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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.03.0133
摘要:
本文调研了国外交联聚乙烯HIC的处置技术现状，分析了交联聚乙烯HIC处置的相关要求，并制定了具体的解决方案。设计了一种将HIC装入混凝土竖井中和金属桶混装的单元格地上处置方案，该方案解决了HIC的结构承重和树脂辐解排气、HIC桶之间的辐照影响、长期耐久性等问题，该方案比美国将HIC装入屏蔽容器和国内采用水泥固化工艺产生废物桶所占的最终处置体积更小，有利于废物减容，该设计方案能够实现HIC的长期安全性处置。
本文调研了国外交联聚乙烯HIC的处置技术现状，分析了交联聚乙烯HIC处置的相关要求，并制定了具体的解决方案。设计了一种将HIC装入混凝土竖井中和金属桶混装的单元格地上处置方案，该方案解决了HIC的结构承重和树脂辐解排气、HIC桶之间的辐照影响、长期耐久性等问题，该方案比美国将HIC装入屏蔽容器和国内采用水泥固化工艺产生废物桶所占的最终处置体积更小，有利于废物减容，该设计方案能够实现HIC的长期安全性处置。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0203
摘要:
铅铋快堆（LFR）采用高沸点和化学性质稳定的铅铋合金为反应堆冷却剂，具有中子学特性好、自然循环能力强等突出安全优势，是国际第四代核能系统论坛（GIF）选出优先研发的代表性堆型之一。铅铋快堆堆芯内燃料组件数量繁多、几何结构复杂，若直接采用传统计算流体动力学方法（CFD）对全堆芯建立精细几何、生成控制体网格并进行模拟，将导致巨大的计算资源消耗。西安交通大学核反应堆热工水力研究室（NuTHeL）基于开源CFD平台开发了适用多种堆型、具备子通道级分辨率的核反应堆全堆芯三维热工水力分析程序CorTAF系列。其中，CorTAF-LBE面向铅铋快堆堆芯结构特点作出针对性改进，能够在有限计算资源条件下实现燃料棒和冷却剂间流动换热特性的高保真耦合求解，从而准确获取堆芯内复杂工况下关键热工水力参数，为反应堆结构优化设计与安全裕度评估提供有效支撑。NuTHeL基于实验和国际基准题开展了大量程序验证和模型完善优化工作，使CorTAF-LBE能实现多种事故条件下的堆芯运行安全分析，并满足多系统间跨尺度耦合计算需求：通过植入堵流计算模块，揭示了局部堵塞诱发的温度场非均匀分布特性，评估了盒间流对堵流热堆积的缓解作用；阐明了不同停堆阶段上腔室内热分层瞬态演化规律、关键部位表面热应力精细分布及其对结构完整性影响。本文介绍了CorTAF-LBE的基本原理、程序框架及典型应用，总结了团队前期的研究成果，并对未来工作进行了展望。
铅铋快堆（LFR）采用高沸点和化学性质稳定的铅铋合金为反应堆冷却剂，具有中子学特性好、自然循环能力强等突出安全优势，是国际第四代核能系统论坛（GIF）选出优先研发的代表性堆型之一。铅铋快堆堆芯内燃料组件数量繁多、几何结构复杂，若直接采用传统计算流体动力学方法（CFD）对全堆芯建立精细几何、生成控制体网格并进行模拟，将导致巨大的计算资源消耗。西安交通大学核反应堆热工水力研究室（NuTHeL）基于开源CFD平台开发了适用多种堆型、具备子通道级分辨率的核反应堆全堆芯三维热工水力分析程序CorTAF系列。其中，CorTAF-LBE面向铅铋快堆堆芯结构特点作出针对性改进，能够在有限计算资源条件下实现燃料棒和冷却剂间流动换热特性的高保真耦合求解，从而准确获取堆芯内复杂工况下关键热工水力参数，为反应堆结构优化设计与安全裕度评估提供有效支撑。NuTHeL基于实验和国际基准题开展了大量程序验证和模型完善优化工作，使CorTAF-LBE能实现多种事故条件下的堆芯运行安全分析，并满足多系统间跨尺度耦合计算需求：通过植入堵流计算模块，揭示了局部堵塞诱发的温度场非均匀分布特性，评估了盒间流对堵流热堆积的缓解作用；阐明了不同停堆阶段上腔室内热分层瞬态演化规律、关键部位表面热应力精细分布及其对结构完整性影响。本文介绍了CorTAF-LBE的基本原理、程序框架及典型应用，总结了团队前期的研究成果，并对未来工作进行了展望。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0155
摘要:
利用激光剥蚀电感耦合等离子体质谱仪（LA-ICP-MS）建立了直接测定锆金属样品中铁（Fe）、铬（Cr）、铌（Nb）、锡（Sn）的分析方法。通过基体匹配消除测量过程中可能存在的基质干扰影响，利用与样品基体匹配的锆合金工作标准物质建立标准曲线，Cr、Fe、Ni和Sn的检出限分别为0.06 mg/g、0.11 mg/g、0.84 mg/g和0.88 mg/g。利用LA-ICP-MS对两个实际样品进行测定，并将测定结果与传统湿法消解-ICP-MS法测定结果进行对比，二者检测结果T检验置信区间小于95%，验证了建立方法的可靠性。
利用激光剥蚀电感耦合等离子体质谱仪（LA-ICP-MS）建立了直接测定锆金属样品中铁（Fe）、铬（Cr）、铌（Nb）、锡（Sn）的分析方法。通过基体匹配消除测量过程中可能存在的基质干扰影响，利用与样品基体匹配的锆合金工作标准物质建立标准曲线，Cr、Fe、Ni和Sn的检出限分别为0.06 mg/g、0.11 mg/g、0.84 mg/g和0.88 mg/g。利用LA-ICP-MS对两个实际样品进行测定，并将测定结果与传统湿法消解-ICP-MS法测定结果进行对比，二者检测结果T检验置信区间小于95%，验证了建立方法的可靠性。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0150
摘要:
非能动氢气复合器利用催化氧化反应机制消除氢气，以应对大型压水堆安全壳严重事故下的氢气燃爆风险。本研究建立了的H₂/O₂混合气体在铂（Pt）基催化剂上的传质-反应耦合数值模型，系统分析了板式非能动氢气复合器运行参数（浓度、温度、流速）与结构参数（板间距、高度、厚度）对其综合性能的影响。结果表明：增大氢气浓度和气体温度可直接提升催化反应速率。当流速由0.2 m/s提升至1.0 m/s，催化板间距由8 mm扩大至15 mm时，氢气质量流量的增大提高了催化反应速率，但是氢气也消除率分别下降了16.23%和9.59%。催化板前缘的高活性区（＜30 mm）相比中后段（＞75 mm）的反应速率快一个数量级。催化板厚度的变化对氢气浓度影响较小，催化板的平均温差小于20 K。
非能动氢气复合器利用催化氧化反应机制消除氢气，以应对大型压水堆安全壳严重事故下的氢气燃爆风险。本研究建立了的H₂/O₂混合气体在铂（Pt）基催化剂上的传质-反应耦合数值模型，系统分析了板式非能动氢气复合器运行参数（浓度、温度、流速）与结构参数（板间距、高度、厚度）对其综合性能的影响。结果表明：增大氢气浓度和气体温度可直接提升催化反应速率。当流速由0.2 m/s提升至1.0 m/s，催化板间距由8 mm扩大至15 mm时，氢气质量流量的增大提高了催化反应速率，但是氢气也消除率分别下降了16.23%和9.59%。催化板前缘的高活性区（＜30 mm）相比中后段（＞75 mm）的反应速率快一个数量级。催化板厚度的变化对氢气浓度影响较小，催化板的平均温差小于20 K。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.12.0198
摘要:
针对核电站乏燃料水池覆面的补板搭接修复，利用自主设计的水下激光焊炬开展了工艺研究。使用环形激光在水深0.5m的情况下对3 mm 316L奥氏体不锈钢板进行了搭接填丝试验。随着激光功率的增加，焊缝的焊喉尺寸先减小后增加再减小，底板熔深呈增加趋势，焊缝的焊脚尺寸逐渐增加，润湿角逐渐减小，焊缝的铺展性有所好转；在实验条件下焊缝金属为FA凝固模式，焊缝组织为γ奥氏体和残留较多的δ铁素体；通过调整环形激光占比发现中心功率对熔池底部柱状晶的生长有着显著影响，环形功率影响了熔池上部等轴晶的数量，环形功率占比的提高会细化焊缝中心的等轴晶并且使焊缝组织更加均匀，提高焊缝中心的显微硬度。本研究为核电站乏燃料水池底板的水下激光焊接修复提供了重要的工艺参数和组织性能关系。
针对核电站乏燃料水池覆面的补板搭接修复，利用自主设计的水下激光焊炬开展了工艺研究。使用环形激光在水深0.5m的情况下对3 mm 316L奥氏体不锈钢板进行了搭接填丝试验。随着激光功率的增加，焊缝的焊喉尺寸先减小后增加再减小，底板熔深呈增加趋势，焊缝的焊脚尺寸逐渐增加，润湿角逐渐减小，焊缝的铺展性有所好转；在实验条件下焊缝金属为FA凝固模式，焊缝组织为γ奥氏体和残留较多的δ铁素体；通过调整环形激光占比发现中心功率对熔池底部柱状晶的生长有着显著影响，环形功率影响了熔池上部等轴晶的数量，环形功率占比的提高会细化焊缝中心的等轴晶并且使焊缝组织更加均匀，提高焊缝中心的显微硬度。本研究为核电站乏燃料水池底板的水下激光焊接修复提供了重要的工艺参数和组织性能关系。
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doi: 10.13832/j.jnpe.2025.02.0064
摘要:
中子噪声是各类微小扰动作用下中子场随机涨落的现象，作为核反应堆的间接监测手段而逐渐受到关注。本文利用一阶微扰理论和傅里叶变换方法，建立了基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟方法，拓展了通用型中子输运计算程序VITAS的功能。针对MOX算例和C4V基准题，本文采用与时域方法计算结果对比的方法，验证了频域方法的计算精度。数值结果表明，当扰动较微弱时，频域方法能够取得与已有的时域方法相当的精度，中子噪声幅值的相对误差小于2%，中子噪声相位的相对误差小于1%。
中子噪声是各类微小扰动作用下中子场随机涨落的现象，作为核反应堆的间接监测手段而逐渐受到关注。本文利用一阶微扰理论和傅里叶变换方法，建立了基于非结构网格变分节块法的频域中子噪声数值模拟方法，拓展了通用型中子输运计算程序VITAS的功能。针对MOX算例和C4V基准题，本文采用与时域方法计算结果对比的方法，验证了频域方法的计算精度。数值结果表明，当扰动较微弱时，频域方法能够取得与已有的时域方法相当的精度，中子噪声幅值的相对误差小于2%，中子噪声相位的相对误差小于1%。
2025, 46(3): 1-17.
doi: 10.13832/j.jnpe.2025.02.0062
摘要:
蒙特卡罗（MC）粒子输运方法应用概率论随机理论与数理统计知识开发相应程序，并借助计算机工具帮助核领域解决各种粒子输运物理问题。经过70多年的发展，MC粒子输运方法理论和算法已经逐步成熟，先后诞生了多代多个程序软件，在核辐射屏蔽、核反应堆堆芯临界安全分析、核探测及核医学等传统领域广泛应用。本文从MC粒子输运的理论基础介绍开始，给出了MC方法求解积分形式中子输运方程的中子通量密度公式，以及中子通量密度响应量的计算方法，同时概述了求解输运方程的确定论方法分类，介绍了MC粒子输运方法发展历程和计算应用经历的阶段，以及国内外重要的MC粒子输运分析软件，还有近期国际上采用图形处理单元（GPU）技术发展MC粒子输运软件的方向和进展。同时对自主研制的MC粒子输运软件JMCT的功能和特色进行系统性介绍。
蒙特卡罗（MC）粒子输运方法应用概率论随机理论与数理统计知识开发相应程序，并借助计算机工具帮助核领域解决各种粒子输运物理问题。经过70多年的发展，MC粒子输运方法理论和算法已经逐步成熟，先后诞生了多代多个程序软件，在核辐射屏蔽、核反应堆堆芯临界安全分析、核探测及核医学等传统领域广泛应用。本文从MC粒子输运的理论基础介绍开始，给出了MC方法求解积分形式中子输运方程的中子通量密度公式，以及中子通量密度响应量的计算方法，同时概述了求解输运方程的确定论方法分类，介绍了MC粒子输运方法发展历程和计算应用经历的阶段，以及国内外重要的MC粒子输运分析软件，还有近期国际上采用图形处理单元（GPU）技术发展MC粒子输运软件的方向和进展。同时对自主研制的MC粒子输运软件JMCT的功能和特色进行系统性介绍。
2025, 46(3): 18-23.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0029
摘要:
为了对热管堆的研发提供支撑，本文设计并搭建了高温压缩空气冷却的热管传热实验平台，对大长径比干道钠热管的启动特性开展实验研究。实验结果表明：①热管启动过程前期高温压缩空气提高了冷凝段温度，有利于热管内部钠蒸气形成连续流动，加快热管冷态启动的速度；②启动过程中为冷凝段预热，钠蒸气温度得到提升，可以有效避免遭遇声速极限现象，提高热管成功启动的概率。本文实验结果可为大长径比干道钠热管冷态启动方式的优化提供数据与理论支持。
为了对热管堆的研发提供支撑，本文设计并搭建了高温压缩空气冷却的热管传热实验平台，对大长径比干道钠热管的启动特性开展实验研究。实验结果表明：①热管启动过程前期高温压缩空气提高了冷凝段温度，有利于热管内部钠蒸气形成连续流动，加快热管冷态启动的速度；②启动过程中为冷凝段预热，钠蒸气温度得到提升，可以有效避免遭遇声速极限现象，提高热管成功启动的概率。本文实验结果可为大长径比干道钠热管冷态启动方式的优化提供数据与理论支持。
2025, 46(3): 137-146.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060022
摘要:
针对690合金传热管换热效率难以达到设计值的难题，基于仿真与实验相结合的方法，采用电磁耦合处理工艺，通过施加不同参数的电场和磁场对690合金传热管开展导热性能和力学性能的研究。结果表明，当施加的电磁场参数为1.5 V-1.5 T时，690合金传热管的导热系数提升19.6%，抗拉强度和维氏硬度也分别提升6.8%和4.3%；仿真计算的热应力比修正后的Peierls应力大一个数量级，表明电磁耦合处理能够有效驱动690合金内部位错移动；经能谱分析，电磁耦合能场能够促进晶间碳化物（M23C6）的析出，从而实现690合金传热管导热系数的提升。本工作充分验证了电磁耦合处理工艺提升690合金传热管导热性能的可行性，可以有效提高690合金传热管的换热效率。
针对690合金传热管换热效率难以达到设计值的难题，基于仿真与实验相结合的方法，采用电磁耦合处理工艺，通过施加不同参数的电场和磁场对690合金传热管开展导热性能和力学性能的研究。结果表明，当施加的电磁场参数为1.5 V-1.5 T时，690合金传热管的导热系数提升19.6%，抗拉强度和维氏硬度也分别提升6.8%和4.3%；仿真计算的热应力比修正后的Peierls应力大一个数量级，表明电磁耦合处理能够有效驱动690合金内部位错移动；经能谱分析，电磁耦合能场能够促进晶间碳化物（M23C6）的析出，从而实现690合金传热管导热系数的提升。本工作充分验证了电磁耦合处理工艺提升690合金传热管导热性能的可行性，可以有效提高690合金传热管的换热效率。
2025, 46(3): 166-172.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070035
摘要:
为提高压水堆核电厂机组在启动过程中的自动化水平，减轻反应堆运行人员的工作强度，缩短启动时间，提高机组启动的正确性和规范性，本研究提出了一种适用于核电厂自动启动的控制技术，该技术方案基于典型压水堆核电厂机组系统自身特性，以及运行管理流程和自动启动的控制需求，通过对压水堆自动启动控制系统适用的控制范围、运行断点、顺序控制和模拟量控制等的分析研究，建立了用于压水堆核电厂自动启动的控制系统架构，具体包括架构结构设计、每个层级的功能和设计内容以及层级间的交互接口设计等。同时建立了典型压水堆核电厂自动启动仿真验证平台，以核电厂运行模式Ⅲ启动流程为例设计了自动启动控制系统，并对所提出的技术方案进行了仿真验证。仿真结果表明该自动启动控制系统能够实现核电厂运行模式Ⅲ自动启动，减少了运行人员的操作步骤和工作负担；设计搭建的核电厂自动启动控制系统架构可为核电厂自动启动控制系统应用提供参考，对提升核电厂机组的启动过程自动化水平具有重要意义。
为提高压水堆核电厂机组在启动过程中的自动化水平，减轻反应堆运行人员的工作强度，缩短启动时间，提高机组启动的正确性和规范性，本研究提出了一种适用于核电厂自动启动的控制技术，该技术方案基于典型压水堆核电厂机组系统自身特性，以及运行管理流程和自动启动的控制需求，通过对压水堆自动启动控制系统适用的控制范围、运行断点、顺序控制和模拟量控制等的分析研究，建立了用于压水堆核电厂自动启动的控制系统架构，具体包括架构结构设计、每个层级的功能和设计内容以及层级间的交互接口设计等。同时建立了典型压水堆核电厂自动启动仿真验证平台，以核电厂运行模式Ⅲ启动流程为例设计了自动启动控制系统，并对所提出的技术方案进行了仿真验证。仿真结果表明该自动启动控制系统能够实现核电厂运行模式Ⅲ自动启动，减少了运行人员的操作步骤和工作负担；设计搭建的核电厂自动启动控制系统架构可为核电厂自动启动控制系统应用提供参考，对提升核电厂机组的启动过程自动化水平具有重要意义。
2025, 46(3): 186-194.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070033
摘要:
为探究闭式回路中铅铋离心泵在输送400℃液态铅铋合金（LBE）过程中的热态水力性能，采用联合简化建模的方法，将铅铋循环罐、进出口管道及铅铋离心泵进行整合建模。基于切应力运输（SST） k-ω湍流模型，得到了3种不同流量工况下泵内部的流动特性。研究发现，叶轮流道内存在不同程度的旋涡与介质受力不平衡状态有关，LBE流经叶轮流道过程中科氏力始终占据主导地位。此外，局部熵产率（EPR）主要集中于叶轮叶片的前缘与动静叶栅交界区域，并且随着流量的增加，流道内部的EPR呈现出递减的趋势。在叶轮与导叶流道中压力信号频率在93.33 Hz与116.67 Hz附近呈周期性交替变化，越接近动静叶栅交界面，小波信号强度越显著。研究成果将为今后铅铋离心泵的设计优化及性能评估提供重要的参考依据。
为探究闭式回路中铅铋离心泵在输送400℃液态铅铋合金（LBE）过程中的热态水力性能，采用联合简化建模的方法，将铅铋循环罐、进出口管道及铅铋离心泵进行整合建模。基于切应力运输（SST） k-ω湍流模型，得到了3种不同流量工况下泵内部的流动特性。研究发现，叶轮流道内存在不同程度的旋涡与介质受力不平衡状态有关，LBE流经叶轮流道过程中科氏力始终占据主导地位。此外，局部熵产率（EPR）主要集中于叶轮叶片的前缘与动静叶栅交界区域，并且随着流量的增加，流道内部的EPR呈现出递减的趋势。在叶轮与导叶流道中压力信号频率在93.33 Hz与116.67 Hz附近呈周期性交替变化，越接近动静叶栅交界面，小波信号强度越显著。研究成果将为今后铅铋离心泵的设计优化及性能评估提供重要的参考依据。
2025, 46(3): 224-228.
doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070025
摘要:
通过梳理HAF102和GB/T5204中定期试验的设计要求，结合福建漳州核电厂1、2号机组华龙一号（HPR1000）堆型中反应堆保护系统（RPR）的特点，采用全链路覆盖和试验分段交迭的思想，提出了一套完整的基于龙鳞平台（NASPIC）面向HPR1000堆型的RPR系统定期试验方案设计。相较于国内其他核电机组的试验方案，该方案在满足RPR系统的定期试验功能需求的基础上，多采用自动化和人因友好性设计进行优化改进，实现了试验的自动化执行，降低了人因风险，可为后续其他工程的RPR系统定期试验方案提供参考。
通过梳理HAF102和GB/T5204中定期试验的设计要求，结合福建漳州核电厂1、2号机组华龙一号（HPR1000）堆型中反应堆保护系统（RPR）的特点，采用全链路覆盖和试验分段交迭的思想，提出了一套完整的基于龙鳞平台（NASPIC）面向HPR1000堆型的RPR系统定期试验方案设计。相较于国内其他核电机组的试验方案，该方案在满足RPR系统的定期试验功能需求的基础上，多采用自动化和人因友好性设计进行优化改进，实现了试验的自动化执行，降低了人因风险，可为后续其他工程的RPR系统定期试验方案提供参考。
