核动力工程

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王东辉, 李庆, 宋丹戎, 秦冬, 刘佳

2023, 44(4): 1-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0001

摘要(1957) HTML (128) PDF(206)

摘要:
为推动我国实现浮动核电站工程建设，本文结合国内外浮动核电站发展趋势，提出了ACP100S船坞式浮动核电站初步方案，并对船坞式浮动核电站在外部事件、反应堆设计、船体设计、经济性、水电气联供实现性、应急安全、电站扩展部署技术等几个方面进行了初步分析，给出了“近岸浮动核电站”—“远海浮动核电站”两步走的发展建议，对于早日实现我国浮动核电站建设具有一定的指导意义。

燃料组件弯曲的高保真全堆芯中子学计算方法及应用

李帆, 刘宙宇, 王习宁, 曹良志, 吴宏春

2023, 44(4): 9-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0009

摘要(328) HTML (19) PDF(44)

摘要:
为了研究燃料组件弯曲变形对堆芯功率分布的影响，提出了一种等效模拟压水堆堆芯内燃料组件弯曲的方法，即根据弯曲前后燃料组件四周的水隙材料的原子数目守恒原则，通过保持弯曲前后的水隙宽度不变，改变弯曲后水隙内所有核素的原子核密度，近似等效燃料组件弯曲后四周水隙的变化。通过蒙特卡罗程序NECP-MCX和确定论数值反应堆程序NECP-X对其正确性进行验证，并基于NECP-X程序对欧洲先进压水堆（EPR）全堆芯的燃料组件弯曲工况进行了模拟分析，计算结果表明：由于局部慢化效应变化，燃料组件小幅弯曲对堆芯功率分布影响相对较大，全堆芯问题中最大的偏移量在2 mm左右时可使组件功率的相对变化达到5%左右。

空间堆阴影屏蔽结构与材料选型

黄迁明, 李兰, 柴晓明, 刘斌, 应栋川

2023, 44(4): 17-24. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0017

摘要(165) HTML (26) PDF(55)

摘要:
空间堆对辐射屏蔽尺寸和重量要求苛刻，为寻找合适的屏蔽方案，需要对屏蔽材料、结构进行选型研究。本文首先介绍了国内外对空间堆屏蔽目标及限值的研究进展，基于反应堆屏蔽设计原理，针对不同应用场景抽象出平板模型和球模型，在不同设计目标下对不同材料的屏蔽性能进行分析，基于分析结果采用自动化优化工具对屏蔽方案进行选型，分析了各个方案的优缺点。结果表明，放射源的能谱、源的尺寸大小、屏蔽体离源的距离、不同的屏蔽设计目标都会影响屏蔽材料和结构的选择，需要根据应用需求进行筛选；碳化硼、氢化锂和钨是较好的空间堆屏蔽材料；利用自动化优化工具对屏蔽体进行分层布置可实现有效减重。

压水堆堆外核仪表系统单点校刻法研究及应用

白家赫, 杨灏哲, 万承辉, 潘泽飞, 李载鹏, 李云召, 吴宏春

2023, 44(4): 25-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0025

摘要(112) HTML (24) PDF(33)

摘要:
压水堆堆外探测器用于实时指示堆芯的功率水平以及轴向功率偏差，需要定期校刻保证指示精度，一般采用多点校刻的方式，多次移动控制棒及通量图测量，极大地影响了核电厂的经济性和安全性。因此，本研究提出了堆外核仪表系统的单点校刻法，将理论计算与实测数据结合，引入轴向功率偏移修正量和堆外探测器灵敏度系数，并利用堆芯分析软件模拟控制棒移动，最后确定堆外探测器的校刻系数。基于该单点校刻法，在压水堆堆芯分析程序SPARK中完成了功能开发，并采用M310机组多循环的实测数据完成了单点校刻法在工程应用中的验证。验证结果表明，本文提出的单点校刻法具有较高的校刻精度，与实测值对比，功率水平和轴向功率偏差的误差平均值分别为0.31%和0.16%。因此，该单点校刻法能够准确确定堆外探测器校刻系数，且能节省校刻时间，无需控制棒移动，有助于提升核电厂经济性和安全性，具有工程应用及推广价值。

基于数字化反应堆物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法研究

赵晨, 赵文博, 张宏博, 王博, 陈长, 彭星杰, 宫兆虎, 曾未, 李庆

2023, 44(4): 33-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0033

摘要(1122) HTML (17) PDF(57)

摘要:
为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法，实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算，基于数字化反应堆物理计算程序SHARK，开展了一步法输运计算方法研究，建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法；基于空间区域分解及粗网有限差分（CMFD）的大规模并行加速技术，实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比，特征值偏差小于100pcm（1pcm=10^–5)，最大棒功率、板功率偏差小于3%，验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度，能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。

曲网格下的厚扩散极限中子输运模拟研究

王新宇, 张斌, 陈义学

2023, 44(4): 41-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0041

摘要(83) HTML (8) PDF(20)

摘要:
离散纵标法作为求解厚扩散极限中子输运问题的重要方法之一，其常用的空间离散格式，如有限差分格式极易在光学厚介质中产生数值扩散，并且粗网格精度不足和难以适配复杂几何等问题使得离散纵标法的应用具有一定的局限性。本研究采用伽辽金方法推导弱形式或变分形式的离散纵标方程，基于间断有限元思想构造高阶曲网格下的拉格朗日有限元基函数，建立中子输运方程的高阶间断有限元离散格式。选取了构造解算例、国际原子能机构（IAEA） EIR-2基准题和厚扩散极限算例进行建模与输运计算，对该空间离散格式的计算精度、收敛性进行了测试验证并分析了其厚扩散极限特性。数值结果表明，多介质问题中高阶间断有限元格式的计算结果与基准值相对误差小于1%，且在曲网格下也具有较高的计算精度和符合预期的收敛速度。该离散格式可有效解决曲网格下的厚扩散极限中子输运问题，具有较好的数值特性，且在光学厚扩散极限下具备扩散极限渐近保持性质。

基于CAD模型的TORT程序自动建模方法研究

许方圆, 杨超, 于涛, 陈珍平, 黄国财, 李雷鸣, 李禹昆, 鲜希睿, 杜华

2023, 44(4): 49-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0049

摘要(130) HTML (30) PDF(29)

摘要:
针对反应堆屏蔽结构几何复杂，传统手动建模几何处理能力有限、效率低、易于出错的问题，基于多功能辐射输运模拟仿真平台（MOSRT），采用离散网格材料体积权重均匀化方法对多材料的离散网格进行均匀化处理，实现了CAD模型到三维离散纵标法（S_N）计算程序TORT屏蔽计算模型的精细转换。基于Kobayashi和NUREG-CR-6115基准题模型对自动建模方法进行了验证。结果表明，对于Kobayashi基准题，自动建模方法与手动建模结果完全吻合；对于NUREG-CR-6115基准题，自动建模方法与参考解的最大误差为12.2%。该验证结果表明了自动建模方法的有效性与正确性。

铅铋快堆SGTR事故下高压过冷水注入高温铅铋合金流动传热数值模拟研究

刘莉, 袁俊杰, 顾汉洋, 包睿祺, 刘茂龙, 王科

2023, 44(4): 55-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0055

摘要(216) HTML (42) PDF(68)

摘要:
铅铋快堆内蒸汽发生器传热管两侧为高压过冷水和高温铅铋冷却剂，传热管两侧较大的压差和温差以及液态铅铋合金（LBE）的腐蚀效应可能造成蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故。深入研究事故后高压过冷水冲击高温液态LBE的射流沸腾和相变产物蒸汽扩散的特征，具有十分重要的学术意义和工程应用价值。为揭示事故工况下液态LBE与水相互作用的传热传质机理，基于流体体积（VOF）方法，结合LES湍流模型和Lee相变模型，建立了水/蒸汽-液态铅铋多相流动与传热的三维数值计算模型，系统研究了高压过冷水注入高温LBE内发生的相变传热过程。结合注入压力及过冷水温度等因素，分析了射流沸腾过程中不同工况对射流形态、迁移深度以及沸腾行为的影响，研究结果可为SGTR事故工况下堆芯安全性预测提供指导。

布雷顿循环系统隐式求解二氧化碳偏导物性推导与评价研究

文爽, 文青龙, 胡文军, 徐世佳

2023, 44(4): 65-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0065

摘要(292) HTML (18) PDF(20)

摘要:
为提高超临界二氧化碳（S-CO₂）布雷顿循环方程的求解精度，需采用全隐式或半隐式差分格式对流体守恒方程进行离散求解，而偏导物性对于隐式求解不可或缺。本研究将评价目前最典型的二氧化碳气体状态方程在全参数范围内的准确性，在此基础上通过Maxwell方程推导二氧化碳气体的偏导物性关联式，并采用定义值评价其闭合性。研究结果表明：①SW方程在亚临界与超临界区域内准确度最高，误差保持在3%以内；②在SW方程以及Maxwell方程的基础上推导了温度为216~1100 K、压力为0~800 MPa时，二氧化碳气体偏导物性(∂h/∂ρ)_p、(∂h/∂p)_ρ的关联式；③(∂h/∂ρ)_p、(∂h/∂p)_ρ绝大多数数据点的误差都保持在±0.01%以内，在临界点附近误差稍有增大，(∂h/∂ρ)_p的最大误差为0.373%，(∂h/∂p)_ρ的最大误差为−0.798%。

基于逐步回归无量纲棒束CHF关系式开发与DNBR限值确定

殷园, 冯思敏, 庞波, 席炎炎, 张玉相, 傅先刚

2023, 44(4): 72-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0072

摘要(885) HTML (22) PDF(34)

摘要:
针对目前国内外先进压水堆棒束临界热流密度（CHF）经验关系式普遍存在数学形式复杂、自变量系数众多且缺乏物理意义的共性问题，以美国电力研究院（EPRI）棒束CHF数据库中遴选的485个5×5压水堆棒束CHF数据点为基础，基于逐步回归分析开发了一套新型无量纲棒束CHF关系式。考虑了导向管冷壁效应与轴向非均匀加热效应后，实测CHF与预测CHF之比M/P的平均值为0.998，均方根偏差为0.0546，标准差为0.0546，基于分组法确定了关系式的95/95 偏离泡核沸腾比（DNBR）限值为1.16。

热管熔盐堆堆芯倾角对堆芯熔盐自然对流影响研究

陈泽瀚, 陈兴伟, 戴叶, 邹杨

2023, 44(4): 79-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0079

摘要(128) HTML (21) PDF(43)

摘要:
热管熔盐堆堆芯倾角对堆芯温度分布和局部热点具有重要影响。为获得堆芯在不同倾角下内部熔盐的自然对流换热特性、优化堆芯设计和提高系统安全性，对堆芯进行三维建模，通过Fluent软件进行数值模拟，对横置和竖置放置2种情况下堆芯内熔盐自然对流的温度场和流场进行了分析，同时讨论了堆芯倾角变化对堆芯温度场及局部热点的影响。研究结果表明：局部热点始终出现在堆芯上部，相对于竖置，横置时堆芯温度场及流场更加不稳定。当倾角在5°~10°范围内，局部热点温度最高，竖置时热点温度最低。模拟结果揭示了堆芯内熔盐的自然对流特性，并为热管熔盐堆热工方面的概念设计提供了一定参考。

搅混翼定位格架排布方式对5×5棒束通道热工水力特性影响的CFD研究

苏前华, 范冠华, 吕路路, 卢冬华, 杨萍, 干富军, 鄢炳火, 王成跃

2023, 44(4): 88-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0088

摘要(134) HTML (26) PDF(50)

摘要:
为探究棒束通道定位格架的最优排布方式，本文采用计算流体动力学（CFD）方法对包含3个格架部件的5×5棒束通道进行流场和温度场的数值仿真，研究格架轴向间距以及格架相对转角对通道阻力和传热特性的影响，并从对流传热的角度分析造成不同结果的原因。研究表明，在本文设计的计算工况下，改变格架轴向间距对棒束阻力和传热特性的影响较小；将中间格架在横截面内相对两端格架旋转90°放置能够有效降低横截面温度分布的不均匀性，减小横截面最高温度。

新型定位格架夹持结构的疲劳特性研究

郭晓明, 任全耀, 陈杰, 任义

2023, 44(4): 95-99. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0095

摘要(115) HTML (30) PDF(47)

摘要:
针对新型定位格架夹持结构及其疲劳问题，利用有限元分析手段评估其运行条件下的应力状态，并开展弹簧疲劳特性实验，分析疲劳失效特性及裂纹萌生位置。结果表明，该夹持结构的弹簧疲劳失效大致经历载荷降低与快速失效等阶段；由于弹簧支撑腿的作用，失效后弹簧依然维持一定的载荷，约为名义载荷的0.42倍；同时，弹簧结构的疲劳与裂纹萌生位置不仅与应力值有关，还受载荷传递关系的影响。有限元数值模拟可以作为定位格架夹持结构设计与优化的有效辅助手段，并可初步判断其疲劳失效的位置。

复杂流域中异型结构附加质量精细化计算方法研究

谈熙明, 高付海, 齐敏, 王月英, 刘兆阳

2023, 44(4): 100-106. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0100

摘要(74) HTML (29) PDF(24)

摘要:
反应堆堆内构件工程设计通常采用附加质量方法模拟流体对结构的动力作用。以浸没在复杂流域中某异型压力管为例，提出了一种结构附加质量迭代计算方法，即以声固耦合分析得出的湿模态为基准，综合考虑流体密度和体积模量精细化确定结构附加质量，并讨论了该方法的适用范围。通过压力管1∶1振动试验实测与仿真结果对比，证明了附加质量精细化计算的准确性。结果表明，本文方法能较为精确地获得结构的主频和振型，具有较快的收敛速度，可供类似工程仿真分析参考借鉴。

核安全壳截锥体区域受力性能试验研究

蓝天云, 吴宇峥, 肖丹, 周传波, 董占发, 郭俊营, 熊猛

2023, 44(4): 107-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0107

摘要(71) HTML (19) PDF(17)

摘要:
核安全壳的壳体与筏板基础交界处（截锥体区域）形状不规则且受力复杂，研究该区域的受力机理对掌握整个安全壳的结构性能十分重要。以核安全壳截锥体区域为研究对象，在利用ABAQUS软件计算分析得到合理的截锥体缩尺模型的基础上，制作了缩尺比例1∶3的2个试件，分别进行无内压和有内压2种荷载工况下的静力试验。试验结果表明：试件1（无内压）破坏方式为弯剪破坏，发生27.7 mm水平位移；试件2（有内压）破坏方式为剪切破坏，发生32.6 mm水平位移。两试件主要裂缝区均为内侧底板与截锥体区域交界处，钢筋屈服位置主要出现在上部底板长度方向钢筋处，截锥体外侧竖向钢筋未充分发挥作用。相关结果可指导结构配筋优化工作。

堆内构件流致振动试验支承多目标优化设计

张宇, 李朋洲, 乔红威, 缪雨菡, 高李霞, 喻丹萍, 孙磊

2023, 44(4): 116-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0116

摘要(98) HTML (25) PDF(22)

摘要:
为充分提升材料利用率和避开堆内构件基阶频率，针对堆内构件流致振动（FIV）试验支承结构开展了基于多目标优化算法的参数寻优研究。首先建立了支承有限元模型，并将支承质量、最大应力强度和基阶频率作为优化目标，然后通过加强帕累托进化算法（SPEA-Ⅱ）对多目标优化问题进行了全局寻优，最终得到输入与输出参数间的全局敏感度和帕累托解集，并给出了可行的支承设计方案。通过对支承开展多目标优化，在保证结构强度的同时显著降低了制造成本，相关研究可为类似的支承设计提供参考。

直流蒸汽发生器蒸干点波动引起的热应力及疲劳分析

陈玲, 王鑫铭, 张永发, 张黎明, 蒋立志, 焦猛, 刘小丫

2023, 44(4): 121-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0121

摘要(78) HTML (11) PDF(21)

摘要:
为研究蒸干点波动对蒸汽发生器传热管造成的损伤，以Babcock&Wilcox公司设计的直流蒸汽发生器为原型，首先利用一、二次侧耦合传热的方法得到相关热工水力参数，通过对比不同波动频率下蒸干点径向温度分布确定波动频率的影响，利用有限元分析得到传热管应力分布，最后根据S-N曲线对传热管进行疲劳评估，并探讨相关因素的影响。研究结果表明，蒸干点波动频率较低时径向温度分布与稳态相似，接触二次侧的传热管外壁面更容易发生疲劳损坏，虽然交变应力小于限值，但在堆内环境下存在一定运行隐患，温度波动幅值增大会导致传热管寿命明显下降，采用弹性约束有利于缓解蒸干点波动引起的疲劳。本研究为直流蒸汽发生器传热管在蒸干点波动条件下的寿命预测及安全运行提供了参考。

堆照AlN干法提取Ba¹⁴CO₃工艺的反应热力学与动力学分析

曹骐, 陈云明, 张劲松, 罗宁, 代爽, 鲁芸芸, 杨雨

2023, 44(4): 128-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0128

摘要(73) HTML (29) PDF(13)

摘要:
通过热力学计算软件（HSC）对堆照AlN复杂物系下的一段高温氧化反应及主要反应单元进行了初步的热力学与动力学分析，并进行了实验验证。结果表明：为提高¹⁴CO₂的产率，需保证反应时O₂充足；反应速率由O₂的吸附和¹⁴CO₂的脱附过程的扩散控制；应从改善气-固反应物的反应器选型、接触方式、接触时间、反应温度等方面着手改进工艺从而提高反应速率。本文研究结果为批量化制备高比活度Ba¹⁴CO₃提供了重要技术支持。

溶液堆内部事件概率安全分析框架研究

王喆, 张丹, 邹志强, 王宁宁, 杨未东, 都昱

2023, 44(4): 133-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0133

摘要(83) HTML (11) PDF(26)

摘要:
液体燃料反应堆（简称溶液堆）与传统固体燃料反应堆在安全设计和运行特性等方面存在重大差异，无法仅按照现有以确定论为核心的设计方法进行安全设计，必须在设计之初引入概率安全分析（PSA）技术。由于燃料形态、安全屏障及缓解系统等与固体燃料反应堆的差异，传统以堆芯损坏为核心的反应堆PSA技术无法直接适用于溶液堆。在调研国内外传统研究堆、溶液堆及乏燃料后处理厂相关要求及分析技术后，以我国正在研发的医用同位素试验堆为对象，提出了溶液堆PSA安全目标，并建立了PSA技术框架，为该类型反应堆PSA的开展和安全审查奠定基础。

耦合S-CO₂布雷顿循环的自然循环铅冷快堆控制策略研究

刘桂秀, 易经纬, 李根, 梁铁波, 方华伟, 陈伟雄

2023, 44(4): 138-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0138

摘要(141) HTML (32) PDF(38)

摘要:
自然循环铅冷快堆与超临界二氧化碳（S-CO₂）布雷顿循环耦合发电系统是未来先进核能系统的发展方向。基于Apros软件搭建了该耦合发电系统的动态模型，并设计了2种反应堆控制方案，一种为参考压水堆堆芯功率控制系统的常规控制方案，另一种为添加控制棒棒位限制的补偿控制方案。研究结果表明，在3%FP/min（FP为满功率）的小变负荷速率下，2种控制方案下的负荷跟随动态偏差皆在−2%~1%之间，但对于堆芯出口冷却剂温度的稳定，补偿控制方案优于常规控制方案；在6%FP/min~18%FP/min的大变负荷速率下，常规控制方案下的堆芯出口温度变化幅度为−40~0℃，而补偿控制方案下的堆芯出口温度的变化幅度为−5~2℃。因此，补偿控制方案可作为自然循环铅冷快堆控制的有效手段。

群决策下SPAR-H方法不确定性信息建模与处理

管雪凡, 王丹瑜, 苏晓燕, 徐志辉, 钱虹

2023, 44(4): 148-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0148

摘要(89) HTML (21) PDF(14)

摘要:
考虑到标准化核电厂风险分析-人因可靠性分析（SPAR-H）方法中存在不确定性信息且无法处理多位专家参与评估的情况，本研究提出了一种群决策环境下基于层次分析法（AHP）和Dempster-Shafer（简称D-S）证据理论的SPAR-H不确定性信息建模与处理方法。首先，通过AHP计算每位专家的权重；其次，基于D-S证据理论表达专家意见中不确定信息并生成基本信度指派（BBA）；然后，结合专家权重获得加权融合BBA，通过Dempster组合规则融合评估意见并生成8种行为形成因子（PSF）取值；最后，依据SPAR-H方法生成最终人因失效概率（P_HEP）。本研究以停堆和低功率工况下数字化核电厂为例说明了该方法的有效性。

NUSTER-100电功率串级控制方法研究

蒲松茂, 黄嘉俊, 孙培伟, 魏新宇

2023, 44(4): 154-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0154

摘要(79) HTML (21) PDF(22)

摘要:
热管冷却反应堆（简称热管堆）采用固态堆设计理念，通过热管非能动方式导出堆芯热量，具有结构简单紧凑、安全性高、噪音低、工作时间长的优势。本文以100 kW静默式热管堆（NUSTER-100）为研究对象，基于MATLAB/Simulink平台搭建了非线性动态模型，根据微扰理论获得了传递函数模型。基于动态特性分析，提出电功率串级控制方法，其中内环为核功率调节，外环为电功率控制。以反应性与核功率、核功率与电功率之间的传递函数为基础，设计了电功率串级控制系统，并采用增益调度解决其非线性问题。采用典型工况进行控制性能仿真验证，仿真结果表明，所设计的串级控制系统满足控制性能要求，可以实现反应堆的安全可靠运行。

“华龙一号”反应堆紧急停堆系统动态可靠性评估方法

李坤祥, 隋阳, 戴滔, 于涛

2023, 44(4): 163-169. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0163

摘要(78) HTML (11) PDF(22)

摘要:
反应堆紧急停堆系统（RTS）结构复杂，导致其具有动态交互、时间依赖和概率不确定性等特性，传统的静态可靠性评估方法难以表征这3个特性。针对这一问题，提出了一种“华龙一号”RTS动态可靠性评估新方法：首先，应用动态故障树（DFT）建立表征RTS动态交互性的DFT模型；然后，在已建立的DFT模型基础上，应用动态贝叶斯网络（DBN）和模糊集理论（FST）建立表征RTS动态交互、时间依赖和概率不确定性的模糊DBN模型；最后，应用拉丁超立方抽样（LHS）定义一个新的模糊贝叶斯推理算法。应用该算法进行模糊贝叶斯正向推理和逆向推理，计算得到了RTS动态可靠度，识别了RTS薄弱环节，并将定义的模糊贝叶斯推理算法与传统的模糊贝叶斯推理算法进行比较，验证了本文定义的算法的准确性和精度。以上研究成果为进一步提高“华龙一号”RTS的可靠性提供了科学依据。

基于Apros的套管式蒸汽发生器给水控制优化研究

刘海鹏, 王昌朔, 叶竹, 田培妤

2023, 44(4): 170-178. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0170

摘要(314) HTML (18) PDF(29)

摘要:
针对套管式蒸汽发生器强耦合性造成的给水控制问题，以采用套管式蒸汽发生器的商用模块化小型反应堆汽水循环系统为研究对象，基于APROS软件建立汽水循环系统仿真模型。稳态仿真结果表明，仿真模型具有较高的仿真精度，满足仿真分析需求。通过升降负荷瞬态仿真试验，研究了套管式蒸汽发生器瞬态运行特性，研究结果表明，采用传统控制方案时，蒸汽流量和给水流量负荷跟随性较好，但蒸汽压力存在较大波动，且在功率由80%FP（FP为满功率）降至50%FP时会触发蒸汽排放。针对该问题提出了给水控制优化方案，仿真试验结果表明，优化后蒸汽压力波动范围明显降低，未触发蒸汽排放动作，系统安全性和稳定性得到了有效提升。

基于模型驱动的核工程顶层架构设计方法研究

潘新新, 庄亚平, 宋春景, 林超

2023, 44(4): 179-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0179

摘要(707) HTML (27) PDF(56)

摘要:
提出一种基于MagicGrid方法论的核工程顶层功能架构和逻辑架构迭代优化的建模流程。从正常工况出发，逐步开展功能分析与逻辑构建，之后分析逻辑结构的故障模式，衍生出非正常工况，并在非正常工况驱动下开启下一次设计迭代，在覆盖所有工况后形成核工程的功能架构和逻辑架构。在某供热堆项目上验证了方法可行性，可用于指导核工程顶层功能基于模型的系统工程（MBSE）建模工作。

核电厂主给水流量精准测量的超声技术研究

白天, 王枫宁, 刘岩, 魏华彤, 崔希炜, 郭林, 刘海, 刘莉

2023, 44(4): 185-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0185

摘要(97) HTML (10) PDF(26)

摘要:
为实现压水堆核电机组的小幅功率提升，研制了一种用于二回路主给水流量测量的高精度超声波流量计，其设计测量不确定度达到0.3%。通过不确定度分解的方法，逐项分析流量测量在高温高压下受到的影响。高温带来的流态变化对测量的影响可以通过常温常压下和中温下对校准系数的实流标定进行部分验证；管体结构尺寸的变化可以通过有限元仿真与高温高压静态实验装置的测量得到；流量积分算法引入的误差通过计算流体动力学（CFD）技术仿真获得，并进行实流验证。结果表明，通过利用国内现有条件下的流量标准装置，采用不确定度分解的方法进行试验验证后，每一分量都可被量化溯源，进而可保证主给水流量测量不确定度指标，实现最终的设计目标。

某核电厂RPV辐照脆化性能预测与延续运行评估

房永刚, 佟振峰, 初起宝, 曾珍, 慎英才

2023, 44(4): 192-197. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0192

摘要(77) HTML (14) PDF(24)

摘要:
我国自主设计建造的某核电厂已进入延续运行阶段，作为反应堆核心部分的压力容器辐照脆化性能评价采用了国外的辐照脆化预测模型，但该模型基于的辐照数据不能有效代表我国反应堆压力容器（RPV）材料的辐照脆化性能，尤其是针对延续运行阶段。本文基于国内外RPV辐照脆化预测模型及其开发机理，构建了适用于我国工程应用的自主低Cu RPV辐照脆化预测模型，该模型考虑了稳定基体缺陷和合金元素析出沉淀等辐照脆化关键因素，同时根据国产低Cu RPV材料的辐照脆化数据，开展了自主模型的标准偏差和裕量分析，结果表明模型预测置信度较高。最后依据自主模型评估该核电厂RPV的辐照脆化性能，证明其延续运行至60 等效满功率年（EFPY）具有可行性。

中系技术规格书转化的若干问题研究

李虎伟, 张仰程, 钱晓明, 张弛

2023, 44(4): 198-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0198

摘要(87) HTML (12) PDF(22)

摘要:
在大亚湾核电站等M310型核电机组参照美国《西屋核电厂标准技术规格书》（NUREG-1431）第4版将技术规格书由法系转为中系的过程中发现，NUREG-1431第4版管理体系中缺少对多个安全功能或安全相关系统和设备同时不可用的管理。为此，本文充分研究我国M310型核电机组多个安全功能或安全相关系统和设备同时不可用的管理现状，对比技术规格书由法系转为中系带来的风险影响，总结管理方式变化产生的安全问题，最后提出了针对性的工作建议。本文研究对国内M310型核电机组技术规格书由法系转为中系相关工作具有借鉴意义。

堆芯燃料棒自动校对算法研究

李向东, 蒋和松, 王学渊, 胥学金, 何小春

2023, 44(4): 203-208. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0203

摘要(61) HTML (13) PDF(16)

摘要:
由于核反应堆经常更换燃料棒，为保证反应堆的安全运行，需准确确定堆芯燃料棒的类别及其安装的位置。该校对算法先根据堆芯燃料棒安装位置的分布关系建立全局和局部虚拟二维坐标映射模型。识别时，拍摄各视点局部序列图，识别局部图中燃料棒的中心位置，并标定局部虚拟二维坐标映射模型，再利用燃料棒的中心位置与标定后的局部映射模型中的位置做欧氏距离判断，实现类别重构，进一步得到堆芯全景拼接图，以辅助校对。仿真研究表明，本算法可以有效检测燃料棒的类别及安装位置，识别率高于98%，准确率达到100%，全景拼接结果稳定可靠。在堆芯燃料棒的校对工作中具有较大的应用潜力。

安全壳内置换料水箱检查机器人控制系统设计

管朝鹏, 吴东栋, 桂亮

2023, 44(4): 209-213. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0209

摘要(59) HTML (17) PDF(17)

摘要:
针对核电机组在役大修期间安全壳内置换料水箱（IRWST）的水下检查需求，以及尽量减少人员辐射剂量的要求研制可远程控制的检查机器人。通过对IRWST检查需求的分析，明确机器人的功能，设计了机器人控制系统总体结构。为满足机器人小型化要求，设计了基于嵌入式系统的机器人驱动板、视频编码板和解码板，开发人性化操作的上下位机软件。结果表明，研制的水下检查机器人可快速、稳定完成对IRWST各部件的视频检查和异物打捞任务，进一步提升了核工业领域机器人运行维护水平。

华龙一号重要厂用水系统允许后撤时间优化研究

陈国才, 杨赟, 童节娟

2023, 44(4): 214-219. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0214

摘要(67) HTML (17) PDF(16)

摘要:
采用确定论和概率论相结合的风险指引型综合决策方法对华龙一号（HPR1000）机组重要厂用水系统（WES）运行技术规格书条款允许后撤时间（AOT）进行优化分析论证，包括预期变更的确定、纵深防御分析、安全裕量分析、概率安全分析（PSA）。分析结果表明，HPR1000机组WES系统一列不可用AOT由72 h延长至96 h是可接受的，符合HPR1000机组纵深防御原则和安全裕度要求，其风险增量满足美国核管会（NRC）管理导则RG1.174和RG1.177的风险可接受准则。在风险可控的前提下，可以进一步提高电厂运行的灵活性。

超临界二氧化碳并联通道流动不稳定性实验研究

黄家坚, 周源, 黄彦平, 罗乔, 胡伟

2023, 44(4): 220-225. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0220

摘要(316) HTML (13) PDF(35)

摘要:
二氧化碳在拟临界点附近具有独特的理化性质，采用超临界二氧化碳（S-CO₂）作为换热工质的布雷顿循环系统拥有可观的系统热效率，但物性的剧烈变化可能导致流动不稳定性问题。本文开展了S-CO₂双通道流动不稳定性实验研究，获得了流动不稳定性实验数据。实验结果表明：在自然循环的功率-流量曲线的正斜率区和负斜率区均出现流动不稳定性现象，第1个区间的流动不稳定性为系统性振荡，振荡周期较长，分析为压力降流动不稳定性，第2个区间的流动不稳定性为通道间高频振荡；不稳定起始功率随着系统压力和进口质量流量的增大而线性增大，提高系统压力和进口质量流量可以增强稳定性。

铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故三维程序开发及验证

辜峙钘, 余红星, 黄代顺, 严明宇, 申亚欧, 冯文培, 龚政宇

2023, 44(4): 226-233. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0226

摘要(100) HTML (6) PDF(27)

摘要:
蒸汽发生器（SG）传热管破裂事故（SGTR）是铅铋堆设计必须重点考虑的安全问题之一。针对铅铋堆SGTR，为解决其复杂结构环境中压力波的三维传播与蒸汽的三维迁移难题，基于多相流欧拉流体动力学理论，开展了“铅铋-水”相互作用三维数值模型与算法研究，研制了专用程序，并采用实验对比和程序对比技术手段进行了程序验证，验证结果符合较好。研究结果表明：对于描述铅铋堆SGTR过程中“铅铋-水”相互作用行为，本文采用的相关数值理论与模型具有较好的适用性；对于研究复杂结构环境下铅铋堆SGTR的三维演化现象，包括压力波传播、蒸汽迁移，本文所开发的三维程序具有重要的潜在应用价值。本文研究成果有望为我国铅铋堆SGTR分析提供有力支撑。

新型锆合金包壳蠕变性能评价方法研究

邢硕, 蒲曾坪, 张坤, 焦拥军, 戴训, 何梁

2023, 44(4): 234-239. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0234

摘要(131) HTML (37) PDF(41)

摘要:
为建立可用于新型锆合金的蠕变模型，本文根据新型锆合金的蠕变试验数据，研究了新型锆合金包壳管在温度为593~673 K、应力在60~160 MPa条件下的堆内外蠕变行为，采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究，从蠕变行为本构方程出发，研究并建立了新型锆合金包壳蠕变的初步评价方法，并进行了初步验证。验证结果表明：预测值和测量值符合较好，最大相对偏差在25%以内，模型符合锆合金堆内蠕变行为的变化。本研究建立了新型锆合金包壳蠕变模型，表达了其堆内蠕变规律，为新型锆合金的堆内行为的预测提供了支持。

严重事故下原型熔融物实验研究

黎阳, 宫厚军, 郭可蓉, 胡钰文, 杨生兴, 昝元峰, 杨祖毛, 黄彦平

2023, 44(4): 240-246. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0240

摘要(487) HTML (46) PDF(30)

摘要:
为研究严重事故条件下压力容器下封头熔融池分层行为，需将原型熔融物熔化为液态开展实验。本研究采用CESEF实验装置，使用电磁冷坩埚技术熔化原型熔融物，最高装料量为5000 g，最高温度为3000℃。配套的高频电源功率为400 kW，频率为100 kHz。针对华龙一号堆芯熔融物组分开展实验研究，研究发现熔融池出现了明显的分层，一层为金属层，一层为氧化层。通过对金属层和氧化层不同位置取样分析，发现金属层中主要为不锈钢成分、部分U和Zr，氧化层主要为亚氧化状态的U、Zr和O，其他含量很少。

不同注水方式下混合粒径碎片床冷却特性实验研究

杨生兴, 宫厚军, 方昱, 黎阳, 胡钰文, 昝元锋, 杨祖毛, 卓文彬

2023, 44(4): 247-252. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0247

摘要(370) HTML (32) PDF(23)

摘要:
液态堆芯熔融物与冷却剂相互作用（FCI）后破碎形成颗粒床，对颗粒床实施有效的冷却可以实现熔融物的滞留并终止事故进程。本文基于原型熔融物FCI实验后的碎片粒径分布和孔隙率，构建了带内热源的混合粒径砂石碎片床，对不同碎片床强化排热措施（顶部淹没水池、自然循环驱动底部注水、周向进水）下的干涸特性进行了研究，实验中发现：顶部淹没水池条件下，碎片床的中上部率先出现汽泡壅塞区，随后在碎片床中下部出现缺液干涸区；自然循环驱动底部注水条件下，极大改善了碎片床底部的缺液状态，干涸热流密度（DHF）提升2.5倍以上，干涸区域位于碎片床中上部；周向进水方式下，DHF也提升2.5倍以上。

严重事故条件下安全壳内气溶胶再夹带行为机理试验研究

胡真, 陈林林, 季松涛, 魏严凇, 史晓磊, 郑光宗

2023, 44(4): 253-258. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0253

摘要(327) HTML (16) PDF(24)

摘要:
基于气溶胶再悬浮和再夹带整体试验平台，针对非能动安全壳内的气溶胶再夹带行为开展了试验研究。通过测量颗粒物的质量浓度、数量浓度以及粒径分布，分析了在再夹带阶段试验容器内气溶胶的运动和分布。通过改变水池尺寸、水池表面张力、颗粒物材质和浓度来研究不同单位面积上水蒸气的蒸发速率、不同水池表面张力、不同颗粒物溶解度及浓度下的气溶胶再夹带率的变化。试验表明：水池沸腾情况下气溶胶再夹带率受水池表面张力和单位面积上水蒸气蒸发速率影响，颗粒物粒径分布与颗粒物材质有关。

严重事故下安全壳内水池pH值分析模型开发与验证

戴薇, 江娉婷, 陈鹏, 贺东钰

2023, 44(4): 259-266. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.04.0259

摘要(299) HTML (11) PDF(20)

摘要:
为解决事故后核电厂安全壳内水池pH值计算工具缺失的问题，研究开发了可直接建模和实时模拟的pH值计算模型。基于牛顿拉夫森方法，通过建立关键物项物性及反应数据库，构建气-液两相化学平衡计算模型，开发了数据库完整、具备高辐照反应计算能力和事故进程耦合能力的pH值计算软件CalcpH。针对不同计算功能，CalcpH软件计算结果分别与事故分析软件ASTEC和化学平衡计算软件PHREEQC计算结果进行了对比。结果表明，对于非辐照反应，CalcpH软件计算结果与PHREEQC软件计算结果差距在1.3%以内；对于辐照反应，CalcpH软件计算结果与ASTEC软件计算结果差距在2.7%以内。同时，CalcpH软件计算结果与实验对比，其误差在1%以内。通过软件对比与实验对比2种方式充分证明了计算结果的可靠性。因此，CalcpH软件建立的数值计算模型可用于事故后安全壳内水池pH值的预测。

留言板

2023年第44卷第4期

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