核动力工程

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郭庆洋, 张竞宇, 张会杰, 王庆斌

2022, 43(5): 1-6. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0001

摘要(188) HTML (39) PDF(34)

摘要:
活化腐蚀产物是水冷聚变堆正常运行过程中主要的放射性源项，一般采用解析方法求解，但解析方法无法在满足精度要求的同时提高计算效率。本文提出一种基于定量化偏离效应分析的核素筛选方法，以放射性活度和剂量率2个参数定义偏离效应指标，通过分析偏离效应指标，筛选出满足接收准则的核素，以确定计算所需要的目标核素，这种分析方法既能满足精度需求，又能提高计算效率。将该核素筛选方法应用于国际热核聚变实验堆（ITER）限制器-外包层水冷回路（LIM-OBB）的活化腐蚀产物源项分析，并与此问题下的高精度基准解进行对比。结果表明，⁵⁷Co、⁵⁸Co、⁵⁵Fe、⁵¹Cr等主要活化腐蚀产物核素的比活度计算结果相对于基准解的偏差均控制在1.5%以内；应用核素筛选方法后的计算效率相对于基准解的计算效率提高了279倍。

蒸汽发生器一级汽水分离器内流场数值模拟

胡诗曲, 顾凯, 孙鑫宇, 袁景淇, 董贺, 惠久武

2022, 43(5): 7-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0007

摘要(188) HTML (116) PDF(32)

摘要:
以压水堆核电厂蒸汽发生器一级汽水分离器为研究对象，采用基于计算流体动力学（CFD）的计算软件ANSYS Fluent对湿蒸汽进入汽水分离器后的流场特性和汽水分离性能进行模拟，在模拟过程中采用了欧拉多相流模型和k-ε Realizable湍流模型相结合的计算模型。对工质流经汽水分离器的模拟结果表明，在汽相与液相经由汽水分离器流至各自出口时，出现明显的分层现象。对比不同切向出口和不同液滴粒径下的模拟结果表明，出口面积越大，汽水分离器对液滴的分离效果越好；在0.01~0.10 mm的粒径范围内，液滴粒径越大，分离效果越好。对不同负荷条件下汽水分离器分离效率的模拟结果表明，分离效率随机组负荷升高略有降低。

熔盐堆单参数扰动瞬态特性分析

陈国钰, 李明海, 邹杨, 徐洪杰

2022, 43(5): 12-19. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0012

摘要(147) HTML (33) PDF(30)

摘要:
熔盐堆（MSR）作为一种新型的反应堆，其热工水力特性与其他堆型有很大差异，扰动瞬态分析有助于从根本上了解其安全特性和运行状态。为了研究MSR的运行瞬态特性，本研究以液态燃料MSR为研究对象，利用经过修改的RELAP5/ MOD4.0程序进行了稳态运行工况下的扰动瞬态分析。干扰变量包括反应性引入、一回路熔盐质量流量、二回路质量流量、空气散热器质量流量、空气散热器入口空气温度。分析了主要运行参数，如功率、堆芯进出口温度、二回路进出口温度、特征时间等。结果表明MSR在各种扰动瞬态下的最终状态都趋于稳定，而不存在严重的瞬态变化，这是对其固有稳定性特性的直观表征。根据功率和温度等变量在扰动下的变化，提出了功率和不同回路温度的控制方法。

小型氟盐冷却高温堆耦合布雷顿循环系统分析与研究

刘秀婷, 黄彦平, 汪杨乐, 刘光旭, 卓文彬, 李新宇

2022, 43(5): 20-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0020

摘要(220) HTML (72) PDF(30)

摘要:
为满足小型氟盐冷却高温堆（FHR）能量转换需求，开发与之匹配的高效、紧凑、无水冷却动力转换系统，本文对比了超临界二氧化碳（SCO₂）、空气、氩气（Ar）、氮气（N₂）、氙气（Xe）5种气体工质在不同布雷顿循环构型中的热电转换效率、㶲效率、㶲损失分布。研究发现，SCO₂布雷顿循环相比其它工质循环具有最高的热电转换效率和㶲效率，且结构更为紧凑，易于小型化和模块化，与小型氟盐冷却高温堆耦合更具优势；进而对SCO₂布雷顿循环进行构型优化，得出匹配小型氟盐冷却高温堆的最佳循环构型方式，构成固有安全模块化小型氟盐冷却高温堆热电转换系统，为西部能源利用提供新研究思路。

氟利昂CHF数据对压水堆工况下LUT-2006过冷CHF预测能力的评估

郭俊良, 孔焕俊, 桂淼, 彭玉姣, 单建强

2022, 43(5): 27-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0027

摘要(134) HTML (89) PDF(19)

摘要:
以R-134a为模化工质，在内径为8 mm的圆管中进行了临界热流密度（CHF）实验研究。讨论了R-134a的CHF参数变化趋势，评价了Katto的流体模化方法。结果表明，CHF仅受局部参数影响，长径比的影响可以忽略。R-134a的CHF参数趋势与典型水的CHF参数趋势相似。Katto的模化方法在低临界含气率甚至是负临界含气率下都有很高的精度。将R-134a的CHF实验数据通过模化方法转换成等效水数据，并与CHF查询表（LUT）-2006进行了比较。评价结果表明，即使在几乎没有过冷CHF数据的压水堆工况，LUT-2006仍具有很高的预测精度。

常压下ATF锆合金包壳Cr涂层表面饱和池式沸腾气泡行为实验研究

文青龙, 曾谢虎, 杜强, 陈志强, 张瑞谦, 杜沛南

2022, 43(5): 34-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0034

摘要(123) HTML (28) PDF(28)

摘要:
铬（Cr）涂层锆合金包壳是最有前途的耐事故燃料（ATF）的新型包覆材料之一，对其表面的气泡动力学进行研究有助于评估是否具有更好的传热性能。在常压下的Cr涂层锆合金包壳池式沸腾实验装置中对不同工艺方法下制备的Cr涂层锆合金包壳进行实验，研究了粗糙度等表面状态对气泡产生、长大以及脱离等气泡行为的影响。结果表明，气泡接触角与Cr涂层表面粗糙度有关，粗糙度越大，表面气泡接触角越小；不同涂层工艺下制备的4种Cr涂层锆合金包壳样件表面的气泡脱离直径范围为1.256 ~1.446 mm，气泡脱离频率范围为29.99 ~50.97 Hz；气泡脱离直径与粗糙度呈负相关，脱离频率与粗糙度呈正相关；气泡脱离直径预测模型与实验数据之间的偏差为±6%，脱离频率预测模型与实验数据之间的偏差为±3%。

基于WMS的无旋和螺旋气液两相流流型及空泡份额实验研究

刘帅, 陈聪, 刘莉, 顾汉洋, 张嘉荣

2022, 43(5): 43-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0043

摘要(179) HTML (29) PDF(33)

摘要:
为探究气液两相流流型从无旋状态转变为螺旋状态前后的流型特征及空泡份额时空分布特性，基于高速摄影仪和自主开发的丝网传感器（WMS）测量技术，对内径为30 mm的水平管内起旋装置作用下空气-水两相流的相态时空演变特性进行了可视化实验研究。结果表明，在起旋器诱导的离心力作用下，流场内存在明显的气泡聚并行为和液滴沉积现象，其中，泡状流将转变为螺旋气柱流，塞状流转变为螺旋间歇流，弹状流转变为螺旋环状流，环状流转变为螺旋丝带流；相比于弹状流和环状流，泡状流和塞状流的截面平均空泡份额在起旋器出口波动幅值明显减弱，但离心力场并未明显改变各流型从无旋状态转变为螺旋状态前后的截面平均空泡份额。

液态燃料氯盐快堆最小需求燃耗分析

彭玉, 朱贵凤, 牛淼淼

2022, 43(5): 51-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0051

摘要(228) HTML (39) PDF(35)

摘要:
为探究采用增殖燃烧模式运行的液态燃料氯盐快堆的平均卸料燃耗深度，基于中子平衡分析方法，选取5种常用氯盐，提出在线清除裂变气体和难溶裂变产物方案来维持增殖燃烧运行模式，主要研究分析了氯盐的重金属密度和在线处理方案对最小需求燃耗的影响以及无限栅元模型下维持增殖燃烧模式可接受的堆芯中子损失项。分析表明68NaCl-32UCl₃和20UCl₃-80UCl₄的最小需求燃耗分别是30.47%FIMA（FIMA是指已裂变原子数与初始的总装料金属原子数之比）和10.28%FIMA；清除裂变气体和难溶裂变产物后，60NaCl-40UCl₃可接受的中子损失项从3.49%提高到10.68%。结果表明氯盐的重金属密度对最小需求燃耗有明显影响，同时清除裂变气体和难溶裂变产物能够较大提高燃料盐系统的中子经济性，以及提高增殖燃烧模式运行可接受的堆芯中子损失项。

基于单相可压缩模型的蒸汽发生器倒U型管内单相管间脉动特性研究

李振中, 马在勇, 张舵, 步珊珊, 孙皖, 张卢腾, 朱隆祥

2022, 43(5): 56-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0056

摘要(145) HTML (26) PDF(29)

摘要:
单相工况下的管间脉动现象可使蒸汽发生器倒U型管内倒流现象提前发生，从而威胁其安全性。为探索单相管间脉动特性，基于单相可压缩模型，数值研究了管道长度、一次侧入口温度和压力、二次侧温度和换热系数对单相管间脉动临界流速的影响。结果表明，当管道长度较短时，管道长度的增加会使临界流速显著增加，且倒U型管越长，临界流速越大。一次侧入口温度和压力的增加均会使临界流速增加，使单相管间脉动更易发生。二次侧换热系数的升高会使单相管间脉动对应的临界流速降低。然而二次侧温度对临界流速的影响呈现非单值性，随着二次侧温度的升高，临界流速先升高后降低。

摇摆条件下竖直圆管内干涸型临界沸腾的数值研究

祁伟, 步珊珊, 李振中, 马在勇, 张卢腾, 陈德奇

2022, 43(5): 63-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0063

摘要(113) HTML (26) PDF(21)

摘要:
针对摇摆条件下竖直圆管内干涸型临界热流密度（Dryout CHF）进行了三维数值计算，研究了摇摆条件下竖直圆管内相态分布特性、圆管内临界热流密度（CHF）的位置以及最高壁面温度，同时对管壁沿程换热系数特性进行了分析。结果表明：在摇摆条件下，圆管内相分布呈现周期性变化，CHF的位置也会发生周期性变化；同时发现摇摆运动会导致壁面最高温度更高，因此摇摆条件会使沸腾临界现象更严重。随着流型转变和沸腾传热机制的变化，管壁换热系数沿流动方向也会显著变化。本研究可以为摇摆条件下Dryout CHF的数值预测提供参考。

华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

常愿, 石雪垚, 王贺南, 王辉

2022, 43(5): 70-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0070

摘要(143) HTML (50) PDF(34)

摘要:
核电厂严重事故放射性源项分析是核安全领域关注的焦点问题，而源项分析具有很大的不确定性。本文基于最佳估算加不确定性（BEPU）分析方法，采用严重事故一体化分析程序建立华龙一号严重事故分析模型，首次从整个事故进程角度出发，开发出适用于华龙一号严重事故源项不确定性分析的流程，并采用该方法对安全壳旁通释放类进行源项不确定性分析。本文研究内容丰富了华龙一号严重事故源项分析的工作，也为华龙一号三级概率安全分析（PSA）技术的发展奠定了基础。

窄矩形通道污垢沉积数值仿真

谭佳琦, 刘达霖, 刘晓晶

2022, 43(5): 76-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0076

摘要(186) HTML (44) PDF(46)

摘要:
为研究窄矩形通道内CaSO₄溶液由于析晶沉积产生的污垢及对换热的影响，本研究基于合理的污垢沉积、污垢剥蚀与污垢热阻模型，利用FLUENT软件结合用户自定义函数（UDF）对一定热流密度、入口流速、入口温度和流体浓度的流体进行了析晶沉积模拟计算。研究结果表明了此工质的污垢产生情况和对换热的影响，同时得到热流密度、入口流速和流体浓度3种影响因素对污垢沉积的影响：污垢热阻随热流密度增大而增大，随入口流速增大而减小，随流体浓度增大而增大。本研究可用于模拟板状燃料元件窄矩形通道由于析晶导致的污垢沉积过程。

低压低功率条件下两相自然循环特性试验研究

刘小丫, 张永发, 蒋立志, 焦猛, 赵新文, 王鑫铭, 王晓龙

2022, 43(5): 82-88. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0082

摘要(113) HTML (31) PDF(26)

摘要:
相比于陆基核电厂，船用核动力装置的非能动安全系统运行压力较低，运行功率变化频繁，在两相自然循环条件下，非能动安全系统内的流动更加复杂多变。为了研究两相自然循环在低压、低功率条件下的循环特性，基于比例分析方法搭建了两相自然循环的原理试验台架，研究了低压条件下功率和初始液位高度对自然循环特性的影响。结果表明，在低压条件下，系统稳定运行后的压力、流量等均受初始液位高度和功率的影响。当功率为50 kW时，初始液位越高，系统稳定后的压力越大，但是流量相差较小；初始液位一定时，功率在40%满功率~100%满功率内，随着功率的增大，系统稳定后的压力也逐渐增大。这为试验台架后续两相自然循环的研究提供了方向，也为船用核动力装置非能动安全系统研究提供了参考。

摇摆条件下小型反应堆堆芯入口流量分配特性数值分析

刘懿锐, 董秀臣, 张鑫, 袁江涛

2022, 43(5): 89-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0089

摘要(162) HTML (32) PDF(22)

摘要:
为研究摇摆条件下小型反应堆强迫循环时堆芯入口处冷却剂的流量分配特性，采用数值计算的方法，使用计算流体力学（CFD）软件STAR-CCM+建立小型反应堆模型，完成模型验证，开展摇摆条件下反应堆堆芯入口流量分配特性研究。结果表明，堆芯入口位置距摇摆轴的距离越大，摇摆幅度越大，堆芯入口冷却剂流量波动越大；长周期摇摆对流量影响较小，但随着摇摆周期减小，冷却剂流量会发生跃变。堆芯入口冷却剂分布不均匀程度随摇摆幅度的增加而增加，但对摇摆周期变化并不敏感。

基于飞秒激光改性表面核化点密度研究

唐吴宇, 周磊, 张君毅, 闫晓

2022, 43(5): 95-99. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0095

摘要(89) HTML (40) PDF(21)

摘要:
以不锈钢材料为实验件，采用飞秒激光技术加工有序微纳结构来制备改性表面，并以去离子水为工质开展池沸腾核化点密度实验研究，获取了不同热工参数条件下3种不同实验表面（常规表面、改性表面1、改性表面2）的核化点密度实验数据，定量分析了核化点密度随壁面过热度的变化规律，并以李权模型为基础拟合得到改进核化点密度模型。研究发现，3种实验表面的核化点密度均随壁面过热度的升高而增大，且相同热工参数下改性表面的核化点密度显著大于常规表面；改进模型优化了核化点密度的预测值，且预测值与实验数据吻合较好。

池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为研究

孙洪平, 邓坚, 罗跃建, 张明, 许幼幼, 武小莉, 刘丽莉, 陈冲, 秋穗正, 苏光辉

2022, 43(5): 100-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0100

摘要(217) HTML (22) PDF(55)

摘要:
在钠冷快堆的安全评估中，分析钠泄露导致的池式钠火事故下燃烧产物的气溶胶行为尤为重要。本文采用将池式钠火燃烧模型与气溶胶动力学模型耦合的方式，开发了池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析程序REBAC-SFR，基于该程序模拟了SAPFIRE-D1和ABCOVE池式钠火实验，并与实验数据进行了对比。结果表明，本文开发的程序具有良好的可靠性和正确性，可为钠工艺间内池式钠火事故下燃烧产物气溶胶行为分析研究提供理论工具。

过冷度和粗糙度对铁铬铝平板淬冷沸腾影响的实验研究

张琪琪, 罗彦, 卢涛, 邓坚, 张喜林, 周照春

2022, 43(5): 109-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0109

摘要(130) HTML (32) PDF(22)

摘要:
为了探究过冷度和表面粗糙度对铁铬铝（FeCrAl ）平板淬冷沸腾的影响，对FeCrAl 平板在不同过冷度和表面粗糙度下的淬冷沸腾过程开展了可视化实验研究。采用热电偶测量平板内部温度，并利用导热反问题解析式求解平板表面温度和热流密度；通过对比分析实验现象，探究过冷度和表面粗糙度对平板淬冷沸腾过程的影响，并建立了过冷度与最小膜态沸腾温度的关系式。结果表明，淬冷沸腾过程中，FeCrAl 平板表面形成开尔文一亥姆霍兹（K-H）不稳定波，且气膜破裂后产生的骤冷前沿呈“抛物线”状；随着过冷度的增加，最小膜态沸腾温度增大，临界热流密度增大，平板表面冷却速率加快，淬冷沸腾过程的时长缩短；较大的表面粗糙度可以促进FeCrAl 平板表面淬冷沸腾的进行，但影响微小。

反应堆燃料元件破损当量诊断方法

林晓玲, 刘翠红

2022, 43(5): 115-118. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0115

摘要(151) HTML (25) PDF(49)

摘要:
破损当量是衡量反应堆燃料元件破损严重程度的重要指标，但破损当量无法直接测量，在决策应用中不具有可操作性，需要建立与破损当量对应的可监测指标。本文结合实践经验，分析确定了可用于燃料元件破损诊断的典型核素，建立了反应堆一回路冷却剂中裂变产物核素活度浓度与燃料元件破损当量之间的传递关系；给出了一回路冷却剂取样分析实验方法，并指出实验过程中应注意的问题；建立了采用监测一回路冷却剂中典型裂变产物核素活度浓度诊断破损当量的方法，并分析了诊断中不确定度的主要影响因素。本研究为反应堆燃料元件破损当量诊断提供了技术方法。

小堆结构材料全生命周期数据管理系统设计研究

宋丹戎, 许斌, 刘佳, 秦冬, 张显均, 王卓, 朱虹

2022, 43(5): 119-125. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0119

摘要(119) HTML (16) PDF(32)

摘要:
小型模块化反应堆（简称小堆）结构材料具有种类繁多、来源广泛和格式多样等特点。基于现代信息技术及大数据背景，结合小堆结构材料数据的特殊性，从材料数据管理角度出发，设计构建了一个覆盖小堆结构材料全生命周期的专用数据管理系统，实现从碎片化数据获取到海量数据集成、处理并融合的转变。整个系统不仅实现了自定义数据库设计，还实现了小堆结构材料全生命周期数据的管理和应用，满足用户数据查询、数据检索、可视化分析等多种需求，有利于推进小堆结构材料数据管理向规范化、智能化发展。同时该数据管理系统突破了多尺度材料数据管理技术瓶颈，增强了材料数据的安全性和可靠性，为数字化小堆研发设计提供了重要支持。

热老化温度对高Si含量F/M钢中Laves相析出行为和冲击性能的影响

周军, 邱绍宇, 邱日盛, 曾文, 王浩, 舒茗, 杨灿湘

2022, 43(5): 126-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0126

摘要(102) HTML (17) PDF(22)

摘要:
铁素体马氏体钢（F/M钢）是铅冷快堆堆芯的主要候选材料之一，提高材料中的Si含量可提高其抗腐蚀性能，但同时会促进Laves相的析出从而影响材料韧塑性。针对一种Si含量为0.98%的F/M钢，开展了3种温度（500、550、600℃）下5000 h的热老化实验，研究了温度对Laves相析出行为和冲击性能的影响。结果表明，热老化温度升高能够促进Laves相的形核和粗化，且温度从550℃提高至600℃，Laves相的粗化速率从3.7 nm/h^1/3提高至9.0 nm/h^1/3。另一方面，热老化温度升高将加速冲击性能的退化，在550℃和600℃下热老化500 h，冲击功（A_KV）值分别下降至热老化前的51%和39%，而在500℃下热老化2500 h，A_KV值仍保持热老化前的75%。Laves相的析出与冲击性能退化有强烈的对应关系，是冲击性能退化的主要原因。

中空六棱柱燃料元件热-力学性能研究

刘仕超, 李权, 黄永忠, 庞华, 李垣明, 柴晓明, 邱玺, 赵艳丽, 廖楠, 冉仁杰

2022, 43(5): 133-137. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0133

摘要(132) HTML (47) PDF(26)

摘要:
中空六棱柱燃料元件在高温气冷堆方面有广泛应用，为研究中空六棱柱燃料元件的堆内性能，评价其失效概率，针对高温气冷堆用中空六棱柱燃料元件进行了热-力学行为分析，采用多物理场耦合的方法计算了中空六棱柱燃料元件的热-力学行为，分析了中空六棱柱燃料元件在较低中子注量条件下的温度场、变形、应力分布以及失效概率。结果表明，中空六棱柱燃料元件的最高运行温度约为1020 K，SiC基体的最大应力约为107.32 MPa、失效概率为3.52×10⁻⁴，SiC基体较低的失效概率保证了燃料元件的结构完整性。在较低中子注量下，中空六棱柱燃料元件的运行温度和应力均较低并且可以保证结构完整，具有良好的堆内运行状态。

核电蒸汽发生器接管嘴外表面裂纹应力强度因子计算

张瑞凯, 刘攀, 谈建平, 李越, 王大胜, 涂善东

2022, 43(5): 138-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0138

摘要(132) HTML (22) PDF(44)

摘要:
核电蒸汽发生器（SG）接管嘴处由于其结构的特殊性，易在制造及服役过程中产生缺陷。为评价该处缺陷的安全性，需要工程可用的应力强度因子解。本文以核电SG接管嘴外表面裂纹为研究对象，采用有限元方法（FEM）及RSE-M规范计算获得了不同方向及尺寸裂纹在内压、弯矩和温度载荷下的等效应力强度因子值，并分析了不同载荷作用下等效应力强度因子在裂纹前沿的分布规律。将计算结果与RSE-M规范的直管应力强度因子解进行比较，发现RSE-M规范的直管应力强度因子计算方法可保守地应用于SG接管嘴处裂纹，并且随着裂纹深度的增加保守度增大。为实现SG接管嘴处缺陷安全的准确评价，基于有限元计算和RSE-M影响系数法给出了适用于SG接管嘴外表面裂纹的应力强度因子计算方法，该方法可以为SG的设计与维护提供指导。

基于MPS算法的2×2棒束结构熔化行为数值模拟

何孟轩, 傅晟威, 余航

2022, 43(5): 147-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0147

摘要(131) HTML (41) PDF(17)

摘要:
以典型压水堆燃料组件2×2棒束结构为研究对象，建立了含定位格架和不含定位格架的棒束三维模型，基于半隐式运动粒子（MPS）算法对严重事故背景下棒束结构的熔化行为进行了数值模拟，分析了定位格架对棒束熔化过程中流道堵塞进程的影响。结果表明：MPS算法能够较好地模拟棒束结构熔化行为，定位格架会加快堆芯的熔化进程和冷却流道的堵塞速度，本文研究结果有利于严重事故下堆芯熔化模型的优化改进。

基于XGBoost的高中子注量率区域堆内构件螺栓可靠性评估方法

王文晖, 万安平, 邓朝俊, 龚志鹏, 张宏亮, 叶洋涵, 王鹏飞, 刘璨贤, 李乐章

2022, 43(5): 154-162. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0154

摘要(92) HTML (21) PDF(16)

摘要:
堆内构件螺栓长期处于高温高压以及高辐射环境，连接围板与成形板的螺栓存在辐照促应力腐蚀开裂（IASCC）现象。为提前预测螺栓在应力腐蚀环境下的剩余寿命，减少核电厂的备件库存，本文采用 XGBoost预测堆内构件螺栓在高辐照环境下的剩余寿命。首先，对压水堆高中子注量率区域的全周期剩余寿命演化数据进行分析处理，获得相关性模型；然后，提出基于数据驱动的XGBoost预测螺栓剩余寿命，该方法具有较强的泛化性与较高的准确率，可以很好地评估高中子注量率区域螺栓的可靠性；最后，以35000个样本作为训练集、15000个样本作为测试集，与国际原子能机构（IAEA）经验公式计算值比较，结果表明，XGBoost 预测准确率高达99.93%，优于多元线性回归方法和AdaBoost（使用线性损失函数/使用平方损失函数/使用指数损失函数）方法。

严重事故下安全壳排气对乏燃料厂房氢气风险影响研究

杨志义, 石雪垚, 张佳佳, 丁超, 种毅敏

2022, 43(5): 163-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0163

摘要(103) HTML (18) PDF(29)

摘要:
以我国某三代压水堆核电厂为例，选取了2个典型严重事故工况，采用严重事故一体化程序MAAP开展建模与计算，对安全壳排气的过程及对乏燃料厂房造成的氢气风险进行了分析。结果表明，如果不考虑乏燃料厂房的通风系统，从安全壳内释放的混合气体由于水蒸气的冷凝，会对乏燃料厂房造成一定的氢气风险；如果考虑乏燃料厂房通风系统的作用，乏燃料厂房的氢气风险将会消除。

基于SPSA的蒸汽发生器液位MPC系统性能优化方法研究

耿鹏程, 史长青, 孔祥松, 刘航, 刘佳彬, 江绍波

2022, 43(5): 168-175. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0168

摘要(176) HTML (37) PDF(33)

摘要:
核电厂蒸汽发生器（SG）液位变化过程具有强非线性且存在“虚假水位”现象，传统SG液位控制系统多采用固定参数比例-积分-微分（PID）控制器，但传统PID控制方法不具备自优化、自适应、自学习等能力，使得控制系统性能难以达到并保持最佳。为提高机组瞬态响应能力以及核电厂的稳定性、安全性和经济性，提出了一种基于并行摄动随机逼近（SPSA）算法的模型预测控制（MPC）方法。该方法采用MPC系统代替传统PID控制系统，并利用SPSA实现液位控制系统参数的整定优化，从而实现SG液位控制系统的性能优化。通过仿真试验验证了本方法能够有效提高SG液位控制参数的整定效率以及控制系统稳定性。

基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法研究

黄捷庆, 吴小天, 温亮, 彭跃

2022, 43(5): 176-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0176

摘要(111) HTML (17) PDF(26)

摘要:
为建立安全壳喷淋覆盖率可靠、快速的计算方法，以对安全壳喷淋系统的设计研究提供新的辅助手段，本研究采用理论分析的方法，建立了基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算模型。通过与基于计算机辅助设计（CAD）的安全壳喷淋覆盖率计算结果进行对比，验证基于蒙特卡罗喷淋覆盖率计算方法的适用性。结果表明，两种方法的计算误差在1%以内。因此，本研究建立的基于蒙特卡罗模拟法的安全壳喷淋覆盖率计算方法可靠且具有广泛适用性，对比CAD软件的喷淋覆盖率计算法，新的方法计算速度更快，人因错误率更低，有利于敏感性分析，可大幅提高安全壳喷淋系统设计能力。

核电厂严重事故后乏池自安全冷却技术研究

张明, 葛云征, 张守杰, 刘伟民

2022, 43(5): 181-187. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0181

摘要(111) HTML (21) PDF(27)

摘要:
针对核电厂严重事故后丧失内外电源的工况，提出了通过提取乏燃料水池（简称乏池）余热进行发电以实现乏池长期自安全冷却的方案。通过基于乏池余热的热力过程分析、工质选择、关键设备热力分析、系统方案设计研究，探讨了严重事故后利用乏池余热实现乏池长期自安全冷却的可行性。研究表明，根据核电厂严重事故后的工况环境以及系统输出功率，可采用上原循环或国海循环来建设乏池余热自发电系统。对于在役堆型和新堆型，该系统均可保证实现乏池余热的持续排出，满足乏池温度低于80℃的要求，从而实现乏池的自安全冷却。

基于PSA的压水堆LBLOCA不确定性分析

邓坚, 熊青文, 苟军利, 刘余, 鲍辉, 沈丹红, 周佳樾

2022, 43(5): 188-194. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0188

摘要(117) HTML (40) PDF(32)

摘要:
为了结合确定论与概率论分析开展更加真实的核反应堆事故工况安全分析，提出了一种结合概率安全分析（PSA）和最佳估算加不确定性（BEPU）分析的方法，并以典型三环路压水堆冷管段双端断裂大破口失水事故（LBLOCA）的极限事故为对象，首先基于PSA开展了应急堆芯冷却系统的事故失效分析，而后结合BEPU分析评估了事件树中各事故序列的包壳峰值温度（PCT）分布及条件堆芯损坏概率（CCDP），最终确定了压水堆在该事故工况中的堆芯损坏频率（CDF）。分析结果表明，压水堆在冷管段双端断裂工况中应急堆芯冷却系统能够保证反应堆的安全，且一列低压安注系统足以排出堆芯余热及保证反应堆安全。

基于UDF的二维管束流弹失稳模拟研究

谭蔚, 赵承卓, 黄旋, 沈平川, 张珂, 朱国瑞

2022, 43(5): 195-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0195

摘要(80) HTML (50) PDF(23)

摘要:
针对现有流弹失稳模拟研究中的流固耦合模型存在计算精度较低、计算成本巨大的问题，建立了一种可以预测管束临界流速的二维单向流固耦合模型，该模型基于商用ANSYS Fluent软件，通过SST k-ω湍流模型进行流场计算，再由自编译的用户自定义函数（UDF）提取管子所受的流体力，并利用4阶Runge-Kutta法求解结构动力学方程实现单向流固耦合计算。利用该模型对节径比为1.5的转角三角形排布管束进行了流固耦合计算，得到了中心管的临界流速、振幅时程曲线及振幅频谱图，并通过水洞实验进行了验证。结果表明，本模型以较低的计算成本准确地预测了临界流速，同时也获取了管子真实的振动特征，模拟计算的中心管振幅时程曲线及振幅频谱均与实验相近。此外，模拟计算获取的阻力和升力系数数据表明，随着流速增大，阻力和升力系数时程曲线经历了从紊乱到规律的变化，换算流速达到2.44时，阻力和升力系数主频包含管子在静水中固有频率的成分。

深槽型主泵机械密封液膜特性分析

金乐, 王岩, 崔怀明, 朱向东, 张超南, 毛远帆

2022, 43(5): 203-210. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0203

摘要(169) HTML (44) PDF(25)

摘要:
采用结合三维有限元分析与基于经典摩擦理论的密封液膜流场分析相结合的方法，针对某新型核反应堆冷却剂泵（简称核主泵）机械密封的6种密封面方案进行分析研究，对比各方案的液膜厚度、接触载荷、名义磨损率、低压泄漏率等关键参数。计算结果表明，6 mm槽宽的设计方案是一组性能较为平衡的设计，其密封面的性能输出特征与某进口成熟机械密封类似且略优于进口型号；带有低压补偿的直线槽方案能够大幅延长密封面寿命，但同时带来了更高的低压泄漏率。

反应堆辐照样品输送系统设计与实验研究

胡瑞荣, 朱世峰, 王纳秀, 张丽娜, 徐博, 曹云, 王晓艳

2022, 43(5): 211-216. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0211

摘要(96) HTML (17) PDF(27)

摘要:
为实现反应堆辐照样品在堆内空间狭小、堆外远距离条件下快速输送，设计了钢丝绳卷筒加气动输送相结合的辐照样品输送系统。本文对辐照样品输送系统中的关键部件接样装置进行了结构设计描述，并对气动部分进行了理论计算。同时，为进一步验证设计方案，对该输送系统进行了实验研究。研究结果表明该输送系统在堆内空间狭小及堆外远距离的工况下应用具有一定的可行性。

核电厂电仪设备延寿再鉴定试验研究

陈青, 郭星, 高轩, 邱新媛, 王广金, 段绪星, 赵传礼, 姜圣翰

2022, 43(5): 217-222. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0217

摘要(127) HTML (24) PDF(23)

摘要:
在核电厂电气仪表设备（简称电仪设备）环境鉴定研究成果的基础上，开展核电厂电仪设备延寿再鉴定分析和试验研究。以秦山第一核电厂DDG-1型电气贯穿件（EPA）为研究对象，根据运行实际制定了再鉴定试验研究的遵循原则，在此原则下结合分析法确定了试验方案和试验项目序列以及EPA修复依据和方案，并在此基础上开展再鉴定试验研究。适当修复后的DDG-1型EPA按试验大纲依次通过了设备性能随时间变化的试验、抗震试验、设计基准事故（DBA）条件下热力学试验和DBA后极限电性能试验，试验后状态完好，表明该DDG-1型EPA经适当修复后能够完成继续延寿20 a的预期目标，可为核电厂其他电仪设备再鉴定试验研究提供指导和借鉴。

基于TMSR-LF1的Ⅱ类研究堆抗震设计方法研究

刘艺诚, 王晓艳, 王晓, 张小春, 龚玮, 代仁聪

2022, 43(5): 223-228. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0223

摘要(119) HTML (18) PDF(24)

摘要:
抗震设计是核设施为满足安全与经济综合要求进行设计时的重要内容，目前研究堆的抗震设计缺乏相应的规范与研究，尚未发现较为完善的方法体系。本文推荐了一个匹配结构与设备的Ⅱ类研究堆抗震设计方法，以50 a超越概率2%地震动作为安全停堆地震（SSE），并以2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR-LF1）为例，对比分析了采用该方法与采用其他相关规范方法得到的设计反应谱（DRS），并将其应用于结构和设备的抗震设计计算中。结果表明：推荐方法在满足结构与设备的抗震设计匹配性的前提下，相比核电规范具有较好的经济性，相比民用规范具有较好的保守性，更加合理。

核电厂放射性废物重整流态化数值模拟研究

曾申富, 刘夏杰, 林鹏, 郑伟, 乔宝权

2022, 43(5): 229-232. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0229

摘要(124) HTML (30) PDF(26)

摘要:
核电厂排放的放射性废物高温重整过程中会以流化态的形式存在，为获取这个过程中的详细参数，设计出更优秀的运行条件，提出了一种新的核电厂放射性废物重整流态化数值模拟方法。该设计数值计算模型建立了气-固流体力学控制方程以及湍流模型；建立了核电厂放射性有机化学废物几何模型、对象几何模型，并划分网格结构，设置边界初始条件。通过数值计算研究不同高径比对颗粒的径向速度、径向固含率、径向气含率的影响。计算结果表明，高径比为1.0时，流化床中气-固颗粒的流化效果最好。

激光增材制造技术在堆内构件中的应用研究

王庆田, 李浩, 胡雪飞, 王仲辉, 朱明冬, 赵伟

2022, 43(5): 233-237. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0233

摘要(151) HTML (23) PDF(36)

摘要:
针对钴基合金手工钨级氩弧焊（TIG）堆焊出现的质量问题，开展了钴基合金增材制造工艺研究，尤其是激光增材制造工艺参数的优化研究，然后对钴基合金增材制造层进行一系列的硬度、耐磨性能、耐腐蚀性能等试验研究，并与手工TIG堆焊层性能进行对比。对比结果表明，激光增材制造层的组织更加细化，硬度更加均匀，耐磨性与耐腐蚀性能均优于手工TIG堆焊层。

基于CORCA的带固定中子源堆芯求解与共轭计算的软件实现

周楠, 于颖锐, 赵文博, 廖鸿宽, 卢迪, 陈飞飞, 刘佳艺

2022, 43(5): 238-244. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0238

摘要(155) HTML (52) PDF(23)

摘要:
深度次临界状态下，传统源倍增法在核反应堆反应性测量上具有精度低的特点，为提高测量精度，本文对CORCA软件进行扩充，开发了具备固定源问题求解和带不连续因子中子价值求解功能的CORCA-FIX软件，并采用对照程序和实堆数据对CORCA-FIX软件进行了计算验证。验证结果证实，CORCA-FIX在求解带固定源堆芯的深度次临界状态时有着较高的精度，输出的结果应用于实堆数据后获得了更好的次临界度测量结果，且满足工程应用中反应性测量的偏差准则。

华龙一号海外首堆反应堆控制系统优化设计

张英

2022, 43(5): 245-249. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.05.0245

摘要(151) HTML (30) PDF(60)

摘要:
反应堆控制系统是核电厂重要仪控系统之一，对保障核电厂的正常运行起着重要作用。为确保控制系统在核电厂运行过程中的良好控制品质和减少现场调试时间，有必要在设计阶段通过仿真研究对控制系统参数进行优化设计。分析了三代核电华龙一号（HPR 1000）海外首堆的反应堆控制系统功能，对各控制系统被控变量进行了说明；在此基础上，对控制系统参数优化流程进行说明；利用核电厂数字化仿真工具，通过系统建模仿真对控制系统参数进行敏感性分析，根据不同参数取值下的系统静态和动态响应特性得到较优的控制系统参数，经性能验证满足设计要求。所获得的反应堆控制系统参数已用于海外华龙一号首堆反应堆控制系统设计，并用于指导核电厂现场调试和核电厂运行。

留言板

2022年第43卷第5期

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2022年 第43卷 第5期

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