正，拟合值与实验值的偏差在±20%以内，由实验值拟合的新关系式的预测误差在±10%以内。

基于机器学习的超临界水传热恶化判定研究

马栋梁, 周涛, 黄彦平

2021, 42(4): 91-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0091

摘要(235) HTML (114) PDF(42)

摘要:
为了进一步提高超临界水堆的安全稳定性，避免超临界水传热恶化的发生，在已有的超临界水传热实验数据基础之上，利用几种主要的机器学习算法，对超临界水的实验参数状态点是否发生了传热恶化进行分类判断和预测精度分析。研究表明：随机森林算法对于测试数据的平均预测精度最高，达到了97.8%左右；K近邻（KNN）分类算法的平均预测精度最低，但是也达到了90%以上。同时对各种不同的影响参数对传热恶化的选取重要度的分析可知，与传热恶化判定关系最重要的参数是比焓，其次为传热系数；与传热恶化重要度选择关系最小的是管径。

高体积份额下包覆颗粒弥散燃料等效热学模型

李文杰, 余红星, 肖忠, 焦拥军, 陈平, 李垣明

2021, 42(4): 96-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0096

摘要(627) HTML (184) PDF(52)

摘要:
准确预测核燃料的内部温度场分布，对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上，本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型，并研究了燃料颗粒的空间分布、颗粒尺寸、团聚等因素对核燃料元件温度场的影响。本研究有助于理解多层包覆颗粒弥散核燃料元件的微观-宏观传热机制，为核燃料的设计、优化和安全分析提供了分析工具。

锆合金氧化膜的内应力计算

张君松, 吕俊男, 龙冲生, 廖京京

2021, 42(4): 101-104. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0101

摘要(191) HTML (127) PDF(37)

摘要:
锆合金氧化膜中的内应力是锆合金腐蚀动力学中的重要影响因素，目前没有统一的方法得到氧化膜中内应力的大小，且数值差异较大。在传统的实验和理论方法的基础上，建立ZrO₂/Zr合金双层氧化弯曲几何模型，计算不同腐蚀状态下氧化膜中的内应力大小，得到内应力变化规律并分析其影响因素，为锆合金氧化膜内应力研究提供了一种较为可靠的方法。

NHR200-II燃料组件定位格架简化建模方法研究

王淅铖, 王鼎渠, 蒋跃元, 李松阳

2021, 42(4): 105-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0105

摘要(692) HTML (439) PDF(89)

摘要:
提出了一种基于NHR200-II供热堆燃料组件定位格架的简化模型。简化建模方法包括2方面：将定位格架上的内刚凸及三弯弹簧用非线性连接器代替；使用梁单元代替实际燃料棒。结合前期关于NHR200-II定位格架的研究成果，确定了非线性连接器的刚度，并通过有限元软件建立了燃料组件简化前后的1×2局部子模型，分析了其固有频率与碰撞特性，证明了简化建模方法的有效性。随后，该简化方法被应用于全尺寸的9×9定位格架模型，研究了格架夹持能力对动力学特性的影响，结果表明，该简化方法可以有效地模拟不同夹紧程度下格架的地震谱响应。综上，从有限元建模角度来看，本文提出的基于NHR200-II燃料组件定位格架的方法是有效的。

基于热-流-固耦合的燃料元件性能分析方法研究

黄永忠, 李权, 李垣明, 庞华, 路怀玉, 刘振海, 齐飞鹏

2021, 42(4): 112-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0112

摘要(340) HTML (85) PDF(115)

摘要:
中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊，没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求，需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发，采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦合计算，通过与美国通用电气公司数据的对比证明了该分析方法的有效性。采用该方法计算了多种燃料元件尺寸和不同轴向功率分布下的热应力和温度，结果表明侧棱处温度最高而内壁面壁厚最薄处热应力最大，壁厚越薄、长度越长，燃料元件的最大热应力和温度越小，展平入口段的轴向功率分布也能够略微降低最大热应力和温度。以上分析方法可以用于新型中空棱柱形燃料元件的优化设计。

ATF用ODS-FeCrAl管材的耐腐蚀性能研究

李静, 吴飒建, 杨英, 熊良银, 马海滨, 刘实

2021, 42(4): 119-125. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0119

摘要(303) HTML (78) PDF(60)

摘要:
针对尺寸为Φ9.5 mm×0.3 mm的氧化物弥散强化（ODS）-FeCrAl管材在360℃/18.6 MPa/100 d静态水溶液、360℃/18.6 MPa/1200 ppm B+2.2 ppm Li/100 d（1 ppm=10⁻⁶）动态水溶液、1200℃/0.1 MPa/8 h水蒸气中的腐蚀行为进行研究，利用扫描电镜（SEM）、X射线光电子能谱（XPS）和X射线衍射（XRD）等检测方法，分析管材表面氧化膜形貌、组织结构和元素分布。结果表明，360 ℃水溶液中极低的氧浓度使得ODS-FeCrAl管材在静态和动态水溶液的腐蚀产物主要是Fe₃O₄，质量增重分别为0.036 mg/cm²和0.36 mg/cm²，氧化膜厚度分别为管壁厚度的0.072%和0.72%；1200℃水蒸气腐蚀时，高温和充足的氧含量促使管材表面生成平均厚度为2.34 μm的α-Al₂O₃膜，延缓基体进一步氧化；腐蚀后的氧化膜表面和截面未发现开裂、孔洞等缺陷。与Zr-4管材参比试样相比，ODS-FeCrAl管材表现出优异的高温抗氧化、抗腐蚀性能。

基于数据挖掘技术的组件核子密度预测研究

雷济充, 谢金森, 于涛, 周剑东, 陈珍平, 赵鹏程, 谢超, 倪梓宁

2021, 42(4): 126-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0126

摘要(351) HTML (94) PDF(35)

摘要:
采用DRAGON程序对9600个样本进行计算，并以²³⁵U、²³⁸U、²³⁹Pu、²⁴¹Pu、¹³⁷Cs、²⁴⁴Cm以及¹⁵⁴Nd核素的核子密度为预测参数，选用线性回归模型、基于决策树构建的回归树模型、多层感知机（MLP）模型和随机森林模型开展模型训练，选用皮尔逊相关系数（PCC）、平均绝对误差（MAE）、相对绝对误差（RAE）、相对均方根误差（RRSE）评价模型的拟合效果；利用训练好的模型在测试集中对目标核素进行预测，通过相对误差评价其预测精度。结果表明，训练数据模型的时间均在3 s以内；通过选取的参数的评价可得，对于所有预测核素，在4种模型中训练效果最佳的为MLP模型，其相关性均在0.999以上；MLP模型对所有的预测核素的预测平均偏差小于1%。本文初步验证了数据挖掘技术在组件核子密度预测方面的可行性。

泡沫不锈钢层TRISO颗粒的堆内行为模拟

尹春雨, 刘仕超, 焦拥军, 周毅, 高士鑫, 邢硕, 青涛, 汪丽达, 闫新龙

2021, 42(4): 133-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0133

摘要(1437) HTML (210) PDF(63)

摘要:
三向同性燃料（TRISO）颗粒中疏松热解碳层堆内辐照收缩产生间隙后，会导致TRISO颗粒热导恶化。为解决该问题，本文采用泡沫不锈钢替代TRISO颗粒中的疏松热解碳层。对泡沫不锈钢TRISO颗粒的堆内行为模拟结果表明，采用泡沫不锈钢可以避免疏松层堆内密实化，提高疏松层的传热效率，有效降低核芯运行温度；不论采用泡沫不锈钢还是疏松热解碳作为疏松层，内层致密热解碳层（IPyC层）和外层致密热解碳层（OPyC层）的应力均会超过包覆层强度；碳化硅（SiC）层的环向应力随泡沫不锈钢层弹性模量的减小而减小，通过降低泡沫不锈钢弹性模量可以有效控制SiC层应力，保证其结构完整性。因此，应选取气孔率高、弹性模量低的泡沫不锈钢作为TRISO颗粒的疏松层，可在改善热导恶化问题的同时保证SiC层的结构完整性。该研究为TRISO颗粒在工程应用中的优化设计提供了指导。

压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析

李治刚, 安萍, 潘俊杰, 刘威, 芦韡

2021, 42(4): 138-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0138

摘要(465) HTML (123) PDF(44)

摘要:
下封头熔池模型是熔融物堆内滞留（IVR）有效性评价的重要模型，已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型，主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程，具有关系式复杂和强非线性的特点。为了为熔池分层模型以及严重事故缓解策略的优化提供帮助，采用中国核动力研究设计院自研的全局敏感性分析工具SALib和熔池分析软件CISER V2.0对4种熔池多层模型进行了敏感性分析，得到了主要输入参数对各模型关键结果参数的影响程度，敏感性分析结果反映了各熔池模型的典型特点。下封头半径对4种熔池分层模型均有显著的影响，Salay&Fichot模型与2层熔池模型中影响关键结果参数的输入参数基本相同，熔融物初始质量对Esmaili模型影响最大，熔融物密度对Seiler模型影响最大。

SPAR-H方法中行为形成因子间的相关性识别

刘建桥, 张力, 邹衍华, 孙倩琳, 刘雪阳, 陈帅

2021, 42(4): 144-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0144

摘要(572) HTML (199) PDF(52)

摘要:
标准化核电厂风险分析-人因可靠性分析方法（SPAR-H）是目前国际上认可和接受的人因可靠性分析方法，但其8个行为形成因子（PSFs）间存在交叉部分，导致人因失误概率重复计算或高估。为了改进SPAR-H的PSFs体系，通过统计2007年到2017年219份国内核电厂运行事件报告，筛选出与主控室操纵员运行有关的89份人因事件/事故报告进行PSFs相关性的研究，运用数据挖掘技术（关联规则分析、探索性因子分析、皮尔森相关性分析）对统计结果进行分析。结果表明：①复杂度、压力、职责适宜以及可用时间4个PSFs之间存在相关性。其中，复杂度分别与压力和职责适宜相关，职责适宜与压力、压力与可用时间相关；②工作过程、规程、人因工程/人机界面和经验/培训之间存在关联。在涉及经验/培训、人因工程/人机界面和规程的事件中，很大概率还涉及到工作过程。这些结论可以给改进SPAR-H的PSFs体系提供参考，为定量研究PSFs间的因果关系建立基础。

我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断需求分析

于红, 程诗思, 李兰

2021, 42(4): 151-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0151

摘要(230) HTML (116) PDF(30)

摘要:
应急状态分级可以较合理地界定核事故所致各种紧急情况的应急响应需求，从而为执行充分但又不过度的应急处置争取更多的时间。本文通过对能够代表我国目前应急状态分级技术整体水平的秦山第二核电厂1&2号机组的一整套分级矩阵的改进，提出了用于我国核动力水面舰船核事故应急状态诊断的分级矩阵以及基于该分级矩阵开发诊断软件的需求。首先，通过建立约束条件，编制具有较强标准化和逻辑性的分级矩阵，特别是各矩阵及其各组成部分的排序；其次，通过建立多入口逻辑树和用户友好界面，开发具有快速诊断功能的诊断软件，特别是各逻辑树的分层和各界面的构成。

LOCA水力载荷分析软件HLPS的开发与验证

李文姬, 吕红, 张洁

2021, 42(4): 159-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0159

摘要(287) HTML (89) PDF(25)

摘要:
为分析核电厂反应堆一回路系统发生假想断裂时冷却剂从破口喷放以及卸压波在一回路系统中传播引起的水力载荷特性，采用C++程序开发语言，自主研发了压水堆一回路冷却剂丧失事故（LOCA）水力载荷计算软件HLPS。以M310反应堆冷却剂系统为对象，将HLPS软件计算结果与工程数据进行对比验证，结果表明：HLPS软件的计算结果与工程数据符合良好，载荷力峰值基本包络工程数据；同时HLPS软件采取隐式求解以及更高的收敛标准，计算结果更加准确，可用于一回路系统LOCA分析。

采用格林函数求解二维管内壁温度导热反问题

李娟, 殷海峰

2021, 42(4): 166-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0166

摘要(360) HTML (146) PDF(31)

摘要:
核电厂某些管道系统不允许通过开孔安装温度传感器来测量管道内壁温度，需要通过间接无损的方法来获得管道内壁的温度波动。基于格林函数法进行导热反问题分析，利用二维管外壁温度反向推导内壁温度。通过算例验证，并与共轭梯度法进行对比。结果表明，采用格林函数法能够准确地获得管道内壁温度波动；对于采用共轭梯度法难以收敛的厚壁管导热反问题也同样适用，并且由于无需迭代，因此计算效率高很多，更适用于核电厂疲劳监测计算。

螺旋管式直流蒸汽发生器壳侧流场数值模拟方法研究

王聪, 张巍, 李净松, 乔鹏瑞, 施慧烈

2021, 42(4): 171-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0171

摘要(477) HTML (305) PDF(70)

摘要:
铅冷快堆（LFR）采用一体化堆芯设计方案，其中的直流蒸汽发生器（OTSG）多采用螺旋管式结构以使整体结构小型紧凑。为研究LFR中螺旋管式OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性，利用FLUENT软件，采用一种分区段计算方法，通过管壁热流密度拟合公式对螺旋管式OTSG壳侧进行了三维数值模拟。最终验证了该分段计算方法的正确性，分析了OTSG壳侧铅铋冷却剂的流动传热特性，获得了其速度、温度以及压力场的计算数据，为下一步OTSG流致振动分析和高温应力计算提供了依据。

在役AP1000主泵锁紧杯断裂故障原因分析

范福平, 陆智勇

2021, 42(4): 176-181. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0176

摘要(1613) HTML (559) PDF(203)

摘要:
三门核电厂2号机组首循环连续运行期间，发生了大型屏蔽电机主泵故障事件，导致机组停运。为分析主泵故障发生的原因，基于故障特点和原因分析方法论，制定了主泵故障排查的根本原因分析方法；通过排查主泵制造记录、评估现场运行数据、拆检取证、设计分析与试验验证、根本原因分析评估，最终确认主泵故障原因是下推力盘锁紧杯受周围流场流体激励作用发生局部共振，初始缺陷在共振作用下持续扩展并最终导致锁紧杯断裂，进而磨穿主泵屏蔽套并导致主泵故障。本研究建立的根本原因分析方法可为同类问题的原因分析和问题处理提供参考。

核电厂乏燃料贮存格架水下吊装工具研制

偶建磊, 袁志敏, 吴伟, 罗文广, 廖佳涛

2021, 42(4): 182-185. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0182

摘要(383) HTML (210) PDF(52)

摘要:
针对某二代核电厂乏燃料贮存格架水下吊装的需求，根据乏燃料贮存格架的水下布置特点，对水下吊装接口安全性及操作便利性进行分析，研制了一种通过抓放格架底板流水孔来实现格架水下自锁的兜底式格架吊装工具，并详细介绍了此水下吊装工具的结构组成、使用操作及工作原理；最后将此格架用于某二代核电厂20台格架的吊装作业。现场应用表明，此吊装工具操作简便、结构可靠，满足格架水下吊装需求。

基于改进多层交叉熵方法的核动力装置非能动系统可靠性评估

张永发, 蒋立志, 蔡琦, 刘小丫, 焦猛

2021, 42(4): 186-190. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0186

摘要(241) HTML (93) PDF(29)

摘要:
针对非能动系统可靠性评估问题中重要抽样分布构造困难以及实际工程应用中标准多层交叉熵方法存在的缺陷，进行了算法结构改进并引入均匀性更好的“Halton序列”抽样方法，提出一种改进多层交叉熵方法，并以某型核动力装置非能动余热排出试验系统为例，给出改进多层交叉熵方法的性能验证分析和实例分析。计算结果表明，改进方法失效率估计结果的相对误差分布更集中、变异系数分布相近，在节省运算量的情况下具有更好的估计精度和稳健性；改进方法不需要额外设置平滑参数、可根据系统特征和采样情况提前结束评估过程，在实际工程应用中具有更强的适用性。

基于近场LED点光源光度立体的核电设备表面缺陷三维检测

黄三傲, 李明, 徐科, 师英杰

2021, 42(4): 191-197. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0191

摘要(707) HTML (283) PDF(51)

摘要:
为提高核电设备表面缺陷检测能力，研究了近场发光二极管（LED）点光源照明条件下的光度立体三维检测方法。该方法采用迭代算法，确定光源发光特性参数，进而实现精确的光照强度估计，并结合光源与被检表面点空间位置的计算方法，实现近场LED点光源照明下被检测面上不同点的光照强度与光线方向的估计。以此为基础设计表面缺陷三维检测系统，并将该系统在表面损伤试样以及实际核电设备上进行实验验证。结果表明，该系统可以获取表面缺陷三维信息，并且对于划伤类缺陷，能够实现比较精确的深度测量。因此，该系统可以有效提高表面缺陷的检测能力。

重复焊接对304不锈钢热影响区组织与性能的影响

郭彦辉, 邓冬, 孙造占, 黄炳臣

2021, 42(4): 198-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0198

摘要(653) HTML (183) PDF(48)

摘要:
采用自动钨极氩弧焊接（GTAW）工艺设计刚性约束坡口，制备了304不锈钢1次焊接和1~5次试样。采用光学显微镜、X射线衍射（XRD）、扫描电子显微镜（SEM）与电子背散射衍射（EBSD）技术对重复焊接试样的热影响区（HAZ）显微组织进行观察分析，并开展室温拉伸性能测试，研究重复焊接对显微组织与力学性能的影响。结果表明，重复焊接试样的HAZ显微组织主要由奥氏体和条状δ铁素体组成，随着重复焊接次数增加，HAZ奥氏体晶粒尺寸呈长大趋势，δ铁素体含量先减少后增加，组织择优取向由<101>转变为<111>，局域取向差逐渐增大；晶粒尺寸是影响抗拉强度和延伸率变化的主要原因，加工硬化致使试样屈服强度逐渐增加。

EPR核电厂CRDM耐压壳焊缝缺陷信号分析

汤建帮, 余哲, 王韦强, 孙加伟, 吕天明

2021, 42(4): 203-207. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0203

摘要(334) HTML (146) PDF(47)

摘要:
核电厂控制棒驱动机构（CRDM）长期处于高温、高压和高辐射环境中，其耐压壳异种金属焊缝容易出现裂纹等缺陷，是大修期间在役检查的关注重点。针对该焊缝役前超声检查中发现的疑似缺陷显示，通过补充目视、射线、超声相控阵和破坏性试验，验证了此类显示信号为不完全再结晶的奥氏体硬化晶粒造成的冶金显示，不影响耐压壳焊缝的质量，并总结了核电厂核岛设备超声疑似缺陷信号分析验证的方法。

基于LSTM的核电传感器多特征融合多步状态预测

张思原, 卢忝余, 曾辉, 徐春, 张倬, 黄擎宇, 张尧毅, 王媛美

2021, 42(4): 208-213. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0208

摘要(389) HTML (190) PDF(67)

摘要:
针对核电工况参数预测的问题，利用核电站传感检测系统采集的大量时间序列，提出了基于长短时记忆网络（LSTM）的多特征融合多步状态预测模型。以某核电厂实时参数系统采集到的SG1蒸汽压力传感数据为研究对象，首先针对数据缺失、采样时标不一致问题进行数据预处理，然后完成基于LSTM的多特征融合多步状态预测模型的结构设计与建模，最后将本文提出的预测模型与循环神经网络（RNN）、门控循环单元（GRU）、本文模型-全连接层1以及单变量LSTM等多步预测模型进行比较。实验结果表明，本文提出的预测模型的拟合性能和预测性能整体最优，同时也验证了基于LSTM模型的深度学习方法在核电站运行安全保障领域的适用性。

核主泵推力轴承断冷却水工况磨损机理研究

蔡龙, 王伟光, 雷明凯, 李梦启, 朱宝, 苏先顺

2021, 42(4): 214-221. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0214

摘要(420) HTML (208) PDF(52)

摘要:
核主泵在核电厂断水工况下，其推力轴承失去冷源换热，推力轴承润滑介质将因轴承温度上升而不断提高润滑介质的温度，并伴随发生较复杂的热瞬态工况。当推力轴承润滑液膜厚度严重降低时，因液膜厚度不足而引发摩擦副的部分接触磨损。对某台核主泵断水试验后拆机检查，并经润滑分析断水运行工况下的磨损规律，断水工况磨损后若再进行全厂断电（SBO）惰性停机，瓦面随着磨损深度增加，轴承油膜厚度降低至无法可靠运行程度，损耗增加且伴随着油膜温度超过巴氏合金运行极限温度110~120℃，易引发轴承严重磨损。本研究可为优化轴承及提高磨损后SBO惰性停机的耐磨损能力提供理论支撑。

CPR1000延长ILRT周期研究

方兴, 翁文庆, 叶水祥, 张伟, 李剑波

2021, 42(4): 222-227. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0222

摘要(289) HTML (138) PDF(22)

摘要:
10 a一次的安全壳整体密封性试验（ILRT）必须占用大修关键路径，时长约100 h。美国94台核电机组已基于安全壳性能评价将ILRT周期延长至15 a。本研究介绍了美国相关安全壳性能评价要求，分析了CPR1000机组延长ILRT周期历史中试验、检查数据的可用性，并以岭澳核电站二期为例计算了延长ILRT周期后的风险，风险增量非常小。结果表明，CPR1000机组基本具备延长ILRT周期的条件。

核电厂含硼水溶硅去除装置分析模型与参数优化

徐良旺, 刘斌, 蒋晓斌, 涂志剑

2021, 42(4): 228-232. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0228

摘要(232) HTML (98) PDF(29)

摘要:
为了提高核电厂含硼水溶硅去除装置（简称除硅装置）的性能，改进了分析模型，并分别对截留分子量（MWCO）为200 Da和250 Da的反渗透膜除硅分离实验进行了理论计算。模型计算结果与实验测量值符合良好，证明了该改进模型的准确性与适用性。在此基础上，进一步对除硅装置参数优化进行了研究，分析了相关参数对装置除硅性能的影响，研究结论对除硅装置的设计与运行具有参考意义。

核电厂安全壳中压电气贯穿件绝缘支撑盘绝缘耐潮性能试验分析

郭星, 陈青, 王广金, 周天, 邱新媛, 周缘, 赵雨恒

2021, 42(4): 233-238. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0233

摘要(302) HTML (95) PDF(21)

摘要:
针对中国核动力研究设计院（NPIC）设计生产的中压电气贯穿件的绝缘支撑盘注塑材料聚砜，测试其吸水率、介质损耗、相对介电常数，绝缘电阻、体积电阻率、表面电阻率、介电强度等随环境温度和相对湿度的变化趋势。测试结果表明，环境相对湿度对聚砜材料的吸水率影响显著，23℃时湿度由30%增至98%，对应吸水率由0.012%增至0.106%，增幅高达783.3%；绝缘电阻随环境温度和相对湿度的增大而逐渐减小，降幅最高达99.82%，但绝缘支撑盘相间绝缘电阻始终大于200 TΩ；绝缘电阻受表面电阻率影响较大，绝缘电阻和表面电阻率随环境温度和相对湿度的变化趋势非常接近；相对介电常数和介电强度受环境温湿度影响很小。因此，NPIC设计生产的中压电气贯穿件绝缘支撑盘耐潮性能和电气绝缘性能优良，能够在高电压和高温高湿环境中稳定可靠工作。

EPR机组首堆试验项目选取与实施

黄辉明, 余维铭, 伍家彬

2021, 42(4): 239-243. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0239

摘要(325) HTML (134) PDF(34)

摘要:
为满足国家核安全局（NNSA）、国际原子能机构（IAEA）、美国核管会（NRC）、英国核安全局（ONR）和法国核安全局（ASN）对新型压水堆核电厂首堆试验的相关要求，本文通过分析欧洲先进压水堆（EPR）机组的新设计理念和新设计特点并结合已建成压水堆核电机组的工程实践，提出了采用控制变量确定选取原则并通过五步选取流程确定首堆试验项目的方法。实践证明，该方法不仅可确保首堆试验选取与确定工作顺利有效的开展，还能使新概念设计和具有新特性物项的性能得到充分和完整的验证，保证了新堆型核电站后期安全稳定地运行，该方法也适用于华龙一号在内的其他压水堆核电技术路线。

浮动核电站设计中的安全准则研究

郭翔, 孔凡富, 朱成华, 朱刚

2021, 42(4): 244-249. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0244

摘要(299) HTML (258) PDF(83)

摘要:
浮动核电站作为船海工程与核电工程的结合，属于核能工程的新领域，国内尚缺少相应的安全设计准则。结合海洋核动力平台示范工程实际设计需求，基于对陆上压水堆核电厂、海上移动式平台、核动力舰船规范的分析，从浮动核电站总体设计、平台设计以及核安全3个层面分别提出了相应的安全设计准则。研究表明，浮动核电站的安全设计应围绕3项基本安全功能进行；平台设计应考虑布置、结构、辅助系统、电力、通信、消防6个因素；核安全设计应充分考虑其孤岛运行和海洋应用场景对核动力装置系统设备设计、运行的制约影响。

第三代核电技术树脂取样装置研制

赵雨恒, 陈青, 周天, 王广金, 周缘, 郑兰疆, 邱新媛

2021, 42(4): 250-253. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0250

摘要(301) HTML (218) PDF(38)

摘要:
针对二代核电技术传统树脂取样方式存在的不足，介绍一种新型的核电厂树脂取样装置的结构与技术特点。本装置利用气动活塞原理，采用动密封技术，实现了对放射性树脂的远程自动取样功能。试验结果表明，该树脂取样装置取样精度高、重复性好，可使核电厂放射性废物取样系统更加精确、高效和安全。

某核电厂蒸汽发生器水室内松脱事件诊断

胡建荣, 刘才学, 罗婷, 简捷, 杨泰波, 李翔

2021, 42(4): 254-258. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0254

摘要(328) HTML (83) PDF(36)

摘要:
某核电厂在热态性能试验（简称热试）期间出现蒸汽发生器松脱部件报警事件，为探究松脱部件报警原因以及评估设备损害程度，需对松脱部件进行及时确认。通过建立松脱部件诊断分析模型，对松脱事件发生时的原始数据进行详细分析，估计了松脱信号的传播速度、松脱部件质量和能量，最后评估了此次松脱报警事件的危害性。结果表明，蒸汽发生器内存在的松脱部件为游动的金属部件，该部件是反应堆内部结构脱落部件，其撞击频率为8700~9300 Hz，碰撞加速度峰值范围为3g~90g，松脱信号传播群速度为3200~3300 m/s，估计松脱部件质量约0.1 kg，撞击能量为0.45~0.89 J；质量和能量诊断结果与实际符合较好，表明本文提出的质量和能量估计方法是有效的。

高温气冷堆反应堆厂房外墙及蒸发器舱室抗飞机撞击数值分析

梁振斌, 聂君锋, 王海涛

2021, 42(4): 259-264. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0259

摘要(207) HTML (95) PDF(25)

摘要:
反应堆抗大飞机撞击是需要考虑的外部事件，对反应堆的安全评价非常重要。本文在耦合冲击动力学有限元模型的基础上，提出了双层平行墙体承受飞机撞击的等效模拟方法，研究了高温气冷堆（HTGR）较薄的方形蒸发器舱室抗商用飞机撞击能力。建立了反应堆厂房外墙受商用飞机撞击穿透评价标准，并进行了商用飞机撞击反应堆厂房外墙仿真计算，得到了飞机剩余动能曲线。飞机撞击蒸发器舱室的计算中，保守假设飞机穿过外墙后无质量损失，形态完好，以剩余速度撞击方形蒸发器舱室。评估表明，蒸发器舱室结构在撞击条件下的整体损伤微小，可为保护内部关键设备提供重要的屏障功能。

ITER重力支撑的制造设计、认证测试及关键技术研究

张腾, 张博, 王宇, 李鹏远, 何祖娟, 魏海鸿, 孙振超, 侯炳林, 康道安

2021, 42(4): 265-269. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0265

摘要(426) HTML (164) PDF(32)

摘要:
重力支撑（GS）作为国际热核聚变实验堆（ITER）磁体支撑系统的关键部件，不但要承受环向场超导磁体净重以及交变的电磁载荷，同时还需隔离来自杜瓦环的热量以维持环向场超导线圈的热稳定性。本文通过有限元分析和工程测试验证了GS结构设计的可靠性；通过换热分析和真空热交换效率测试验证了热锚连接结构的可靠性；通过全尺寸螺栓77 K疲劳测试验证了螺栓原型件的疲劳性能。在随后的制造过程中，使用液压拉伸器和研制的高精度螺栓伸长量测量装置对所有的螺栓进行了均匀、精确地紧固。真空正压氦检漏的测试结果证明了GS的泄漏率远低于ITER的要求。基于以上工程测试的结果，本文设计的GS的结构是可行的且能运用于ITER装置中。

超高温下核级316H不锈钢材料基础特性研究

张宏亮, 朱明冬, 孙晓阳, 何大明, 王庆田, 苏东川, 李宁, 曾畅, 何西扣

2021, 42(4): 270-276. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0270

摘要(996) HTML (179) PDF(136)

摘要:
第四代反应堆的一个基础特征是设计运行温度大多数在500~800℃，而传统压水堆材料体系和数据均在350℃以下得到，无法满足需求。本文通过广泛论证分析，筛选出了适用于大多数反应堆、最接近工程应用的316H不锈钢材料作为研究对象。开展800℃超高温下力学性能、比热容、平均线膨胀系数、晶间腐蚀特性、低周疲劳等试验研究，结果表明，316H不锈钢实测数据结果大幅高于规范标准值，长期应用温度限值建议不超过700℃，短时瞬态运行温度限值建议不超过800℃。该研究为第四代反应堆结构材料筛选和评价提供了依据。

基于CFD的铅基快堆单盒燃料组件堵流事故分析

陈宝文, 邓坚, 凌煜凡, 胡宝珑, 王天石, 朱恩平, 王婷

2021, 42(4): 277-281. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0277

摘要(382) HTML (113) PDF(44)

摘要:
铅基快堆在运行过程中产生的腐蚀产物有可能会在堆内沉积，导致堵流事故的发生。基于计算流体力学（CFD）软件 Ansys Fluent 分析了不同堵块面积、堵块厚度、堵块类型以及堵块位置对堵流事故中传热以及流场性质的影响规律。结果显示，堵块面积的增加会增加回流区域面积，使得温度回落更慢，传热恶化显著；堵块厚度的增加将导致冷却剂和包壳最高温度上升，极易导致包壳损坏；多孔介质堵块内冷却剂以较低流速通过，缓解了堵块造成的影响，其危害小于实心堵块；堵流发生在组件活性区中部与发生在活性区出、入口相比所造成的局部温升更加明显，危害更大。

碳含量超标情况下的反应堆压力容器快速断裂评价方法研究

苏东川, 谢海, 张毅雄, 崔怀明, 吴琳

2021, 42(4): 282-288. doi: 10.13832/j.jnpe.2021.04.0282

摘要(278) HTML (87) PDF(28)

摘要:
按照RCC-M规范对设备进行快速断裂评价时，材料的初始无延性转变温度是重要的输入条件之一。材料中的碳含量超标会影响材料初始无延性转变温度，但目前2者之间还没有定量关系。当反应堆压力容器（RPV）出现碳含量超标时，为保证结构完整性，必须在缺乏定量关系的情况下完成结构的快速断裂分析。本研究对碳含量超标情况下的反应堆压力容器的快速断裂评价方法进行了研究，并以发生碳含量超标的反应堆压力容器堆芯段筒体为例，考虑了筒体的缺陷修复情况，通过反算满足规范要求的最高初始无延性转变温度，对反应堆压力容器堆芯段筒体的快速断裂情况进行了分析评估。该方法可为碳含量超标的压力容器运行和在役检测提供技术支持。

留言板

2021年第42卷第4期

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