核动力工程

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谭思超, 魏天一, 于晓勇, 谢冠辉, 李旭鹏, 田瑞峰

2024, 45(1): 1-10. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0001

摘要(298) HTML (48) PDF(112)

摘要:
哈尔滨工程大学核反应堆工程研究团队（HEU-NUREL）长期致力于平面激光诱导荧光（PLIF）技术的探索及其在反应堆热工水力研究中的应用。PLIF技术作为非侵入式先进测量手段，可实现物理场全平面的定性和定量测量，为数值模型验证提供基准实验数据。本文全面展示HEU-NUREL基于PLIF技术在核反应堆热工水力研究等方面的最新成果和进展，重点介绍应用PLIF技术在浓度测量、温度场分析、两相分布及技术探索等方面的实践路径和测量效果，阐述PLIF技术及相关方法在热工水力不同领域的技术特点和独特贡献，旨在促进PLIF技术更好地服务反应堆系统设计与安全分析。

基于Bamboo-C软件的M310机组动态氙通量测量方法研究及工程应用

房何, 魏罗, 万承辉, 高亦远, 李载鹏

2024, 45(1): 11-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0011

摘要(158) HTML (14) PDF(59)

摘要:
为优化M310机组现行技术要求的在升功率达到指定功率水平后等待24 h再实施堆芯测量试验的时间，进一步提升压水堆核电厂的经济性，本文基于西安交通大学自主研发的先进压水堆堆芯物理分析软件Bamboo-C，研发了动态氙条件下实施堆芯通量测量的新方法。通过动态氙通量测量数据预测平衡氙条件下堆芯功率分布实测值，并在田湾核电站5号机大修中进行了工程应用验证。验证结果表明，本文提出的动态氙通量测量方法可以将指定功率水平下的氙平衡等待时间缩短至2 h，且对堆芯关键物理量具有很高的预测精度。

基于棒束传热实验的COSINE系统程序验证与确认

段秉祺, 赵萌, 张昊, 柴翔, 杨燕华

2024, 45(1): 19-26. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0019

摘要(69) HTML (10) PDF(18)

摘要:
为进一步提升软件计算的稳定性和准确性，对COSINE软件中重要的核心模型进行确认、评估与改进，本文采用热工水力软件包COSINE 中的系统安全分析程序cosFlow，对核电厂大破口失水事故中堆芯再淹没阶段的热工水力物理过程进行了建模与计算，计算建模根据棒束传热（RBHT）实验进行，并用RBHT 实验结果对系统安全分析程序进行检验。计算结果表明，棒束壁面温度变化趋势与实验数据趋势基本契合，即cosFlow 能够较为准确地分析大破口失水事故的骤冷前沿过程；但骤冷前沿的推进速度与RBHT的实验结果相比，前期更快后期更慢，推测原因为加热棒轴向温度梯度较大，原程序未加入轴向的热传导模块，因此后续的程序开发与研究将对骤冷前沿的热质传输模型进行改进。

海洋条件下小型堆堆芯补水系统模化分析

唐济林, 刘宇生, 谭思超, 李东阳, 王庶光, 邱立青

2024, 45(1): 27-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0027

摘要(66) HTML (17) PDF(25)

摘要:
为解决海洋条件下非能动堆芯补水系统（PCMS）设计的试验验证问题，本研究以堆芯补水箱（CMT）支路为例，开展了海洋条件下PCMS热工水力现象识别，基于多级双向比例分析（H2TS）方法，对识别的关键热工水力现象进行了模化分析，获得了PCMS模化设计的相似准则。研究结果表明，PCMS内存在多种复杂热工水力现象及其耦合过程，其中CMT支路的热工水力现象最具代表性，其自然循环过程受海洋条件的影响最为显著；海洋条件导致PCMS内流体产生附加惯性力，附加加速度一致是试验模型再现海洋条件影响的必要条件。海洋条件下PCMS模化设计应遵循阻力数、Richardson数、冷凝数和加速度等相似准则，基于上述相似准则设计的试验模型能够以合理的失真水平再现设计原型内的主要热工水力现象及其耦合效应。

基于RELAP5的气液相界面跨节点时压力峰修正方法的研究

王小虎, 赵平辉, 叶桃红, 熊琰, 谭超, 陈云龙

2024, 45(1): 34-40. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0034

摘要(48) HTML (5) PDF(16)

摘要:
为减小或消除RELAP5在垂直分层流动计算时气液相界面跨节点的非物理压力峰，提高计算的稳定性，从动量方程的角度出发，研究造成垂直单管排放算例中出现压力峰的原因，并提出了直接对动量方程进行修正从而减小压力峰的方法。研究发现，液相非稳态项是引起此类压力峰的主要原因。基于此，发展了用于修正液相非稳态项的数值方法，并且通过垂直单管的充排问题和压力计问题对该数值方法进行了验证。验证结果表明，该修正方法可以减小气液相界面跨节点时的非物理压力峰，有利于提高程序的计算稳定性。

基于等效导热系数理论模型的全陶瓷微封装燃料峰值温度预测方法

王某浩, 步珊珊, 周冰, 李振中, 陈德奇

2024, 45(1): 41-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0041

摘要(68) HTML (12) PDF(18)

摘要:
为了满足工程上对全陶瓷微封装（FCM）燃料峰值温度快速预测的需求，可以将燃料的等效导热系数代入至简化的均质导热模型中进行燃料峰值温度的反计算。本文基于前期提出的多环导热模型，从基本导热方程出发，以燃料峰值温度为守恒量，将多环模型进一步等效为均质模型，推导了FCM燃料等效导热系数计算理论模型，并将该模型与常规等效导热系数理论模型进行对比。结果表明：本文构建的理论模型可以在多环模型的基础上结合均质模型从而有效地实现对燃料峰值温度的预测。该方法所预测的峰值温度值与实际值偏差基本在3%以内，因而可适用于对含内热源FCM燃料元件峰值温度的预测。本文建立的基于等效导热系数理论模型的预测方法可实现对FCM燃料峰值温度的快速预测。

竖直圆管内气体-铅铋合金两相流动特性数值研究

刘子华, 王迪, 梁任, 蔡德昌, 欧阳勇, 林支康, 谭林昊

2024, 45(1): 49-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0049

摘要(64) HTML (6) PDF(27)

摘要:
采用基于力平衡理论的漂移流模型，对竖直圆管道内气体-液态铅铋合金（LBE）两相流的空泡份额进行预测。通过数值计算得到气体-液态LBE两相流在不同流道半径、Bankoff指数、Galileo数下的液相流速分布、切应力分布和空泡份额分布规律，分析了漂移流模型分布参数与上述宏观参数的内在联系。研究结果表明，预测得到的空泡份额及分布参数演化规律都与实验结果符合较好。本研究建立的数值计算方法能够用于圆管内气体-液态LBE两相流流动特性研究，为铅铋快堆蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故中空泡份额等关键两相流参数的快速测算提供参考。

中间热交换器二次侧流量分配及阻力特性试验研究

宋广懂, 姜林, 邱斌斌, 刘昱宁, 邢帅

2024, 45(1): 55-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0055

摘要(46) HTML (5) PDF(16)

摘要:
中间热交换器是液态金属钠冷反应堆堆芯和蒸汽发生器之间进行热交换的重要设备。由于管束众多，理论计算难以得到准确的流量分配情况及阻力特性参数。针对上述问题，以某型中间热交换器为原型，在1∶1模型上开展了流量分配及阻力特性试验，获得了不同流量分配结构的流量分配因子以及二次侧中心下降段、换热管段等局部结构的阻力系数。结果表明，锥形盘和无流量分配结构会导致外层流量明显偏高；而孔板结构会降低外层流量分配因子，使流量分配更均匀。二次侧中心下降段、换热管段的阻力系数随雷诺数（Re）的增加而略微降低。二次侧下封头的阻力系数从大到小依次为锥形盘、孔板2、孔板1、无流量分配结构，总阻力系数的变化也满足这一规律。研究结果为中间热交换器的优化设计提供数据支持。

均匀碎片床与分层碎片床干涸现象及热流密度实验研究

邹文斌, 佟立丽, 曹学武

2024, 45(1): 60-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0060

摘要(42) HTML (9) PDF(8)

摘要:
碎片床的可冷却性是反应堆严重事故缓解策略关注的问题，碎片床结构对其可冷却性有重要影响。本文搭建了体积加热碎片床可冷却性实验装置，开展了均匀碎片床、轴向分层碎片床、径向分层碎片床的可冷却性实验，揭示了不同类型碎片床的干涸特性，获得了干涸热流密度（DHF）。研究结果表明：均匀碎片床条件下，小颗粒较大的气液流动阻力使得渗透率下降，导致小颗粒均匀碎片床DHF较小；轴向分层碎片床条件下，由于分层界面孔隙率降低引起的较大阻力，导致轴向分层碎片床DHF远小于顶部小颗粒组成的均匀碎片床DHF；径向分层碎片床条件下，由于小颗粒层较大的气液流动阻力会引起蒸汽向大颗粒层迁移和聚集，导致DHF低于大颗粒组成均匀床的DHF。

精细化子通道棒弯曲模型的验证与分析

周杉, 蒋理, 单建强, 郭俊良

2024, 45(1): 65-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0065

摘要(47) HTML (8) PDF(14)

摘要:
为提高子通道程序在棒弯曲情况下对子通道局部参数变化的预测能力，本研究在对子通道进行精细划分的基础上，建立了精细化子通道棒弯曲模型对棒弯曲进行分析，并利用计算流体动力学（CFD）来验证精细化子通道棒弯曲模型对子通道轴流和横流的预测能力。通过CFD对模型进行验证，分析了棒弯曲段轴流和横流的变化趋势。结果表明，程序ATHAS和CFD对轴流和横流的变化趋势预测基本一致，精细化子通道棒弯曲模型可以较好地预测棒弯曲引起的轴流和横流的变化趋势。因此，精细化子通道棒弯曲模型可以预测弯曲棒对局部流场的影响，为临界热流密度的预测提供了基础。

子通道分析软件LINDEN的全堆芯pin-by-pin计算功能开发及应用

夏航, 许荣栓, 厉井钢, 巫英伟, 王婷, 朱元兵, 王可

2024, 45(1): 72-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0072

摘要(52) HTML (6) PDF(14)

摘要:
为实现子通道分析软件LINDEN的pin-by-pin计算功能，提高LINDEN软件开展堆芯热工水力分析的计算精度。本研究开发了全堆芯pin-by-pin计算自动建模功能，解决了大型稀疏矩阵的存储和求解问题，开展了157组件反应堆全堆芯pin-by-pin计算及分析。计算结果表明，LINDEN软件可以开展全堆芯pin-by-pin计算，获得堆芯内冷却剂温度分布、偏离泡核沸腾比（DNBR）、质量流速分布等关键热工水力参数的详细分布结果。相邻组件的功率差异会影响组件内的热工水力参数分布。

采用热管实现池式供热堆非能动余热导出的试验研究

吕军

2024, 45(1): 79-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0079

摘要(47) HTML (6) PDF(23)

摘要:
为实现池式供热堆非能动安全设计，进一步提高其环境友好性，以满足核能供暖设施贴近公众建设的要求，本研究针对池式供热堆低温常压的运行特点，介绍了采用低温热管实现非能动余热导出的试验研究情况，分析了关键试验参数并给出选取建议。研究结果表明，采用低温热管能够实现池式供热堆水池热量向环境大气的非能动导出功能。本研究成果为池式供热堆工程化设计提供了重要支撑。

基于MOOSE平台的燃料元件锆合金高温氧化行为研究

邬周志, 张坤, 王严培, 余红星, 张林, 何梁, 唐昌兵

2024, 45(1): 84-89. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0084

摘要(73) HTML (8) PDF(28)

摘要:
为建立新型N36锆合金高温氧化行为预测方法，使得自主燃料元件性能分析程序FORWARD能适用于失水事故（LOCA）工况。本研究开展了新型N36锆合金高温蒸汽氧化试验，建立了N36锆合金高温氧化模型并对其进行了验证，最后基于FORWARD程序对LOCA工况下N36锆合金的高温氧化行为进行预测。结果表明，预测得到的N36锆合金的氧化增重与验证试验结果较为符合，且预测的N36锆合金在LOCA工况下的高温氧化行为较为合理。因此，本研究建立的模型和燃料元件性能分析程序能够用于新型N36锆合金高温氧化行为的预测。

多弧离子镀Al₂O₃-TiO₂/FeCrAl涂层的热冲击性能及在静态铅铋中的耐腐蚀行为研究

张顺蔺, 潘东, 尹星, 陈勇, 赵海波, 孙兰, 王均

2024, 45(1): 90-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0090

摘要(44) HTML (5) PDF(11)

摘要:
为探索一种核电用包壳材料FeCrAl合金表面涂层的制备方法，本文利用多弧离子镀技术在FeCrAl合金表面制备了以FeCrAl作为过渡层的Al₂O₃-TiO₂涂层，对试样进行热冲击实验以探究涂层的抗热冲击性能，对试样进行600℃、1000 h静态铅铋合金（LBE）腐蚀实验，研究涂层的耐腐蚀性能，表征和分析了试样经LBE腐蚀前后的相组成和显微形貌。结果表明，通过多弧离子镀制备的Al₂O₃-TiO₂为非晶态，30次热冲击试验后涂层未出现开裂、脱落等现象。腐蚀后，FeCrAl基体试样表面发生明显溶解腐蚀。而X射线衍射分析显示涂层试样在腐蚀后Al₂O₃发生结晶，表层Al₂O₃结构收缩出现孔隙，而涂层内部仍保持致密，且截面分析显示LBE未渗入涂层内部。因此，Al₂O₃-TiO₂/FeCrAl涂层能有效地阻止LBE对基体材料的腐蚀。

基于球形氧化铝的模拟溶液堆低浓铀燃料溶液中Mo的提取研究

王海军, 孙志中, 张劲松, 陈云明, 罗宁, 吴建荣, 耿自胜

2024, 45(1): 98-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0098

摘要(28) HTML (3) PDF(10)

摘要:
为改善医用同位素试验堆在⁹⁹Mo提取时，氧化铝填料柱易堵塞的情况，进一步提高在低浓铀条件下⁹⁹Mo的吸附效果，本文采用溶胶凝胶-油柱成型的方法开展氧化铝微球的合成研究，考察其对Mo的吸附行为以及动态吸附条件；并在模拟低浓铀溶液堆燃料溶液中，进行球形氧化铝对Mo的提取研究。结果表明，制备的球形氧化铝具有更大粒径和比表面积，可有效缓解填料柱堵塞问题，并提高Mo的吸附容量。制备的球形氧化铝对Mo的吸附过程符合准二级动力学模型和Freundlich吸附等温线模型。在低浓铀燃料模拟溶液中，球形氧化铝对Mo的回收率为87.4%，杂质也符合药典要求。因此，制备的球形氧化铝有望应用于医用同位素试验堆⁹⁹Mo提取过程。

用于核电机组复杂管线小支管的动力吸振器设计与试验研究

任志英, 任嘉鑫, 刘天彦, 李振, 何明圆, 梁盛涛

2024, 45(1): 106-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0106

摘要(55) HTML (8) PDF(23)

摘要:
核电机组复杂管线小支管长期无规律地振动会导致管道疲劳断裂、破损而引发泄漏，甚至发生核电安全事故。目前常采用加固或减振的方式，但效果不佳，某些频率下的振动峰值难以降低。针对上述问题，本论文设计了一种结构简单、安装方便且质量可调的动力吸振器。通过模拟实际振动工况参数，然后对有无动力吸振器的小支管进行动力学建模分析，并以加速度传递率为参考对动力吸振器相关参数进行设计，获得动力吸振器的最优质量、刚度以及阻尼。最后实物制作并进行试验验证，结果表明，本论文所设计的动力吸振器将小支管在共振频率下的三向振动降低了60%以上（大于工程要求的5 dB）；通过微调质量块个数扩大了吸振频段的可调节范围，能够满足不同工况的需求；增加金属橡胶材料进一步增强了动力吸振器的吸振效果，相比无阻尼结构可以将减振性能提高10%以上。本研究为核电机组复杂管线小支管的减振提供了有效方法。

A508-Ⅲ钢小尺寸样品拉伸行为的有限元辅助测试方法研究

李逸涵, 李帅, 黎军顽, 忻胜民, 宁广胜, 钟巍华, 杨文

2024, 45(1): 115-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0115

摘要(37) HTML (6) PDF(11)

摘要:
为了克服拉伸样品尺寸减小所带来的尺寸效应的影响，本文对A508-Ⅲ钢小尺寸样品的拉伸行为进行了研究。通过改变A508-Ⅲ钢的热处理温度制备了不同晶粒尺寸和样品厚度的小尺寸样品，进行了小尺寸样品的室温拉伸测试，分析了晶粒尺寸和样品厚度对小尺寸样品拉伸力学性能的影响，并揭示了其潜在的拉伸尺寸效应机理。结果表明，由于小尺寸样品厚度和晶粒尺寸的变化，导致其拉伸力学性能表现出明显的尺寸效应；通过引入综合表征样品特征尺寸和晶粒尺寸效应的影响参数，构建了考虑尺寸效应的Swift力学本构模型；采用有限元辅助测试方法确定了小尺寸样品的延性损伤演变参数，数值与实验结果误差小于3%；基于建立的力学本构模型，利用有限元方法预测了小尺寸样品的拉伸力学性能，构建了其屈服强度与抗拉强度的归一化模型，以期为小尺寸样品的工程应用提供借鉴。

影响螺纹套管与导向管胀接质量关键因素的分析与优化

何富春, 符纯明, 唐德文, 霍绍勇, 陈凯, 王诗瑞, 宗奔阳

2024, 45(1): 123-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0123

摘要(31) HTML (4) PDF(11)

摘要:
为探究胀杆加载距离以及两管间摩擦因数对核燃料组件支撑骨架中螺纹套管与导向管之间胀接质量的影响，通过建立螺纹套管与导向管的等比例数值模型，并设计双因素四水平的正交试验，在给定工况下采用有限元分析方法对不同试验组合进行数值分析。分析结果表明，胀杆加载距离和两管间摩擦因数对胀接质量均有显著影响。为提高优化效率，结合Kriging模型并利用粒子群优化算法以最大减薄率≤10%为约束，在给定的胀杆加载距离和两管间摩擦因数区间内进行优化求解，获得优化胀接参数为胀杆加载距离28.42 mm、摩擦因数0.14。本文研究为提升螺纹套管与导向管胀接质量和改善胀接工艺提供了理论参考。

核电阀门管系高保真动力学模型修正技术研究

薛睿渊, 张永楠, 张希恒, 俞树荣, 孟晓桥, 余建平

2024, 45(1): 130-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0130

摘要(46) HTML (6) PDF(17)

摘要:
高保真动力学模型是在役核电阀门管系抗震裕度分析、抗震性能监测、抗震设计持续改进的基础，然而其建立过程面临着难度大、效率低的问题。基于某实际阀门管系高保真动力学模型对各类管系反共振频率特性开展研究，结果表明：核电阀门管系的原点反共振频率与共振频率交替出现，在低频区域，各类管系原点反共振频率的理论值与测量值匹配较好；在阀门与管道连接位置，不同结构参数对原点反共振频率和共振频率有较为接近的灵敏度，实际工程中应优先在此位置布置测点。以此为理论基础，以共振频率与反共振频率共同作为目标函数，提出了结合高斯径向基响应面与自适应遗传算法的有限元模型修正方法。实际算例表明，提出的方法克服了试验数据不足、收敛速度慢的难点，能够高精度、高效率地识别阀门管系中的未知结构参数，建立其高保真动力学模型。研究成果为核电阀门管系抗震设计经济性和安全性的进一步提升提供了可能。

气冷微堆动态特性分析与稳态运行方案设计

邱磊磊, 范遂, 魏新宇, 廖圣勇, 孙培伟

2024, 45(1): 139-144. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0139

摘要(60) HTML (6) PDF(24)

摘要:
气冷微堆是一个高度集成的系统，所涉及的设备是高度耦合和相互约束的。文章通过理论推导，建立了5 MW气冷微堆的动态仿真模型，并分析了系统的动态特性，在此基础上提出了气冷微堆稳态运行方案设计方法。模型稳态计算结果与设计值的相对误差小于1%，瞬态计算结果与实验结果趋势一致，流量最大误差小于0.53 kg/s，压力最大误差小于0.027 MPa。稳态运行方案为：在50%FP~100%FP（FP为满负荷）负荷水平，随负荷的减小，反应堆出口氦气温度和转子转速保持不变；在0%FP~50%FP负荷水平，随负荷的减小，反应堆出口氦气温度和转速线性减小；在0%FP ~100%FP负荷水平，预冷器和间冷器出口氦气温度不变。所提出的稳态运行方案保证了气冷微堆在大范围变工况时安全、稳定和高效地运行。

反应堆舱包容失效的辐射监测判断方法

林晓玲, 汪林

2024, 45(1): 145-148. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0145

摘要(35) HTML (5) PDF(11)

摘要:
堆舱包容失效是判断应急状态升级的重要技术条件，是应急决策的重要技术依据。本文提出了采用舱室辐射水平作为堆舱包容失效判定依据的方法，确定了用于判定包容失效的可监测量（¹³¹I核素活度浓度和舱室γ剂量率），建立了舱室辐射水平与堆舱泄漏率之间的传递关系，并给出判据量值的计算方法。

一体化小堆失水事故响应及后果研究

蔡伟, 乐志东, 魏婷

2024, 45(1): 149-155. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0149

摘要(35) HTML (5) PDF(13)

摘要:
为全面分析一体化小型模块式反应堆（简称小堆）失水事故，基于RELAP5程序建立了包括堆芯、主回路和安全壳在内的整体分析模型，对堆芯和安全壳瞬态响应及环境放射性后果进行计算分析，结果表明事故后果满足小堆安全审评原则规定的验收准则。此外，提出了改进的紧贴式安全壳方案及可选的参数配置，计算结果表明采用改进方案可使一回路和安全壳压力很快达到平衡，更早终止破口流量，从而减少一回路失水量和放射性释放量，提升堆芯安全性并降低事故剂量后果，壳外水池容量可保障安全壳长期冷却。研究成果可为一体化小堆工程应用和安全壳设计提供参考依据。

反应堆用新型自感式棒位探测器涡流效应分析

张艺璇, 徐奇伟, 唐健凯, 刘彦霆, 黄思语, 罗凌雁

2024, 45(1): 156-163. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0156

摘要(33) HTML (4) PDF(7)

摘要:
目前编码式棒位探测器存在线圈数量多、结构复杂、测量精度粗略、可靠性差等诸多问题，严重阻碍了反应堆小型化的发展。本文提出一种新型自感式棒位探测器，采用四段等长度、A与B组线圈双匝并绕的探测结构，其中两组线圈相互独立，利用线圈电感随驱动杆移动的线性变化来实现连续棒位测量。通过量化驱动杆上的磁趋肤效应，推导基于涡流效应的自感式棒位探测器数学模型；搭建有限元仿真模型验证数学模型的准确性，研究驱动杆温升、探测线圈关键结构参数对探测器测量精度的影响，发现不同温升下线圈电感变化由驱动杆相对磁导率和电导率共同作用，线圈匝数增加有利于提高线圈电感变化量，线圈间距增加使线圈电感灵敏度先增加后减小，结合上述规律优化探测器结构；制造样机完成试验验证，结果表明两组线圈均具有0.14 mH/10 mm的电感分辨率，可实现10 mm的位移辨识精度。本研究可以为自感式棒位探测器在小型核反应堆中的应用提供参考。

考虑微动磨损下蒸汽发生器传热管时变可靠性评估方法

薛颖成, 吴宗辉, 何建

2024, 45(1): 164-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0164

摘要(37) HTML (6) PDF(12)

摘要:
为了探究微动磨损对冲击作用下蒸汽发生器传热管可靠性的影响，建立了一种蒸汽发生器传热管安全性能的评估方法。通过拟合传热管磨损系数的分布形式，建立了传热管的磨损时变模型；运用乘子降维法获得传热管极限状态分数阶矩，使用NM（Nelder-Mead）单纯形算法优化最大熵参数来计算传热管的失效概率；基于时间离散法，对冲击作用下蒸汽发生器传热管在微动磨损影响下的时变可靠性进行研究。结果表明，在以可靠性指标大于2作为结构可靠的接受标准时，在第10年磨损状态下，遭受冲击作用的蒸汽发生器传热管时变可靠性已不能满足要求。

核储一体化调频下控制策略与储能容量配置研究

钱虹, 王国平, 李宝龙

2024, 45(1): 171-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0171

摘要(40) HTML (7) PDF(14)

摘要:
针对核电参与一次调频，为减少核电机组动作次数，本研究提出核储一体化的调频模式，设计核储协同调频的控制策略。通过电池寿命分析，结合全年电网频率的大数据分析，搭建以储能成本最低为目标的求解模型，用改进粒子群算法寻优求得储能最佳容量。根据某电网一年的频率统计，以实际核电厂运行参数为例进行计算验证。研究结果表明，本文所提出的方案不仅可以使核电厂具备一次调频能力，而且能大大降低机组负荷变动次数。因此，本方案可以在实现核电厂参与一次调频的同时保证机组运行的安全。

铅铋气溶胶动力学实验平台研制与初步参数测量

王雨晴, 邓理邻, 倪木一, 武杰伟, 谭怡, 景福庭, 夏明明, 田超

2024, 45(1): 178-185. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0178

摘要(67) HTML (6) PDF(34)

摘要:
铅铋快堆的一回路冷却剂液态铅铋合金（LBE）受中子辐照会产生放射性核素²¹⁰Po，²¹⁰Po具有一定挥发性，有必要深入研究²¹⁰Po的迁移扩散行为。气溶胶是易挥发放射性核素释放的主要载体，本文基于国内外关于反应堆气溶胶实验平台的设计运行经验研制了LBE气溶胶动力学实验平台，通过结合扫描电迁移率法和光学散射法，实现了对LBE气溶胶粒子计数与粒径分布的广谱测量。测量结果表明，LBE气溶胶的粒径分布主要为纳米级。通过对测量结果的数据处理，初步开展了LBE气溶胶动力学分析，从而为铅铋快堆放射性气溶胶的后续安全分析提供关键参数。

“华龙一号”LOCA事故后IRWST内pH及碘扩散模型

王城喻, 路长冬, 郭少强, 陈忆晨, 周文涛, 江娉婷

2024, 45(1): 186-193. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0186

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摘要:
“华龙一号”地坑设置非能动pH值调节篮，加入碱性添加剂控制大破口失水事故（LOCA）后安全壳内置换料水箱（IRWST）pH，从而降低壳内气相碘浓度，预测事故后pH和碘浓度对事故源项和放射性分析至关重要。本文针对LOCA后再循环水流程，结合碘的气液分配、双膜理论以及碘形态与pH关系，建立宏观瞬态模型，实现事故后IRWST瞬态pH、物质浓度以及安全壳内气液两相碘浓度计算。对比Visual MINTEQ软件结果验证了模型pH计算，选取工况参数代入模型分析影响因素，结果正确反映pH与碘浓度的关系，证明该模型具备预测事故后pH和碘浓度的能力。

高灵敏度内置电容式控制棒棒位传感器静态特性研究

李彦霖, 秦本科, 薄涵亮

2024, 45(1): 194-200. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0194

摘要(53) HTML (12) PDF(25)

摘要:
内置电容式控制棒棒位传感器可应用于控制棒水力驱动系统。针对四螺旋电极电容式控制棒棒位传感器，本文对双电容值方法测量控制棒棒位的静态特性进行了研究。通过开展传感器的原理性实验，建立了传感器的计算模型，并进行了数值模拟结果的实验验证。假定被测杆整体偏心，利用数值模拟方法建立了两组电容值与控制棒棒位的函数关系式，并对该函数关系式进行了误差分析，分析了该关系式对被测杆不同偏转方向和倾斜状态的适用性。研究结果表明，利用双电容值的棒位测量方法，对控制棒棒位的最大测量误差小于±6 mm，传感器灵敏度在0.05 pF/mm量级，能够满足控制棒棒位的实际测量需求。

华龙一号主泵卡轴事故工况瞬态过渡过程数值分析

潘军, 黎义斌, 瞿泽晖, 郭艳磊, 杨从新, 王秀勇

2024, 45(1): 201-209. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0201

摘要(42) HTML (9) PDF(21)

摘要:
为揭示核主泵卡轴事故工况管路瞬变机制，通过匹配核主泵和反应堆一回路系统管路阻力特性的关系，建立三环路反应堆冷却剂系统的简化水体模型。基于计算流体动力学（CFD）方法，再现了卡轴事故工况下系统内部的实际瞬态流动过程及其参数实时变化规律，构建了卡轴工况下反应堆冷却剂系统事故安全评估方法，对卡轴事故工况下系统主管路压力、过渡段弯头壁面载荷、三种典型曲率半径传热管压力的瞬态变化情况进行分析。研究表明：在卡轴事故过程中，事故环路中流量在下降至0 m³/h后反向增加，发生倒流现象；事故环路与其他环路的压力和壁面载荷在发生卡轴事故后均会发生剧烈变化后稳定，且事故环路变化程度更大；不同曲率半径传热管压力振荡规律基本一致，且沿各传热管进口至出口方向，监测点的压力峰值逐渐递增。

基于APROS的压水堆核电机组变负荷动态特性研究

王岳, 元天润, 庄亚平, 张晋, 周媛媛, 韩小渠

2024, 45(1): 210-217. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0210

摘要(39) HTML (4) PDF(11)

摘要:
利用仿真软件APROS，基于模块化建模方法，搭建了包含一、二回路主要设备的百万千瓦级压水堆核电机组动态仿真模型，并进行了稳态工况与动态过程的仿真验证。在此基础上，研究了不同速率的线性降负荷与不同幅度的阶跃降负荷下核电机组主要参数的动态变化。结果表明：阶跃降负荷幅度小于等于2%满功率（FP）时，一回路平均温度波动小，不能引起控制棒的动作；当阶跃降负荷幅度大于2%FP且小于等于5%FP时，回路平均温度波动引起控制棒动作但很快回到温度死区，最终稳定的回路平均温度反而高于初始温度；负荷线性变化过程中稳压器压力波动最大可达到0.3 MPa；由于冷却剂比容与温度呈正相关，稳压器相对水位变化与回路平均温度变化趋势基本一致。本研究旨在为压水堆核电厂灵活运行提供理论参考。

高温管道热损伤共线混频非线性超声检测方法

焦敬品, 李智强, 孙俊俊, 万国荣, 李骥, 何存富, 吴斌

2024, 45(1): 218-224. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0218

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摘要:
面向电厂安全运行需要，开展了高温管道热损伤共线混频非线性超声检测方法研究。通过扫频实验，确定了显著混频效应的激励条件，并对4个不同热损伤程度的Super304H管材进行非线性超声检测实验。对检测信号进行双谱分析，研究和频分量的双谱值在相位区间的分布，确定了热损伤引起的非线性响应在相位区间上的分布范围。结果表明，依次提取的非线性声学系数与试件的热损伤程度呈现很好的相关性，可用于管道热损伤的表征。研究工作为电厂高温管道热损伤检测提供了可行方案。

华龙一号机组在线维修优化研究

丁小川, 李文静, 冯楚然, 杨晓燕

2024, 45(1): 225-229. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0225

摘要(42) HTML (8) PDF(10)

摘要:
开展在线维修以减少机组大修的维修项目是优化大修工期、提升机组经济性的重要手段，国外已利用实时配置风险计算工具计算风险指引型完成时间（RICT），并在此基础上开展了在线维修。本文在不借助实时配置风险计算工具的前提下，利用风险指引型方法对华龙一号（HPR1000）机组开展在线维修的可行性进行了论证。研究表明，为开展在线维修需要将1列安全系统不可用的前限完成时间（FSCT）从3 d永久性地调整为7 d，得益于HPR1000机组的整体设计平衡及优化，单一设备重要性下降，与风险阈值相比该变化导致的风险增量是有限的。在未来完善并应用实时配置风险计算工具后，可以提高在线维修方案的灵活性，并进一步延长维修期限以减轻维修的进度压力。

主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究

崔怀明, 谭鑫, 王岩, 匡成骁, 苏舒

2024, 45(1): 230-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0230

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摘要:
为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击，针对“华龙一号”反应堆及一回路系统，建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法，得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特性。研究表明：在核主泵转子卡滞结束时，核主泵出口处流量降低到稳定运行时的81.3%。在卡转子过渡过程中，系统管路内最大压力峰值位于核主泵入口截面处，为16.00 MPa，小压力谷值位于核主泵出口截面处，为15.01 MPa，最终系统内各监测点的压力趋于参考压力15.50 MPa。受反应堆冷却剂系统管路布置方式与核主泵卡转子事故的双重影响，各截面的流体速度呈现明显的不均匀分布，并产生了明显的涡流。系统各壁面水力载荷变化规律与系统压力脉动变化规律一致，最大载荷力峰值位于过渡段第一个弯头处的W3壁面处，为3.163×10⁶ N；最小载荷力谷值位于反应堆压力容器入口处弯头的W12壁面处，为9.125×10⁵ N。本数值预测方法可为主泵卡转子事故工况下反应堆冷却剂系统管路的设计与安全性评估提供技术支持。

热管堆耦合开式布雷顿循环系统运行特性研究

刘玖松, 刘承敏, 易经纬, 李毅, 李思广

2024, 45(1): 237-245. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0237

摘要(39) HTML (6) PDF(17)

摘要:
为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性，基于Modelica语言建立系统仿真模型，包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型，并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功率过程进行了瞬态仿真和计算。计算结果表明，在瞬态过程中，负荷或堆芯功率的变化将导致转速的改变，需通过旁通调节阀控制涡轮流量使转速恢复稳定。在甩负荷工况中，甩负荷导致堆芯温度下降，反应性反馈将导致堆芯功率升高2.3%、燃料最高温度升高1.7 K。在升、降功率过程中，反应性反馈导致的归一化堆芯功率峰值分别为102.6%和100.7%。本文研究结果可为热管堆与开式布雷顿循环耦合带来的安全风险及其安全分析提供参考。

基于正电子衰变核素的符合探测效率研究

卓祥林, 青先国, 杨振雷, 包超, 蒋天植, 李进, 卢佳玮

2024, 45(1): 246-252. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.01.0246

摘要(34) HTML (5) PDF(10)

摘要:
为了降低一回路压力边界冷却剂泄漏监测的测量下限，本文基于正电子衰变核素开展了符合探测效率研究。为了提高符合探测效率，采用蒙特卡罗程序Geant4对符合探测装置中的粒子输运过程进行了仿真模拟分析，研究了符合探测装置结构和探测器属性对符合探测效率的影响。研究结果表明：通过在滤纸源两侧添加β⁺吸收层可明显提升符合探测效率，采用0.5 mm厚度的铝或0.2 mm厚度的铁作为β⁺吸收层时符合探测效率最佳；由于不同类型探测器的能量分辨率存在差异，因此不同类型探测器达到最佳符合探测效率时的能量窗系数不同，NaI(Tl)最佳能量窗系数为14%，BGO最佳能量窗系数为26%，LaBr₃(Ce)最佳能量窗系数为7%。本研究成果可为以¹⁸F核素为放射性示踪剂的一回路压力边界泄漏监测系统探测装置结构设计及符合判断逻辑设计提供参考。

留言板

2024年第45卷第1期

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