核动力工程

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张恒, 吕雪, 刘东, 王国胤, 杭芹, 沙睿, 郭宾

2023, 44(1): 1-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0001

摘要(8498) HTML (467) PDF(834)

摘要:
近年来，人工智能技术被广泛应用于核电领域，以促进核电厂通过实现自诊断、自寻优、自适应，最终达到提高生产效率、降低运行成本、提高运行安全性的目的。本文介绍了在核电领域经常使用的人工智能技术，总结了其在智慧矿山、智能设计、智能制造和智能运维4个核工业典型应用场景中的研究现状，最后，从数据样本、网络安全、深度学习的解释性3个方面分析了人工智能技术在核电领域应用的挑战和发展趋势。

燃料组件典型栅元湍流激振数值研究

文爽, 曾谢虎, 文青龙, 阮神辉, 张瑞谦, 韦天国, 杨红艳

2023, 44(1): 9-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0009

摘要(197) HTML (53) PDF(61)

摘要:
为掌握全长范围内的燃料棒振动响应特性，以用于燃料棒微动磨损寿命分析，本研究运用计算流体动力学（CFD）方法，对燃料组件典型栅元的湍流激振进行数值模拟分析，并通过棒表面的瞬态脉动压力分布开展不同夹持力下的单棒瞬态动力学分析。研究表明：格架上游的截面平均湍动能约为0.1 m²/s²，格架临近出口位置湍动能达到峰值的0.65 m²/s²，格架的存在显著增强了流场的湍流强度，这是造成燃料棒湍流激振的主要原因；通过瞬态动力学分析确定了均方根振幅最大的定位格架位置，并建立了该格架的均方根振幅和振动速度随夹持力变化的关联式。本研究将为后续微动磨损理论计算及实验验证奠定基础。

基于不同状态方程的拟临界线计算方法及对拟临界区的划分

赵学斌, 黄彦平, 刘生晖, 臧金光

2023, 44(1): 17-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0017

摘要(245) HTML (80) PDF(49)

摘要:
超临界流体在拟临界区内物性会发生剧烈变化。为建立拟临界区的划分方式，本文以超临界二氧化碳为研究对象，首先基于Van der Waals 、Redlich-Kwong和Soave-Redlich-Kwong3个不同精度的状态方程分别计算获得了对应的拟临界线；然后基于连续相变理论，通过Ehrenfest方程确定了拟临界区；最后根据拟临界区划分结果，与传热退化发生的区域进行匹配，分析了不同区域内影响传热退化行为的内在机制。结果表明浮生力效应在拟临界区前和拟临界区之内对传热恶化起主导作用，流动加速效应在拟临界区之后起主导作用。

大宽高比矩形窄缝通道沸腾起始点实验研究

曹乘雀, 匡波, 赵昱, 邓坚, 丁书华, 吴丹

2023, 44(1): 24-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0024

摘要(169) HTML (57) PDF(30)

摘要:
矩形窄缝通道中的泡核沸腾起始点（ONB）预测对反应堆安全设计十分重要。针对通道尺寸为$ 50\;\mathrm{ }\mathrm{m}\mathrm{m}\times 3\;\mathrm{ }\mathrm{ }\mathrm{ }\mathrm{ }\mathrm{m}\mathrm{m}\times 1000\;\mathrm{m}\mathrm{m} $的竖直矩形窄通道，以去离子水为介质，通过监测壁面温度变化确认ONB的位置，研究了热流密度、质量流速、压力、入口过冷度等参数对ONB发生位置和壁面过热度的影响。收集并评价了已有的8个ONB预测模型，结合实验数据分析得到结论：基于池沸腾的ONB预测模型及其改进模型不能很好的适用于矩形窄通道内，尤其是针对质量流速带来的影响。一些针对矩形通道ONB预测开发的模型可以一定程度上反映ONB点壁面过热度随不同参数变化的发展趋势，但由于实验参数范围不够宽，适用范围和预测精度仍受到限制。结合影响矩形窄缝通道ONB发生的主要因素，推导了适用于计算宽谱参数工况下矩形窄通道中ONB点壁面过热度的解析解形式，并利用实验数据进行了拟合，新关系式超过95%的预测结果与实验结果偏差小于±20%。同时新关系式对其他相关公开文献的ONB数据预测仍在较好的误差范围内。

小型移动式铅铋堆运输过程堆芯进水事故工况下临界安全问题研究

郭佳欣, 陈晓亮, 陈效先, 徐健平, 成昱廷

2023, 44(1): 32-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0032

摘要(1787) HTML (46) PDF(39)

摘要:
小型移动式铅铋堆由于在海岛、偏远地区等场景的应用需要，整堆运输的安全可行性成为必要设计目标之一。基于小型移动式铅铋堆自身特点，采用谱移吸收材料的反应性控制手段进行反应性控制方案研究，以确保整堆运输的临界安全。利用MCNP软件计算在运输过程、堆芯进水事故工况下表面涂覆不同厚度Gd₂O₃涂层的燃料芯块的有效增殖系数（k_eff），其中涂层厚度为50 μm时满足临界安全要求；分析加入谱移吸收材料后堆芯的燃耗特性、功率分布和传热，验证表明其不影响堆芯正常运行，确定了此种反应性控制方案的可行性。

N36锆合金氧化层微观形貌及润湿特性实验研究

钟磊, 陈德奇, 余红星, 刘汉周, 陈明镜, 邓坚, 丁书华, 吴丹

2023, 44(1): 37-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0037

摘要(141) HTML (83) PDF(26)

摘要:
研究了国产N36锆合金包壳在600、700℃和800℃常压下形成的氧化层微观形貌和表面润湿特性。对N36锆合金样件进行氧化，并测量了氧化层厚度和表面接触角。对样件表面进行扫描电子显微镜（SEM）观测获得样件的表面微观形貌，利用能谱仪（EDS）对样件表面进行局部扫描获得了成分元素种类和含量分布，分析了氧化温度和氧化时间对于N36锆合金表面润湿性的影响规律。结果表明，氧化后的样件表面润湿性增强，氧化层表面裂纹的尺寸、深度、内部结构都会影响表面润湿性。随着氧化温度升高，裂纹尺寸有增加的趋势。在同一氧化温度下，随着氧化时间的增长，样件表面裂纹的尺寸和数量都有增加的趋势。本文研究有助于深入了解N36锆合金包壳材料表面氧化的微观特性。

某压水堆首次装料次临界监督结果分析

郑军伟, 刘航, 程雄伟, 柳继坤, 杨文清, 张恒凯

2023, 44(1): 45-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0045

摘要(151) HTML (28) PDF(36)

摘要:
某压水堆使用已活化的二次中子源（ASNS）完成首次装料。在首次装料期间，堆内临时中子探测器（TND）发生响应试验结果远高于仿真结果问题和计数率大幅度下降问题。为了查明上述问题的原因，监督工作组对二次中子源特性和由ASNS建立的辐射场进行了分析，对核燃料次临界增殖中子对TND计数率的影响进行了分析和验证，对使用ASNS进行反应堆首次装料的次临界监督数据进行了分析。结果表明：TND周围的辐射场为γ射线和中子形成的混合辐射场；在中子源组件与TND之间安装核燃料组件后，核燃料次临界增殖中子对TND计数率的影响是使其升高；ASNS衰变产生了大量γ射线，TND输出的γ脉冲在主放大器内发生峰堆积导致脉冲幅度畸变，TND响应试验结果远高于仿真结果的原因是脉冲幅度甄别器无法有效甄别畸变后的γ脉冲和中子脉冲；TND计数率大幅度下降的原因为核燃料中的铀屏蔽掉了由ASNS射向TND的大部分γ射线。源量程通道和TND的运行状态满足首次装料程序对次临界监督设备的要求。

基于CFD方法的丝网芯内毛细流动阻力特性研究

余清远, 赵鹏程, 马誉高, 张英楠

2023, 44(1): 54-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0054

摘要(135) HTML (45) PDF(33)

摘要:
丝网芯热管是一种基于两相流动相变循环原理设计的非能动输热设备，循环中的毛细力与流动阻力均与丝网芯结构密切相关，研究丝网芯的阻力特性对丝网芯结构选型与优化、热管性能提升具有重要的意义。本文基于计算流体力学（CFD）方法，建立丝网毛细流动的阻力模型，研究流体在多层丝网芯内的毛细流动的阻力特性。使用本文模型模拟毛细提升实验，模型与实验结果的相对误差小于5%。基于模型进一步分析堆叠结构及目数（50目、200目、400目）对丝网芯的流动阻力特性的影响。结果表明，堆叠丝网的网孔越密集流动阻力越大，粘性阻力系数近似与丝网目数呈正比，而等效惯性阻力也随丝网目数增加而增大；在雷诺数小于1的低流速区域，粘性阻力占据主导作用，而在雷诺数大于1的流速区域惯性阻力作用不可忽略；丝网芯的几何结构除影响流动阻力还将对毛细力产生影响。计算表明，丝网毛细压强和流动阻力均随丝网目数的增加而增强，毛细性能因子随目数的增加而增速放缓。考虑到平织丝网的工艺限制，400目丝网较为理想。

小型压水堆抑压特性试验与数值模拟研究

邱志方, 郭容达, 曹学武, 余红星, 孙洪平, 罗跃建

2023, 44(1): 60-66. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0060

摘要(1865) HTML (99) PDF(50)

摘要:
为了研究小型压水堆抑压系统的抑压效果，建立了小型安全壳抑压特性试验装置，开展了定流量和变流量混合气体排放实验，以研究气-水容积比和不可凝气体对抑压效果的影响。实验结果表明，气-水容积比在2~4.55范围内，随着气-水容积比的增大，抑压效果逐渐增强；混合气体中不可凝气体含量对抑压效果影响显著。对实验进行了数值模拟，模拟结果可以反映抑压试验的现象规律，但仍需进一步优化抑压冷凝相关模型以提高模拟精度。

抑压水池淹没射流图像自动处理与分析

彭杵真, 陈俊宇, 王升飞

2023, 44(1): 67-72. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0067

摘要(212) HTML (64) PDF(30)

摘要:
抑压水池中淹没射流导致的喘振现象对抑压系统的可靠性有较大影响，而气泡行为直接关系到喘振的机理。为更好地识别喘振现象中的气泡行为，本文提出了一种基于改进的分水岭图像分割算法的蒸汽淹没射流图像自动处理方法。基于像素矩阵建立微分模型，提取气泡二维信息并近似估计三维信息，进而获取射流体积变化情况。借助图像灰度方差信息，提取气泡冷凝周期。算法提高了射流气泡的识别精度。通过与人工标定比对，图像区域识别误差控制在10%以内；经验证，简化椭圆模型计算图像投影面积的相对误差较小；气泡参数与冷凝周期提取结果符合实验表征与理论规律。

熔融物材料扩散系数的从头算分子动力学计算

徐博, 赵龙, 邓俊楷, 黎阳, 郭可蓉, 宫厚军

2023, 44(1): 73-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0073

摘要(151) HTML (24) PDF(33)

摘要:
为获得核反应堆严重事故后期反应堆压力容器（RPV）下腔室内熔融物微观组织的演化规律，需要对熔融物的材料物理性质进行研究。以熔融池中发生熔化过程的实际材料，包括燃料芯块UO₂、包壳管熔融后的U-Zr-O材料以及不锈钢构件熔融后的U-Fe-O材料为研究对象，采用基于第一性原理的从头算分子动力学模拟了熔融物材料高温液态下的原子扩散行为。研究结果表明，在高温液相中的U、Zr、Fe、O的原子扩散系数与原子质量呈负相关，且在相同温度下受组分的影响较小，仍保持相对稳定的比例关系。不同原子扩散系数的差异理论上会导致熔融池形成分层结构，因此，可对比上述3种材料在高温液态下各种原子的扩散系数，确定直接的量化关系，为在大尺度下进一步研究熔融物微观组织的演化奠定基础。

基于在线耦合的球形燃料元件温度场计算

顾晨, 贺亚男, 邓超群, 巫英伟, 章静, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正

2023, 44(1): 79-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0079

摘要(137) HTML (125) PDF(43)

摘要:
由于三层各向同性（TRISO）颗粒弥散型燃料元件结构复杂且其材料性能随着辐照水平不断变化，不同燃耗下燃料元件的等效热导率不易确定。本研究基于COMSOL软件完成了TRISO颗粒性能分析程序开发，并与BISON程序预测值进行了对比分析。随后，基于COMSOL软件与MATLAB联合仿真建立了球形燃料元件等效热导率的计算方法，实现了球形燃料元件和TRISO颗粒模型间的在线耦合计算。在此基础上，获得了不同边界温度、燃耗条件下燃料元件径向等效热导率分布及温度场分布。计算结果表明，快中子注量达到3×10²⁵ m^–2时，TRISO等效导热率下降约20%，燃料等效热导率下降约15 W/(m·K)。为了验证本研究方法的有效性，用微分-有效介质理论模型（D-EMT）计算燃料的等效导热率，得到的球形燃料中心温度预测值相比本研究方法的预测值低约25 K。本文研究方法更能真实反映球形燃料元件在反应堆内的温度场变化。

超临界二氧化碳环境中600合金和304不锈钢的均匀腐蚀行为研究

刘珠, 龙家琛, 郭相龙, 苏豪展, 王鹏, 段振刚, 马赵丹丹, 张乐福

2023, 44(1): 89-96. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0089

摘要(220) HTML (15) PDF(43)

摘要:
为遴选可用于超临界二氧化碳核反应堆的结构材料，通过实验研究了应用于传统核反应堆中的两种合金（600合金和304不锈钢）在650℃、20 MPa的超临界二氧化碳环境中的均匀腐蚀行为，运用增重法评价了材料的腐蚀动力学规律，采用扫描电镜、能谱仪和Ｘ射线衍射仪分析了氧化膜形貌、结构和化学成分。结果表明，两种材料的腐蚀增重均服从抛物线生长规律，其中600合金的耐腐蚀性能优于304不锈钢；腐蚀500 h后，600合金表面氧化物厚度约为5 μm，主要成分为NiCr₂O₄，结构致密，具有保护性，其氧化膜及基体中均未发现明显渗碳行为；腐蚀500 h后，304不锈钢表面氧化膜可达约45 μm，为双层结构，外层为Fe₃O₄，内层为NiFeCrO₄，结构疏松，发生显著渗碳现象。本研究揭示了上述材料在超临界二氧化碳中的腐蚀机理，为超临界二氧化碳核反应堆结构材料的选择提供了数据支持。

核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法研究

周旭, 彭航, 杜华, 邓强, 张志强, 刘彦霆

2023, 44(1): 97-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0097

摘要(147) HTML (33) PDF(37)

摘要:
为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法，以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段，通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性，通过套圈控制理论，结合转动装置的运行特点，得到轴承滚动体与内外滚道间的运动特性，并基于Archard磨损模型构建转动装置运行工况下的轴承磨损分析模型，采用磨损迭代的方法得到轴承滚道与滚动体之间的磨损特性。研究结果表明，采用本文建立的轴承磨损寿命分析方法得到的轴承磨损寿命与试验结果符合较好，能够用于核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析。

钠冷快堆一回路主循环泵在厂外主辅电源切换工况下的运行特性研究

郭晓娴, 谷继品, 朱皓, 刘洋, 李太峰, 张虎

2023, 44(1): 104-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0104

摘要(110) HTML (30) PDF(25)

摘要:
在厂外主辅电源切换时，为避免因一回路主循环泵（简称主泵）运行引起反应堆保护停堆或电机辅助绕组启动，对主泵惰转特性及转速控制进行分析，分别对快切和慢切工况下主泵的快速飞车启动和搜频飞车启动模式进行研究，给出了不同模式下主泵的最低转速预测模型，分析出了快切工况（断电1.5 s）下主泵最低转速为708.3 r/min，慢切工况（断电10 s）下最低转速为341.2 r/min。在主泵水台架上，用1.5 s和10 s断电试验来模拟厂外主辅电源快切和慢切工况，试验结果表明，快切工况下主泵最低转速为689 r/min；慢切工况下主泵最低转速为346.7 r/min。最低转速预测值与试验值吻合较好，偏差小于3%。试验验证了主泵在主辅电源切换工况下的运行特性，可实现快切不导致反应堆保护停堆，慢切不导致辅助绕组启动，对反应堆安全运行具有指导意义。

冷却剂丧失事故下稳压器波动管及人孔结构的失效机理研究

余航, 赵新文, 傅晟威, 朱康

2023, 44(1): 109-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0109

摘要(158) HTML (19) PDF(29)

摘要:
稳压器是核反应堆进行压力控制和保护的重要设备，冷却剂丧失事故（LOCA）产生的巨大冲击可能造成其关键部位的结构失效。通过多场耦合计算方法，对小破口LOCA下稳压器波动管的流动传热和结构应力、人孔结构的温度分布和密封性能进行了三维瞬态数值模拟，分析了其失效机理。结果表明：高温流体快速流入波动管形成了巨大的瞬时载荷，造成了管道短时间的强烈振动，管道中间部位变形最大，可能破坏管道支撑结构；各部位等效应力快速增大，与主管道的接管部位出现了集中应力现象，较大的应力波动会影响其寿命；人孔结构出现较大的温度分布不均匀性，密封结构下垫片的密封性能变化最大，在100 s前后其内、外侧密封面接触压力都降至设计密封比压值以下，即出现泄漏。本文根据分析结果提出了波动管和人孔结构的改进建议，可为船用核动力装置发生小破口LOCA后的事故缓解提供技术借鉴。

CRDM承压壳体多故障模式下的动态可靠性分析

陈鹏, 朱翊洲, 张锴, 谢永诚

2023, 44(1): 118-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0118

摘要(163) HTML (41) PDF(20)

摘要:
为研究控制棒驱动机构（CRDM）的结构可靠性规律，考虑CRDM承压壳体的多失效模式，根据应力强度干涉理论建立与CRDM步跃动作次数相关的结构动态可靠性模型。用顺序统计量描述强度失效模式下应力幅值的动态分布模型，基于Miner累积损伤理论和疲劳等效应力分布模型建立结构疲劳寿命和累积损伤分布与步跃冲击载荷作用次数的关系。研究结果表明，在步跃冲击载荷作用下，承压壳体前期的结构可靠度主要由强度失效模式的可靠度决定，当步跃动作达到一定次数时，疲劳失效模式的失效率开始显著增大；相对于疲劳失效模式，强度失效模式的可靠度对应力均值的变化更加敏感。该结果可对CRDM承压壳体的可靠性设计和维修管理提供参考。

适用于三级概率安全评价的核反应堆实时风险计算方法

成杰, 唐秀欢, 陈珊琦, 汪进, 李亚洲, 李杰, 王芳, 蒋洁琼

2023, 44(1): 124-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0124

摘要(157) HTML (21) PDF(34)

摘要:
风险监测是反应堆安全监管与核应急决策的重要技术基础。面向核反应堆实时风险的三级概率安全评价（PSA）提出改进的实时风险计算方法，解决传统风险监测器重点集中在一级PSA的堆芯熔毁频率（CDF）计算的问题。针对反应堆运行时的实际系统配置，通过实时风险模型与在线状态监测进行实时事故频率计算，并采用放射性释放事故分类与实时气象下大气扩散方式分别实现了事故源项与场外剂量的实时计算。反应堆风险模型的计算案例验证了本研究方法与流程的有效性，该方法不仅支持堆芯熔毁实时风险计算，而且支持源项释放实时风险与场外剂量实时风险的计算，可为核反应堆安全监管与核应急提供技术支持。

气体泄漏幂函数模型在双层安全壳环廊密封性试验中的应用

何锐, 沈东明, 陈威, 黄晓明, 张波

2023, 44(1): 129-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0129

摘要(2142) HTML (26) PDF(26)

摘要:
双层安全壳核电机组的环廊密封性是核安全的重要保证，需在机组装料前完成测试。气体泄漏幂函数模型在计算民用建筑泄漏时比二次函数模型有更大的压力适用范围和更高的精度。本文以气体泄漏幂函数模型为基础，推导了环廊泄漏率的计算模型，以及带环廊负压修正的幂函数拟合方案，并采用某双层安全壳环廊密封性试验实测数据对该计算模型进行验证。结果表明，本文计算模型比带环廊负压修正的二次函数拟合方案和国外某公司使用的线性拟合方案有更高的精度，与双层安全壳实际泄漏情况更加吻合。

“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究

卢喜丰, 王新军, 艾红雷, 吕勇波, 何风, 李柄锦, 张权

2023, 44(1): 134-140. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0134

摘要(1744) HTML (12) PDF(23)

摘要:
核电厂严重事故下，管道与设备将经历极端高温、高压的情况，快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径，保证其流道畅通性至关重要，为此，开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性研究。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行传热分析，得到了管道和稳压器的温度变化情况。采用弹性分析的方法模拟了快速卸压管道在严重事故下的变形过程，得到了温度与变形的关系。建立三维模型，引入材料非线性，开展了快速卸压管道弹簧支架和阻尼器位置模拟研究，获取了严重事故下管道弹簧支架与阻尼器所处的状态。针对温度高于450℃的情况，分析了高温蠕变对管道完整性的影响。选取快速卸压管道上变形最大的10个位置开展了管道截面剩余面积研究，得到了严重事故下快速卸压管道最小剩余面积比以及管道最小流通面积。研究结果表明，“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道仍然能保证畅通性，“华龙一号”快速卸压管道能保证反应堆堆芯不会发生熔化。

石墨垫片密封泄漏率计算方法研究

姜露, 傅孝龙, 张丽屏, 张瀛, 庾明达, 田俊

2023, 44(1): 141-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0141

摘要(126) HTML (19) PDF(24)

摘要:
为完善核级主设备密封分析及设计方法，基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型，对石墨垫片密封接触应力进行了分析研究；结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型；基于理论预测模型计算了设计工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率，对主要影响参数进行了分析和讨论。研究结果表明，石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀，而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧；在温度和压力上升瞬态中，密封接触应力随时间呈现出下降的规律，密封质量泄漏率与接触应力呈负相关，增大密封接触应力可以降低质量泄漏率，但降低效率逐渐减小，减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。

涂硼正比计数管涂硼厚度对探测效率影响的研究

朱朝阳, 李立涛, 王振涛

2023, 44(1): 148-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0148

摘要(174) HTML (63) PDF(36)

摘要:
涂硼正比计数管是可用于反应堆压力容器外对中子注量率进行监测的关键设备，涂硼正比计数管的涂硼厚度对自身的本征探测效率有影响。仿真不同厚度硼层中¹⁰B(n,α)⁷Li生成的⁷Li和α粒子的输运过程，计算硼层界面位置离子整体射出率并给出涂硼正比计数管本征探测效率的计算方法。仿真与计算结果表明：单位核反应率下硼层界面处离子整体射出率在涂硼厚度小于1.5 μm时与硼层厚度近似呈正线性相关，在涂硼厚度大于1.5 μm后随涂硼厚度增大而增速变缓，在涂硼厚度为3.6 μm时达最大为1.3×10⁻⁴ (cm²·s)⁻¹。基于离子整体射出率的结果进一步计算得到涂硼正比计数管本征探测效率与涂硼厚度之间关系曲线，该关系曲线可以为涂硼正比计数管研制中选择合适涂硼厚度、确定最佳的探测效率提供参考。

核电厂核岛压力容器气压试验的方法研究

赵伟华, 邵春兵, 丰慧星, 谢剑芳, 江奎融, 李久强

2023, 44(1): 154-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0154

摘要(2080) HTML (81) PDF(75)

摘要:
法系核电厂核岛压力容器根据在役检查规范和大纲的要求需要实施定期水压试验，但部分容器由于系统设计的原因不能用液体实施水压试验，只能执行气压试验。本文对比分析了国内外规范对于气压试验的实施要求，并结合核岛安装阶段的气压试验过程，选定了核岛压力容器气压试验的试验压力、试验介质、验收标准等；同时结合容器水压试验的风险分析和辐射防护要求，制定气压试验的防护措施。根据以上试验参数与风险防护措施，在某核电厂核岛成功实施了压力容器气压试验，为后续的在役阶段核岛压力容器气压试验提供重要参考。

核电厂智能操纵员支持系统的设计与开发

徐仁义, 王航, 彭敏俊, 刘永阔, 虞越, 艾鑫

2023, 44(1): 159-166. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0159

摘要(168) HTML (51) PDF(48)

摘要:
为了减轻核电厂操纵员在处理异常或事故工况时的工作压力和心理负担，以避免误判或误操作，本研究针对核电厂反应堆一回路系统及其关键辅助系统设计并开发了一套集数据采集与存储、在线监测、故障检测与诊断、关键参数趋势预测等功能于一体的核电厂智能操纵员支持系统（NPPIOSS），仿真验证结果表明NPPIOSS能够准确检测并识别核电厂的典型故障，从而帮助操纵员准确判断核电厂状态，以减少人因失误。因此，NPPIOSS能够在核电厂故障后辅助操纵员进行后续的决策处理，达到提高核电厂运行安全性的目的。

二次中子源破损诊断方法研究与验证

郑军伟, 刘航, 李文海, 柳继坤

2023, 44(1): 167-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0167

摘要(1817) HTML (21) PDF(27)

摘要:
压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险，反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将¹²²Sb和¹²⁴Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素，对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据、一回路冷却剂中¹²²Sb和¹²⁴Sb的比活度诊断二次中子源破损的方法可行性进行了分析，设计了二次中子源破损诊断流程，并使用上述诊断方法对二代改进型1000 MW级压水堆核电机组二次中子源破损问题进行了诊断。验证结果表明，二次中子源破损后一回路冷却剂取样分析得出的¹²²Sb和¹²⁴Sb比活度变化趋势与核辐射监测设备监测到的一回路冷却剂γ放射性变化趋势在总体上吻合。因此，本研究提出的二次中子源破损诊断方法是有效的。

核电厂仪控设备电磁干扰分析与定位

黄甦, 何小东, 韩大地, 刘心愿, 李本荣

2023, 44(1): 171-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0171

摘要(139) HTML (53) PDF(29)

摘要:
电磁干扰（EMI）对核电厂仪控设备的影响显著，某些核电厂发生EMI导致保护设备误报警、保护系统误动或拒动，从而造成误停机甚至停堆事故。因此，必须有针对性地对EMI各干扰源制定解决方案。本文以某核电厂温度测量元件受干扰为例，采用层层演进的方法，发现定位干扰源、分析干扰特性，直至提出解决方案，并采取完善重要保护信号接地、出台运行机组防EMI管理规定等措施，大大降低了EMI对于核电厂运行设备的影响。

核电厂BOSS焊缝在线堆焊修复相控阵超声检验技术

汤建帮, 吴宇坤, 余哲, 朱佳震, 康志平

2023, 44(1): 177-182. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0177

摘要(145) HTML (34) PDF(30)

摘要:
核电厂反应堆换料水池与乏燃料水池冷却和处理系统（PTR）及设备循环冷却系统（RRI）中含有大量管座接头（BOSS）焊缝，其安全性和可靠性直接影响所存储核燃料的安全状态，对其进行缺陷排查和在线修复是核电厂在役检查监督的重点和难点。本文针对BOSS焊缝在线堆焊修复的特殊要求和检验难点以及射线检验的局限性，设计了一套专用的相控阵超声探头和检验工艺，试验验证结果满足堆焊修复要求，并制订了核电厂BOSS焊缝堆焊修复无损检验的方法和在役检查监督的策略。

AP/CAP核电厂爆破阀药筒驱动装置输出性能试验方法与装置开发

李玮, 周强强, 章济, 闫国华, 俞照辉

2023, 44(1): 183-186. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0183

摘要(105) HTML (19) PDF(14)

摘要:
根据AP/CAP核电厂爆破阀的试验大纲，需要对爆破阀药筒驱动装置进行输出性能试验，为完成试验开发了专用试验装置。介绍了AP/CAP核电厂爆破阀药筒驱动装置输出性能试验的原理、方法以及试验装置的开发内容。开发的试验装置点燃爆破阀药筒驱动装置产生高温气体，通过采集装置内包容的气体压力数据、绘制并分析压力-时间曲线，对药筒驱动装置的输出性能进行评价，并针对不同类型与规格的药筒驱动装置分别进行了测试。结果证明，该试验装置适用于多型号规格的爆破阀药筒驱动装置的试验，且性能可靠、操作方便。

超低压反渗透工艺处理模拟放射性含钴废水

张雯琇, 张光辉

2023, 44(1): 187-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0187

摘要(150) HTML (49) PDF(31)

摘要:
核电厂运行、维护和退役产生的放射性废水对社会环境和生命健康安全有严重危害。采用中试装置（144 L/h）研究了超低压反渗透（ULPRO）工艺对模拟放射性废水中目标核素钴（Co）的去除效果，确定了操作压力、回收率、进水浓度、共存离子及天然有机污染物对其影响规律。结果表明，Co去除率与操作压力正相关、与回收率负相关，随进水浓度增大而后恒定在99.5%，10 mg/L为其变化的临界浓度；共存离子仅Ca²⁺会抑制Co的去除，其他离子的促进作用强弱排序为Na⁺>Mg²⁺，SO₄²⁻>Cl⁻>NO₃⁻；有机物污染造成膜通量下降9.4%，但Co去除率增大至99.97%。实验验证了ULPRO工艺处理模拟放射性含Co废水运行效果稳定、去除率高，可为工业应用提供指导。

蒸汽发生器换热管电磁超声纵向导波换能器设计与优化

王理博, 方志泓, 王方方, 王飞, 韩志雄, 朱义, 赵亚军

2023, 44(1): 192-197. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0192

摘要(2166) HTML (34) PDF(30)

摘要:
高温气冷堆蒸汽发生器换热管特殊的螺旋结构导致传统外置型电磁超声导波换能器难以进行有效检测。本文针对蒸汽发生器不锈钢换热管的缺陷检测，开发了一种新型内置型电磁超声纵向导波换能器，建立了有限元多物理场耦合模型，研究了换能器铁磁结构的静态磁场分布，并对换能器激励出的纵向导波进行了时域仿真。结果表明：采用挤压聚磁的换能器结构可保证线圈附近的垂直方向磁场远大于水平方向磁场，能高效地在管道内部激励单一模式的纵向导波；优化后的探头可检测直径为5 mm的通孔缺陷和长×宽×深为20 mm×1.5 mm×1.2 mm的环向槽缺陷。因此，新型电磁超声纵向导波换能器可有效激励纵向导波，并有望应用于高温气冷堆蒸汽发生器换热管的在役缺陷检测。

数据驱动的核电厂人因失误因果机理模型研究

常猛, 王茹, 李鹏程, 刘珍, 刘晓慧

2023, 44(1): 198-203. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0198

摘要(161) HTML (63) PDF(31)

摘要:
为了辨识人因失误机理，采用组织定向的人因失误分析（OTHEA）技术对2010—2017年国内核电厂发生的137件人因事件报告进行分析，采用相关性和因子分析方法，辨识人因失误影响因素之间的相关关系，识别出触发人因失误的场景，在此基础上，建立人因失误因果机理模型，揭示人因失误机理。结果表明，影响人因失误主要的结合模式为：知识经验水平、信息显示质量、压力水平、注意力与警觉性、安全态度。知识经验水平主要受培训水平和交流水平的影响；信息显示质量主要受技术系统、人-机界面、规程、组织设计的影响；压力水平主要受任务、规程、人-机界面、技术系统、组织设计以及知识经验水平和信息显示质量的影响；注意力与警觉性主要受工作环境、工作组织管理以及信息显示质量的影响；安全态度主要受组织安全文化、工作组织管理以及操纵员的素质与能力的影响。上述研究可为核电厂人因失误的精准防控提供理论依据，提升核电厂的安全水平。

水下用机器人遥操作模式下主从端设备空间映射控制算法研究

杨俊豪, 王炳炎, 余志伟, 蒲耀洲, 李豪, 陈茜, 马山林

2023, 44(1): 204-209. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0204

摘要(226) HTML (71) PDF(46)

摘要:
为了安全高效地完成水下清洗工作，提出了一种核电厂水下用机器人清洗装置，该装置基于UR5水下用串联机器人实现。通过介绍该机器人的控制系统组成，分析了主从端的关节空间和工作空间。同时在遥操作模式下，分析主从端关节空间映射算法和工作空间映射算法，并基于两种映射控制算法进行遥操作试验，综合对比试验结果。最后根据核电厂水下清洗任务需要，主要采取响应速度较快的关节空间映射算法用于遥操作模式下的主从端控制。

多泵并联给水系统给水泵切换运行规律仿真研究

田培妤, 李毅, 梁铁波, 王昌朔, 方华伟

2023, 44(1): 210-216. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0210

摘要(151) HTML (21) PDF(29)

摘要:
多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一，其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型，并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此，通过进行不同切换条件下的线性升、降负荷仿真，对给水泵切换运行规律和系统动态特性进行了研究。研究结果表明，针对本研究对象，其高负荷工况切换点选取为70%额定流量，低负荷工况切换点选取为30%额定流量时，既能获得良好的系统动态响应，还能保持给水泵运行经济性较高。此外，低负荷工况对给水泵切换引入的扰动更为敏感。低负荷工况下，若切换条件选取不当，则会导致降负荷过程中系统触发超压排放。

热管堆堆芯基体结构高温力学行为分析

田俊, 苏东川, 李辉, 熊夫睿, 刘长军, 毕鹏华, 谈建平

2023, 44(1): 217-221. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.01.0217

摘要(165) HTML (23) PDF(41)

摘要:
为研究热管堆堆芯基体结构高温下的热应力失效行为，以简化的多孔基体结构为研究对象，结合Megapower 5 MW（热功率）热管堆的设计参数，制定了正常工况和异常工况2种工况下的高温试验方案，其中异常工况考虑了单根热管失效。宏观检测结果显示基体结构未发生明显的变形与失效，结合数值分析方法获得了基体结构在2种工况条件下的温度分布和应力-应变响应，进一步说明了在试验条件下基体结构并不会发生静强度失效和塑性垮塌失效。本研究为明确热管堆堆芯基体结构的强度设计准则奠定了基础。

留言板

2023年第44卷第1期

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