核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

章航洲, 曹俊杰, 张永领, 孙志军, 胡冬梅, 林力, 吴耀, 杜德福, 王帅, 陈戏三

2024, 45(3): 1-13. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0001

摘要(109) HTML (15) PDF(46)

摘要:
反应堆退役是需要重点关注的核设施退役工作之一。本文总结了全球反应堆退役情况；提出了广义的退役技术概念，构建了由退役管理及总体技术、退役专用技术和共性支撑技术构成的反应堆退役技术体系；对政策法规和标准、技术路线、工程管理等退役管理及总体技术进行了论述；对安全停闭、特性调查、去污、切割拆除拆毁、废物管理、退役终态管理等退役专项技术进行了分析；对数智化退役、辐射防护与监测等共性支撑技术进行了探讨。经综合分析论证展望了具体退役技术的发展方向和未来反应堆退役技术的发展趋势。

基于MOOSE平台的西安脉冲反应堆多物理耦合计算研究

胡田亮, 姜夺玉, 张信一, 王召浩, 王立鹏, 曹璐, 李达, 陈立新

2024, 45(3): 14-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0014

摘要(35) HTML (7) PDF(19)

摘要:
反应堆中涉及一系列复杂相互作用的多物理耦合过程，随着高性能计算技术的迅速发展，基于多物理耦合的分析越来越受到重视。基于多物理耦合平台MOOSE开展了西安脉冲反应堆的稳态和瞬态多物理耦合计算研究，综合应用Picard迭代和Jacobian Free Newton-Krylov（JFNK）方法处理多物理耦合中的非线性问题，实现了三维中子扩散时空动力学、三维固体导热和一维流体流动传热的多物理耦合计算，计算了西安脉冲反应堆2 MW稳态运行和3.45$\$$（1$\$$表示一个有效缓发中子份额）脉冲运行条件下的反应堆行为，得到了堆芯三维功率和温度分布计算结果，计算结果与实验结果符合较好，证明了多物理耦合的正确性。开发的多物理耦合计算方法具有几何适应性好、耦合灵活等特点，具有应用于其他小型反应堆的潜力。

基于NGAMMA的快堆光子释热行为分析

张腾, 马续波, 胡馗, 贾冠群, 赵晨, 王连杰

2024, 45(3): 20-27. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0020

摘要(53) HTML (7) PDF(23)

摘要:
为了提高快能谱反应堆光子释热计算精度，本文研究了高精度光子截面制作理论与光子释热计算方法，基于自主开发的光子截面处理程序NGAMMA，制作生成了问题相关光子截面库。该截面库主要包括中子与光子比释动能（KERMA）因子、光原子反应截面、瞬发光子产生截面、缓发光子产生截面等数据。使用快堆基准题ZPPR-9对数据库进行验证，计算结果表明：①利用新开发的94群光子截面库通过并群得到问题相关的光子截面库，比之前利用NJOY直接生成21群光子截面的计算精度有显著提高，光子释热的计算结果在增殖区与蒙特卡罗结果的相对偏差由原来的–7.88%下降到3%以内，反射层区域的相对偏差由原来的14.76%下降到5.05%；②考虑缓发光子显著影响光子释热，与仅考虑瞬发光子相比，考虑缓发光子使得内外堆芯区域的光子释热提升达到33.11%；③使用比例因子方法近似计算缓发光子释热与精确计算的结果符合较好，在各个区域的相对偏差均在±2%以内。

燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT开发及初步验证

齐飞鹏, 刘振海, 尹春雨, 罗剑, 刘勇, 钱立波, 周毅, 王浩煜, 陈平, 李权

2024, 45(3): 28-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0028

摘要(31) HTML (12) PDF(10)

摘要:
为进一步提高燃料性能预测精度、拓展燃料分析工具适用范围。本文针对典型棒状燃料元件，基于商用有限元分析程序COMSOL、系统安全分析程序ARSAC以及蒙特卡罗燃耗计算程序RMC，搭建了燃料元件多物理场耦合分析平台MCAT，实现了燃料模块、热工水力模块及中子物理模块的双向耦合。耦合平台采用模块化设计思想，利用中间数据接口管理耦合参数并明确各模块的“边界”，借助各模块的输入/输出文本文件实现耦合参数的更新与反馈，避免了对已有程序进行源码级修改。采用非对称Picard迭代算法实现模块间的双向耦合，将物理和热工模块看作黑盒子程序，在燃料热力学求解过程中依次调用RMC和ARSAC执行计算并交换数据，反复迭代直到收敛。本文从模块、接口及综合预测结果等方面对MCAT进行初步验证，结果表明MCAT能够准确预测燃料元件内功率、温度、结构变形及冷却剂状态等参数分布，表明MCAT平台在模块开发、耦合流程搭建及编码实现等方面的正确性。

基于MOSASAUR程序的中子-光子输运堆芯释热率计算方法研究

胡馗, 马续波, 王连杰, 张斌, 赵晨, 张腾, 陈义学

2024, 45(3): 37-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0037

摘要(20) HTML (9) PDF(7)

摘要:
为了准确计算快堆堆芯中所有裂变材料与非裂变材料释热，并精细考虑中子、光子、电子在堆芯中的能量沉积，以提高快堆堆芯释热率计算精度。本文基于确定论两步法研究并实现了中子-光子输运堆芯释热率计算方法，通过求解裂变源中子输运方程和固定源光子输运方程得到中子和光子注量率，基于比释动能（KERMA）因子方法计算瞬发中子和瞬发光子释热率，利用比例因子方法计算缓发光子产生矩阵，在MOSASAUR程序内通过内耦合方式实现了快堆中子-光子输运和堆芯释热率计算。计算铅铋快堆RBEC-M基准题的功率分布并与蒙特卡罗程序计算结果进行对比，燃料组件总功率相对偏差在±4%以内，非燃料组件总功率相对偏差在±10%以内，所有组件光子功率相对偏差在±10%以内。因此，本文研究的中子-光子输运堆芯释热率计算方法对快堆堆芯释热计算具有较高精度。

基于动态氙条件的单点校刻技术研究及应用

白家赫, 郑东佳, 万承辉, 李载鹏, 房何, 潘泽飞, 吴宏春

2024, 45(3): 45-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0045

摘要(12) HTML (6) PDF(9)

摘要:
核电厂在换料大修后的升功率期间会在指定功率水平实施堆外功率量程探测器（简称堆外探测器）校刻试验，以指示准确的堆芯功率水平和轴向功率偏差。本文提出了在动态氙条件下进行堆外探测器校刻的方法，基于动态氙条件单次堆芯通量测量试验，结合堆芯物理分析程序SPARK提供的动态氙理论库，进行堆芯功率重构，然后采用单点校刻方式完成堆外探测器校刻；整个过程无需长时间等待堆芯达到氙平衡状态，具有较高的经济效益。采用田湾核电站5号机组第2次大修升功率期间的实测数据对该方法进行验证，功率水平误差全部在±1.0%以内，轴向功率偏差的误差全部在±0.5%以内。验证结果表明，本文提出的动态氙条件下单点校刻方法能够在达到指定功率水平2 h后即完成堆外探测器校刻任务，且校刻系数具有较高的计算精度。

倾斜管内气液两相逆流极限实验研究

马有福, 韩林峰, 温慧铭, 吕俊复, 王硕

2024, 45(3): 51-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0051

摘要(15) HTML (4) PDF(9)

摘要:
失水事故下压水堆热段内气液两相顺利逆流对防止堆芯熔化事故至关重要，而热段是由水平管与倾斜管组合而成。为探明热段内气液逆流的约束机制，以常温空气/水为两相工质对倾斜管与水平管内气液两相逆流极限（CCFL）特性进行实验，研究了管道倾角（0°~30°）和管径（40~100 mm）对管内CCFL的影响。主要结论有：CCFL工况下，水平管内呈分层流；随管道倾角和管径增大，倾斜管内分层流逐渐过渡为雾状流；相同管径下，以表观流速表征的CCFL曲线随管道倾角增大而升高，意味着热段内气液逆流主要受水平段控制；相同管道倾角下，倾斜管与水平管的CCFL表观流速曲线均随管径增大而升高；传统Wallis参数未反映管道倾角对CCFL的影响，也未能准确表征管径对水平管CCFL的影响，但Wallis参数可良好关联管径对倾斜管CCFL的影响；提出了可同时关联管道倾角与管径影响的倾斜管CCFL实验关联式。研究结果对压水堆核电厂的安全性分析提供了基础数据和实验关联式。

西安脉冲反应堆再淹没特性研究

王子铭, 傅俊森, 肖瑶, 田晓艳, 苏春磊, 李达, 顾汉洋

2024, 45(3): 60-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0060

摘要(20) HTML (6) PDF(13)

摘要:
再淹没过程是失水事故重要环节，明确再淹没过程中堆芯瞬态热工特性对破口失水事故安全分析极为关键。本研究基于子通道分析程序CTF，针对西安脉冲反应堆典型大、小破口失水事故中再淹没过程开展了瞬态分析计算。分析中将堆芯依据功率划分为8个通道，获得了骤冷前沿和堆芯温度的时空分布特性，分析了不同位置燃料棒在各高度的包壳与燃料棒中心温度变化规律。研究结果表明，外围燃料棒相较于中心最热棒温度更低且更早被完全冷却；大、小破口失水事故工况下冷却剂均能完全淹没堆芯，使堆芯完全冷却，大破口失水事故工况下因衰变功率更大，堆芯被完全冷却所需时间更长；大破口失水事故工况下包壳失效风险较小，小破口失水事故包壳失效风险相较于大破口失水事故工况更高，大、小破口失水事故工况下均不会发生燃料芯块熔毁。

卧式乏燃料干法贮存系统缩比模型传热特性数值研究

王正权, 杨廷, 文青龙, 徐世佳, 陈康, 程呈, 唐琼辉

2024, 45(3): 68-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0068

摘要(19) HTML (10) PDF(8)

摘要:
乏燃料干法贮存具有安全、经济及灵活的优势，是当前核工业领域的研究热点之一。本研究以乏燃料干法贮存系统的水平贮存模块（HSM）为研究对象，采用计算流体动力学（CFD）共轭传热技术与多孔介质相结合的物理建模方法，建立了混凝土模块与贮存容器的1/2缩比模型的三维自然对流传热模型，在Fluent求解器中对模块内的流动传热过程进行了数值模拟。研究结果表明：混凝土模块底部入口处的收缩结构设计导致进口段的空气流速陡增，最大流速为1.98 m/s；混凝土模块内的热屏蔽板可有效降低混凝土的温度，高温区域分布在内部腔室的后墙上半部分，最高温度为108.05℃；燃料组件温度在轴向和水平径向上呈对称分布，最高温度为321.97℃；混凝土模块内自然对流换热量占总发热功率的82.3%，其结构设计具有良好的排热能力。该研究将为乏燃料干法贮存系统的缩比实验和样机设计提供重要参考。

熔盐沿螺旋十字型单棒层流混合对流传热数值研究

姜殿强, 张大林, 陈凯龙, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2024, 45(3): 76-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0076

摘要(31) HTML (9) PDF(14)

摘要:
西安交通大学提出的小型氟盐冷却高温堆（FuSTAR）概念设计采用了螺旋十字型燃料组件。为研究熔盐在螺旋十字型燃料组件的混合对流传热特性，建立了螺旋十字型单棒通道模型。采用计算流体力学（CFD）方法，以实验数据验证数值计算模型，94%壁温数据点的数值计算值与实验测量值之差在±5℃的范围内，94%平均传热系数数据点的数值计算值与实验测量值相对误差范围是−15%~15%。熔盐沿螺旋十字型棒混合对流传热的结果表明，自然对流在整体混合对流传热的影响程度与入口温度、热流密度有关；Φ/Gz（Φ为自然对流无量纲数的组合变量，Gz为格雷兹数）能更合理地评估自然对流在整体对流传热中的影响程度。此外，拟合了在30≤Re≤500，6≤Pr≤26，600≤Gr≤42000（Re为雷诺数，Pr为普朗特数，Gr为格拉晓夫数）时熔盐沿螺旋十字型单棒的层流混合对流传热关系式。

基于动态模式分解的直流蒸汽发生器降阶建模

许依凡, 彭敏俊, 夏庚磊

2024, 45(3): 85-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0085

摘要(21) HTML (6) PDF(11)

摘要:
直流蒸汽发生器（OTSG）的运行特性对反应堆的安全有重要影响。大尺度、精细化的仿真模型为OTSG热工水力特性和安全分析提供高保真的模拟结果，但也对计算资源提出了挑战。带控制的动态模式分解（DMDc）是一种数据驱动的模型降阶（MOR）方法，其在动态模式分解（DMD）的基础上能够为含控制输入的系统建立低维的、准确的输入输出模型以替代高保真模型进行快速计算。考虑到实际运行中如蒸汽压力等OTSG热工参数受反应堆控制系统影响，利用RELAP5程序建立的全阶模型获取了OTSG在快速降负荷和快速升负荷工况下的主要热工参数的高保真模拟结果，基于DMDc建立了OTSG的降阶模型（ROM）。结果表明DMDc能够提取OTSG在变负荷工况下的动态特性，ROM的计算结果与全阶模型之间的最大相对误差小于2%。此外，对比了DMDc与DMD方法对OTSG降阶建模的效果，证明了DMDc方法的优越性。

基于网格变形法铅铋快堆组件堵流事故模拟

刘政隆, 秋涵瑞, 王明军, 孙浩, 田文喜, 苏光辉

2024, 45(3): 95-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0095

摘要(30) HTML (10) PDF(14)

摘要:
铅铋快堆中，燃料包壳或堆内结构材料会受铅铋合金腐蚀而脱落，堵塞冷却剂通道，引起局部传热恶化，最终导致包壳失效，因此需要分析堵流条件下组件内流动换热特性。绕丝组件结构复杂，非结构化网格划分方法网格量大，对计算资源要求较高。为减少网格量，采用基于径向基函数（RBF）的网格变形法对光棒组件网格进行变形，得到带绕丝组件全六面体网格并开展数值计算。与实验数据相比，全六面体网格计算结果与实验值符合良好，其网格量远少于非结构化网格，能够实现带绕丝组件堵流事故快速计算。开展典型61棒带绕丝组件堵流计算，结果显示柱状堵流流场恢复更快而局部温升更高；板状堵流流场需要更长距离恢复但局部温升小。

带格架棒束子通道单相湍流交混轴向演化特性实验研究

刘莎莎, 马在勇, 张锐, 孙皖, 张卢腾, 朱隆祥, 潘良明

2024, 45(3): 104-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0104

摘要(23) HTML (6) PDF(11)

摘要:
子通道间的湍流交混是影响堆芯内热工参数准确计算的关键因素，对于提升反应堆安全分析的精度具有重要意义。对于带格架棒束子通道间湍流交混，现有研究常采用热扩散系数研究其平均效应，缺乏对其轴向演化特性的详细分析。本文基于示踪剂分析方法，对带格架与不带格架的双子通道单相湍流交混的轴向演化特性开展了实验研究。实验结果表明格架对于单相湍流交混具有显著增强作用。相对于无格架工况，格架处由于格架强扰动和横流作用湍流交混增强作用最强，格架近下游由于反向横流作用增强作用最弱，格架远下游略强于格架上游，且增强作用可以持续较长距离。

燃料组件辐照后出堆及脱水过程传热特性研究

岳潇, 卜仁越, 梅星, 李科均, 黄敏, 田志龙, 田晓瑞

2024, 45(3): 110-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0110

摘要(37) HTML (23) PDF(22)

摘要:
为建立燃料组件在研究堆考验回路内辐照后出堆冷却过程的传热特性分析方法，本研究以高通量工程试验堆（HFETR）考验回路辐照后的某型压水堆燃料组件为对象，对其在辐照考验后的出堆过程及脱水过程进行计算流体动力学（CFD）模拟，建立了三维流场、温度场计算模型并计算获得各自的传热特性。研究结果表明，出堆过程流体最高温度大于组件出口温度；而在室温较低的情况下，脱水后组件散热情况更好，可提前进行脱水过程。该方法可以计算出堆过程所允许最大时间及达到脱水条件所需冷却时间，能够用于研究堆考验回路内辐照后燃料组件出堆冷却过程传热特性的分析及预测。

半椭球堵流结构对窄通道流动传热特性的大涡模拟研究

刘珺瑞, 熊进标

2024, 45(3): 116-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0116

摘要(24) HTML (8) PDF(9)

摘要:
为研究半椭球堵流结构对窄通道内冷却剂流动传热特性的影响，针对高度为窄边宽1/2的半椭球堵流结构开展了大涡模拟，分析了堵流结构下游的时均速度场、湍动能和温度分布，研究了堵流结构附近的流动传热特征。半椭球堵流结构下游流场有显著的三维特性，存在绕流及边界层分离形成的回流区、剪切层、主流区和再发展区等特征区域。结合时均温度场及局部努塞尔数（Nu）的变化规律，研究了堵流结构对窄通道传热的影响机制。分析发现，半椭球底面侧壁面附近回流区及其顶部壁面再发展区内，由于热流体聚集，缺乏主流低温流体冲扫，出现局部Nu极小值和局部高温。总体上看，半椭球堵流结构对窄通道速度场和温度场的展向影响范围为5倍半椭球长半轴范围。

基于Modelica的超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性模拟

张利琴, 黄彦平, 曾小康, 宫厚军

2024, 45(3): 124-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0124

摘要(27) HTML (7) PDF(23)

摘要:
Modelica是一种大型复杂系统建模的开源式面向对象语言，由瑞典的非盈利组织Modelica协会开发。本文对Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真进行了探索。基于压缩机、透平、回热器和冷却器等关键设备的机理关系式，开发了基于Modelica语言的超临界二氧化碳模型库，基于可视化界面拖拽式建模构建了单级回热循环系统仿真模型，基于Modelica语言构建的平台Mworks的求解器进行了稳态求解。通过与SCTRAN/CO2计算结果对比，验证了Modelica模型的可靠性和Modelica语言用于超临界二氧化碳布雷顿循环系统热力学特性仿真的可行性，分析了单级回热循环的瞬态特性。

19棒束螺旋十字燃料组件临界热流密度实验研究

傅俊森, 肖瑶, 陈硕, 张伟, 丛腾龙, 顾汉洋

2024, 45(3): 132-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0132

摘要(44) HTML (13) PDF(14)

摘要:
燃料组件是反应堆的重要组成部件，临界热流密度是决定燃料组件性能的最关键参数之一。参考上海交通大学热工水力实验室的螺旋十字燃料元件参数，设计了19棒束螺旋十字燃料组件并开展临界热流密度特性实验研究，建立了一套适用于均匀发热全长螺旋燃料组件棒束临界热流密度测量方法，获得了螺旋燃料组件临界热流密度数据库，并对实验结果进行了分析。结果表明：临界功率随入口温度升高而线性降低，随着压力和干度的增大而减小，随质量流速的增大而增大。引入周向不均匀因子，建立了螺旋燃料临界热流密度预测模型，实验值（M）/预测值（P）数据的统计分布呈现正态分布，且均匀分布在1附近，证明了关系式的可靠性和准确性。所用实验技术和模型开发方法具有通用性，可应用于同类螺旋燃料组件临界热流密度特性研究。

FeCrAl合金中高温水蒸气氧化增重模型研究

刘臻, 张晓红, 乔英杰, 何琨, 杜沛南, 张瑞谦, 都时禹

2024, 45(3): 139-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0139

摘要(34) HTML (11) PDF(13)

摘要:
通过预测FeCrAl合金在不同温度下的水蒸气氧化行为，从而为反应堆失水事故（LOCA）下的FeCrAl包壳性能演化仿真提供模型。本文基于反应控制与扩散控制的氧化机制，提出了两段式的氧化增重微分模型，并给出了模型参数标定方法。结合实验提供的FeCrAl合金在高温（900~1200℃）与中温（400℃）条件下的水蒸气氧化增重数据，模型能够统一描述400~1200℃温度区间内的FeCrAl合金氧化增重行为，与实验数据的误差控制在20%以内。同时观测到，反应-扩散机制的临界增重在400~900℃时基本不变，在更高温度时显著上升，其原因是高温时氧化层生长过快，难以形成致密的氧化保护层。考虑实际LOCA时初始水腐蚀氧化层的影响以及气压变化，模型给出了相对应的修正方案。本研究有望为FeCrAl合金包壳在LOCA下的失效行为仿真提供氧化增重模型与数据。

Fe+Cr及Si含量对Zr-4合金耐腐蚀性能的影响

岳慧芳, 庞华, 高博, 高士鑫, 罗倩倩, 赵艳丽, 蒋有荣

2024, 45(3): 146-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0146

摘要(23) HTML (5) PDF(14)

摘要:
为了优化国产Zr-4合金的耐腐蚀性能，在420℃、10.3 MPa的高温高压水蒸气加速腐蚀条件下，研究了合金元素Fe+Cr以及杂质元素Si对国产Zr-4合金耐腐蚀性能的影响。结果表明：在美国材料实验学会（ASTM）规定的Fe+Cr含量范围内（0.28 wt%~0.37 wt%，wt%表示质量分数），Fe+Cr含量越高，析出的第二相数目越多、尺寸越大，越有利于材料耐腐蚀性能提升。在420℃水蒸气中腐蚀126 d后，当Fe+Cr含量从0.28 wt%增加到0.37 wt%时，Zr-4合金的腐蚀增重降低约30%。Zr-4合金在1100℃淬火时，当Si含量低至10 mg/kg时，形成粗大的平行板条结构；而增加Si含量到100 mg/kg后，析出的细小Zr₃Si为α相提供形核位置，使得组织中出现网篮结构和细小的平行板条结构。网篮结构能促使组织中第二相分布更均匀弥散，因此，高Si含量的Zr-4合金表现出更优良的耐腐蚀性能。

大承载隔振器性能设计与试验研究

李星照, 马伟杰, 刘昊文, 杜新新, 韩超, 孙月, 彭方澜

2024, 45(3): 154-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0154

摘要(19) HTML (3) PDF(12)

摘要:
采用碟形弹簧与磁流变液相结合的方式，针对核动力系统重型设备设计了一种大承载隔振器。该隔振器采用磁流变液阻尼器作为主要阻尼部件，采用小刚度和大刚度碟形弹簧复合组件作为主要承载结构。通过对碟形弹簧复合组件进行分析设计，确定复合组件的结构参数，构造隔振器样品。对隔振器样品进行动静刚度和阻尼比性能测试，结果表明该隔振器的额定承载达到11 t，额定承载下固有频率约为6.2 Hz，在主要隔振频率范围内的动刚度和阻尼比性能较为稳定。但动刚度和阻尼比受振动幅度影响较大，当振动幅度由0.05 mm提高至0.2 mm时，动刚度由约100 kN/mm降低至约45 kN/mm，阻尼比由约0.07提高至约0.19。本文研究可为后续工程应用提供技术参考和支撑。

燃料组件定位格架冲击屈曲仿真分析方法与屈曲行为研究

刘胜, 李朋洲, 杨翊仁

2024, 45(3): 161-169. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0161

摘要(15) HTML (5) PDF(10)

摘要:
燃料组件定位格架作为反应堆堆芯的重要部件，其动态屈曲行为直接关系着反应堆结构的安全。本文建立了燃料组件定位格架多次重复冲击仿真分析方法，对比了单次简单冲击仿真、多次重复冲击仿真结果与试验结果的差异，讨论了仿真分析方法对格架冲击动态屈曲行为的影响。研究发现：多次重复冲击仿真分析方法能够模拟试验重复冲击的累积变形过程，其仿真结果与试验结果吻合更好；多次重复冲击仿真和试验的冲击力-冲击初速度曲线在屈曲点附近形成屈服平台，屈服平台内回弹系数和冲击动刚度维持稳定，屈服平台后冲击力快速下降，同时回弹速度与回弹系数剧烈变化，单次简单冲击仿真的冲击力和回弹速度在屈曲点后维持稳定并缓慢增长；屈曲前，冲击加速度时程曲线具有近似对称特征，随着冲击初速度的增加，冲击回弹阶段出现“拖尾”，加速度曲线对称性破坏；多次重复冲击仿真和试验的格架屈曲变形表现为以底部横向剪切变形为主的一阶屈曲破坏，单次简单冲击仿真无法准确预测屈曲形态。本文提出的多次重复冲击仿真分析方法能建立更准确的分析模型，并更准确地揭示定位格架屈曲试验中的动态力学行为。

基于知识矩阵推理的小型模块化反应堆并发故障诊断方法研究

彭俏, 马杰, 刘明辉, 绳东杰

2024, 45(3): 170-173. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0170

摘要(18) HTML (5) PDF(10)

摘要:
针对小型模块化反应堆（SMR）并发故障诊断问题，提出了一种基于知识矩阵进行知识表达和推理的并发故障诊断方法，该方法给出了一种高效的专家知识表达方式，将传统专家系统复杂的逻辑推理转换为简捷的矩阵运算，提高了故障诊断效率，可满足SMR在线并发故障诊断的要求，并以SMR发生主冷却剂管路破损和控制棒掉棒并发故障为诊断示例证明了本方法的有效性。

特种多杆检测机械臂的有限元分析

程保良, 何高清, 陈思远, 陈君荣

2024, 45(3): 174-178. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0174

摘要(13) HTML (7) PDF(7)

摘要:
为满足核电厂蒸汽发生器（SG）出水接管与主冷却泵连接焊缝内部的超声检测需求，开发了一套具有多自由度的特种多杆检测机械臂。使用Solidworks软件的Simulation模块对特种多杆检测机械臂的关键构件进行了有限元分析，结果发现采用铝杆制造的特种多杆检测机械臂仅满足服役时的强度要求，不能达到刚度要求，对其运载和扫查时的定位精度造成很大影响。采用铝管对特种多杆检测机械臂进行结构优化，结果表明改进后的设备能够满足服役时的强度要求，且刚度得到明显提升，进一步轻量化后，运载和扫查过程中的定位精度明显提高，有利于后期检测的操作。

非能动脉冲冷却系统对压水堆SBO/TLFW事故的缓解作用分析

吴震华, 唐琪, 李伟, 许俊俊, 段倩妮, 武俊梅

2024, 45(3): 179-185. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0179

摘要(23) HTML (7) PDF(7)

摘要:
针对二代堆核电厂目前的事故规程难以处理全厂失电（SBO）与完全丧失给水（TLFW）事故叠加的情况（SBO/TLFW），非能动脉冲冷却是一种充分利用二代堆核电厂二回路现有设备系统以延缓事故进程的新思路。为分析非能动脉冲冷却系统对SBO/TLFW事故的缓解作用，基于最佳估算系统程序RELAP5建立了中国改进型三环路压水堆（CPR1000）机组主系统、二回路和非能动脉冲冷却系统模型，在此基础上开展了SBO/TLFW事故工况分析，对比了有、无非能动脉冲冷却系统情况下的事故进程。计算结果表明，在停堆后8 min内开始启动且仅依靠除氧器存水，非能动脉冲冷却系统能够将堆芯开始裸露的时间推迟约12 h，可以显著延缓压水堆的SBO/TLFW事故进程。

浮动核电站OTSG蒸汽压力线性自抗扰串级控制设计与验证

张涛, 石波, 吴治江, 郭伟

2024, 45(3): 186-192. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0186

摘要(25) HTML (7) PDF(13)

摘要:
浮动核电站的直流蒸汽发生器（OTSG）汽水容积和蓄热量较小，在存在外部扰动及负荷变化时，蒸汽压力波动较大，基于局部模型建立的单一工况水平下的比例-积分-微分（PID）控制器难以实现全工况范围内的良好控制。为此，基于系统辨识方法得到OTSG在不同工况下的传递函数模型，采用梯形隶属度函数进行加权，建立适用于OTSG蒸汽压力控制的全工况模糊模型，并将线性自抗扰控制器（LADRC）应用于OTSG的外回路，设计LADRC串级控制系统。结合频域分析方法给出OTSG稳态运行和变工况运行的LADRC工程参数调整规律，在此基础上进行参数整定，并与PID串级控制系统进行性能对比。仿真结果表明，相比PID串级控制，LADRC串级控制的响应速度更快、控制误差更小、抗干扰性和鲁棒性更强。

风险指引型高温气冷堆SSC安全分级研究

倪曼, 赵军, 钱鸿涛, 张佳佳, 宫宇, 肖军

2024, 45(3): 193-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0193

摘要(19) HTML (6) PDF(7)

摘要:
风险指引安全分级是以概率安全分析（PSA）为基础，对传统的确定论安全分级进行优化，从而改善核电厂安全分级的管理要求，以进一步提升核电厂的安全性和经济性。本文在风险指引安全分级的基础上，提出了高温气冷堆的安全分级流程，并以蒸汽发生器（SG）事故排放系统为例进行了风险指引安全分级的实例研究。结果表明，安全级的SG电磁排放阀可划分为安全相关但低风险重要等级，说明该系统的安全分级还有优化的空间，可为后续核电厂的构筑物、系统和部件（SSC）安全分级工作提供参考。

源量程中子测量反应堆倍增周期算法研究分析及实现

朱朝阳, 常嘉豪, 王振涛, 邢桂来, 李立涛

2024, 45(3): 199-205. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0199

摘要(22) HTML (5) PDF(10)

摘要:
反应堆倍增周期是反应堆控制中重要的监测参数，直接反映反应堆功率水平变化快慢，用于判定反应堆是否处于安全可控状态。反应堆源量程中子测量以脉冲计数率表征中子注量率与功率水平，对应的反应堆倍增周期计算较为复杂。采用数字化技术提出一种基于最小误差的多点拟合倍增周期数字化实时算法，通过现场可编程门阵列（FPGA）具体实现该算法并开展功能与性能测试。测试结果表明：对于反应堆保护阈值±30 s内的反应堆倍增周期，采用该算法的FPGA能够输出较准确倍增周期计算结果，作为触发安全保护系统的信号。该反应堆倍增周期算法适用于源量程中子测量系统中堆功率变化的实时监测，以保障启堆阶段的安全可控。

钠冷快堆钠-空气热交换器风阀流热固耦合研究

高博, 张宇景, 孙宝平, 刘盛

2024, 45(3): 206-212. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0206

摘要(32) HTML (9) PDF(9)

摘要:
针对核电钠冷快堆钠-空气热交换器风阀在高温工作环境下存在的叶片卡涩现象和阀体强度失效问题，设计了一种双叶片钠冷快堆钠-空气热交换器风阀。利用流热固耦合方法对该风阀在不同开度下的流场流动特性、阀体温度分布、阀体变形及应力情况进行了研究。结果表明：①风阀在开度45°以下时，流体通过风阀前后会产生明显的速度梯度和压力梯度；②局部温差越大的区域热应力值越大，最大应力为206.94 MPa，出现在框架侧密封板边缘处，最大应力值符合材料强度要求；③阀体变形及应力主要为受热引起的热变形和热应力，风阀最大变形量为3.3368 mm且框架变形量在各个方向均大于叶片变形量，新设计的风阀不会产生叶片卡涩现象。

连续循环法辐照制备¹²⁵I回路系统调试

李波, 李世斌, 张劲松, 罗宁, 薛夫, 胡映江, 曾俊杰, 陈云明

2024, 45(3): 213-218. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0213

摘要(14) HTML (3) PDF(8)

摘要:
采用连续循环法辐照生产医用同位素¹²⁵I，不仅能实现靶料循环辐照，同时产生的¹²⁵I被碘吸附装置所捕集提取。¹²⁵I制备工艺装置系统根据岷江泳池试验堆（MJTR）场地布局已完成现场安装，本研究对该系统的工艺设计构思、功能组成、研发进展等进行了详细的论述，同时采用对回路保压、循环辐照过程模拟等方法对整个系统装置的气密性、功能性以及稳定性等开展详细的调试验证。结果表明，整个系统装置具有较好的气密性，其设备的功能性以及稳定性均满足技术设计要求，该调试结果为后续热试验研究奠定了基础。

核级电动截止阀多因素耦合强化试验与控制方式改进研究

吴小飞, 黄茂丽, 张林, 聂常华, 徐长哲, 徐尧, 卓文彬, 李朋洲

2024, 45(3): 219-223. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0219

摘要(20) HTML (5) PDF(11)

摘要:
阀门作为核反应堆系统中的关键能动设备，其可靠性直接决定着反应堆安全及人员安全。针对核电厂常用阀门——电动截止阀，基于既往故障数据分析和结构特点，发现核级电动截止阀的主要故障是位置指示器与行程位置不匹配导致阀门内漏。以此为基础设计了耦合强化试验，模拟综合使用工况下的振动强化效应，使得在较短时间内激发电动截止阀的故障，然后根据故障原因提出以堵转电流控制关阀的方式解决内漏问题。试验结果表明，改进控制方式后以转矩控制机构控制关闭，电动截止阀关闭正常无泄漏。

热室退役重混凝土结构切割拆除研究

王帅, 陈戏三, 章航洲, 滕磊

2024, 45(3): 224-228. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0224

摘要(13) HTML (5) PDF(9)

摘要:
金刚石绳锯切割是一种新型无损静力切割技术，具有环保、高效、安全等特性，在核设施退役重混凝土结构切割拆除方面表现出了巨大潜力。本文介绍了某核设施重混凝土结构的拆除现状，并以热室的重混凝土结构为研究对象，开展了不同冷却方式和不同切割方式对切割拆除的影响研究。结果表明：采用水冷却金刚石绳锯、下压拉切的方式，切割比重为4.2 t/m³的重混凝土，磨损系数最低为1.4×10⁻⁵，切割效率最高可达0.66 m²/h。

基于高斯滤波与帧差法的核动力系统蒸汽泄漏检测

刘杰, 袁凯, 周苏婷, 张林, 曾久晟, 聂常华, 黄彦平

2024, 45(3): 229-233. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0229

摘要(18) HTML (6) PDF(8)

摘要:
核动力系统内部存在高温高压蒸汽，一旦发生泄漏，轻则导致系统功能丧失，重则造成人员伤亡，因此开展核动力系统蒸汽泄漏检测工作迫在眉睫。当前，蒸汽泄漏主要通过压力表进行检测，若系统压力较高时出现微小泄漏，其压力减小量不足以引起运行人员重视，以致于无法及时发现蒸汽泄漏，因此该检测方法存在一定弊端。本文引入计算机视觉技术对核动力系统进行监测，采用帧差法对蒸汽泄漏进行检测，结果表明，该方法针对帧率小于26的蒸汽泄漏检测视频，在泄漏初期就能有效检测出蒸汽泄漏，并进行预警。该方法的提出为核动力系统蒸汽泄漏检测提供了一种新思路且能够有效应用于工程领域，同时也为其它领域高温高压介质的泄漏检测提供参考。

基于移动窗核主成分分析的核电厂主泵故障检测

张秀春, 夏虹, 刘永康, 朱少民, 刘洁, 张汲宇

2024, 45(3): 234-240. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0234

摘要(18) HTML (7) PDF(8)

摘要:
由于部件性能衰退、工况变化等因素影响，核动力装置在运行过程中会表现出明显的时变性，进而造成故障检测模型失效。为了改善传统故障检测方法在时变工业过程中的性能和在役适应性，基于核主成分分析（KPCA）和移动窗技术，提出了一种用于核动力装置的长时故障检测方法。该方法通过移动窗技术可实现KPCA故障检测模型的自动更新，从而解决检测过程中信号的时变性问题。将移动窗KPCA方法应用于某核电厂主泵的长时监测中，结果表明，主泵在正常和异常状态下，移动窗KPCA方法在故障检测率（FDR）、误报率（FAR）等指标方面均表现出了良好的性能。

AP1000控制棒全覆盖式固定超声检查技术研究

闫国华, 陈树, 李玮, 肖爱武, 俞英明

2024, 45(3): 241-245. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0241

摘要(20) HTML (9) PDF(6)

摘要:
控制棒组件是燃料组件中控制堆芯反应性的部件，因此需要及时对其状态进行评估，以确保核电站运行安全。本文针对AP1000控制棒结构、尺寸，研究了全覆盖式固定超声检查技术，并开发了专用检查装置。经过缺陷模拟棒的测试可知，本技术的缺陷轴向测量精度≤1 mm，壁厚测量精度<0.01 mm。本装置已成功应用于AP1000机组现场大修中，且发现了若干磨损缺陷和肿胀缺陷。应用结果表明，全覆盖式固定超声检查技术可对控制棒包壳的缺陷进行直观显示，并给出缺陷的位置、轴向长度、周向跨度、最大磨损深度等信息。

高流速铅铋环境下板型燃料组件流致振动特性研究

孙瑜, 刘建, 王浩煜, 钱升, 齐欢欢

2024, 45(3): 246-251. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0246

摘要(32) HTML (11) PDF(14)

摘要:
液态铅铋合金具有导热性能好、热容量高等特点，是新一代先进反应堆的理想冷却剂。本文建立了高流速铅铋环境下板型燃料组件全尺寸计算流体动力学（CFD）模型，基于大涡模拟湍流模型开展了瞬态流体力学分析并获得了燃料板所受的流体激励力。建立燃料板CFD模型，基于瞬态流体激励数据开展基于时域的结构动力学计算并获得燃料板的位移响应。计算结果显示，由于吊装结构形成的漩涡脱落，中间位置燃料板所受流体激励力远大于两侧位置燃料板。燃料板位移响应集中于自身的一阶频率，并且单组燃料板的一阶频率远大于湍流激励主频，因此燃料板没有在流体激励下共振的风险。考虑到入口湍流强度影响，基于矩形流道功率密度谱的流致振动分析方法保守性能不足。本研究可为新一代高性能燃料组件研发提供参考。

基于ROERE模型的反应堆信息抽取方法研究

李聪, 李思佳, 徐浩然, 颜雄

2024, 45(3): 252-257. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0252

摘要(12) HTML (4) PDF(9)

摘要:
反应堆设计领域的文本中存在着大量价值信息需要被挖掘，而非结构化的存储形式给信息提取工作造成了极大的困难。传统基于人工规则的信息抽取方法难以在复杂数据的处理上产生效率，需要采用人工智能的技术方法来克服这些问题。本文针对反应堆主设备文本数据，分析了数据特征并提出信息抽取面临的单实体重叠问题，基于CasRel模型增加了关系信息和关系导向模块，得到改进后的ROERE模型，通过对不同模型的实验验证，表明在模型中融合关系信息和关系导向模块的改进策略是有效的，能够更准确且全面地识别和预测三元组，从而提高反应堆主设备信息抽取的准确率和召回率。

非能动余热排出系统过冷沸腾传热特性研究

汪宇, 卢庆, 陈志辉, 郝承明, 赵京, 严思伟

2024, 45(3): 258-262. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0258

摘要(20) HTML (7) PDF(7)

摘要:
小型核电厂非能动余热排出系统（PRS）冷却水过冷沸腾会引起流动不稳定问题，从而影响反应堆安全性。通过静态传热分析，获取流动状态下避免净蒸汽产生的传热管外壁温度限值，并通过提高冷却水出口管出口位置标高和冷却水管内径的方法提高PRS系统冷却水的自然循环流量。研究结果表明，改进方案实施后，冷却水自然循环能力提升，系统排热能力有所提升，可以有效降低冷却水沸腾强度，避免产生过多蒸汽，使PRS系统稳定运行。

反应堆冷却剂流量质量位异常分析与处理

刘丹会, 徐涛, 朱加良, 何正熙, 秦越, 李卓玥, 石亚东

2024, 45(3): 263-267. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0263

摘要(32) HTML (7) PDF(14)

摘要:
针对海南昌江核电1、2号机组调试期间发生的单泵运行时环路上3个流量计全部超量程触发质量位异常现象，从反应堆冷却剂流量信号测量原理、停堆保护逻辑和质量位设置原则入手，对环路流量测量方法及冷停堆状态下流量信号实测数据进行了分析研究，指出现设计流量信号物理量程无法包络多种运行工况下的相对流量值。根据分析，需对流量计测量范围进行调整，使其输出的4~20 mA电流换算后对应的工艺流量量程从0~120%FP（FP为满功率）调整为0~129%FP（环路流量信号显示为X%FP，表示当前流量为相对满功率运行时流量的X%），并在调试期间将正常满功率运行时的流量计输出电流标定至13.615 mA。

基于群堆管理的压水堆核电厂首循环装载研究

廖鸿宽, 胡钰莹, 于颖锐, 王丹, 段永强, 李天涯, 何彩云

2024, 45(3): 268-271. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0268

摘要(14) HTML (6) PDF(6)

摘要:
堆芯装载方案是关系到电厂经济性和安全性最为关键的设计内容之一，而传统的首循环装载方案由于采用全堆全新燃料组件的方式，不可避免地导致一批从首循环中卸出的组件无法继续使用，燃料经济性与堆芯经济性均欠佳，亟需开展燃料经济性更优，燃料组件使用更为合理的首循环装载设计方法研究。本文提出了基于群堆管理的压水堆核电厂首循环装载设计方法，通过多机组燃料组件的共享使用，将多个机组的首循环进行群堆设计，提高首循环使用的新燃料组件富集度，实现循环长度需求，在保证各机组循环长度的基础上减少新燃料组件数目，可显著提高燃料利用率和首循环卸料组件燃耗，实现了机组经济性的显著提升，以华龙一号堆芯开展验证，结果表明，群堆管理模式下，在循环长度相当的情况下可实现双机组减少41组新燃料组件，堆芯各项参数满足设计限值要求，可为后续机组首循环装载设计提升核能经济性和竞争力提供参考。

堆外核探测器中子灵敏度计算模型研究

刘耀隆, 陈智, 黄有骏, 林超, 高志宇, 罗庭芳

2024, 45(3): 272-278. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.03.0272

摘要(24) HTML (5) PDF(15)

摘要:
本研究以蒙特卡罗方法为基础，提出了一种中子灵敏度计算模型，用于堆外核探测器核性能设计研究。首先，基于探测器物理原理，得到中子灵敏度的影响因素；在此基础上，分析探测器孔道处中子场特性，提出中子灵敏度计算模型；对计算模型进行讨论得到其不确定度分析。最后对模型展开验证，结果表明计算得到的中子灵敏度与实测数据的误差在可接受范围内，验证了模型的可行性。

留言板

当期目录
2024年第45卷第3期

留言板

当期目录 2024年 第45卷 第3期

当期目录
2024年第45卷第3期