核动力工程

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夏羿, 彭星杰, 康长虎, 马立勇, 邱立青, 刘润麒, 刘畅, 宋霁阳

2025, 46(S1): 1-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0001

摘要(9) HTML (4) PDF(3)

摘要:
针对高通量研究堆内的燃料辐照考验，以建立多循环高精度中子学计算方法为目的，本研究基于蒙特卡罗中光子输运-燃耗耦合程序，掌握了堆芯全局环境和考验装置局部环境中不同粒子产生、输运、泄漏、沉积的物理过程，建立了能够描述全堆芯多回路各物理过程的能量沉积高保真计算模型，考虑了高通量研究堆运行过程中燃料燃耗、控制棒棒位的动态变化及其与粒子输运过程的耦合关系，实现了包含多种类型燃料和可燃毒物的全堆换料和燃料管理计算。使用了不同燃耗步下实际临界棒位、辐照考验件功率、点燃耗测量值进行了验证，计算结果表明堆芯中子有效增殖因数（k_eff）计算误差小于1200pcm（1pcm=1×10⁻⁵），辐照考验件功率、点燃耗计算值与实测值的平均相对误差小于10%，验证了多循环中子学计算方法的准确性。

基于LBM中子扩散方程的POD降阶

池泓航, 王亚辉, 马宇

2025, 46(S1): 8-12. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0008

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摘要:
在反应堆工程的多物理场耦合统一计算中，格子玻尔兹曼方法（LBM）作为一套成熟可靠的方法有着良好的应用前景。然而，其在计算复杂堆芯结构时的计算资源占用仍然是一个亟需解决的问题。为了提升计算效率，减少其对计算资源的需求，本文提出了基于LBM中子扩散方程的本征正交分解（POD）降阶方法。基于LBM中子扩散方程，建立其对应的POD降阶模型，在保证其计算精度的前提下，实现上千倍加速比的计算效果。

固态堆高保真核-热-力-热管耦合研究

何颖, 邱美铭, 马誉高, 刘国栋, 黄善仿, 王侃

2025, 46(S1): 13-20. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0013

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摘要:
相比于传统压水堆，固态堆运行温度较高，热膨胀带来的反馈效应显著。提出一种高保真核-热-力-热管耦合模型，在RMC-ANSYS耦合基础上，利用热管分析程序HPTRAN计算热管轴向温度分布，为热学计算提供更准确的边界条件。并对燃料、基体形状反馈进行解耦，能准确统计热膨胀后燃料与基体的相对位置、形状、密度、温度等信息。将耦合模型用于典型固态堆多物理场耦合分析，相较于不耦合，有效增殖系数$ {k}_{\mathrm{e}\mathrm{f}\mathrm{f}} $降低570pcm（1pcm=10⁻⁵），燃料最大温度升高41 K，基体最大温度升高37 K。而热管在轴向上温差可达到200 K，径向上可达50 K。在固态堆多物理场耦合分析中使用固定的热管壁面温度会带来较大误差，说明引入热管耦合的必要性。

求解中子扩散方程的迭代方法研究

方超, 李庆, 彭星杰, 赵文博, 刘琨, 陈长, 王连杰

2025, 46(S1): 21-25. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0021

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摘要:
为提升求解中子扩散方程特征值的计算效率，本文针对幂迭代方法和基于Krylov子空间思想的特征值迭代算法展开深入研究。首先，在幂迭代方法中，提出了裂变源归一的初始值设定方式，并与传统的初始值设定进行了对比；接着，对幂迭代方法和基于Krylov子空间的迭代方法的迭代次数和计算时间进行了比较；最后，对基于Krylov子空间迭代方法预处理技术进行了研究，比较了雅克比预处理、不完全LU分解预处理、代数多重网格预处理对迭代次数和计算时间的影响。对国际原子能机构（IAEA） 3D基准题的计算结果表明，Davidson方法结合不完全LU分解预处理技术具有较高计算效率。对于一个具有200万单元的问题，该方法使用单核可以在1 min内完成计算，与传统幂迭代方法相比，计算效率提升了约25倍。该成果大幅提高了中子扩散方程特征值问题的计算效率，显著降低了中子学计算的时间成本。

基于相似性特征的棒束组件域热工水力参数预测

钱浩, 陈广亮, 孙大彬, 李锦超, 殷新立, 张历轩, 张宇航, 李瑞

2025, 46(S1): 26-32. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0026

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摘要:
为准确预测高雷诺数、复杂结构下堆芯流域的热工水力参数，并提高神经网络的预测精度，以快速获悉堆芯热工水力状态，本研究提出了一种新的辅助预测方法。通过对不同工况下棒束通道精细化计算结果进行分析，确定了棒束组件热工水力宏观参数与精细参数分布之间的相似性规律，并以此规律构建神经网络的输入信息，以精确预测温度、压力及速度参数。研究结果表明，本文所构建的代理模型在宏观参数测试数据上的最大均方误差为7.86×10⁻⁴，最小均方误差为1.39×10⁻⁴；在精细参数测试数据上的最大均方误差为9.39×10⁻³，最小均方误差为5.20×10⁻⁴，表明该模型能够准确预测堆芯的热工水力状态。此外，该代理模型在0.504 s内获取堆芯精细化热工水力参数场，数据获取效率较传统方法提升了1149倍，可为构建反应堆堆芯数字孪生体提供有效技术支持。

5×5棒束通道定位格架下游流场相分布特性研究

曹铭泽, 闫晓, 张君毅, 龚随军, 幸奠川, 徐建军

2025, 46(S1): 33-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0033

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摘要:
为获取压水堆燃料组件棒束通道内定位格架下游流场相分布特性，设计并制作了适用于5×5棒束通道原型尺寸的新型丝网探测器，使得测点间距达到1.05 mm。开展了带有定位格架的5×5棒束通道内空气-水两相流的空泡份额测量实验，分析了通道内空泡份额的分布特性，并对定位格架搅混翼所引发气相聚集的相分布特性进行了识别。实验结果表明，由于升力的翻转作用，在低空泡份额环境下气泡聚集在棒近壁区域，而在高空泡份额环境气泡聚集在子通道中心；定位格架搅混翼会导致通道内的气相峰值位置发生一定的迁移，且在棒束通道边壁处也观察到与格架边界搅混翼布置方向相关的气相聚集。所研制的丝网探测器可以用于更多类型的定位格架下游流场空泡份额测量，为定位格架结构优化设计提供参考。

基于OTTO模式下HTR-PM的950℃冷却剂出口温度初步研究

刘嵩阳, 王朗, 李雪琳, 郭若楠, 刘伟, 罗勇, 周勤

2025, 46(S1): 41-51. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0041

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摘要:
模块化高温气冷堆（HTR-PM）采用氦气作为冷却剂，入口温度为250℃，出口温度为750℃，本文基于现有HTR-PM公开设计参数，采用单批次通过堆芯（OTTO）换料模式，冷却剂出口温度设定为950℃，通过VSOP-THERMIX程序分析HTR-PM在平衡堆芯阶段下的各重要参数分布。核热耦合计算结果显示稳态工况下堆芯最高燃料温度为1157℃，低于1200℃安全限值，满足稳态运行工况下燃料元件对放射性裂变产物包容的温度限值。为进一步研究950℃出口温度设计在事故工况下的安全性，本文选取失冷失压（DLOFC）事故分析其最大燃料温度变化情况。结果显示事故发生后14.4 h，最高燃料温度达到最大值1931.7℃，超过1620℃事故温度限值，但低于石墨和碳化硅熔点，堆芯不会发生熔毁事故。该时间节点后，燃料最高温度逐步降低。同时结果显示，DLOFC下最大热点从堆芯底部逐渐上移至堆芯上部。为分析燃料元件富集度对事故温度的影响，本文采用相同换料方案和运行工况，选取8.0%~9.5%共4组富集度装载方案进行对比，结果显示OTTO换料模式下平衡堆芯稳态功率峰随着燃料元件富集度增加而上移，同时在DLOFC事故下，最大燃料温度分别为1949.2、1931.7、1916.2、1900.8℃，依次降低。

严重事故下安全壳内氢气分布特性实验与数值研究

刘通, 马乐, 宫厚军, 昝元锋

2025, 46(S1): 52-57. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0052

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摘要:
压水堆核电系统发生冷却剂丧失事故（LOCA）时，大量释放的水蒸气和氢气会对安全壳的完整性构成威胁，因此有必要对安全壳内的压力响应特性和氢气行为特性开展深入研究。本文对LOCA喷放和氢气释放过程进行了实验和数值模拟研究，通过稳压器向安全壳模拟体喷放高温高压水工质，采用浓度测量系统测量安全壳模拟体内不同位置水蒸气和氦气的体积浓度变化过程，利用三维计算流体力学程序Gasflow-MPI对实验过程进行数值模拟，基于实验和数值模拟结果对安全壳模拟体内的氢气分布进行进一步分析。实验和数值模拟结果表明，安全壳模拟体内无明显温度分层现象，而模拟体顶部氦气体积浓度高于底部氦气体积浓度，存在明显的分层现象。

SARAX在船用热管堆设计中的应用研究

李凡琛, 郑友琦, 王夏雨, 王释笛

2025, 46(S1): 58-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0058

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摘要:
随着热管堆技术的逐步成熟，其在水下无人潜航器（UUV）上的应用潜力不断提升。本文针对水下平台对小型化、长寿命、高可靠性核动力系统的需求，提出了一种适用于核动力潜航器的兆瓦级热管堆，设计寿期为10 a。基于SARAX程序对该堆型进行中子学分析，内容包括燃耗趋势、功率分布、反应性系数及控制棒价值等关键参数。计算结果表明，该反应堆具备良好的中子学性能和均匀的功率分布，10 a寿期内燃料的平均燃耗深度为9.455 GW·d/t(U)；堆芯径向相对功率峰出现在最外圈燃料组件；补偿棒在寿期内的反应性补偿量小于2000pcm（1pcm=10⁻⁵）；单根控制棒价值不超过1β，满足反应堆体积小、重量轻、控制安全的设计目标。该堆型有望为UUV提供稳定、持续的水下动力支持，以提升其续航能力与任务执行能力。

反应堆冷却剂泵多源异类故障表征方法研究

徐仁义, 王岩, 匡成骁, 伍柯霖, 苏舒, 谭鑫

2025, 46(S1): 66-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0066

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摘要:
针对核电厂反应堆冷却剂泵（简称主泵）振动等高频传感信号调制、噪声干扰以及单传感器对故障诊断识别率低、证据缺乏的问题，本研究提出了一种基于循环平稳分析和D-S证据理论的主泵设备多源异类故障表征方法。通过使用时域分析和循环平稳分析对采集的高频传感数据进行处理，实现信号的解调和去噪，并计算特征参数，构建特征向量。在此基础上，基于D-S证据理论实现多源传感数据的融合，进而根据融合结果实现主泵设备典型故障的决策级诊断。试验验证结果表明，通过融合多源传感信息能够显著提高主泵设备典型故障的诊断识别率，并提高诊断结果的可解释性，相关研究成果能够为主泵设备的预测性维护提供参考依据，进而提升核电厂主泵设备的运行可靠性和智能化运维水平。

基于深度神经网络的热管反应堆堆芯单通道温度预测

余鑫, 王家浚, 郭凯伦, 张泽秦, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正

2025, 46(S1): 75-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0075

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摘要:
热管反应堆因其设计独特性和高效的热传导性能成为核能发电的有力候选者。然而，其堆芯温度场的准确监测仍是关键挑战。本文基于深度学习技术，探索了一种全新的堆芯温度快速预测方法。通过建立反向传播神经网络（BPNN）模型，训练大量堆芯模拟数据，可实现利用6个温度测点预测堆芯单通道截面温度场。BPNN模型训练结果表明，选择合适的神经元数量和隐藏层层数，可有效提高预测精度并且减少过拟合风险。本研究的BPNN模型在测试集上的平均绝对误差为1.06 K，显示出较好的预测能力和较低的误差水平，且误差较为集中在角燃料棒以及换热剧烈的区域。

华龙一号后续机型安全系统配置与验证方案

崔怀明, 黄代顺, 陈伟, 马海福, 喻娜, 卢毅力, 张渝

2025, 46(S1): 82-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0082

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摘要:
随着自主三代压水堆核电机型华龙一号（HPR1000）在国内外批量化建造，为了进一步提升HPR1000的安全性、经济性、先进性、运行可靠性、环境友好性和智能化水平，中国核工业集团有限公司于2019年开始启动HPR1000后续机型（AHPR1000）的研发，其中安全系统/设施的设计创新是研发核心内容。AHPR1000机型安全系统/设施主要用于在事故工况下保证反应堆的安全和控制/缓解放射性物质的释放。本文针对AHPR1000机型安全系统配置，提出“非能动+能动”的设计理念，从顶层安全理念及设计原则出发，重点对安全功能、安全配置、事故应对策略、试验验证等方面进行了介绍。

基于钍钚燃料的热管冷却微堆堆芯物理热工特性研究

王锋, 孙源楠

2025, 46(S1): 88-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0088

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摘要:
在钍钚燃料热管冷却微型核反应堆堆芯中，功率分布不均匀性是一个关键问题。为优化堆芯功率分布，本研究选取具有较好中子学性能的BeO、Be、Graphite、MgO、Al₂O₃等反射层材料，分析比较了这些材料对堆芯功率分布及其他物理特性的影响。结果表明，采用MgO作为反射层材料可以有效改善堆芯的轴向和径向功率分布，并降低结构质量；同时MgO的使用软化了中子能谱，提高了堆芯初始反应性，确保堆芯寿期满足5 a需求。单通道模型热工分析表明，采用MgO材料堆芯的底部温度得到明显改善，尽管钍钚燃料的热导率较UO₂燃料低，导致堆芯整体轴向温度略高，然而钍钚燃料在热管冷却微型反应堆堆芯中的运行温度始终低于其熔点，满足了热工安全的要求。本研究可为钍钚燃料在热管冷却微型核反应堆中的应用提供设计参考和理论支持。

考虑抽吸效应修正的扩散层壁面冷凝模型研究

朱治州, 佟立丽, 曹学武

2025, 46(S1): 95-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0095

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摘要:
蒸汽壁面冷凝是冷却剂丧失事故（LOCA）下非能动热量导出的重要方式，壁面冷凝模型的准确性直接影响分析结果的有效性。本文基于计算流体动力学（CFD）程序构建了扩散层壁面冷凝模型，选取JERICHO冷凝实验对模型的预测效果进行了评估，结果表明，低冷凝速率下扩散层壁面冷凝模型能准确预测蒸汽壁面冷凝速率，然而随着蒸汽冷凝速率增加，模型整体低估了壁面冷凝速率。针对这一问题，考虑了抽吸效应和混合气体密度沿壁面法向分布的非均匀性，提出了考虑轻质气体影响的抽吸效应修正关系，对冷凝源项进行了改进，构建了新的扩散层壁面冷凝模型。基于COPAIN实验对改进后模型的预测结果进行了验证，模拟得到的热流密度与实验数据吻合较好，相对误差在±20%以内，证明了改进后的扩散层壁面冷凝模型的准确性。

基于MOOSE平台的固态堆典型栅元性能分析方法研究

齐敏, 李晨曦, 贺亚男, 王严培, 杨广亮, 李垣明, 王浩煜

2025, 46(S1): 103-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0103

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摘要:
为解决热管堆中全堆芯不同径向位置处典型栅元行为表征不准确的问题，基于MOOSE平台开发了典型栅元程序和MultiApp程序。典型栅元程序可实现对特定位置栅元的精细化分析，MultiApp程序可实现全堆芯计算，两者结合保证了堆芯不同径向位置处应力场、应变场和温度场计算结果的协调性和准确性。经典型栅元程序在不同边界设置下的计算结果表明，对称边界下的应力计算结果偏大，自由边界的应力结果更为合理，组合边界与周期性边界的温度计算类似，但应力结果不同。通过典型栅元程序与堆芯计算程序对比，可知自由边界下的典型栅元更能表征平功率分布稳态运行的全堆芯热力学行为。

辐照对Cr-Zr涂层包壳材料界面结合性能影响研究

肖文霞, 席航, 卢晨阳, 雷鹏辉, 王海东, 张海生, 王子怡, 雷阳

2025, 46(S1): 113-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0113

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摘要:
为研究辐照对Cr-Zr涂层界面结合性能的影响，本文开展了Cr-Zr涂层包壳材料在1 、5 、20 dpa下的常温Kr离子辐照试验，通过纳米压痕测试技术和透射电子显微镜表征技术对不同离子辐照剂量的Cr-Zr涂层材料进行显微硬度和微观组织研究。结果表明，随着辐照剂量的增大，基体、界面以及涂层的硬度均增大，材料发生了辐照硬化现象；辐照样品中涂层-基体界面处存在大量Kr离子辐照引入的Kr气泡，Kr泡浓度随着辐照剂量的增大而增大，最终使得Cr-Zr涂层界面结合强度随着辐照剂量的增大而下降。

热堆中获取快中子能谱辐照考验快堆用燃料棒的研究

王凯民, 郭雨非, 彭星杰, 孙寿华, 张亮, 康长虎, 郑大吉

2025, 46(S1): 123-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0123

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摘要:
基于国内高通量工程试验堆（HFETR），对快中子增殖反应堆（简称快堆）燃料棒的中子能谱改造方法及物理特性进行研究。主要研究分析了不同中子屏材料，多种燃料短棒辐照装置，在燃料辐照过程中对中子能谱的改造效果，以及中子屏特性的变化以及对反应堆的影响。通过MCNP程序进行单组件计算，在4种候选中子屏吸收体材料中筛选出碳化硼和氧化铕2种材料，镉和铪因能谱改造效果不佳被排除。比较了不同厚度的吸收体后，发现吸收体在0.3 mm或以上的厚度可实现有效的能谱改造。将装置置于堆内中心孔道计算，装置A内的燃料棒线功率密度较高，引入负反应性较小;装置B内的燃料棒线功率密度较低，引入负反应性较大。考虑燃耗对吸收体的影响，在只考虑燃料和吸收体材料燃耗的条件下，得出装置A的吸收体寿命均小于100 d；装置B的碳化硼有效寿命约300~450 d，氧化铕有效寿命约500~700 d。本文初步提出了可行的能谱改造方案，该方案可以满足在热谱研究堆上开展快堆燃料辐照试验的条件。

气冷微堆堆芯组件传热综合试验台架设计与研究分析

薛艳芳, 王鼎盛, 孙燕宇, 黄政, 张朔婷, 方俊, 韩世超, 刘国明, 陈巧艳

2025, 46(S1): 131-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0131

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摘要:
针对气冷微堆堆芯组件传热综合试验需求，开展了试验台架的详细设计与分析工作。研究内容涵盖试验台架设计原则、关键参数确定、试验段结构设计及启动过程优化等方面。采用数值模拟与预分析方法，对试验台架启动过程及试验段设计方案进行了系统研究。结果表明：试验台架启动过程控制合理，试验段结构设计满足技术要求，可实现氦气风机入口温度50℃、堆芯入口温度489℃、堆芯出口温度750℃的设计指标，并保持试验回路入口氦气压力稳定在1.6 MPa。石墨温度的初步试验结果与模拟结果对比显示良好的一致性，验证了计算模型的可靠性。研究结果不仅为气冷微堆堆芯组件传热综合试验提供了可行的验证试验平台，也为后续高温氦气设备部件的研发验证奠定了重要基础。

氦气压气机轴端干气密封流动封严特性研究

张曌, 杜秋晚, 袁德文, 仇子铖, 张诚

2025, 46(S1): 137-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0137

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摘要:
氦气压气机是高温气冷堆布雷顿循环的核心设备，轴端位置处氦气泄漏行为是制约其效率提升的关键问题，使用无磨损、泄漏低、非接触的干气密封是解决该问题的有效措施。为探究氦气干气密封的流动封严特性，针对螺旋槽氦气干气密封，考虑实际气体效应的影响，采用数值方法讨论了螺旋角、槽深、气膜厚度等参数对气膜压力、开启力、泄漏量的影响，进一步以CO₂和N₂作为对比，在不同进气压力和转速工况下对比了不同工质的流动封严特性。结果表明，开启力和泄漏量与螺旋角、槽深、进气压力均呈正相关。随气膜厚度增大，开启力降低而泄漏量增大。随转速增大，开启力增大，氦气泄漏量降低，而N₂和CO₂泄漏量增大。同一工况条件下，3种工质干气密封的开启力和泄漏量的排序均为：He<N₂<CO₂。本文研究结果可为氦气压气机轴端干气密封的设计优化提供参考。

FeCrAl合金离子辐照下微观结构与纳米硬度演化研究

裴静远, 陈寰, 张瑞谦

2025, 46(S1): 145-157. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0145

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摘要:
FeCrAl合金作为重要的耐事故堆芯包壳候选材料，需深入掌握其在辐照条件下的改性机理。采用Au⁺离子在室温与400℃条件下对新型Fe13Cr4.5Al不锈钢开展了辐照实验，系统表征了FeCrAl不锈钢辐照前后表面区域的相结构、表面织构取向、辐照前后缺陷、析出相及非晶化等微观结构与显微硬度，分析了离子辐照下FeCrAl不锈钢辐照缺陷、析出相、硬化效应的关联行为及损伤机制，随着辐照剂量从5 dpa增加到20 dpa，辐照诱导产生的位错存在“点-环-线”的演化过程，1/2<111>的密度随着辐照剂量的增加而增加，辐照后FeCrAl合金的硬度也同步增加并达到饱和，位错环在硬化中起主导作用。

核电厂主泵智能监测与诊断系统的设计与开发

徐仁义, 王岩, 崔怀明, 匡成骁, 伍柯霖

2025, 46(S1): 158-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0158

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摘要:
为了提升核电厂设备的智能化运维水平，有效预防和减少设备停机，本研究针对反应堆冷却剂泵（简称主泵）设计开发了一套集数据采集与储存、状态监测、故障诊断、趋势预测、故障治理措施与防治决策支持等功能于一体的核电厂主泵智能监测与诊断系统。试验结果表明，该系统能够实时跟踪主泵运行状态，并在故障工况下对主泵异常信息进行及时检测与故障模式的准确识别，进而基于设备当前状态和参数趋势预测结果给出故障治理的措施与运维决策指导。因此，本系统能够跟踪并及时识别主泵的运行状态，达到提升核动力设备状态监测能力和智能化运维水平的目的。

反应堆主屏蔽三维注量率合成精度影响因素分析

侯煜楠, 张斌

2025, 46(S1): 166-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0166

摘要(7) HTML (6) PDF(1)

摘要:
离散纵标（S_N）方法是计算反应堆压力容器（RPV）内快中子注量率的主要方法之一。基于二维加一维S_N的三维注量率合成方法（简称合成方法），相比直接三维离散纵标方法（简称三维计算法）具有更高的计算效率，但源强和几何的近似处理会影响合成方法的计算精度。为深入分析源强和几何近似处理对合成方法的影响，本文建立了适用于合成方法的基准模型，并以基准模型合成与三维计算所得快中子注量率的相对误差为参考，分别分析源强和几何因素对合成方法的影响。源强分析中，在基准模型的基础上分别引入非均匀的径向、轴向和方位角功率分布，分析合成计算与三维计算所得快中子注量率相对误差的变化；在几何分析中，将基准模型的堆芯结构分别改变为正方形堆芯和阶梯状堆芯，依次分析合成计算与三维计算所得快中子注量率相对误差的变化。结果表明，径向和轴向功率分布的最大相对误差均在1.5% 以内，而方位角功率分布使堆腔处的相对误差达到3.5%；正方形和阶梯状堆芯结构分别导致堆腔处相对误差达20%和22%。在典型压水堆HBR-2计算中，合成方法与三维计算法的快中子注量率在反应堆堆腔处的相对误差达11.65%，这表明合成方法对反应堆堆腔区域的计算精度仍需要进一步提高。

小型铅铋快堆全寿期精细棒功率计算与验证

高杰豪, 杜夏楠, 陈文杰, 郑友琦

2025, 46(S1): 181-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0181

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摘要:
小型铅铋快堆因其紧凑化设计带来的特殊性，对反应堆物理分析程序计算提出了更高要求。本文针对小型铅铋快堆SVBR-100，进行全寿期精细棒功率计算方法的探究。结果表明：针对该类型堆芯，在使用两步法程序进行精细棒功率计算的过程中，堆芯程序需要考虑组件均匀化计算过程获得的组件内功率分布信息（形状因子），而计算形状因子的过程中需要考虑组件布置、材料信息对计算的影响。在上述计算方法的基础上，本文应用西安交通大学核工程计算物理实验室（NECP）的SARAX程序，针对SVBR-100堆芯问题进行反应堆全寿期精细棒功率计算，并将计算结果和蒙特卡罗程序的计算结果进行对比。计算结果表明，SARAX程序在小型铅铋快堆的全寿期精细棒功率计算上具有较高的精度。本文工作为后续程序应用于小型铅铋快堆的堆芯设计及多物理场耦合的高分辨率计算奠定了基础。

熔盐堆三维中子输运程序组件计算模块开发及验证

戴明, 程懋松

2025, 46(S1): 192-199. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0192

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摘要:
熔盐堆三维中子输运程序ThorMOC采用非均匀谱修正方法为全堆输运计算提供少群截面，需要依赖组件或超组件计算提供多群有效宏观截面。针对具有三维复杂形状共振区的熔盐堆组件或超组件，利用ThorMOC中基于图形处理器（GPU）并行和基于特征线法（MOC）的粗网综合加速（MSA）方法的准三维MOC输运求解器，实现了基于SHEM361能群结构多群数据库的嵌入式共振自屏方法（ESSM），从而在ThorMOC中支持熔盐堆组件计算。针对圆柱通道熔盐堆，划分7类组件并进行了验证分析，其中包括3个考虑上下支撑板及腔室的三维超组件，与连续能量蒙特卡罗方法结果相比，最大有效增殖因子相对偏差为−110pcm（1pcm =10⁻⁵）。数值计算结果表明所实现的组件计算模块可有效处理具有三维复杂形状共振区的熔盐堆组件计算。

基于华龙一号验证仿真机的LOCUST-SIM软件验证

汤俊铭, 黄泽松, 周树勇, 徐财红, 郭华, 郑伟, 高伟

2025, 46(S1): 200-206. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0200

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摘要:
LOCUST-SIM软件是中国广核集团有限公司（CGN）专为压水堆热工水力仿真开发的先进软件。本文利用线程池技术对LOCUST-SIM软件的计算流程进行优化，并在华龙一号（HPR1000）验证仿真机上开展了对LOCUST-SIM软件的验证，旨在评估其在模拟核电厂热工水力特性时的准确性和可靠性，以提升软件的计算效率。研究首先应用LOCUST-SIM软件对HPR1000验证仿真机的热工水力模型进行模拟，随后利用GENUS仿真平台及其集成的流网分析程序与仪控仿真工具，构建了基于核电厂运行原理的HPR1000验证仿真机模型，并模拟了3种事故的瞬态过程。将模拟结果与国际广泛使用的热工水力仿真程序RELAP5-3D的输出进行比较分析，比较结果表明LOCUST-SIM软件能够合理预测热工水力特性，并能显著提升计算速度，符合反应堆热工水力仿真的应用需求。

40 kW星表双鼓控制液态熔盐堆设计：中子学设计与双鼓价值分析

庄乃亮, 宋永念, 尹政达, 赵行斌

2025, 46(S1): 207-212. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0207

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摘要:
核裂变反应堆热源（电源）由于没有对日定向需求、受太空环境影响小、功率大且可大幅度调节等诸多优点，有望应用于未来深空探索、星表科考站、星际航行等领域。本文在第四代核反应堆技术-熔盐堆的基础上，提出了一种以液态熔融盐作为核燃料与热管冷却的40 kW空间液态熔盐堆的概念设计，并提出采用控制鼓（调节功率）和安全鼓（紧急停堆）双鼓结合的创新型反应堆反应性控制方案。建立了液态熔盐空间核反应堆物理模型并基于蒙特卡罗程序MCNP和RMC分析获得了堆芯中子能谱、中子通量密度分布、温度效应以及燃耗深度等关键堆芯物理特性，并开展了控制鼓转角对反应性影响以及事故工况下部分双鼓失效下反应性的控制与堆芯安全分析。研究结果表明：本文所设计的40 kW空间液态熔盐堆可实现满功率运行10 a，控制鼓布置能够满足部分控制鼓或安全鼓失效下的堆芯安全要求。本研究可为空间液态熔盐堆的控制方案提供设计参考。

弥散型板状燃料局部熔化事故的演化机理研究

丁文杰, 黄洪文, 郭海兵, 高娇, 王少华, 马纪敏

2025, 46(S1): 213-219. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0213

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摘要:
为掌握板状燃料熔化事故演化过程，防止堆芯燃料持续熔化扩展，以典型板状燃料研究堆JRR-3M为对象，采用流体体积（VOF）法与焓-多孔介质法相耦合，对相邻流道堵塞后弥散型板状燃料局部熔化与熔融物迁移过程展开模拟。模拟结果表明：局部熔化事故的演化过程分为升温、熔化、迁移、凝固4个阶段，其中，迁移阶段的时间极短，持续不足3 s，但对事故扩展起决定性影响；迁移阶段，熔融物以底部聚集和中部液滴溅射两种方式迁移至相邻燃料板上，在被相邻燃料板充分冷却后，开始凝固；高温熔融物在接触相邻燃料板后，会导致相邻燃料板冷却壁面的温度迅速上升至500~600 K，远超冷却剂沸点，使相邻燃料板存在被烧毁的风险。该模拟方法与结果可为板状燃料堆芯熔化事故的安全分析提供支持。

基于热管传热的斯特林高温部件CFD敏感性研究

游尔胜, 李依依, 幸奠川, 蒋顺利, 王甜蜜, 徐建军

2025, 46(S1): 220-227. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0220

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摘要:
热管-斯特林耦合结构是热管堆系统中热管传热管束与斯特林发电机的几何和传热接口，负责将热管传递过来的堆芯热量传递给斯特林发电机内部的氦气工质。本文采用计算流体动力学（CFD）方法对热管-斯特林耦合结构的传热过程进行了计算分析，研究了多种冷、热边界对有效传热量、总传热温差等特征参数以及孔道表面温度分布的影响规律。研究结果表明，氦气侧换热能力对传热过程有一定影响，提高对流换热系数或降低氦气温度有利于进一步提高有效传热量。相比之下，热管侧边界条件对传热过程的影响更大，有可能在耦合结构的起始位置造成很大的温度梯度，使总传热温差明显变大，进而影响热管传热安全。因此，需要增强热管向斯特林高温部件的传热能力，并将最大热流密度限制在150 kW/m²以下，以确保热管堆系统运行过程中的热工安全。

铅铋环境下换热管腐蚀-传热耦合特性数值研究

王译锋, 彭天骥, 范旭凯, 田旺盛, 唐延泽, 孟海燕

2025, 46(S1): 228-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0228

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摘要:
为研究铅铋合金（LBE）换热管内的氧化腐蚀现象及氧化层生长对于换热的影响，本文基于氧化腐蚀模型、传质控制腐蚀模型、氧化层热阻模型，利用FLUENT软件结合用户自定义函数（UDF）对铅铋介质换热管在9500 h内的腐蚀与传热过程进行模拟计算。研究结果表明：基础工况运行9500 h后，磁铁矿层和尖晶石层的平均厚度分别达到23.84 μm和25.02 μm。由于氧化层生长引入额外热阻，壁面平均热阻增加7.8%，换热管壁面温度和出口温度分别升高0.26 K和0.2 K。入口温度越低，氧化层的厚度越小，但厚度随时间逐渐增加，说明相较于去除过程，氧化层生长过程占据主要地位。入口氧浓度越低，氧化层的厚度同样越小，当氧浓度降低到10⁻⁷%时，换热管入口磁铁矿层出现局部完全溶解，且溶解范围随时间逐渐扩大。尖晶石层由于较低的去除速率，接触铅铋后依然保持增长，对结构材料起到主要的保护作用。

THFR板状燃料元件内部流量分配特性研究

黄源, 吕蒙, 解衡, 石磊

2025, 46(S1): 237-241. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0237

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摘要:
为了分析宽能谱超高通量试验堆（THFR）堆芯内的流量分配不均匀系数，本文使用FLUENT 2022 R2软件分析了THFR最内侧的燃料元件在不同速度入口条件下的各冷却剂通道的面平均流速分布情况。在更保守的假设下，对于均匀的速度入口，不同冷却剂通道的面平均速度相较于整体面平均速度的最大相对误差小于0.6%；对于人为构造的不均匀速度入口，不同冷却剂通道的面平均速度相较于整体面平均速度的最大相对误差小于6%，为后续的反应堆设计提供了依据。不均匀速度入口导致了冷却剂通道入口处的静压力存在较大的不均匀性，相较于入口处的冷却剂静压分布，冷却剂通道出口处的静压力分布则较为均匀，存在等压平面，压降的不一致导致冷却剂流速分布的不一致，因此在后续的反应堆结构设计中，应该确保堆芯入口处的冷却剂得到充分交混。

核数据处理程序中多普勒展宽模块的开发与验证

郭欣, 徐宁, 郝琛, 尹文, 王毅箴

2025, 46(S1): 242-249. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0242

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摘要:
为了满足核反应堆中多种不同工况数值模拟的需求，需要提供不同温度点下的核反应截面数据，但评价核数据库中给出的截面数据均为0 K下的核反应截面。因此，为了满足堆芯物理数值模拟计算的需求，需要针对评价核数据库中给出的评价核数据进行多普勒展宽处理，获得不同温度点的连续能量点截面。本文通过采用Kernel Broadening精确多普勒展宽方法，完成多普勒展宽计算方法的理论推导和程序开发。基于CENDL-3.2评价核数据库，分别采用本文开发的doppler_broad模块和NJOY2016程序中的BROADR模块对不同温度点下的展宽截面进行了对比验证，同时，针对多普勒展宽计算过程中部分收敛参数选取的合理性进行了计算分析。数值结果表明，对于293.6 K、600 K、900 K和10⁸ K四个温度点，本文计算结果与NJOY2016程序计算结果吻合较好；对于判断相邻展宽能量点限值参数NMAX，其取值对展宽截面的影响较大，不同取值计算得到的展宽截面最大相对偏差为1.091%。

OpenMC-PARCS快堆两步法临界和燃耗计算模型开发及初步验证

扈恒霖, 张广春, 肖鹏, 夏榜样, 王连杰

2025, 46(S1): 250-259. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0250

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摘要:
快堆因具有能谱硬、共振现象复杂等特点而无法直接采用压水堆计算模型进行中子学分析。蒙特卡罗（MC）方法使用连续能量中子截面，能够准确模拟快堆中的共振干涉现象，得到精度较高的均匀化少群截面。本文研究了基于MC方法和三角形多项式展开节块（TPEN）方法的OpenMC-PARCS快堆两步法临界和燃耗计算模型，并且以OpenMC一步法计算结果为参考，利用钠冷快堆基准题MET-1000对假设微观截面不变的燃耗计算方案进行初步验证。初始稳态计算时，OpenMC-PARCS两步法堆芯有效增殖因子（k_eff）偏差约为−104pcm（1pcm=10⁻⁵），径向功率分布偏差不大于1%；燃耗计算时，堆芯k_eff与参考解的最大偏差为591.2pcm，大部分主要核素核子密度偏差不大于1%。初步验证结果表明，OpenMC-PARCS两步法模型有望用于大型金属快堆核设计和燃料管理。

高通量研究堆铍反射层中毒问题的理论与数值分析

李凯文, 骆浩, 刘志宏, 佘顶, 赵晶

2025, 46(S1): 260-268. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0260

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摘要:
高通量研究堆广泛使用铍作为反射层，以提高中子利用率。为研究铍反射层内核素嬗变过程的中子毒物⁶Li、³He的积累特性与规律，而非仅对特定算例进行评估，本研究通过解析求解铍反射层内核素嬗变相关方程，获得各核素积累过程的相关规律，从而在理论层面上评估铍反射层中毒问题引入的负反应性，并获得了铍反射层中毒过程中⁶Li平衡浓度与中子注量率水平无关，³He积累速率上限与中子注量率水平无关等规律性结论。通过使用RMC对宽能谱超高通量研究堆（THFR）的铍反射层进行计算，并与理论预测结果进行对比，结果符合良好，验证了理论分析的正确性。相关结论可以省去长时间多步燃耗计算的资源消耗，仅需进行少数几次临界计算即可获得负反应性引入数值，从而高效准确地为高通量研究堆的反射层设计与更换频率、剩余反应性设计等提供重要依据。

基于RMC的角度离散群常数制作与SPH方法研究

李耀东, 余纲林, 王侃

2025, 46(S1): 269-275. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0269

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摘要:
蒙特卡罗方法使用连续能量截面且具有灵活的几何处理能力。本文提出了一种散射角离散的蒙特卡罗群常数计算方法，并使用棒状燃料组件进行群常数计算与验证。本文首先基于堆用蒙卡程序（RMC）加工基于组件或栅元的角度离散多群常数库，然后利用群常数库进行全堆输运计算。在多群常数库加工环节，基于中子历史跟踪中子碰撞行为，可以准确表达中子的各向异性散射，并且基于全堆真实条件加工群常数库，理论上在输运过程没有近似。在等效均匀化方面，采用改进的超级均匀化（SPH）方法。研究表明，与传统的勒让德散射矩阵比较，本文提出的方法避免了负截面的产生；与连续能量蒙卡结果比较，组件计算结果小于70pcm（1pcm=10⁻⁵）。采用全堆真实条件加工群常数更加准确，几何描述灵活，普适性好。

适用于快堆的屏蔽数据库制作方法及验证

刘凡, 蔡利, 杨俊武, 卢皓亮

2025, 46(S1): 276-281. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0276

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摘要:
传统压水堆屏蔽计算中，一般使用BUGLE96或其前身库，该屏蔽库已得到广泛验证与工程应用，但该库是针对典型压水堆、沸水堆屏蔽结构和物理特性制作，并不适用于快堆，因此针对快堆屏蔽计算需要依据其物理特性制作适用的屏蔽数据库。本文首先根据快堆中核素类型、运行工况、能谱特点，使用NJOY程序制作了中子199群-光子42群的耦合细群库，该细群库包含快堆中常用的65种元素、202种核素，具有7个温度点的截面数据，散射截面的勒让德展开阶数为P8阶，权重谱使用典型快堆能谱；之后对细群库并群，得到问题相关的中子47群-光子20群宽群库；最后，选取JANUSⅠ屏蔽基准题对该屏蔽数据库进行验证。径向反应率对比结果表明，³²S(n,p)³²P探测器的计算结果与实验值相对误差在±15%以内。¹⁰³Rh(n,n')¹⁰³Rh^m探测器的计算结果与实验值相对误差在±10%以内，均可被实验值测量偏差包络；轴向相对反应率对比结果表明，³²S(n,p)³²P探测器的计算结果与实验值相对误差在±10%以内。¹⁰³Rh(n,n')¹⁰³Rh^m探测器的计算结果与实验值相对误差在±15%以内，满足工程计算误差要求。因此，本文制作的屏蔽数据库适用于快堆的屏蔽计算，后续可以应用于先进快堆的屏蔽设计。

基于 NECP-X 的反应率二阶插值燃耗方法研究

刘润泽, 刘宙宇

2025, 46(S1): 282-287. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0282

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摘要:
在燃耗计算中，尤其是针对含钆燃料，每个燃耗步往往需要预估校正的2次输运计算，但是在高保真计算中，2次输运计算会大大降低计算效率，导致燃料循环计算的时间成本过高。本文基于高保真程序NECP-X采用了反应率二阶插值燃耗（QD）方法。在燃耗计算中省去预估步的输运计算，并通过预校正的方法，修正预估步的7种钆同位素的原子核密度，并在校正步中对钆的反应率使用二阶插值，以提升含钆燃料燃耗计算的准确性。针对含钆单组件和多组件问题分别使用传统预估校正方法和反应率二阶插值燃耗方法进行燃耗计算并比较，计算结果表明新燃耗方法不仅可以在精度上提升至少1倍，而且还能将计算效率提升约30%。因此，本文采用的反应率二阶插值燃耗方法可以很好地应用在含钆燃料的燃耗计算中。

基于物理信息神经网络方法求解中子扩散方程本征值问题

肖勇, 周夏峰

2025, 46(S1): 288-295. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0288

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摘要:
为推动物理信息神经网络（PINNs）在堆芯物理计算中的实际应用，并实现深度学习方法与核物理模型的深度融合，提升其在复杂物理系统中的应用潜力，本文提出了一种适用于多种物质排布的多群中子扩散本征值神经网络模型。该模型基于物质区域特征采样设计自适应权重策略，且无需对中子通量密度进行归一化处理。通过对单群多物质算例和两群BIBLIS基准题的求解计算结果表明：两者有效增殖系数绝对误差分别为529.6pcm（1pcm=10⁻⁵）和112.5pcm，且各组件功率相对误差均小于5%，初步验证了本文模型的准确性和有效性。本文研究通过物理约束与神经网络模型的有机结合，为复杂堆芯的数值模拟提供了一条新的技术路径，有望促进深度学习方法在反应堆物理设计、安全分析及多物理场耦合计算中的工程化应用。

1E级阀位信号处理机箱EMC设计与验证

罗世洪, 李军怀, 李宇睿, 何洪阳, 郑武元, 张冬林

2025, 46(S1): 296-300. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.S1.0296

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摘要:
为解决目前核电厂1E级阀位信号处理机箱存在的电磁兼容性（EMC）问题，保障在役核电机组的运行可靠性，从1E级阀位信号处理机箱的电源、输入、输出、机内参考地及结构屏蔽等方面开展EMC设计工作。通过EMC鉴定试验以验证研制的1E级阀位信号处理机箱是否满足技术要求。试验结果表明，1E级阀位信号处理机箱EMC设计达到预期目的，有效提高了关键技术装备的抗电磁干扰能力，为核电厂1E级阀位信号处理机箱的国产化替代奠定了技术基础。

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2025年第46卷第S1期

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