核动力工程

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谭思超, 李桐, 刘永超, 梁彪, 王博, 沈继红

2023, 44(2): 1-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0001

摘要(2398) HTML (73) PDF(410)

摘要:
在新一轮全球人工智能浪潮下，核能行业逐步开启与人工智能发展融合的进程。本文针对人工智能与核能领域结合应用过程中产生的一些问题进行了探讨与思考。首先，明确人工智能在核能领域的应用优势，人工智能技术通过降低运行成本、提高发电效率、优化控制策略等方法使得核能的经济性与功能性得到了提高和增强。其次，掌握人工智能与核能融合的关键所在，利用大数据、云计算、物联网等关键支撑技术，根据核能领域应用场景和边界实现人工智能技术与核工程问题的最佳适配。然后，确定核能智能化过程中的人员主导问题，由核行业人员来主导实现人工智能与核工程问题的有效适配融合，进而推动核能智能化发展。最后，实现人们对核能智能化的认可和接受，分别从数据、算法、标准化、安全化和社会公众接受度等角度讨论如何构建核能智能化可信安全体系，让核行业人员与社会公众接受核能智能化。通过对核能智能化进程中若干问题的阐述，以期引起核行业人员以及社会公众的共同思考，促进人工智能与核能科学技术的跨领域深度交叉融合，进而实现人工智能对核能行业的深入赋能。

基于精细燃耗历史及精细燃耗链的球床高温气冷堆燃耗不确定性分析

崔梦蕾, 郭炯, 王毅箴, 刘保坤, 孔勃然, 朱凯杰, 李富

2023, 44(2): 9-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0009

摘要(1231) HTML (32) PDF(73)

摘要:
球床高温气冷堆的燃料管理具有燃料球多次通过堆芯的特点，使得燃料元件经历的燃耗历史十分复杂。球床高温气冷堆堆芯物理设计程序VSOP可以提供燃料元件的精细燃耗历史，但仅包含少量燃耗链和核素种类。而清华大学自主开发的燃耗计算程序NUIT可实现精细燃耗计算，且包含完整燃耗链和核素信息，但不具备精细燃耗历史跟踪功能。本文基于NUIT，结合VSOP提供的球床高温气冷堆精细燃耗历史，开发了球床高温气冷堆堆芯的精细燃耗计算功能，搭建了带有精细燃耗历史模拟和精细燃耗链核素的燃耗分析流程，并实现燃耗不确定性分析功能。在此基础上研究了裂变产额不确定性对球床高温气冷堆燃耗计算不确定性的贡献，并与VSOP的计算结果进行对比。计算分析结果显示，基于NUIT的精细燃耗计算结果和VSOP的燃耗计算结果得到了相互验证，且可以得到更多的核素浓度信息，该计算结果是开展球床高温气冷堆衰变热不确定性研究的基础。

通用型中子输运程序VITAS应用研究

张滕飞, 殷晗, 孙启政, 肖维

2023, 44(2): 15-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0015

摘要(1396) HTML (68) PDF(58)

摘要:
为提高确定论全堆芯中子输运程序的适用性，开发了通用型中子输运程序VITAS。针对TAKEDA3基准题（矩形组件）、TAKEDA4基准题（六角形组件）、Dodds基准题（R-Z几何）和C5G7-TD5基准题（压水堆高保真计算）的验证结果表明，高阶的空间和角度基函数能够使结果稳定地向参考解渐进收敛，达到与多群蒙卡相当的计算精度水平。与参考解相比，TAKEDA3基准题有效增殖系数（k_eff）偏差低于60pcm（1pcm=10⁻⁵），控制棒价值偏差为−3pcm，中子通量密度分布均方根（RMS）偏差为1.03%；TAKEDA4基准题k_eff偏差低于20pcm，控制棒价值偏差为32pcm，中子通量密度分布RMS偏差为0.70%；Dodds基准题的功率最大偏差低于1%；C5G7-TD5基准题的功率偏差低于0.9%。本文研究表明VITAS有望成为一套精确求解中子输运问题的通用型计算工具。

基于改进变分节块法的共轭中子通量密度计算技术

梁博宁, 吴宏春, 李云召

2023, 44(2): 24-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0024

摘要(145) HTML (42) PDF(28)

摘要:
共轭中子通量密度对于核安全和压水堆（PWR）中的探测器计算有着重要的意义，为了消除现有节块方法在处理由于控制棒移动带来的非均匀节块（包括非均匀的截面和不连续因子）时所造成的较大误差，本文提出一种改进的变分节块法（VNM）。确定了不同于前向方程的共轭节块方法的连续条件，不同于传统VNM在全局建立泛函，本文方法为每一个节块建立泛函；构建了含非均匀不连续因子的乘子项，以显式处理表面不连续的共轭中子通量密度；除共轭体中子通量密度、截面和表面分中子流密度外，将表面不连续因子展开为分段正交多项式来构造响应矩阵。含有非均匀节块的BEAVRS基准题数值结果证明，同传统VNM相比，改进的VNM可以将非均匀问题的有效共轭增殖系数和燃料区共轭中子通量密度偏差降低2个量级，有利于实现前向与共轭中子通量密度的高精度内积计算。

压水堆高保真换料循环计算功能开发与验证应用

王习宁, 刘宙宇, 周欣宇, 温兴坚, 曹璐, 张思凡, 许晓北, 易思宇, 李帅铮, 李帆, 苏鑫

2023, 44(2): 30-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0030

摘要(1211) HTML (28) PDF(32)

摘要:
在自主开发的数值反应堆物理计算程序NECP-X基础上开发了压水堆的换料循环计算功能，并针对某M310机组首循环、第2循环和第3循环的启动物理实验，以及针对前2个循环的燃耗进行了精细建模计算。计算值与实测值的比较结果表明：首循环、第2循环和第3循环启动物理实验的临界硼浓度、控制棒价值、温度系数计算结果误差均较小，符合验收准则；不同燃耗深度下的临界硼浓度、堆芯功率分布与实测值的比较结果显示，稳定燃耗点处最大硼浓度偏差为−39ppm（1ppm=10⁻⁶），最大的组件功率误差小于4.5%，随着燃耗的加深，堆芯功率的分布逐渐展平，误差逐渐减小。计算结果表明NECP-X程序已经具备商用压水堆启动物理实验和多燃料循环的计算能力。

定位绕丝结构对棒束通道热工水力特性影响数值分析

刘思超, 刘余, 田瑞峰, 杨小磊, 陈曦, 李小畅

2023, 44(2): 37-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0037

摘要(217) HTML (90) PDF(46)

摘要:
定位绕丝设计广泛应用于金属快堆堆芯设计及气冷快堆堆芯设计中，本文基于三维精细化绕丝定位棒束通道网格模型模拟分析了定位绕丝螺距、定位绕丝数量及定位绕丝形状对超临界二氧化碳在棒束通道中流动换热的影响。模拟结果表明定位绕丝螺距比定位绕丝数量及定位绕丝形状对温场流场的影响更大，定位绕丝螺距小于200 mm时，进出口压降大幅增加，表面换热系数增加，温度不均匀度大幅降低；随着定位绕丝数量增加，进出口压降线性增加，表面换热系数变化不大；圆形定位绕丝可以以较小截面积达到与方形定位绕丝相似的效果，梯形定位绕丝对流场影响不如矩形定位绕丝。

基于加热壁面能量平衡的窄矩形通道内CHF机理模型

闫美月, 邓坚, 潘良明, 马在勇, 李想, 万灵峰, 何清澈

2023, 44(2): 43-47. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0043

摘要(216) HTML (61) PDF(38)

摘要:
窄矩形通道因具有结构紧凑、换热面积大等优点而被广泛应用于各个领域。通过完善窄矩形通道中临界热流密度（CHF）的预测方法，建立CHF机理模型，可以提高反应堆的安全性和经济性。本文对窄矩形通道内竖直向上流动CHF进行了可视化实验研究，在此基础上开发了一种基于加热壁面能量平衡的CHF机理模型，并提供一组本构关系用于封闭所开发的新模型，同时使用实验数据对新模型进行对比评价，对比结果发现，新模型在窄矩形通道中模拟结果良好，偏差基本都在±20%之间。

基于CFD的铅铋快堆上腔室降阶热分层模型开发

杨涛, 赵鹏程, 赵亚楠, 于涛

2023, 44(2): 48-53. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0048

摘要(114) HTML (75) PDF(40)

摘要:
在铅铋快堆紧急停堆后，上腔室发生热分层现象对堆内结构完整性和自然循环余热排出能力产生重要影响，需要重点关注。为克服传统热分层分析方法的缺陷，基于计算流体动力学（CFD）程序Fluent得到高精度的全阶快照，通过特征正交基分解（POD）与Galerkin投影结合的方法构建降阶热分层模型。通过与CFD全阶热分层模型对热分层现象进行对比分析，研究结果表明所开发的降阶热分层模型能很好地模拟上腔室温度分布，能快速地开展铅铋快堆事故下的热分层界面特性研究。本文研究对热分层现象产生机理、有效遏制热分层现象产生提供了重要分析工具。

基于开放栅格结构的空间堆三维热工水力特性研究

王志鹏, 赵晶, 石磊

2023, 44(2): 54-61. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0054

摘要(126) HTML (35) PDF(20)

摘要:
高温气冷堆结合磁流体发电是一种高效的空间电源系统，可以满足空间任务对于大功率、高效率的需求，具有广阔的应用前景。本文参考美国普罗米修斯计划中的开放栅格方案，结合磁流体发电需满足的设计条件，提出了一种由三角形布置、217根燃料棒构成的堆芯方案。在通过试验数据确定流动模型后，对该空间堆进行了三维建模，并在考虑气隙结构、燃料棒功率分布及堆内辐射的基础上研究其热工水力特性，重点针对环境温度及外壁面发射率展开了热工参数敏感性分析。计算结果表明，该堆芯热工设计满足材料温度、压降限值等指标要求。冷却剂在燃料区横向流动不明显，不存在复杂涡结构，流动现象相对较为简单。稳态热工计算结果对环境温度的改变并不敏感，但发射率的改变影响相对较大。

相界面浓度输运方程在一维两流体模型中的应用研究

沈梦思, 林萌

2023, 44(2): 62-68. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0062

摘要(80) HTML (15) PDF(17)

摘要:
为解决一维两流体模型核电厂系统分析程序中使用流型图所带来的缺陷，提高系统分析程序计算的准确性，探索在一维两流体模型中应用相界面浓度输运方程（IATE）对两相流动进行预测。采用FORTRAN语言开发耦合了IATE的一维两流体模型求解器（Solver-IATE），并对其进行验证。基于Solver-IATE对小直径绝热圆管内向上泡状流进行了数值模拟，并与采用流型图的计算结果进行了对比。研究结果表明：采用IATE计算的相界面浓度结果比采用流型图的计算结果更接近实验值。因此，在一维两流体模型中使用IATE可以提高其计算相界面浓度的准确性，进而提高一维两流体模型核电厂系统分析程序计算两相间相互作用项的准确性，能更准确预测反应堆的瞬态响应特性。

矩形窄通道内汽泡滑移与冷凝前期生长模型研究

张林, 刘汉周, 刘晓晶, 陈勇, 陈德奇

2023, 44(2): 69-76. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0069

摘要(120) HTML (23) PDF(19)

摘要:
矩形窄流道内汽泡生长会直接改变相界面浓度，从而影响流道的传热传质性能。为获得适用于窄流道内不同类型的汽泡生长模型，基于通体可视的实验本体，开展壁面沸腾流动换热实验。基于传热能量方程，研究过冷沸腾中汽泡滑移与冷凝前期两种情况下汽泡生长模型。实验结果表明汽泡呈现两种形式的生长，即汽泡滑移生长以及冷凝前期生长。建立了两种情况下的汽泡生长模型，实验数据验证模型误差在20%以内。因此，本研究能为沸腾两相数值模拟提供更加精细化的汽泡生长模型，从而提高汽泡行为的预测精度。

仿生导叶对CAP1400主泵性能影响研究

刘昊然, 鲁业明, 王晓放, 李家玲, 张志刚

2023, 44(2): 77-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0077

摘要(1180) HTML (34) PDF(18)

摘要:
为探究仿生导叶对主泵整体性能的影响，本文以CAP1400主泵的缩尺模型（1: 2.5）为研究对象，提出了一种新型导叶叶片仿生设计结构，并通过优化设计平台得到了优化模型（仿生导叶最优解）。采用数值方法得到了主泵全三维模型的水力性能和安全性能，并通过对比分析原模型与优化模型之间性能差异，得到结论：在设计工况下，优化模型使主泵的扬程和效率分别提高了1.7%和1.9%；优化模型具有降低内流场噪声和改善导叶叶片表面应力分布的作用；优化模型对主泵空化性能影响不大。本研究结果可为后续主泵进行水力设计和声学预测提供参考。

压水堆管道小破口蒸汽临界流泄漏实验研究

朱梦馨, 殷松涛, 王海军, 王宁宁

2023, 44(2): 84-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0084

摘要(122) HTML (15) PDF(35)

摘要:
为探究压水堆核电厂小破口失水事故中管道小破口蒸汽临界流泄漏特性，开展了管道小破口泄漏实验，以探索饱和/过热蒸汽临界流泄漏特性。基于压力管道疲劳贯穿裂纹（微通道），开展了流体压力3~12 MPa、流体温度240℃~320℃范围内的蒸汽临界流泄漏实验。实验结果表明，蒸汽临界质量流速与初始流体压力呈正相关关系，与初始流体过热度呈负相关关系。与过冷水临界流泄漏相比，蒸汽临界质量流速受入口压力损失、摩擦效应与加速效应的影响相对较弱。利用一维等熵模型预测了蒸汽临界质量流速，预测值与实验值平均相对偏差为14.17%，表明一维等熵模型具有良好的蒸汽临界质量流速预测精度。

Cr涂层锆包壳池式沸腾传热实验研究

曾谢虎, 陈志强, 文青龙, 杜强, 张瑞谦, 杜沛南

2023, 44(2): 91-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0091

摘要(103) HTML (20) PDF(32)

摘要:
铬（Cr）涂层锆合金包壳被认为是最有前途的耐事故燃料（ATF）包壳材料之一，这种材料的表面状态对传热性能的影响程度将极大地影响着涂层锆包壳的工艺优化方向。本文在常压下的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传热的影响规律及其机制。结果表明，表面粗糙度的提高能降低汽化核心产生的条件，在相同壁面过热度下可显著强化传热。在本文研究参数范围内，随着传热表面粗糙度的提高，临界热流密度（CHF）相应地呈上升趋势，增加表面粗糙度能有效提高CHF值。在此基础上，本文还建立了粗糙度对传热系数影响的预测关系式。

液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选

邓诗雨, 卢涛, 邓坚, 张喜林, 朱大欢

2023, 44(2): 98-103. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0098

摘要(174) HTML (38) PDF(60)

摘要:
工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟，然而液态铅铋合金（LBE）具有独特的热物性，常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程，本文基于大涡模拟对湍流普朗特数模型和RANS湍流模型进行优选。首先，采用四种湍流普朗特数模型对绕丝燃料组件内LBE的流动与传热过程进行大涡模拟，对比分析实验数据和模拟结果并进行模型优选。基于优选的湍流普朗特数模型，评价RANS湍流模型对LBE数值模拟的适用性和准确性。结果表明，Cheng湍流普朗特数模型和SST k-ω模型对LBE流动与传热模拟的准确性和适用性最高。

C离子辐照对核级石墨硬度和杨氏模量影响研究

郭丽娜, 卞伟, 彭顺米

2023, 44(2): 104-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0104

摘要(201) HTML (51) PDF(47)

摘要:
为了探明离子辐照剂量和辐照温度对核级石墨硬度、杨氏模量及微观组织的影响，采用0.02 dpa 、0.2 dpa和2 dpa剂量的C⁴⁺分别在室温和180℃下辐照核级石墨，利用纳米压痕仪和透射电镜对不同离子辐照条件下核级石墨的性能和微观组织进行研究。结果表明：室温辐照时，硬度和杨氏模量均随着辐照剂量的增加而增加，辐照剂量为2 dpa时，硬度与杨氏模量的峰值分别由未辐照时的0.51 GPa与15.52 GPa急剧增加到2.51 GPa与37.73 GPa。180℃辐照剂量为0、0.02、0.2 dpa时，硬度和杨氏模量也随着辐照剂量的增加而增加，均高于室温辐照相同辐照剂量下硬度和杨氏模量的峰值。当辐照剂量达到2 dpa时，硬度与杨氏模量的峰值从0.2 dpa的1.72 GPa和31.53 GPa迅速降为1.32 GPa和25.91 GPa。石墨硬度和杨氏模量的增加是由于辐照导致石墨内部的微裂纹闭合和基体缺陷增加造成的，180℃辐照2 dpa后硬度和杨氏模量的急剧降低是由于辐照导致石墨发生了非晶化导致的。

压水堆燃料组件抗震试验研究

郭严, 张国梁, 张艳红, 李伟才, 胡晓, 古成龙

2023, 44(2): 109-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0109

摘要(158) HTML (34) PDF(51)

摘要:
燃料组件属I类抗震物项，其抗震问题直接关系核电厂运行安全，通常需通过抗震试验验证反应堆燃料组件抗震分析方法的合理性。本文模拟反应堆实际堆芯燃料组件安装方式，设计压水堆燃料组件抗震试验件与试验装置，针对不同组件数量布置方案，在高性能地震模拟振动台上开展试验研究。结果表明，水介质中燃料组件的第一阶频率为2.96 Hz，最大冲击力出现在燃料组件偏中间位置处，试验获取了地震作用下燃料组件的格架冲击力、格架相对位移、模拟堆芯板与围板的加速度等响应。试验结果可用于设计基准事故工况中燃料组件抗震分析模型的建立与分析软件的验证。

中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响

吴亚贞, 席航, 李国云, 刘晓松, 张海生, 孙凯, 宁知恩, 方忠强, 刘莎莎

2023, 44(2): 116-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0116

摘要(173) HTML (34) PDF(45)

摘要:
为研究中子辐照对Cr涂层锆合金力学性能的影响，获得Cr涂层锆合金的辐照性能数据，本文针对多弧离子镀技术制备的Cr涂层锆合金开展了中子辐照考验，通过拉伸试验过程实时观测试样力学行为变化并对试验后断口微观形貌进行分析，研究了辐照后Cr涂层锆合金的力学性能以及涂层与基体的结合能力。结果表明：中子辐照导致Cr涂层锆合金的抗拉强度和屈服强度升高，断后伸长率下降，表现出与商用锆合金相似的辐照强化效应。同时Cr涂层与无涂层锆合金相比，其屈服强度和抗拉强度升高但塑性变形能力降低。另一方面，Cr涂层在拉伸变形量较大时产生环向裂纹，但未从基体表面剥落，中子辐照未对涂层结合强度产生明显的影响，受力过程中涂层仍保持了完整性。

Cr涂层锆合金包壳模拟LOCA试验研究

王占伟, 严俊, 彭振驯, 任啟森, 廖业宏, 李思功, 赵亚欢

2023, 44(2): 122-128. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0122

摘要(186) HTML (44) PDF(31)

摘要:
2011年日本福岛核事故暴露传统锆合金燃料包壳在失水事故（LOCA）工况下的安全性问题。为了探究新型Cr涂层锆合金包壳在LOCA工况下的性能，本研究针对物理气相沉积（PVD）工艺涂覆的12~15 μm厚度Cr涂层Zr-1Nb合金包壳管，开展模拟 LOCA工况下的高温蒸汽氧化-淬火试验，氧化温度为1200℃和1300℃，单面氧化时间为10 min和20 min，淬火温度约800℃，之后对淬火后试样进行环压测试。结果发现，在研究条件下，Cr涂层未出现剥落，涂层完整；Cr涂层锆合金包壳外表面形成较为致密Cr₂O₃层，抑制O原子扩散至锆合金基体，阻止锆合金基体被氧化为ZrO₂层和α-Zr(O)层，环压测试发现淬火后包壳保持良好塑性。研究表明，在本测试工况下Cr涂层锆合金包壳相比传统锆合金包壳具有更强的抗LOCA事故能力。

压水堆燃料组件附加质量仿真研究

郭严, 张国梁, 刘欢, 李伟才

2023, 44(2): 129-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0129

摘要(115) HTML (16) PDF(26)

摘要:
为了准确探究反应堆冷却剂与燃料组件间存在流固耦合行为对燃料组件振动特性的影响，本文采用计算流体动力学（CFD）软件 Fluent平台，运用其中的动态网格技术，以压水堆燃料组件为研究对象，通过建立燃料组件模拟棒束、堆芯围板以及冷却剂模型，实现燃料组件与堆芯围板分别单独运动工况的燃料组件附加质量计算。结果显示：燃料组件运动工况下，燃料组件附加质量系数均值为 2.4712；围板运动工况下，燃料组件附加质量系数均值为–3.4713，均与文献值偏差小于5%。叠加附加质量后，燃料组件振动频率计算值与水中振动试验测试结果偏差小于 5%，验证了分析方法的合理性。本研究建立的仿真计算方法能够用于压水堆燃料组件附加质量计算。

耐事故燃料用于高性能压水堆的分析研究

尹春雨, 高士鑫, 钱立波, 秦雪, 吴磊, 张渝, 崔怀明, 肖忠, 苏光辉

2023, 44(2): 136-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0136

摘要(128) HTML (55) PDF(74)

摘要:
为明确未来高性能压水堆（PWR）可采用的耐事故燃料（ATF）元件设计方案，本研究采用燃料性能、核设计、反应堆热工安全的适用分析方法，从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明：采用SiC复合包壳＋高铀密度燃料的方案较好；由于高铀密度燃料（包括UN、U₃Si₂及UN-U₃Si₂复合燃料）各自均具有鲜明的特点，其中UN-U₃Si₂复合燃料在理论上可以成为高铀密度燃料的一大特色，但从中子经济性的角度考虑需要将UN中¹⁵N 进行富集，而目前的富集技术将大大提高该型燃料的制造成本。因此本研究建议高性能PWR的ATF燃料元件设计宜选择SiC复合包壳＋U₃Si₂燃料的设计方案。

高温堆燃料贮罐结构-性能-成本一体化多目标优化设计

郝予琛, 李悦, 王金华, 龚梦航, 吴彬, 王海涛, 马涛, 刘兵

2023, 44(2): 145-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0145

摘要(119) HTML (28) PDF(38)

摘要:
燃料贮罐是高温堆新燃料供应系统关键设备。为探索最佳设计方案，提出燃料贮罐结构-性能-成本一体化多目标优化设计方法：选取燃料贮罐结构板厚作为设计变量，采用拉丁超立方采样（LHS）生成均匀采样点，通过数值计算获取跌落响应，通过混合径向基函数神经网络（RBFNN）-前馈神经网络（FFNN）构造代理模型；以最大塑性变形最小、成本最低、质量最小作为优化设计目标，同时约束球床作用下的径向位移膨胀，利用强度Pareto进化算法（SPEA-Ⅱ）求解优化问题。结果表明：燃料贮罐安全性明显提高，最大塑性变形可降低20.17%；经济性与轻量化效果较好，单罐成本可降低2128元，质量可降低12.54%。本文一体化优化方法能够为燃料贮罐设计提供参考。

残余应力作用下的不锈钢管道环向穿壁裂纹闭合效应研究

刘震顺, 张晟, 毛庆, 郑向远

2023, 44(2): 152-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0152

摘要(129) HTML (31) PDF(17)

摘要:
管道环向穿壁裂纹在不同载荷水平作用下的张开位移预测值是破前漏技术应用的关键核心参数。针对具有代表性几何尺寸的奥氏体不锈钢管道，采用数值分析和对比验证相结合的方法，基于工程中实际测得的材料性能曲线研究了典型焊接残余应力作用下穿壁裂纹临界闭合应力的变化规律。分析结果表明，目前的通用电气有限公司/美国电力研究院（GE/RPRI）方法和美国核管会技术报告NUREG/CR-6837修正方法均低估了由美国机械工程师协会（ASME）规范工作小组推荐的简化残余应力场所导致的管道环向穿壁裂纹闭合效应。此外，分析了环向穿壁裂纹闭合状态下管道的失效模式，在此基础上进一步讨论了裂纹闭合效应对破前漏技术应用的影响，为后续工程实践提供了可借鉴的技术观点。

考虑自诊断的反应堆保护系统停堆功能可靠度评估模型研究

王明洋, 张蔚, 徐冬苓, 程玉玉, 郑明光

2023, 44(2): 159-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0159

摘要(151) HTML (57) PDF(19)

摘要:
“在线自诊断”作为数字化仪控系统的重要特征，对核电厂反应堆保护系统（RPS）停堆功能的可靠性分析具有重要作用。通过分析自诊断对人因、定期试验等因素的影响，建立设备级误动模型；以典型RPS TX为例，通过马尔科夫方法建立动态的TX序列级和系统级模块误动模型；利用系统级模块误动模型定量计算TX停堆功能可靠度与自诊断的关系。通过定性分析与定量计算论证了综合考虑自诊断对RPS停堆功能可靠性分析的必要性，为后续国内RPS停堆功能的可靠性评价提供了借鉴。

核动力厂物项安全分级中的剂量准则研究

赵丹妮, 何凡, 庞宗柱, 孙造占, 刘宇, 杨志义

2023, 44(2): 166-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0166

摘要(137) HTML (32) PDF(28)

摘要:
核动力厂的设计中通过对物项进行安全分级，来确保物项的设计、制造、建造等满足适当的要求，达到与其执行的功能相符的可靠性。本文简要介绍了根据安全重要性对核动力厂物项进行安全分级的方法以及应考虑的因素。针对物项安全分级中应考虑的未能执行某一安全功能的后果，使用核动力厂不同工况下对公众和工作人员的剂量准则来划分“高、中、低”后果。通过研究提出放射性“高、中、低”后果定量化的建议，以使得该方法在用于核动力厂物项安全分级时更具有可操作性。

核主泵流体动压轴封副密封摩擦特性与寿命的试验方案研究

丛国辉, 张翊勋, 段远刚

2023, 44(2): 172-176. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0172

摘要(113) HTML (20) PDF(26)

摘要:
副密封处的摩擦性能与寿命是影响核主泵流体动压轴封寿命的关键因素，为了研究副密封处的长期运行寿命，建立了高频往复试验装置，以模拟副密封处在高压介质条件下的往复运动，获取了副密封处O型橡胶密封圈与对偶金属件在频率提高、位移幅值增加和介质压力提高3种工况下的摩擦力变化数据，结果表明：核主泵流体动压轴封副密封在正常运行工况频率为25 Hz、幅值约为30 μm及介质压力为5.3 MPa时处于微动弹变状态；基于正常运行工况提高频率，在不超过300 Hz时副密封处的摩擦特性基本不会改变，但超过500 Hz时摩擦特性会明显变化；基于正常运行工况增加幅值和提高介质压力，副密封处的摩擦特性也基本维持不变。可见，在300 Hz以下提高频率对副密封寿命的影响可按线性增加考虑，能有效降低寿命验证时间。

核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性研究

黎义斌, 瞿泽晖, 郭艳磊, 李冬浩, 杨从新, 潘军, 王秀勇

2023, 44(2): 177-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0177

摘要(1209) HTML (43) PDF(40)

摘要:
为探究核主泵卡轴事故瞬变过程的水动力特性，通过动态匹配核主泵水力特性与系统管路阻力特性，建立了反应堆一回路系统的全三维简化模型。借助计算流体动力学（CFD）方法对核主泵卡轴事故工况进行了瞬态数值模拟，得到不同卡轴工况下核主泵外特性、内部压力场、叶轮叶片载荷与受力特性的瞬时变化。研究表明：卡轴时间越短，核主泵相应特性参数的瞬时变化越剧烈，事故造成影响越严重。以叶轮转速刚降为0 r/min时为节点，在卡轴时间为0.1、0.3、0.5 s三种卡轴工况下，流量分别降低到正常运行时的82.3%、61.4%、49.6%；核主泵扬程达到反向极值，分别为正常运行时的−137.7%、−87.4%、−56.9%；叶轮叶片两侧压力差值达到最大，分别为1.34、0.73、0.47 MPa，且在叶轮叶片工作面一侧和导叶流道中间部分形成相对集中的低压区；叶轮所受轴向力达到反向极值，分别为正常运行时的−159.3%、−96.5%、−65.5%。本数值预测方法对反应堆水动力系统的动态安全性评估提供了一定的数据支撑。

大亚湾核电站数字化改造项目关键敏感设备降级措施研究

徐颖, 张国军, 赵浩, 王志先, 赵岩

2023, 44(2): 185-190. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0185

摘要(145) HTML (59) PDF(23)

摘要:
大亚湾核电站模拟控制系统由分立式电气元件通过硬接线集成，计划在30 a大修期间进行数字化改造，由于受模拟平台功能限制，设备单一失效对所在控制回路影响巨大，大量仪控设备被识别定性为关键敏感设备。全面降低关键敏感设备数量是大亚湾核电站数字化改造项目的关键目标，本项目以核岛重要控制回路——稳压器水位控制回路为研究对象，对关键敏感设备降级措施进行了系统研究和实践应用，利用改造后数字化控制系统（DCS）自动表决功能和故障诊断功能，提出了测量通道表决优化方案、输出通道双冗余设计方案；利用接口最优原则，将稳压器水位控制回路主调和辅调集中至一个功能子组，取消了大量跨子组接口。以上措施的应用，使稳压器水位控制回路仪控关键敏感设备由17个降至0个，全面提升了控制功能可靠性，降低了电厂设备管理成本，为实现项目关键目标提供了重要参考方案。

核电厂凝汽器汽流激振问题研究与预防

祖帅, 陈杰, 车银辉, 汪国山, 赵清森, 张强, 吴振鹏

2023, 44(2): 191-197. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0191

摘要(153) HTML (57) PDF(23)

摘要:
针对某类型核电厂凝汽器在单列运行时发生多起因汽流激振导致的钛管开裂事件，采用基于多孔介质模型的计算流体动力学（CFD）方法对该凝汽器的喉部和管束区汽侧流场进行全三维数值仿真，计算得到凝汽器在多个单列运行工况下的汽侧速度场与钛管汽流激振风险系数分布。根据仿真计算结果，该凝汽器单列运行时，在靠近凝汽器垂直中心线的换热模块空冷区上方的指缝区表层钛管发生汽流激振的风险较高，为降低汽流激振风险需要考虑在相关位置安装防振条或实施预防性堵管。根据凝汽器单列运行泄漏工况数值仿真计算结果与核电机组实际运行记录，建议该核电厂凝汽器单列运行时在夏季、冬季工况下机组安全运行电功率限值分别为900 MW和600 MW。该凝汽器钛管跨距偏大，为了避免发生汽流激振现象，应将钛管跨距缩短到610.5 mm以下。

燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析

陈小强, 尹淑华, 魏学虎, 吕炜枫, 熊军

2023, 44(2): 198-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0198

摘要(105) HTML (37) PDF(23)

摘要:
以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象，就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估，对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算，并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后，执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为12.2 mSv，低于GB 18871—2002规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv；向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为3.51×10¹¹ Bq和2.17×10⁸ Bq，远小于GB 6249—2011规定的年排放控制值6.0×10¹⁴ Bq和2.0×10¹⁰ Bq。燃料棒损坏后40 min烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于1.0×10¹¹ Bq/h，核电厂无需进入应急待命状态。

十八胺在碳钢表面吸附和成膜的分子动力学研究

李超, 黄军林, 王露, 周克毅

2023, 44(2): 203-209. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0203

摘要(1162) HTML (18) PDF(22)

摘要:
华龙一号机组主给水系统大量使用P280GH碳钢管道，并应用十八胺（ODA）在管道内壁吸附形成缓蚀膜，ODA可高效抑制腐蚀，避免管道失效和蒸汽发生器（SG）严重结垢。但ODA在碳钢表面的吸附和成膜机理目前仍不明确，严重制约了ODA的性能优化和推广应用，针对该问题，采用分子动力学（MD）模拟开展研究。结果表明，ODA分子头部的氮原子与碳钢表面铁原子形成配位键，促使ODA分子吸附“锚定”。所形成缓蚀膜的微观构型与ODA浓度相关。浓度较低时，缓蚀膜呈ODA分子尾链间交织较差的单层构型，随着浓度增加，缓蚀膜逐渐演变为ODA分子尾链间紧密交织的复杂双层构型。在ODA浓度超过一定阈值后，缓蚀膜的构型不再显著变化，未吸附成膜的ODA分子最终积聚形成胶体微团。

液态燃料钍基熔盐实验堆主体装置厂房总体布置研究

贝晨, 贾小攀, 薛静, 王振中

2023, 44(2): 210-215. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0210

摘要(133) HTML (21) PDF(41)

摘要:
为实现2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆（TMSR）主体装置厂房的合理紧凑型总体布置设计，本研究根据熔盐堆堆型特征、顶层设计和系统功能需求，确定了主体装置厂房总体设计特征，探讨了TMSR关键设备及物项的相对位置特点；同时通过合理规划厂房功能分区和设备布置，最终得到了该厂房的总体布置方案。通过本项目的实施，为实现TMSR的系统集成以及验证提供了基础平台，为小型模块化钍基熔盐示范堆的设计和建设提供技术支持及经验。

不同初因事件下的两相排放过程热工水力特性研究

喻娜, 吴丹, 黄涛, 王泽锋

2023, 44(2): 216-221. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0216

摘要(112) HTML (21) PDF(22)

摘要:
本文针对稳压器安全阀开启后的复杂两相热工水力过程进行研究，确定不同初因事件下的稳压器安全阀两相排放特性。采用自主化系统分析程序ARSAC对稳压器安全阀的上下游进行建模分析，选取三种典型的阀门排放过程，包括稳压器安全阀误开启事故、导致一个或多个稳压器安全阀开启的主蒸汽流量完全丧失事故、以及低温超压保护条件下导致的稳压器安全阀间歇性开启的安注泵误启动事故，研究稳压器安全阀开启后水封及蒸汽（或水）排放过程中涉及的复杂两相热工水力特性，结果表明：ARSAC程序能够捕捉两相排放过程中管道内部的流型变化；水封通过下游管道会形成明显的流量峰值，且不同的上游初始条件下排放过程对于下游管道造成的流量峰值及时间特性不同。通过本文的研究可以为载荷分析、安全评价及设计优化提供指导性建议。

超高通量快中子试验堆堆芯初步概念设计

蔡云, 王连杰, 汪量子, 夏榜样, 娄磊, 张斌, 张策, 胡钰莹

2023, 44(2): 222-226. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0222

摘要(161) HTML (59) PDF(48)

摘要:
针对先进核能系统发展需要，提出了超高通量堆的堆芯概念设计。本文采用板型燃料、正方形燃料组件设计，设置宽流道保证堆芯冷却剂占有较高的体积份额。堆芯采用52 盒燃料组件，设置8盒控制棒组件和较厚的反射层。通过堆芯概念设计方案评价，结果表明堆芯循环长度可达100EFPD（等效满功率天），所提出的超高通量堆的最大中子注量率可达到1.08×10¹⁶ cm⁻²·s⁻¹。

环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计

王连杰, 蔡云, 汪量子, 夏榜样, 娄磊, 张斌, 张策, 胡钰莹

2023, 44(2): 227-231. doi: 10.13832/j.jnpe.2023.02.0227

摘要(206) HTML (34) PDF(38)

摘要:
基于环形燃料元件，提出了一种超高通量堆（UFR）堆芯概念设计。UFR燃料组件设计采用61个燃料元件构成的六角形组件，堆芯采用52盒燃料组件、9盒控制棒组件和厚反射层设计。通过开展堆芯概念设计方案评价，给出了堆芯循环长度、中子注量率、中子能谱、中子空间分布等关键参数。结果表明，在当前的总体参数下所提出的UFR的最大中子注量率可达到1.0×10¹⁶ cm⁻² ·s⁻¹。

留言板

2023年第44卷第2期

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