核动力工程

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赵梓炎, 向钊才, 赵鹏程

2024, 45(4): 1-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0001

摘要(224) HTML (50) PDF(75)

摘要:
反应堆参数发生扰动后的瞬间，中子注量率和反应堆功率的准确预测对反应堆安全运行至关重要，而现有的本征正交分解（POD）与Galerkin投影相结合的方法存在累积误差而导致精度不高的问题。使用隐式差分法得到一维中子时空扩散的精确解，并作为基准数据，引入2个长短期记忆（LSTM）神经网络项，用于降低POD的累积误差和截断误差，实现物理驱动和数据驱动的混合驱动模型的构建。结果表明，添加神经网络修正项后，对中子注量率、总功率和各阶模态系数预测的均方根误差（RMSE）均降低了1~2个数量级，添加神经网络扩展项后，在预测相同阶数情况下计算时间显著减小，基于2阶和3阶扩展到6阶的改进模型相较于原始6阶模型分别提速了13%和7.6%。混合驱动模型可以很好得改善POD快速预测精度，结果有一定的参考价值。

基于压水堆堆芯物理分析软件Bamboo-C的VVER-1000工业确认研究

杨灏哲, 何旭东, 王昆鹏, 万承辉, 吴宏春

2024, 45(4): 9-16. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0009

摘要(91) HTML (14) PDF(23)

摘要:
本研究旨在实现对VVER-1000型核反应堆的精确物理分析，基于西安交通大学自研的先进压水堆堆芯物理分析软件Bamboo-C，进行了深入的方法学研究。研究内容包括：在组件计算方面，研究了基于构造实体几何的六角形输运计算方法及重反射层的精细建模技术；在堆芯计算方面，研究了保角变换与非线性迭代策略结合的六角形节块中子扩散计算法。基于Bamboo-C软件对某VVER-1000机组连续3个燃料循环启动物理试验和功率运行进行了建模计算，并与实测数据进行了对比分析。结果表明：①启动物理试验中，临界硼浓度的误差均值为−5.0ppm（1ppm=10^–6）；慢化剂温度系数与等温温度系数的误差均值分别为0.3 pcm/K和0.9 pcm/K（1pcm=10⁻⁵）；硼微分价值的误差均值为−5.0%；控制棒价值的误差均值为−7.8%；②功率运行中，3个循环临界硼浓度的误差均值分别为−2.3ppm、−18.9ppm和−7.8ppm；3个循环的堆芯功率分布误差的均值为−0.010（组件相对功率大于1）和0.012（组件相对功率小于1）。因此，Bamboo-C软件对VVER-1000机组堆芯关键物理量的计算误差均满足工业限值要求，具备工程应用的能力。

PCM核设计软件包全堆芯计算模块的验证

陆高奇, 丁铭, 兰兵, 潘昕怿, 李春, 王超, 马云帆

2024, 45(4): 17-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0017

摘要(108) HTML (22) PDF(27)

摘要:
PCM软件包是中广核研究院有限公司自主研发的核设计软件包，包含组件截面计算软件PINE和三维堆芯核设计软件COCO。为了验证PCM软件包的全堆芯计算能力及其准确性，本文基于自制全堆芯例题以及国际通用的BIBLIS、IAEA、LRA等全堆芯基准题对PCM软件包“组件-堆芯”两步法和COCO软件的堆芯计算功能进行了验证。在轻水堆堆芯基准题的计算中，所有算例的有效增殖系数k_eff平均偏差为6.4pcm（1pcm=10⁻⁵），最大偏差仅为28.2pcm，且所有算例中堆芯燃料组件归一化功率分布偏差的绝对值不超过1%。验证结果表明PCM软件包的全堆芯计算功能有较高计算精度，整体计算精度能够满足工程需求。

摇摆条件下圆管DNB型临界热流密度数值研究

方正, 杜松, 步珊珊, 李振中, 陈德奇

2024, 45(4): 24-31. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0024

摘要(147) HTML (37) PDF(37)

摘要:
针对摇摆条件下的竖直圆管内偏离核态沸腾（DNB）临界热流密度（CHF）进行了三维数值计算，采用欧拉两相流模型和非平衡壁面沸腾模型，通过将静止管道的CHF模拟值和实验值进行对比，完成了不同壁面沸腾子模型的敏感性分析。对15种振幅和周期组合的正弦简谐摇摆运动的竖直管道的CHF进行预测。结果表明：所有摇摆条件均导致了DNB现象的提前发生，在最“剧烈”的摇摆情况下，CHF的值最小。管道内的温度和换热系数会随着摇摆运动发生周期性的改变。在一个周期内，更大的振幅和更小的周期都会导致加热壁面在某时刻出现更小的换热系数，从而导致壁面最高温度上升。本研究可以为摇摆条件下DNB型CHF的数值预测提供参考。

铅铋堆全厂断电事故下二次侧非能动余热排出系统特性研究

钱雅兰, 林千, 杨子江, 陈康, 詹文辉, 汤春桃, 杨波

2024, 45(4): 32-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0032

摘要(83) HTML (13) PDF(25)

摘要:
以俄罗斯SVBR-100铅铋堆二次侧非能动余热排出系统（PRHRS）为研究对象，采用RELAP5/MOD4.0程序建模开展全厂断电（SBO）事故下PRHRS的余热排出能力评价和参数敏感性分析。研究结果表明，在整个SBO事故中，关键参数燃料包壳峰值温度最高为816.35 K，未超过安全限值，PRHRS能够及时导出堆芯余热；通过增大PRHRS水箱内置冷凝换热器换热面积可以增强PRHRS的余热排出能力。本研究建立的铅铋堆二次侧PRHRS安全分析模型和评价方法，可为我国铅铋堆PRHRS的设计和应用提供技术参考。

基于Monte Carlo方法的两相流动参数探测不确定性研究

刘丽, 朱隆祥, 张卢腾, 马在勇, 孙皖, 潘良明, 邓坚

2024, 45(4): 38-44. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0038

摘要(73) HTML (14) PDF(19)

摘要:
气泡速度和气泡数目是计算界面面积浓度等相态特性的关键参数，因此对电导探针测得的气泡速度和数目进行不确定性研究是很有必要的。采用Monte Carlo方法生成大量随机气泡运动样本，得到探针捕获直径1~6 mm气泡的统计规律。通过引入相对速度波动分量H研究了气泡横向速度对有效气泡数目和气泡速度的影响。结果表明，气泡横向速度的存在可缓解由于探针横向间距而无法测量较小气泡的情况；但有效气泡数目随着气泡横向速度的增大显著降低，逃逸气泡数目增加。同时，H=0时，速度误差仅来源于探针横向间距，且速度误差随着气泡直径的增加而减小；H≠0时，对于直径大于3 mm的气泡，气泡向左或向右的横向运动反而使得探针从远离中轴线处穿过气泡，导致气泡实际移动距离增大，速度误差也增大。本文研究可为确定及修正界面面积浓度等两相流动参数不确定度提供参考。

基于高精度子通道程序的CHF关系式开发研究

吴长娥, 张玉相, 陈昌义, 蒋理, 单建强, 傅先刚

2024, 45(4): 45-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0045

摘要(52) HTML (18) PDF(19)

摘要:
采用非均匀加热典型栅元和导向管栅元三组临界热流密度（CHF）试验数据，利用高精度子通道分析软件ATHAS获得局部参数，完成适用于燃料组件偏离泡核沸腾比（DNBR）分析的CHF关系式开发，得到导向管冷壁效应因子和DNBR限值；并与采用FLICA软件开发的关系式结果进行对比，结果表明，ATHAS软件开发的关系式计算得到的DNBR限值更低，且对烧毁（BO）点轴向位置和CHF的预测率更高。

紧密栅棒束通道氦氙混合气体流动传热特性数值模拟研究

张嘉鑫, 鲍辉, 丛腾龙, 顾汉洋

2024, 45(4): 53-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0053

摘要(102) HTML (16) PDF(29)

摘要:
针对氦氙冷却高温气冷堆堆芯设计和分析需求，本研究建立了一套涵盖物性模型、湍流模型与湍流普朗特数模型的氦氙混合气体三维流动传热模型，并基于此模型开展了棒束通道内氦氙混合气体流动传热数值分析，研究几何参数和运行参数对相关特性的影响规律。结果表明：包壳存在会对紧密栅棒束通道内流动传热带来较大的周向非均匀性，在子通道模拟及整体三维数值模拟中均应考虑包壳导热影响；除包壳外，紧密栅棒束通道内氦氙流动传热则主要受栅径比影响，同一工况下栅径比越大，混合气体对流换热越强烈。

单根螺旋管内沸腾两相流动不稳定性实验研究

郑鹏德, 汤琪芬, 李振中, 汪宁远, 陈德奇

2024, 45(4): 61-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0061

摘要(56) HTML (15) PDF(19)

摘要:
加热通道内发生沸腾相变时会出现流动不稳定，研究螺旋管内沸腾两相流动不稳定过程对螺旋管式直流蒸汽发生器的设计和运行具有重要意义。本文通过在热工实验平台中开展单根螺旋管内的沸腾两相流动实验，研究螺旋管内发生沸腾两相流动时的流动不稳定现象，通过实验分析加热功率上升过程中螺旋管内流量压降等参数在不同时刻的变化规律以及频谱特征，并将发生的沸腾两相流动不稳定性进行分类。结果表明在实验参数范围：压力为0.1~3 MPa、流量为300~1200 kg/h、入口过冷度为20~100℃、实验段加热功率为0~200 kW时，螺旋管加热通道内随着功率的增加会先出现流量漂移不稳定性，当流量漂移至另一流量值后，在低出口含汽率情况下会出现高频低振幅的密度波振荡，在高含汽率下会出现低频高振幅的密度波振荡。通过实验研究还发现入口过冷度、入口流量以及系统压力的增加均会提高系统的稳定性。

基于机器学习的淬冷沸腾最小膜态沸腾温度预测和灵敏度分析研究

张军权, 邓坚, 罗彦, 卢涛

2024, 45(4): 69-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0069

摘要(69) HTML (13) PDF(16)

摘要:
淬冷沸腾广泛应用于核反应堆失水事故后燃料棒的冷却过程中，最小膜态沸腾温度（T_min）的确定对核反应堆的安全运行至关重要。本文基于文献的实验数据，选用了3种典型机器学习模型：随机森林（RF）、人工神经网络（ANN）和极端梯度提升（XGBoost），对淬冷沸腾T_min进行预测和影响因素灵敏度分析研究。结果表明，机器学习方式能够有效提高淬冷沸腾T_min预测的准确性，其预测性能相较于传统的经验关联式有大幅提升，其中RF模型预测效果最优，决定系数R²为0.9770；通过结合RF模型和Sobol’全局灵敏度方法，得到对淬冷沸腾T_min影响最大的参数为冷却剂过冷度，其次为初始壁温，长径比、压力、热物性对其影响较小。本文研究成果将为提高核反应堆的安全性提供理论指导。

基于CFD方法的铅铋堆组件操作头射流搅混特性研究

张吉, 王莹杰, 王明军, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2024, 45(4): 77-86. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0077

摘要(607) HTML (32) PDF(30)

摘要:
在铅铋堆上腔室内，不同功率组件流出的铅铋搅混过程中流体温度波动可能导致固体结构发生热疲劳，危害铅铋堆运行安全。本文基于计算流体动力学（CFD）方法，建立了适用于铅铋堆组件操作头射流模拟的计算模型并通过实验数据进行了验证，之后对不同入口参数的操作头射流工况进行了模拟。研究结果表明：入口温差的增加会导致操作头下游轴向截面上温度分布不均匀性显著增加，且影响范围持续到测量柱的位置，在计算工况范围内，温差每减小20 K时，下游各个截面上温度均方根约减小23.5%；入口速度增加使得二次流增加，但是二次流强度会减小，在计算范围内搅混程度随入口速度增加呈现先减小后增大的变化趋势。本文可为铅铋堆组件操作头下游流场分析、操作头结构优化设计和堆芯流量分配设计等研究提供参考。

3×3花瓣形燃料棒-冷却剂耦合作用下子通道内过冷流动沸腾特性数值研究

杜利鹏, 宋尚典, 蔡伟华, 蒋泽平, 程琦, 张文超, 金光远

2024, 45(4): 87-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0087

摘要(62) HTML (16) PDF(20)

摘要:
为推动花瓣形燃料棒在水冷堆中的工程应用，必须了解冷却剂在花瓣形燃料棒束子通道内过冷流动沸腾特性。为此，本研究采用欧拉两流体模型和壁面沸腾模型，开展了3×3花瓣形燃料棒-冷却剂耦合作用下过冷流动沸腾数值研究。利用模拟结果探究不同子通道内空泡份额、壁面温度、横向流速等参数分布，以及均匀加热方式与轴向余弦加热方式对流动与换热的影响。结果表明，角燃料棒上最先出现过冷沸腾，随着加热功率增加，角、边、中心燃料棒上的过冷沸腾起始点（ONB）位置不均匀性减小；在相同加热条件下，角燃料棒上ONB处壁面过热度最大，其次是边燃料棒，中心燃料棒最小；燃料棒内凹弧处表面热流密度大于外凸弧处。总加热量一定的条件下，余弦加热和均匀加热相比，其壁面分布不均匀性降低。

堆内构件正方形布置开圆孔平板结构辐照效应温升半解析解

林炳炽, 徐晓, 孔小飞, 刘攀, 金挺, 聂照宇, 鲁治诚, 姚博维

2024, 45(4): 96-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0096

摘要(55) HTML (19) PDF(14)

摘要:
压水堆堆内构件中存在较厚的多孔板结构，其辐照效应带来的温升比较显著。由于结构的复杂性，其温升一般通过有限元方法计算得到。针对堆内构件正方形布置开圆孔平板结构，本文采用半解析方法计算其在辐照效应下的最大温升，得到了该结构的温升计算公式，并将其计算结果与有限元结果进行对比，结果表明：当γ释热率峰值的径向范围大于4倍孔心间距时，公式计算的最大温升与有限元结果偏差在2%以内，且公式计算的最大温升所在位置厚度方向的温度分布与有限元结果比较吻合。

自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析

栾行健, 王文, 宋嘉豪, 韩菲, 蒋二辉, 程坤, 杨帆

2024, 45(4): 103-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0103

摘要(523) HTML (15) PDF(23)

摘要:
自然循环是核动力系统一种特殊运行工况，此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象，从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序，以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性，并讨论了回路质量流量、管高及一次侧入口温度对倒U型管束蒸汽发生器流量分配的影响。结果表明，倒U型管束的管高越低、一次侧入口温度越低会导致出现反流的临界压降和临界流速越小；相较于倒U型管高度的变化，蒸汽发生器一次侧入口温度的变化更加显著地影响倒U型管束的流量分配；增加循环质量流量可抑制反流现象，随着回路质量流量增加至某一阈值时，倒U型管束反流将不再出现。

LOCUST软件再淹没模型验证与不确定性研究

许荣栓, 夏航, 徐财红, 贺东钰, 王婷, 厉井钢

2024, 45(4): 111-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0111

摘要(591) HTML (23) PDF(30)

摘要:
再淹没阶段是压水堆发生大破口失水事故（LBLOCA）后的重要阶段，为了评估系统软件LOCUST对该阶段的模拟能力，开展了LOCUST软件再淹没模型验证与不确定性研究工作。基于RBHT实验台架实验结果对LOCUST软件再淹没模型进行了验证；同时采用响应曲面法对再淹没模型开展了不确定性分析，将壁面-液膜沸腾换热系数、壁面-汽膜沸腾换热系数和界面摩擦系数作为输入参数，采用响应曲面法获得了RBHT实验台架实验段3个高度下加热棒表面最高温度的响应函数。验证计算结果与实验结果总体趋势符合良好，最高温度偏差在40 K以内。基于响应曲面法计算结果可知，95%的概率和95%的置信度下加热棒表面3个高度的最高温度最大偏差在20 K左右；当3个输入参数无量纲因子分别为1.951、1.233、0.1条件下，3个高度的最高温度计算值与实验值基本一致。

燃料包壳表面沉积层对气泡脱离直径与气泡脱离频率影响的实验研究

蔡杰进, 胡致平, 邓日宁

2024, 45(4): 118-126. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0118

摘要(53) HTML (18) PDF(14)

摘要:
燃料包壳在压水堆运行中会形成表面沉积，其对包壳沸腾传热行为的影响机理尚不清楚。为探究包壳表面沉积层对气泡脱离直径和气泡脱离频率的影响规律，本研究基于常压下的流动沸腾可视化实验台架，采用包壳材料Zr-4合金为基板，对其进行逐层沉积得到不同厚度的SiO₂沉积层来模拟燃料包壳表面沉积。通过开展流动沸腾实验对气泡脱离直径和气泡脱离频率进行气泡动力学分析，关注其与壁面过热度的变化规律，并与现有预测模型进行对比。研究发现：相比没有SiO₂沉积层的表面，有SiO₂沉积层的表面气泡脱离直径和气泡脱离频率更大，同时壁面过热度的增高会引起气泡脱离直径变大并加快气泡脱离壁面，在相同条件下工质过冷度和雷诺数对于气泡脱离频率的影响比气泡脱离直径更大；提出了符合本实验所有工况条件下改进的气泡脱离直径预测公式，改进后的预测计算式预测值与实验值的误差小于30%。

基于COSINE软件包子通道软件的换热模型和氧化关系式适应性研究

程以炫, 孟召灿, 张昊, 章艺林, 赵萌, 杨燕华

2024, 45(4): 127-133. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0127

摘要(344) HTML (11) PDF(15)

摘要:
针对压水堆核电子通道软件中换热模型和氧化关系式对提高堆芯安全性和国产化软件模拟预测准确性的急迫需求，采用数值模拟技术在COSINE软件包子通道软件中分析换热模型和氧化关系式，并运用实验数据研究了不同理论关系式对沸腾换热性能和氧化量的影响。结果表明，该软件具有模拟棒束内临界前后换热模型的能力，其模拟结果和实验值吻合良好。在过热度小于4 K前， MAX模型计算核态沸腾适用性较好；在过热度大于4 K后， PLUS模型适用性较好。Dougall-Rohsenow模型计算膜态沸腾适用性较好。Baker-Juster模型在温度低于1374 K前，略微高估氧化量；在温度高于1374 K后，低估氧化量。

提高热离子能量转换效率的核心因素初析

倪文涛, 罗琦, 钟武烨, 吕征

2024, 45(4): 134-141. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0134

摘要(101) HTML (32) PDF(19)

摘要:
高效热离子能量转换技术是提升热离子燃料元件热电转换效率、推动空间热离子反应堆电源向更大功率和更长寿命迈进的核心关键技术。为探究提高热离子能量转换效率的核心因素，本文从热离子能量转换的基本原理出发，从发射极的改进、接收极的改进和电弧压降的降低三个方面综述了提升热离子燃料元件热电转换效率的方法。分析表明，大幅提升热电转换效率的明确方向是接收极的改进，关键是新一代低吸铯功函数接收极材料的研发。

基于POD方法的燃料棒模态特征及流致振动响应降阶模型研究

闵光云, 姜乃斌

2024, 45(4): 142-149. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0142

摘要(66) HTML (19) PDF(31)

摘要:
本文搭建了一个快速预测燃料棒模态特征及流致振动响应的降阶模型（ROM）。首先，基于有限元分析软件ANSYS的批处理功能得到不同刚度下燃料棒的模态数据，将模态数据组装成快照矩阵。接着，基于商用数学软件MATLAB和半经验公式批量计算燃料棒的流致振动响应，将流致振动响应数据组装成快照矩阵。然后，采用本征正交分解（POD）方法将快照矩阵投影到低维空间，并根据特征值大小选出能量占比最高的POD模态。基于选出的POD模态将快照矩阵重构回物理空间，实现了模态和流致振动响应的快速计算。研究发现：对于1阶模态和流致振动响应的重构，刚度越小所需要的POD模态数量越多；对于相同刚度下不同阶模态的重构，模态阶次越高，所需要的POD模态数量越多。本文研究结果对于燃料棒模态特征和流致振动响应的快速计算具有一定的意义。

考虑热分层效应的格林函数法在疲劳监测系统快速计算中的应用

陈蓉, 章贵和, 梁恩铭

2024, 45(4): 150-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0150

摘要(41) HTML (15) PDF(14)

摘要:
针对在疲劳监测系统中考虑热分层效应的情况下如何实现快速计算展开了分析。提出了一种考虑热分层效应的格林函数计算方法，同时使用该方法针对波动管弯头模型在假定瞬态下的热分层应力进行了计算研究并与有限元方法进行了对比，验证本文方法的合理性和准确性。结果表明，本文提出的在格林函数基础上叠加考虑热分层效应的计算方法具有高效、快速、准确的特点，可应用于弯头拐角处的应力苛刻位置。目前该方法已应用于核电厂设备的疲劳监测系统。

小型钠冷快堆核电源负荷跟踪运行模式研究

尹凯, 龚琳, 段天英, 侯斌, 戴饶棋, 刘勇, 胡加永

2024, 45(4): 155-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0155

摘要(61) HTML (23) PDF(17)

摘要:
基于RELAP/GSE联合MATLAB/Simulink平台，针对小型钠冷快堆耦合斯特林热电转换模块的方案开展仿真建模，以研究某小型钠冷快堆核电源系统的负荷跟踪运行能力及运行模式。针对负荷阶跃且无控制系统介入的极端情况，分层次考验核电源各回路系统的负荷跟踪能力，同时提出适应负荷跟踪模式下的控制方案并进行验证。仿真结果表明，该电源系统可承受±10%的负荷阶跃变化，具有较强的配合电网调峰的负荷跟踪能力。同时，本研究提出了该电源系统负荷跟踪运行模式的两套协调控制方案，通过仿真分析和比选给出了适用于小型钠冷快堆电源负荷跟踪运行模式的协调控制方案。

核电厂应急通信系统总体设计方法研究

余蕴, 郭淑婕, 卢文魁, 王高鹏, 刘静

2024, 45(4): 162-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0162

摘要(124) HTML (22) PDF(18)

摘要:
为进一步提升核电厂通信系统在事故工况下的应急通信能力，支持核事故情况下的应急响应，本研究分析了目前核电厂通信系统设计的相关标准与要求，提出了应急通信系统的总体设计流程，研究了事故工况下的通信功能需求，确定了核电厂应急通信系统的设计原则与功能定位，并已应用于三代核电厂等多种堆型核电厂的通信系统设计，进一步增强了核电厂的应急通信能力与安全水平，提升了通信系统的经济性。

热管堆动态模型构建与控制方法研究

殷少轩, 余刃, 绳东杰, 毛伟

2024, 45(4): 166-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0166

摘要(43) HTML (17) PDF(17)

摘要:
为了开展热管堆的核功率控制方法研究，本文建立了MegaPower热管堆的轻量化动态模型，并基于此对设计的控制器进行了仿真验证。基于集总参数方法，研究了堆芯到热管再到换热器的传热模型，并建立了Simulink仿真模型。针对热管堆的控制方法，首先确定了以负荷跟踪和换热器出口温度不变为控制目标，然后设计了并联比例-积分-微分（PID）和串级PID两种控制器，并对比分析了两者的控制效果。结果表明：模型方面，模型的稳态误差不超过0.05%，其在无控制情况下的参数响应趋势与理论分析一致，且仿真速度较快；控制方面，2种控制器均能够达成控制目标，核功率和换热器出口温度的调节时间小于150 s，且波动幅值较小。因此，本文建立的热管堆的动态模型可以用于热管堆控制方法的仿真验证，基于PID设计的两种控制器具有较好的控制效果，且串级PID控制器的控制性能更好。

基于PSO-BP神经网络的游泳池式反应堆堆芯功率调节系统优化研究

彭治文, 陈晓亮, 朱珈辰, 王峰

2024, 45(4): 173-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0173

摘要(48) HTML (13) PDF(17)

摘要:
基于MATLAB/Simulink平台构建49-2游泳池式反应堆堆芯功率调节系统和一回路传热系统的仿真模型，开展外界反应性扰动仿真试验验证模型的准确性。采用粒子群算法（PSO）与反向传播（BP）神经网络相结合的比例-积分-微分（PID）控制器作为主控制器，模拟堆芯反应性和堆芯进口温度扰动下调节系统的响应情况，与游泳池式反应堆原控制器和传统BP神经网络控制器的响应情况相比较。结果表明，外界存在扰动时，基于PSO-BP神经网络的PID控制器可以使堆芯迅速达到稳定状态，调节时间更短、超调量更小，具有更好的鲁棒性和稳定性。

基于MPS方法的射流破裂正交实验及其模型研究

彭程, 孟显品, 邓坚

2024, 45(4): 181-189. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0181

摘要(37) HTML (10) PDF(14)

摘要:
为了研究堆芯熔融物射流破裂过程中射流破裂长度的主要影响因素及其作用程度评级，基于正交实验法设计了3因素5水平的25组实验，采用移动粒子半隐式仿真（MPS）得到各工况下的射流破裂长度，并对模拟结果进行极差与方差分析，结果表明，影响射流破裂长度的主要因素为射流与冷却剂密度比、射流速度和射流直径，三者的显著性均为二级（**），在同级别中的作用程度大小依次为：射流速度>射流与冷却剂密度比>射流直径。在此基础上使用模拟数据拟合出了新的预测射流破裂长度经验关系式，当射流与冷却剂密度比为1.1~13.6时，该关系式的预测误差控制在±30%范围内。

手动截止阀动作可靠性高效验证与状态识别方法研究

周苏婷, 张林, 聂常华, 范文宇涛, 黄彦平, 刘杰, 袁凯

2024, 45(4): 190-195. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0190

摘要(539) HTML (30) PDF(51)

摘要:
手动截止阀作为回路系统的典型阀门，是维持系统运行和保护系统安全的重要设备。为高效验证核级手动截止阀的动作可靠性，准确量化地判别其运行状态，本文研究建立了手动截止阀一体化动作试验智能装置，并提出了一种基于小波包分解和支持向量机（SVM）方法相结合的手动截止阀状态识别方法，该方法首先以力矩信号作为特征曲线，利用小波包分解技术提取其时频域特征，融合时域特征构建时域-时频域的混合特征向量；其次采用主成分分析（PCA）方法对特征向量进行降维分析，获取故障特征向量；最后采用支持向量机（SVM）方法对阀门动作状态进行判别。研究结果表明，本研究所建立的装置有效解决了手动截止阀动作可靠性验证耗时长、效率低以及动作过程状态难以量化评估的问题，所提方法能够准确有效地识别阀门的3种动作状态。

液态铅-超临界二氧化碳换热器设计及多目标优化研究

李良星, 石尚, 赵浩翔, 赵佳元

2024, 45(4): 196-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0196

摘要(281) HTML (20) PDF(28)

摘要:
为提高铅冷快堆主换热器的综合换热性能，本研究建立了以液态铅和超临界二氧化碳（S-CO₂）为工质的螺旋盘管式主换热器的热工水力模型，采用MATALB语言编写了设计程序，并利用非支配排序遗传算法（NSGA-II）开展了对主换热器的换热面积和综合性能评价因子的多目标优化设计。结果表明，本文建立的优化设计方法可以在提高主换热器综合性能的同时，有效降低其换热面积。在主换热器的设计中，应优先考虑管外径、螺旋管层数以及第一层螺旋管数，以达到减小换热面积、提高综合换热性能的目的。

衰变对放射性气溶胶在长直方管中的输运影响

刘满, 夏明明, 陈志

2024, 45(4): 205-212. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0205

摘要(48) HTML (21) PDF(13)

摘要:
衰变射线会导致放射性气溶胶颗粒表面电荷积累，进而影响其迁移过程。然而，目前放射性核素输运模拟中并没有考虑衰变的荷电效应。本文基于Python建立颗粒衰变荷电模型，然后提出颗粒衰变荷电、流场耦合方案，并在流体仿真软件Fluent中完成耦合。分别对含¹⁰⁶Ru、¹³¹I、¹³²Te、¹³⁷Cs颗粒衰变荷电模型结果进行分析，结果表明颗粒电荷会在较短时间后达到平衡值。在Fluent中模拟含¹³²Te的颗粒在长直方管中的流动，结果表明电场力主要存在于管壁附近，指向颗粒浓度下降方向，这表明衰变荷电会促进气溶胶的扩散，使其更快地充满整个空间。本文的研究为后续放射性核素输运模拟时，对衰变、电场和流场的耦合方案和模拟结果提供参考。

耦合储热的低温堆核能供热系统容量配置与运行优化

刘伟奇, 王进仕, 薛凯, 孙志勇, 刘兴民, 李根, 严俊杰

2024, 45(4): 213-220. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0213

摘要(93) HTML (40) PDF(14)

摘要:
为了满足日益增长的低碳供热需求，同时提升供热系统的运行灵活性和经济效益，本文提出了一个集成“燕龙”池式低温供热堆（DHR-400）、储热水池、燃气锅炉的核能供热系统（DHGHS）。以辽源市某一集中供热区域作为DHGHS的应用场景，开展了以费用年值最小化为目标的设备容量配置与运行优化，并与DHR-400+储热水池、DHR-400+燃气锅炉、燃气锅炉、地源热泵等4种供热方案进行了对比分析。研究结果表明：额定容积为3.15×10⁵ m³的储热水池和额定容量为82.79 MW的燃气锅炉可以实现DHGHS在整个供热期的灵活运行，DHR-400的功率调节次数仅有177次。DHGHS的最优费用年值为1.16×10⁸ 元，低于其他4种供热方案，最佳供热规模为1.18×10⁷ m²。本文工作可为多热源DHGHS的设计及运行优化提供理论指导。

基于无标记视觉测量算法的核电厂管道振动测量方法研究

何孟夫, 张一鸣, 覃曼青, 徐自力, 廖彤彤

2024, 45(4): 221-227. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0221

摘要(51) HTML (16) PDF(12)

摘要:
为改善接触式测量手段难以对薄壁管、小支管等结构振动响应进行有效测量的问题，本文提出了基于视觉测量条件下，通过相机标定算法和光流算法计算不同时刻的相邻帧光流，实现对管道二维方向的无标记视觉结构运动测量。以悬臂梁和核电管道两种典型结构为对象进行试验验证，对测量对象随机取点的计算数据与激光位移传感器、加速度传感器等测量结果进行了对比。结果表明，管道振动的视觉测量计算结果与激光位移传感器和加速度传感器测量结果基本一致，相对误差小于4.9%，因此，本文所提无标记视觉测量算法可作为管道振动测量的一种非接触式测量选择方案。

蒸汽发生器沉积物在EDTA溶液中溶解行为

宋利君, 肖艳, 孙云, 田朝晖, 刘灿帅, 邹伟

2024, 45(4): 228-234. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0228

摘要(38) HTML (14) PDF(8)

摘要:
为了研究化学清洗剂乙二胺四乙酸（EDTA）对模拟沉积物Fe₃O₄和蒸汽发生器（SG）泥渣的溶解能力，以指导化学清洗工艺选择，采用X射线荧光光谱和电感耦合等离子体发射光谱分析温度、EDTA浓度、溶解时间对模拟沉积物Fe₃O₄和SG泥渣的溶解效果。采用Fe₃O₄制备化学修饰电极，采用三电极体系开展修饰电极的循环伏安测试和交流阻抗测试。结果表明，溶液温度越高，EDTA浓度越高，对Fe₃O₄的溶解能力越强；溶解时间越长，模拟沉积物Fe₃O₄和SG泥渣的溶解率越高；由于SG泥渣和模拟沉积物Fe₃O₄的差异性，EDTA溶液对SG泥渣的溶解能力弱于模拟沉积物Fe₃O₄；修饰电极在EDTA溶液中的电化学反应过程属于扩散控制过程。

核电厂黑棒和灰棒对控制棒组件落棒时间影响研究与应用

张恒凯, 刘航, 柳继坤, 刘双金, 赵云涛

2024, 45(4): 235-240. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0235

摘要(73) HTML (41) PDF(22)

摘要:
为实现核电厂控制棒组件落棒时间的更精细化管理，根据中国改进型三环路压水堆（CPR1000）和改进型中国压水堆（ACPR1000+）核电机组控制棒组件在落棒过程中的受力分析以及在11台机组中的试验结果，研究发现在机组调试启动阶段和运行期间，堆芯流量分配差异对控制棒组件落棒时间的影响可忽略不计，但黑棒和灰棒因材质不同所引起的质量差异对落棒时间影响明显，因灰棒较黑棒质量少8.5 kg，则灰棒较黑棒落棒时间平均长约4.6%，且试验结果与理论预期相符。据此，建议分别考虑黑棒和灰棒的落棒时间一致性检查，并首次提出了以5倍标准差作为落棒时间一致性检查评价验收准则，较原验收准则可实现更精准、更细化的落棒时间一致性评价。

核电厂停堆断路器运行可靠性研究

李虎伟, 张仰程, 李斌

2024, 45(4): 241-244. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0241

摘要(64) HTML (19) PDF(18)

摘要:
停堆断路器（RTCB）是核电厂反应堆保护系统（RPS）中非常重要的执行机构，其可靠性直接关系到反应堆能否实现和维持稳定的安全状态。本文充分调研国内运行核电厂RTCB的运行现状，对RTCB运行可靠性进行深入地分析和研究，总结其故障模式和故障原因，对其运行可靠性变化进行趋势分析和影响分析，提出目前在管理和安全意识两方面存在的问题，并从设备制造、运维等方面针对性给出后续工作建议。本文研究对国内运行核电厂RTCB相关工作具有借鉴意义。

基于离散纵标可视化建模技术的ACP100辐射漏束屏蔽设计

唐松乾, 陈鑫, 刘嘉嘉, 温兴坚, 田超

2024, 45(4): 245-247. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0245

摘要(101) HTML (47) PDF(23)

摘要:
“玲龙一号”反应堆(ACP100)一体化堆型的设计特点，使得辐射漏束成为其需重点关注的辐射防护问题之一，需要开展针对性的屏蔽设计。为了提升离散纵标方法在模块式小型堆建模计算中的精度，本次研究开发了基于程序NX的离散纵标方法可视化建模插件，能够直接在NX图形界面中完成所有属性的定义，并自动完成网格的剖分形成完整的计算输入。本次研究基于可视化建模技术和自主研发的三维离散纵标输运计算程序Hydra完成了ACP100的辐射漏束计算，针对辐射漏束问题设置了专用的屏蔽块，大幅降低了主泵间的热中子注量率和操作平台的辐射剂量率。

反应堆控制棒驱动系统电气性能动态参数模型研究

李梦书, 唐诗涵, 郑杲, 何正熙, 李庆, 付国忠, 彭子恒, 陈帅君, 张芸

2024, 45(4): 248-254. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0248

摘要(622) HTML (18) PDF(32)

摘要:
因缺乏反应系统动态变化过程的电气性能精准参数模型，现有核电厂控制棒驱动系统在不同环境条件下的控制效果不佳。本文建立了系统静态电磁仿真模型，通过状态分类的方式获取了系统全工况下的电气性能参数（电阻、电感）和电磁力离散数据，基于数据建立了控制棒驱动系统动态过程中电流、电磁力、衔铁位移和加速度的动态参数模型及算法。该算法最终通过电磁模型、电路模型与数值仿真相结合的形式进行了验证，可以模拟实际系统的运行状态，具备了仅依靠控制指令和当前时刻电流即可预测下一时刻系统电气性能参数的能力。本文构建的动态参数模型可为制订高效率的智能控制策略奠定基础。

基于vPower的核热推进系统自动控制方法

马心怡, 韩文斌, 邓坚, 黄善仿, 齐志超

2024, 45(4): 255-261. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0255

摘要(59) HTML (17) PDF(18)

摘要:
核热推进具有推力大、比冲高、能量转换效率高、工作时间长等性能优势，在深空探测等领域前景广阔。反应堆自动控制可以减少人为导致的误操作事故，提高经济性和可靠性，减少不必要的损耗。为研究核热推进系统的自动控制方法，本文基于vPower仿真支撑平台对典型核热推进系统进行自动控制仿真。通过确定控制策略，选用比例微分积分（PID）作为主要控制方法，并添加反应性反馈模块完善系统仿真模型，进而设计添加仿真控制系统。结果表明，本文所设计的控制系统能够实现自动启停堆过程，以及针对外部目标需求进行功率、比冲和推力的自动控制调节。

温差同位素电源数字仿真与模拟试验研究

黄学良, 李满仓, 陈长, 张新虎, 周代杰, 陈志禹, 谢运利, 郭锐, 王雨

2024, 45(4): 262-266. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0262

摘要(115) HTML (29) PDF(20)

摘要:
温差同位素电源是一种将放射性同位素衰变产生的热能转换为电能的装置，涉及热-电物理场强耦合，如何准确仿真分析是一大难点。本文基于一款⁹⁰Sr温差同位素电源样机，首先建立了样机整机热-电物理场直接耦合的数字仿真模型，结合试验数据对模型参数进行优化，然后通过模拟试验验证了电源样机稳态和动态运行下模型仿真的准确性。最后利用模型开展了电源样机整机热-电物理场分析，以及外接不同负载时的输出功率研究。结果表明，在给定工况下，样机系统漏热占比26%，电路电能损耗占比10%；在最佳匹配负载下，整机最大输出功率可达96 mW，热电转换效率2%。

铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度实验研究

王泽锋, 邓坚, 邱志方, 陈曦, 王啸宇, 陈建达, 熊进标

2024, 45(4): 267-273. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0267

摘要(64) HTML (34) PDF(12)

摘要:
铁铬铝（FeCrAl）作为事故容错燃料（ATF）包壳的主要候选材料，能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险，提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrAl的表面热流密度和温度，分析了表面氧化、固体热物性对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大，骤冷时间减小，最小膜态沸腾温度增大；随着固体热物性(ρc_p)_w的增大，骤冷时间增大，最小膜态沸腾温度减小。由于铁铬铝优异的高温抗氧化性，其骤冷过程的沸腾传热行为受表面氧化的影响可忽略不计。

面向下一代核电DCS通信系统的抗噪声编码研究

单巍伟, 任洁, 彭伟伦, 曾辉, 李思兴, 肖安洪, 冯晋涛, 邓宇豪

2024, 45(4): 274-279. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.04.0274

摘要(1211) HTML (19) PDF(26)

摘要:
在核电厂无线线路改造或下一代分布式控制系统（DCS）设计时引入无线信号的过程中，需通过纠错码提升无线通信质量。本文针对已编码无线信号核电厂仪控设备周边环境的通信性能进行研究，首先阐述了核电厂无线通信信号面临的问题，其次建立了仪控设备周边通信信道模型，并通过蒙特卡洛仿真的方法分析5G增强移动带宽（5GeMMB）场景下低密度奇偶校验码（LDPC）编码的性能，最后通过设备研制与现场实验进一步验证仿真分析结果。研究结果表明， 5GeMMB场景下LDPC编码在DCS无线通信环境中的适用性不足，需进一步改进通信设计以提升无线通信在核电厂仪控设备的可用程度。本研究可为核电厂生产系统引入无线信号提供一定的设计参考。

留言板

2024年第45卷第4期

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