核动力工程

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张诚, 闫晓, 彭诗念, 袁德文, 刘文兴

2022, 43(3): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0001

摘要(952) HTML (156) PDF(49)

摘要:
利用流体分子在纳米多孔材料固体表面吸附分离过程中热能与表面能的相互转化，可以提高循环工质吸热量。采用分子模拟（分子动力学和巨正则蒙特卡洛）方法并结合吸附理论开展了R1234yf和R32在MOF-74中的吸附储能研究。在纯工质吸附中，发现R32在MOF中的吸附量高于R1234yf的吸附量。制冷工质在Zn-MOF-74中的吸附量比在Co-MOF-74中的吸附量大，且R1234yf达到饱和吸附所需的压力低于R32在相应吸附剂内达到饱和所需压力值。而在混合工质吸附中，R1234yf的吸附量高于R32的吸附量，随着温度的增加，R1234yf的吸附量呈现逐步上升的趋势，而R32则逐渐减少。经储能计算表明，M-MOF-74（M=Co, Zn）颗粒质量分数越高，混合工质相变所需吸收热能越多。

铅水反应中铅铋合金凝固的数值模拟

刘达霖, 刘晓晶, 黄彦平, 宫厚军

2022, 43(3): 7-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0007

摘要(1012) HTML (182) PDF(94)

摘要:
为了研究铅铋合金在蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故所引发的铅铋合金与水反应过程中的凝固机理，通过耦合VOF模型、Realizable k-ε湍流模型、凝固传热模型，利用FLUENT软件建立了铅铋合金与水反应过程的二维仿真模型，并将该模型与现有反应实验的结果进行对比验证。随后基于热焓法建立可以直观描述铅铋合金凝固现象的凝固传热特性热焓方程，通过控制模型变量研究影响铅铋合金凝固发生的因素及条件，最后将该模型应用于复杂结构场景中。结果表明，铅铋合金与水的温差、水流喷射初始速度、注水管径是影响铅铋合金凝固的主导因素，本文提出的模型具有较高可靠性，能够模拟实际工况中铅铋合金的凝固现象。本研究所得到的机理性结论与现象学结论能够为铅基快堆安全分析提供理论支撑。

NECP-Atlas中屏蔽数据库制作模块的开发与验证

祖铁军, 徐宁, 曹良志, 吴宏春

2022, 43(3): 15-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0015

摘要(660) HTML (71) PDF(44)

摘要:
在核数据处理程序NECP-Atlas中开发了屏蔽数据库制作模块Shield_calc，该模块先利用NECP-Atlas产生问题无关的MATXS格式细群中子、光子截面数据库；然后采用超细群方法、Bondarenko迭代方法进行共振自屏计算，获得有效自屏截面；最后，基于1维反应堆模型采用NECP-Hydra进行输运计算获得应用堆型的典型权重谱，将细群屏蔽数据库归并为宽群屏蔽数据库NECL-SHILED。利用Shield_calc模块，基于与BUGLE-B7相同的评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0，制作了47群中子、20群光子的NECL-SHILED，并与BUGLE-B7进行了对比，数值结果显示NECL-SHILD与BUGLE-B7计算结果吻合较好，验证了Shield_calc模块具有较高的精度。

超高温锂热管设计与热输运性能分析

胡崇举, 余大利, 何梅生, 李桃生, 郁杰

2022, 43(3): 21-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0021

摘要(875) HTML (127) PDF(95)

摘要:
超高温锂热管冷却的核反应堆因其静默性、体积小等优势，在深海核动力和深空探测方面具有广泛的应用前景。为掌握超高温锂热管的传热特性，开展了超高温锂热管设计，并基于热阻网格法开发了超高温锂热管的Python程序，在此基础上对锂热管进行热输运性能分析。通过与其他现有模型和实验数据对比，验证了本文开发的模型精度，且应用该程序校核了本文设计的超高温锂热管，并分析了超高温锂热管在变功率工况下热管结构对热管达到新的稳定状态所需转变时间的影响。结果表明，本文设计的超高温锂热管符合设计要求；增加管壁厚度和吸液芯厚度会增加转变时间；增加冷凝段长度有利于减少转变时间。本文研究为热管堆的优化设计和安全分析提供了依据。

华龙一号“177堆芯”特点分析

李冬生

2022, 43(3): 28-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0028

摘要(1685) HTML (310) PDF(216)

摘要:
华龙一号（HPR1000）压水堆核电厂最显著的技术特征是反应堆采用由177个燃料组件构成的堆芯（简称“177堆芯”），具有完全的自主知识产权。为深入分析其特点，本文介绍了“177堆芯”的主要技术特征，并在燃料组件及控制棒组件数目方面与157个燃料组件构成的堆芯（简称“157堆芯”）进行了对比分析；对2种典型反应堆堆芯（“177-A堆芯”与“177-B堆芯”）装载方案的异同进行了叙述和评价。结果表明，与“157堆芯”相比，“177堆芯”在安全性和经济性方面更有优势；2种典型堆芯的首循环装载布置各有所长，在可燃毒物选材上，“177-B堆芯”优于“177-A堆芯”。最后，从取消堆芯中央位置控制棒组件、设置堆芯径向金属反射层、实施无中子源启动、分批装载自主化燃料组件以及优化堆芯活性段长度等5个方面给出了HPR1000反应堆堆芯的优化建议。

一回路氮气稳压系统瞬态模拟研究

闫新龙, 李毅, 罗涵禹, 田野

2022, 43(3): 33-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0033

摘要(903) HTML (89) PDF(79)

摘要:
基于氮气稳压基本原理，采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序，该模型突破了现有独立稳压器模型的局限，实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合，并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上，提出了一种基于敏感性分析的氮气稳压系统设计方法，与现有设计方法相比，该设计方法可以得到氮气稳压系统的优化配置方案，同时通过适配性设计，可以确保氮气稳压系统在启动过程中，压力不超过一回路系统温度压力限制曲线。

欧洲铅冷快堆水平螺旋管式蒸汽发生器热工水力性能分析

张巍, 李净松, 施慧烈, 乔鹏瑞, 王聪, 张天清, 何莹钊

2022, 43(3): 38-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0038

摘要(941) HTML (337) PDF(111)

摘要:
以欧洲铅冷堆（ELSY）水平螺旋管式蒸汽发生器（HST-SG）为研究对象，结合其结构参数和运行参数，选取了合适的传热阻力模型开发了一维稳态热工水力计算程序，采用该程序首先对ELSY HST-SG进行校核计算，以验证程序计算的准确性，再结合计算结果，对ELSY HST-SG热工水力性能进行详细分析，并针对不同运行参数开展对比分析研究。分析结果表明，ELSY HST-SG各项参数选择合理，热工水力性能优良，结构紧凑。因此，该程序可用于ELSY HST-SG的设计开发和性能分析。

脉动流下定位格架下游时均流场分布特性研究

李兴, 王强龙, 谭思超, 邱金荣, 游曦鸣

2022, 43(3): 46-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0046

摘要(285) HTML (78) PDF(47)

摘要:
研究流量波动下棒束通道内定位格架下游瞬时流场演变特性对于揭示海洋条件下燃料组件内流动换热机理具有重要意义。本文应用粒子图像测速（PIV）技术获得了脉动流下棒束通道内定位格架下游时空演变流场结构，分析了脉动参数（脉动周期和脉动振幅）对定位格架下游速度分布和湍流特性的影响。结果表明，脉动流下定位格架下游时均速度与定常流动下时均速度差异较小，且基本不随脉动振幅和脉动周期变化而变化；脉动流下的定位格架下游横向速度和轴向速度均方根与定常流动下的速度均方根存在明显差异，且随脉动参数变化呈现出不同的变化趋势。本文研究结果有助于揭示燃料组件在非稳态条件下瞬态特性，并为燃料组件的设计和优化奠定基础。

铅铋反应堆堆芯流量分区智能优化方法研究

凌煜凡, 代圣齐, 赵鹏程, 朱恩平, 王继锋, 唐欢

2022, 43(3): 53-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0053

摘要(240) HTML (75) PDF(31)

摘要:
堆芯流量分区是实现堆芯出口温度展平的重要手段，合理地分区可以提高反应堆的安全性和经济性。本文将人工智能优化算法与单通道模型进行耦合，构建了反应堆堆芯流量分区计算模型，分别开展遗传算法、差分进化算法、量子遗传算法在反应堆流量分区问题上的收敛性分析。根据所得最优算法，分别以寿期初功率分布、各燃料组件在整个寿期内最大功率为样本数据，基于小型长寿命自然循环铅铋快堆SPALLER -100开展两种不同流量分区方案对比分析。研究结果表明，在3种智能优化算法中，量子遗传算法在反应堆流量分区问题上收敛性最佳，能较快地搜索到最优分区结果；基于寿期初功率分布样本数据所得燃料组件最大出口温度超出反应堆热工安全限值，而基于各燃料组件在整个寿期内最大功率所得燃料组件最大出口温度降低了140 K，且始终保持在热工安全限值之下；SPALLER-100反应堆最佳分区数为5，再增加分区数对提高反应堆热工安全性能影响较小。

基于RELAP5的LOCA喷放阶段下降段内CCFL特性研究

李想, 孙皖, 丁书华, 黄涛, 李仲春, 潘良明

2022, 43(3): 58-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0058

摘要(216) HTML (255) PDF(37)

摘要:
反应堆失水事故（LOCA）后下降段通道内形成的两相逆流状态极有可能引发汽-液逆向流动限制（CCFL），不利于应急冷却水顺利进入堆芯，极大影响了核反应堆系统的安全性能。本研究基于RELAP5程序采用Wallis溢流关系式对UPFT实验装置进行建模并计算LOCA喷放阶段的下降段注水行为；通过对比下腔室蓄水量、下降段内压力及破口处蒸汽流量瞬态变化以验证模型的有效性，并对下降段通道内汽相速度场、液相体积分数分布特性进行分析。结果表明，由于下降段通道结构的三维特征引起的流动不均匀性影响了汽-液CCFL特性，随着蒸汽流量增大，在破口环路与下降段连接区域的压力梯度与向上流速度梯度越大，较少节点的划分方法很难真实反映下降段通道局部区域内汽-液溢流关系；在靠近破口的环路内注入的冷却水更难到达下腔室，而在远离破口环路的冷却水容易进入到下腔室；过热的蒸汽在流动过程中被冷却水冷却发生凝结现象，导致出口蒸汽流量小于进口蒸汽流量，且随着进口蒸汽流量的增大，凝结效应则随之减小。本研究所建立的模型与方法能够适用于LOCA喷放阶段下降段通道内的汽-液CCFL预测。

自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键影响因素研究

翟鹏迪, 朱恩平, 赵鹏程, 王天石, 于涛

2022, 43(3): 66-73. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0066

摘要(406) HTML (96) PDF(40)

摘要:
为深入研究影响自然循环铅基快堆一回路系统驱动力的关键因素，以自然循环铅基快堆SNCLFR-10为研究对象构建描述反应堆一回路自然循环稳态运行模型；从理论上量化分析冷/热池的热量传递、热源和热阱温度非线性分布、反应堆压力容器壁散热3种因素对自然循环能力的影响，并开展了相关数值模拟验证。结果表明，数值模拟结果与本研究理论计算值吻合较好；3种自然循环能力影响机制耦合作用将降低SNCLFR-10系统自然循环能力，导致自然循环流量与功率之间不再满足理论所得的1/3次方关系。

HFETR 2000 kW高温高压考验回路主泵断电事故瞬态特性分析

刘文斌, 宋霁阳, 邓才玉, 康长虎, 向玉新, 宋雨鸽, 刘畅, 郭雨非, 邢如均

2022, 43(3): 74-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0074

摘要(295) HTML (134) PDF(37)

摘要:
为了研究高通量工程试验堆（HFETR）内2000 kW高温高压考验回路在主泵断电事故过程中的安全特性，基于RELAP5程序建立了考验回路的仿真模型，采用验证后的模型开展了主泵断电事故瞬态特性分析。计算结果表明，在主泵断电事故过程中，主泵高速工况会切换至2台事故泵低速工况，流量下降较快并最终稳定至初始流量的一半，燃料包壳在4.34 s达到峰值温度763 K；之后由于功率的不断下降，包壳温度随之不断下降；事故过程中最小偏离泡核沸腾比大于1.3，表明不会发生偏离泡核沸腾，满足安全要求。

自然循环反应堆全寿期流量分配多目标优化研究

朱恩平, 王婷, 赵鹏程, 凌煜凡, 王天石, 于涛

2022, 43(3): 78-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0078

摘要(343) HTML (159) PDF(55)

摘要:
堆芯流量分配设计是自然循环反应堆堆芯结构优化的重点内容，对提升堆芯经济性和安全性具有重要意义。基于反应堆闭式并联多通道模型构建了局部最优流量分配计算模型，并对现有的流量分配方案进行分析，针对其局限性，提出了一种基于最佳时区的多目标综合评价法，可实现反应堆全寿期多目标流量分配优化计算；根据所提出的理论，结合TOPSIS综合评价法，以自然循环下最大输出功率、反应堆寿期内出口最大温差以及最大温差随时间变化标准偏差为属性值，开展小型长寿命自然循环铅铋快堆SPALLER-100的堆芯流量分配方案优化研究。研究结果表明，基于运行时间为3182 d功率分布所得SPALLER-100反应堆堆芯流量分配方案最佳，与基于寿期初功率分布所得流量分配方案相比，所得方案堆芯出口最大温差降低30 K，堆芯出口最大温差随时间变化的标准偏差降低41%，反应堆自然循环最大输出功率提高2.35%。

基于PCA-GA-SVM的竖直下降两相流流型预测

乔守旭, 钟文义, 谭思超, 李旭鹏, 郝思佳

2022, 43(3): 85-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0085

摘要(426) HTML (117) PDF(49)

摘要:
为提高小样本条件下的流型识别精度和时效性，提出了一种融合小波包分解（WPD）、主元分析（PCA）、遗传算法（GA）和支持向量机（SVM）的优化识别模型，并成功应用在竖直下降两相流流型辨识工作中。利用WPD对非平稳电导波动信号进行分解、重构，提取小波包能量构造特征向量；通过PCA对特征向量进行降维，降低特征输入的复杂性；同时采取GA全局迭代寻优的方式确定SVM的关键参数惩罚因子（C）和核函数参数（g）。对PCA-GA-SVM识别效果进行验证后与SVM、PCA-SVM、GA-SVM网络进行对比。结果表明，经过PCA和GA优化后的SVM网络在流型识别精度和时效性方面均提升显著，对泡状流、弹状流、搅拌流和环状流的总体预测精度达到了94.87%，耗时仅3.95 s，可满足在线识别需求。

不同管束布置方式下含有空气的蒸汽自然对流冷凝换热特性分析

刘乐, 陈文振, 王珏, 王琮, 胡晨

2022, 43(3): 94-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0094

摘要(342) HTML (117) PDF(40)

摘要:
为研究非能动安全壳冷却系统（PCCS）热交换器管束布置对自然对流条件下含有空气的蒸汽冷凝换热特性的影响，采用气体组分输运方程和冷凝模型耦合，对单管、单排到五排管束通道内冷凝换热过程进行数值研究。研究发现，管束区内存在由于管间高浓度空气层干扰使冷凝换热能力减弱的“抑制效应”，以及由于水蒸气壁面冷凝导致气体横向流动使壁面冷凝能力强化的“抽吸效应”。对不同管束结构下2种效应对冷凝换热的影响进行分析，结果表明，随着管束排数的增加，2种效应对冷凝换热的影响逐渐增强，导致冷凝管周向局部冷凝换热能力不均匀性增加，其中五排管束周向局部冷凝换热系数（HTC）最大值为单管的2.3倍，最小值仅为单管的44.7%。在双排、三排和四排管束中，正四边形布置管束的冷凝换热能力优于正三角形布置，而五排管束中，正三角形布置的冷凝换热能力更强。本研究可对PCCS热交换器管束布置优化提供参考。

基于HFETR的快堆燃料短棒辐照试验方案设计与分析

张亮, 杨文华, 赵文斌, 孙胜, 金帅, 雷晋

2022, 43(3): 101-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0101

摘要(719) HTML (145) PDF(46)

摘要:
综合考虑辐照试验指标与燃料试验安全、高通量工程试验堆（HFETR）运行要求、试验段压差波动等因素，基于HFETR开展了快堆燃料短棒辐照试验方案设计与分析，确定了铅铋合金层厚度、冷却水流道结构、阻力塞结构、冷却水流量等关键参数，获得了热棒包壳最高温度为(490±60)℃的高线功率密度辐照试验方案。试验结果表明，热棒最大线功率密度为68~85 kW/m时，包壳与燃料芯体温度满足辐照试验要求且留有余量；在200~300 kPa堆芯压差范围内，相同压差下试验段流量的计算流体力学（CFX）计算值比试验值偏小9% ~11%；试验段外侧窄缝流道的流量份额为7.3%，显著低于该流道的流通面积份额，满足线功率密度为85 kW/m时燃料短棒的冷却要求。本文提出的辐照试验方案可为快堆燃料棒的高线功率密度辐照试验提供参考。

SiC复合包壳热冲击行为分析

刘仕超, 庞华, 周毅, 李垣明, 何梁, 张坤, 涂腾

2022, 43(3): 107-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0107

摘要(642) HTML (76) PDF(53)

摘要:
为了解决SiC复合包壳热冲击行为模拟存在收敛性差、热冲击性能研究不足的问题，通过模拟冷却剂丧失事故（LOCA）下双层SiC复合包壳内应力状态，采用多物理场耦合的COMSOL软件对SiC复合包壳热冲击行为进行数值模拟，分析了厚度比例、热冲击温度以及端塞对SiC复合包壳的抗热冲击性能的影响。结果表明，热冲击产生的环向应力随化学气相渗透层（CVI层）与化学气相沉积层（CVD层）厚度比例增大而增大，当CVI层与CVD层厚度比为9: 1时，SiC 复合包壳在热冲击过程中产生的环向拉应力可达113 MPa；热冲击产生的环向应力随热冲击温度差增大而增大，当热冲击温度为1200 K时，产生的环向应力达112.7 MPa；热冲击过程中端塞处有明显应力集中，其径向应力达22.3 MPa，高于文献报道的结合强度（20~25 MPa），是导致端塞连接处失效的主要原因。

注锌水化学对Zr-Sn-Nb合金腐蚀性能影响

银朝晖, 赖旭平, 唐敏, 陈子瑞, 赵永福, 邓平, 杨鸿, 张根, 熊静, 龚宾

2022, 43(3): 113-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0113

摘要(644) HTML (103) PDF(50)

摘要:
采用高压釜腐蚀试验研究Zr-Sn-Nb合金在模拟压水堆一回路注锌水化学环境中的腐蚀行为，对Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中的腐蚀增重、氧化膜形貌等现象进行分析。结果表明：Zr-Sn-Nb合金在无锌和加锌水化学环境中腐蚀150 d时腐蚀增重曲线发生转折，加锌对Zr-Sn-Nb合金腐蚀增重量、腐蚀动力学规律、氧化膜形貌、氧化膜物相、氧化膜厚度、氢化物分布和吸氢浓度无明显影响。

高温气冷堆碎球分离器辊筒改进的思考

张焱, 徐广铎, 金东杰, 赵彬彬, 马斓擎

2022, 43(3): 118-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0118

摘要(247) HTML (100) PDF(29)

摘要:
由于现有高温气冷堆碎球分离器辊筒采用直齿式齿条，并在齿条上镶嵌改向齿，燃料球经过改向齿时会产生碰撞，易造成燃料球磕伤破损，并引起装置振动；同时该结构不能保证所有不合格燃料球都被分选出来，检出率不可控。本文对碎球分离器辊筒进行改进，采用螺旋变V形槽自扰动式辊筒；对辊筒结构原理进行阐述并给出辊筒V形槽曲面方程，同时对燃料球扫描轨迹进行仿真。改进结果表明燃料球能够自身进行姿态调整，可达到平稳运行、检出率高、避免磕碰的目的，值得在该堆型内推广应用。

反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布研究

付强, 闵远胜, 刘川, 李美福, 李玉光

2022, 43(3): 123-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0123

摘要(204) HTML (44) PDF(38)

摘要:
获得反应堆压力容器内部大尺寸环形异种金属焊缝残余应力分布可为反应堆压力容器结构设计和制造工艺优化提供指导，通过设计和制造能够代表产品焊接结构形式的镍基合金和低合金钢异种金属焊接结构模拟件，采用轮廓法测试焊接结构模拟件内部纵向残余应力，采用有限元法模拟计算焊接结构模拟件横向和纵向残余应力，获得了整个异种金属焊接接头残余应力分布特征。结果表明：焊缝区域内部纵向残余应力为拉伸应力，峰值应力达到500 MPa左右，并且表层应力大于内部应力，峰值应力出现在距下表面3 mm和24 mm位置；横向残余应力在焊缝区域从上表面到下表面的分布为拉应力-压应力-拉应力，压缩横向残余应力峰值达到−300 MPa，出现在距下表面约18 mm位置。本文研究可为焊接结构设计提供理论指导。

基于刚柔耦合的改进型控制棒组件变形通道落棒行为分析

岳题, 郑乐乐, 朱发文, 王浩煜, 袁攀, 孙渝, 邓霜

2022, 43(3): 129-134. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0129

摘要(190) HTML (61) PDF(42)

摘要:
燃料组件在堆芯内经历长期辐照后易产生弯曲形变，影响控制棒的安全落棒，因此亟需研究变形通道下控制棒落棒行为影响机制。通过数值模拟手段对导向管发生弯曲变形后的落棒行为规律进行分析研究，利用刚柔耦合方法分别计算直型、C型、S型导向管内的落棒行为，分析整个落棒行程、速度、加速度、沿程碰撞力随时间的变化情况，对比直型和2种不同变形通道对落棒行为的影响。研究结果表明，刚柔耦合方法可以较好地模拟变形通道下的落棒行为，C型落棒未发生卡滞，S型落棒卡滞于第2道弯折处。本研究将有助于为弯曲变形导致落棒卡涩问题的极限弯曲阈值提供判断依据，为工程设计提供参考。

基于蚁群算法的小型铅基堆堆芯功率控制研究

李金阳, 刘依诺, 曾文杰, 胡杨, 于涛

2022, 43(3): 135-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0135

摘要(269) HTML (60) PDF(45)

摘要:
小型铅基堆适用范围广、运行工况复杂多变，采用传统的控制方法难以实现堆芯功率的良好控制。为解决传统线性二次高斯控制（LQG）/回路传输恢复技术（LTR）控制器参数无法实现在线调整问题，采用微扰理论建立堆芯状态空间模型，设计一种基于蚁群算法的LQG/LTR控制器，建立小型铅基堆堆芯功率控制系统，实现了LQG/LTR控制器参数在线调整，并开展了堆芯动态仿真研究。结果表明，基于蚁群算法的LQG/LTR控制器相较于传统LQG/LTR控制器更易达到稳定，且变化幅值更小。

核电厂无源启动中子探测器选型与试验研究

蒋天植, 李彪, 张芸, 王银丽, 李文平, 黄有骏, 沈峰, 孙聪健

2022, 43(3): 139-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0139

摘要(280) HTML (100) PDF(56)

摘要:
为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态，国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件，但一次中子源均为国外进口，存在进口受限的问题。为解决此问题，研究首循环取消一次中子源组件，采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况，需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上，给出高灵敏度中子探测器的选型建议，并对其性能进行了试验验证，试验结果表明：³He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时，设置合适的甄别电压，也可以有效甄别γ噪声，试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。

CPR1000核电机组延伸运行优化控制

杨璋, 宋迎雷, 田巍

2022, 43(3): 144-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0144

摘要(216) HTML (132) PDF(44)

摘要:
延伸运行（SO）是压水堆核电机组灵活运行的重要手段，研究如何提升机组SO模式下的安全性和经济性具有重要意义。针对某中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组某次SO模式下一回路平均温度、堆芯热功率、堆芯轴向功率偏差和温度调节棒棒位等重要参数存在波动的案例，研究表明波动的主要原因是由于该CPR1000核电机组的汽轮机高压调节阀运行在流量特性曲线的陡峭区，导致阀门开度在外部扰动影响下产生波动，并诱发主蒸汽流量、一回路平均温度等重要参数的波动。结合该核电机组设备的运行特性，提出优化高压调节阀流量特性曲线和优化主蒸汽流量限值等策略来提高机组SO期间安全性和经济性。数台CPR1000核电机组采用SO模式的工程实践案例验证了该策略的有效性。

阀门密封结构的渗漏特性数值分析

田孝帅, 张冬林, 杨勇, 唐月明, 谭曙时, 谢童

2022, 43(3): 151-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0151

摘要(487) HTML (112) PDF(61)

摘要:
以核反应堆系统中的安全阀密封结构为研究对象，建立了基于多孔介质理论的密封结构粗糙表面三维模型，采用Darcy定律推导了密封结构泄漏率的计算公式，研究了粗糙度、自相关长度、密封比压对表面特征的影响，以及粗糙度、密封面接触宽度对泄漏率的影响。结果表明，粗糙度与密封性能并非是线性关系，仅以粗糙度作为密封性能的评价指标是有局限性的；在粗糙度一定的情况下，自相关长度也会对密封界面孔隙率、渗透率产生影响，从而影响安全阀的密封性能；密封比压减小导致接触高度增大，使得阀座阀瓣间的孔隙率迅速增大，造成密封结构的渗漏特性增强；粗糙度的增大使得泄漏率呈非线性增大趋势，密封面接触宽度的增加使泄漏率线性减小。

轴流铅铋泵流场分析及优化

张双雷, 李良星, 宋立明

2022, 43(3): 158-164. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0158

摘要(728) HTML (149) PDF(128)

摘要:
铅铋泵作为铅铋冷却快堆一回路的关键输送设备，其安全运行对铅铋冷却快堆的安全至关重要。液态铅铋合金在泵内流动特性对泵的长期安全运行有重要影响，为了研究轴流铅铋泵泵内流场，通过Workbench/BladeGen软件建立了主泵叶轮模型，在ANSYS CFX软件中数值模拟泵内流场，并根据数值模拟结果改进了导叶片厚度，优化了动叶片翼型出口角，从而改善泵内流场。研究结果表明，铅铋泵叶片型线出口附近角度变化过快会导致叶片压力分布不均匀，产生局部高压的现象，进而可能造成更严重的冲蚀。优化导叶片厚度以及动叶片出口液流角后，泵内流场整体迹线较为平稳，导叶片出口处铅铋合金流速可以维持在1.8 m/s左右。

基于平衡冷凝模型的超临界CO₂压缩机内部冷凝数值分析

陈来杰, 卢川, 沈昕, 易经纬, 李洋, 欧阳华, 杜朝辉

2022, 43(3): 165-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0165

摘要(320) HTML (62) PDF(36)

摘要:
超临界二氧化碳（sCO₂）布雷顿循环是第四代核反应堆能量转换系统主要解决方案之一，实际运行中，压缩机内sCO₂可能发生凝结，导致效率降低，运行稳定性受到影响。本文结合Span-Wagner物性模型，建立了sCO₂的平衡冷凝数值模型，对sCO₂压缩机进行数值模拟，分析了sCO₂冷凝的主要区域、成因及影响。结果表明，sCO₂的凝结主要受流速影响，发生于压缩机主叶片前缘吸力面的50%叶高以上区域及前缘间隙内近压力面区域，前一区域由sCO₂的局部加速所致，后一区域由叶顶间隙泄漏所致；在给定工况下，冷凝区域很小，未扩展到整个通道，冷凝的sCO₂很少，未形成两相流，对压缩机运行的影响很小。

启停对推力轴承可靠性与阻力矩的影响测试

张健鑫, 张东辉, 谷继品, 郭晓娴, 陈树明, 刘小军

2022, 43(3): 173-178. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0173

摘要(331) HTML (62) PDF(27)

摘要:
为了测试反复启停对钠冷快堆（SFR）一回路主泵推力轴承可靠性和阻力矩的影响，采用适用于小样本的分散系数法设计了可靠性统计方案，制造了3套巴氏合金推力瓦和1台上部组合轴承样机，设计并搭建了试验台，测试了启动阻力矩随停机加载时间的变化情况，模拟推力轴承的真实情况并开展了反复启停试验。试验研究表明，启动阻力矩均会随着停机加载时间的延长而不断增大；反复启停对推力瓦的磨损寿命影响较小，置信度0.9时，推力轴承启停125次不发生失效的可靠度超过0.99996；反复启停会影响推力轴承的阻力矩，随着启动次数的增多，推力轴承的阻力矩呈缓慢上升趋势，证明开展主泵电机启动能力设计时，必须要考虑启停次数的影响。本文研究可为主泵电机启动能力设计提供参考。

基于Hilbert-Huang变换和BP神经网络的核级电动阀门退化趋势预测

刘杰, 张林, 王运生, 闫晓, 湛力, 欧柱

2022, 43(3): 179-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0179

摘要(327) HTML (212) PDF(35)

摘要:
核级电动阀门服役环境恶劣，极易发生退化失效。为准确预测核级电动阀门性能退化趋势，采用Hilbert-Huang变换（HHT）和反向传播神经网络（BPNN）相结合的方法（HHT-BPNN）对核级电动阀门的退化状态进行预测。本文采用某次核级电动阀门可靠性试验的振动信号对电动阀门退化趋势进行预测，结果显示该方法能准确预测出核级电动阀门的3种退化状态，且其相对误差在可接受范围内。研究表明HHT能够有效提取信号的退化信息，BPNN能够准确预测核级电动阀门的退化趋势，HHT-BPNN预测方法能有效解决核级电动阀门性能退化预测困难的问题。

非能动核电厂事故72 h后规程优化研究

施锦, 郭东海

2022, 43(3): 185-189. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0185

摘要(215) HTML (121) PDF(29)

摘要:
事故72 h后规程是非能动核电厂特有的一类规程。为了评价非能动核电厂事故72 h后规程的必要性和充分性，并对其薄弱环节进行优化改进，本研究对示范项目非能动核电厂设计基准和运行规程体系的总体逻辑进行了分析，并基于事故72 h后规程的内容和结构，提出了评价事故72 h后规程必要性和充分性的通用方法，运用规程执行逻辑框图识别了规程执行过程中可能存在的风险项，并针对示范项目的规程提出了优化建议。分析结果表明，事故72 h后规程对于非能动核电厂的安全运行是充分必要的；其表达方式与规程体系结构相关；明确规程操作路径优先级、减少规程跳转能够提高规程执行效率。相关优化建议可为非能动核电厂事故后长期安全运行提供技术参考。

某三代压水堆机组停堆水化学控制工艺改进与应用

王柱, 周佳, 楚建伟, 李肖宁

2022, 43(3): 190-195. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0190

摘要(506) HTML (142) PDF(73)

摘要:
有效降低压水堆机组反应堆冷却剂系统（RCP）材料腐蚀速率的同时有效去除活化腐蚀产物，可降低堆芯外辐射场、减少工作人员受照剂量，从而确保核电机组大修工作的顺利展开。某三代PWR机组采用富集硼酸（EBA）进行反应性控制的同时，利用其在功率运行期间对RCP系统冷却剂实施水化学控制的显著优势，同时在机组首次大修期间对停堆水化学控制工艺采取的改进措施（包括碱性环境向酸性环境转换、还原环境向氧化环境转换、强制氧化期间多次向一回路添加双氧水维持氧化性、化学和容积系统混床最大流量净化等），在机组停堆下行阶段实现了降低机组辐射剂量并减少工作人员受照剂量的目的。

一种自适应的控制棒驱动机构滚轮丝杠副剩余寿命预测方法研究

李琳, 张黎明, 焦猛, 张帅, 王本猛

2022, 43(3): 196-201. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0196

摘要(304) HTML (81) PDF(37)

摘要:
针对反应堆控制棒驱动机构（CRDM）滚轮丝杠副剩余使用寿命（RUL）预测中如何选取有效的健康状态指标和合理构建预测模型的难题，提出了一种新的滚轮丝杠副RUL预测模型。采用基于生成拓扑映射算法（GTM）的负对数似然概率（NLLP）指标作为滚轮丝杠副的健康状态指标，利用K均值聚类算法对NLLP指标进行状态划分。利用历史数据和在线监测数据构建基于Markov模型和最小均方算法（LMS）的自适应预测模型，根据设定的阈值预测得出剩余寿命。通过实验验证，结果表明本文选取的健康状态指标能够有效地反映设备状态，所给出的自适应预测模型比一般的预测模型的预测精度高，为合理构建RUL预测模型提供了依据。

反应堆压力容器接管与筒体焊缝超声轮廓二维成像算法研究

周路生, 邓景珊, 刘一舟, 孙茂荣

2022, 43(3): 202-206. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0202

摘要(263) HTML (61) PDF(24)

摘要:
核电厂复杂几何形状焊缝的超声信号位置直观显示对缺陷判断具有重要参考价值。核电厂反应堆压力容器（RPV）接管内表面通常带有一定的倾斜角度，采用传统的矩形B扫描成像算法，接管与筒体焊缝超声B/C扫描成像显示存在显示不直观、缺陷定位不准确的突出问题。本文提出了直线与直线、圆弧与椭圆弧通过圆弧相切连接的算法，利用绘制直线、弧的库函数实现轮廓的绘制并将超声信号显示在轮廓之中，形成了带轮廓的B扫描图像。通过计算在轮廓中穿过闸门线的A扫描信号的阈值，形成马鞍面形状的C扫描图像。核电厂RPV接管与筒体焊缝现场超声扫查数据验证了该算法的有效性和实用性。

基于小位移旋量的浮动式核电站反应堆装卸料定位误差分析与优化

王炳炎, 陈书华, 安彦波, 董岱林, 湛卉

2022, 43(3): 207-213. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0207

摘要(197) HTML (66) PDF(23)

摘要:
燃料组件装卸是核电站反应堆换料检修的一项重要操作，浮动式核电站由于运行环境特殊，其装卸料定位精度要求更高。本文基于小位移旋量（SDT）的公差建模方法对浮动式核电站反应堆装卸料的导向定位误差进行了分析，采用刚体动力学坐标系变换的方法得到了装卸料定位误差的表达式；采用MATLAB程序进行了模拟计算。对海洋条件下反应堆装卸料的极限倾斜量进行了分析，给出了最大倾角与海浪参数的关系，对燃料组件导向间隙量等关键参数进行了优化，并将其结果与试验数据进行了比较，相符性较好。

核电厂不锈钢覆面焊接模拟件腐蚀行为研究

王宇欣, 胡月飞, 高宇, 郭城湘, 左景辉

2022, 43(3): 214-219. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0214

摘要(391) HTML (74) PDF(37)

摘要:
对3种核电厂乏燃料水池不锈钢覆面材料S32205、S32101和S30403的焊接模拟件，在H₃BO₃浓度2500 mg/L、SO₄²⁻浓度1500 mg/L、Cl⁻浓度5%、pH值5.0、温度80℃、饱和氧的条件下浸泡6个月，对比研究其腐蚀行为。结果发现：S30403焊接模拟件在焊接节点和缝隙附近出现了大量的氯致应力腐蚀裂纹；S32101焊接模拟件出现了腐蚀坑，在焊接节点和缝隙附近腐蚀尤其严重；S32205焊接模拟件腐蚀最轻，试件表面未发现腐蚀坑及裂纹。研究表明：3种材料模拟件的耐腐蚀性规律为：S32205>S32101>S30403。S32205具有良好的综合力学性能和耐腐蚀性能，是一种理想的改进型水池覆面材料。

研究堆燃料组件碰撞过程结构响应特性研究

刘孟龙, 王浩煜, 周毅, 朱发文, 袁攀, 黄山, 邓霜

2022, 43(3): 220-225. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0220

摘要(754) HTML (157) PDF(38)

摘要:
对典型的研究堆燃料组件碰撞过程结构响应特性进行了数值模拟研究，分析了在碰撞过程中燃料组件应力响应特性、燃料元件定位结构的承载特征以及填充缓冲材料对燃料组件碰撞的保护效果。研究发现：在碰撞过程中燃料元件端部附近有明显的应力集中现象，增加燃料元件端部包壳长度可避免应力集中对芯体产生影响；燃料元件端部定位结构承受的载荷显著大于中部，加强端部定位结构的强度可提升燃料组件承载能力；缓冲材料在碰撞过程中对燃料组件具有良好的吸能保护功能，同时能平缓碰撞中的动能变化以及碰撞后的结构振动。

UO₂燃料裂变气体渗流模型研究

李文杰, 齐飞鹏, 孙丹, 辛勇, 李权, 李垣明

2022, 43(3): 226-231. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0226

摘要(1009) HTML (164) PDF(47)

摘要:
为分析UO₂燃料晶界气泡连通导致裂变气体间歇性释放的动力学过程，从而解决目前扩散模型预测的沿芯块径向释放份额与实验测量不符的问题，采用二维渗流模型模拟UO₂燃料晶界气泡网络的演化及与燃料棒内自由空间连通的释放过程。研究结果表明，渗流模型预测沿芯块径向的裂变气体释放份额在芯块中间部分出现局部峰值，并随着时间向芯块外侧推进，与辐照试验观察到不同燃耗下径向裂变气体分布现象定性符合。因此，本研究建立的渗流模型能够从机理上解释此前扩散模型未能预测的UO₂燃料裂变气体释放份额沿径向非单调分布现象。

使用分级方案应用研究堆应急准备与响应要求研究

于红, 程诗思, 刘汀

2022, 43(3): 232-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.03.0232

摘要(771) HTML (121) PDF(31)

摘要:
我国当前的研究堆应急管理没有对不同类别研究堆的应急准备与响应作出差异性要求，分级方案是根据与反应堆相关的潜在危害正当应用这些安全要求的良好手段。按照分级方案的步骤，基于我国当前研究堆安全分类准则、国际原子能机构（IAEA）功率相关应急威胁分类准则以及应用IAEA应急准备与响应要求的分级方案的依据，提出了我国研究堆的应急管理分类准则以及对不同应急管理类别研究堆应急状态分级和应急计划区（EPZ）要求，这为简化低功率研究堆营运单位应急预案的内容和细节的范围、程度和水平以及建立与不同类别研究堆危害评定结果相称的我国研究堆应急管理系统提供了依据。

留言板

2022年第43卷第3期

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2022年 第43卷 第3期

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