核动力工程

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胡晓, 黄毅, 王杰

2024, 45(6): 1-8. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0001

摘要(226) HTML (100) PDF(42)

摘要:
为解决预置谱未知的解谱问题，本文首次提出一种广义神经网络（GRNN）算法和迭代算法结合进行的两步解谱法，自主开发了GRNN解谱和迭代法解谱程序，并对2套程序进行分别验证和整体验证。首先用中国实验快堆（CEFR）的活化法实验数据进行分别验证，结果表明：GRNN的解谱结果与理论谱相比，在中子能量大于0.1 MeV时，最大偏差为10.36%，迭代法的解谱结果与最小二乘法的解谱结果最大偏差为9.15%，计算的单核反应率与实验值最大相对偏差为11.71%，符合较好；且与无准确预置谱的迭代法解谱结果相比，GRNN解谱精度更高。最后用俄罗斯碳化硼辐照数据进行整体验证，结果表明：在快中子区域，两步解谱法的结果与有预置谱的迭代法解谱结果最大偏差为11.42%。因此，采用两步解谱法解决预置谱未知的解谱问题是可行的，误差也在可以接受的范围内。本文提出的新型解谱法可为新型堆的解谱提供新的思路，并针对未知预置谱的解谱试验具有一定的参考价值。

基于钍钚燃料的热管冷却微堆堆芯物理特性分析

王锋, 孙源楠, 刘斌

2024, 45(6): 9-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0009

摘要(242) HTML (105) PDF(33)

摘要:
为提高热管冷却微型核反应堆的防扩散性能，实现核能的可持续发展，本研究基于储量丰富的钍基燃料并借鉴美国爱达荷州国家实验室（INL）Design A设计，采用基于蒙特卡罗方法的OpenMC程序开展堆芯中子能谱、反应性系数、功率分布和燃耗等堆芯物理特性的研究。结果表明，相比UO₂燃料，钍钚燃料热管冷却核反应堆减少了燃料装载量，具有较长的运行时间和较高的燃料转换比；堆芯整体功率分布不均匀，但轴向功率偏差较小；反应性反馈系数为负，确保了堆芯固有安全性；有效缓发中子份额较小。该研究将为钍钚燃料在热管冷却微型核反应堆堆芯的应用提供参考。

基于BP神经网络的反应堆堆外探测器响应快速分析方法研究

李荧杰, 夏兆东, 张庚, 孙铭泽, 宁通, 潘翠杰, 马骁笛, 孙旭

2024, 45(6): 15-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0015

摘要(209) HTML (81) PDF(44)

摘要:
堆外探测器响应描述了中子注量率与电流信号之间的对应关系，对反应堆的安全运行有着至关重要的作用。针对确定论方法和蒙特卡罗方法均无法兼顾堆外探测器响应计算效率与计算精度这一问题，采用基于反向传播（BP）神经网络的算法完成堆外探测器响应的快速计算；基于堆芯核设计系统CMS对我国现有百万千瓦级压水堆堆芯进行物理建模，堆芯内燃料组件排布方式和燃耗变化作为BP神经网络的输入，相对应的燃料组件排布方式以及不同燃耗下的堆外探测器响应作为BP神经网络的输出，构建了3层BP神经网络模型并进行了优化；经过计算验证，优化后模型能够较为快速地计算堆外探测器响应，且预测值与堆芯核设计系统CMS计算值相比误差较小，有较好的工程应用前景，为计算堆外探测器响应提供了新思路。

基于Bamboo-C软件的压水堆核电厂次临界刻棒方法研究及验证

李载鹏, 白家赫, 万承辉, 房何, 潘泽飞, 吴宏春

2024, 45(6): 22-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0022

摘要(855) HTML (75) PDF(33)

摘要:
控制棒价值测量是核电厂核设计验证的重要内容，传统上普遍需要在零功率物理试验中单独设置一段时间，通过硼测法、换棒法或动态刻棒方法实现控制棒价值测量，导致零功率物理试验时间较长，经济性较低。因此，本文提出了三维中子源增殖方法，基于提棒达临界过程中源量程探测器的实测数据以及Bamboo-C软件的三维堆芯数值模拟，实现次临界反应性的测量，进而获得控制棒价值。整个过程直接依赖于现有的提棒达临界规程，具有优异的工程应用能力，能够显著提高核电厂的经济性。采用田湾核电站M310机组某个循环提棒达临界过程的实测数据对本文提出的方法进行验证，验证结果表明，绝大部分的控制棒价值测量值均能够满足±10%的工程验证准则，验证效果较好，证明本文提出的方法具有工程应用的研究价值。

压水堆辐照监督理论计算的加速方法及验证

叶耀新, 赵均, 包鹏飞, 于超, 江娉婷

2024, 45(6): 30-38. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0030

摘要(257) HTML (148) PDF(26)

摘要:
为了改善传统压水堆辐照监督理论计算方法中需要多次物理建模和粒子输运计算及计算效率低的问题，本文基于蒙特卡罗（MC）方法和离散纵标（SN）方法耦合的正向权重一致共轭驱动重要性抽样（FW-CADIS）方法，建立了针对压力容器辐照监督管中子注量计算的加速方法。在某CPR1000机组中开展了计算精度和计算速度的影响因素研究，验证了该方法在不同堆芯参数下的适用性，给出了SN输运模拟参数的建议值；在某CPR1000机组中开展了验证与确认，结果表明，该方法与直接MC方法相比，中子注量率计算的品质因子（FOM）提高约95~181倍；中子注量计算结果与实测测量值的相对偏差不超过8%。因此，本文研究的辐照监督理论计算方法可以较好地提高该问题的计算效率，同时满足工程应用中的计算精度要求。

基于子空间方法的核数据目标精度评估研究

乔雅馨, 吴小飞, 侯龙

2024, 45(6): 39-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0039

摘要(186) HTML (85) PDF(16)

摘要:
核数据目标精度评估根据反应堆物理计算响应函数的目标不确定度限制，反向求出核数据的不确定度水平要求，对于引导核数据的研究方向、提升反应堆的经济性和安全性有重要意义。目标精度评估的数学形式是一个非线性规划问题，参与运算的核数据数量庞大，难以在全维度空间内求解。子空间方法是一种有效的特殊降维方法，该方法通过矩阵变换，可以在尽量保留高维信息的前提下，将高维问题转化为低维问题，提高数值计算的稳定性。基于子空间方法的ZPPR-9核数据目标精度评估研究结果表明，对于有效增殖因数目标精度为0.3%的不确定度要求，计算维度可由1170维降低到71维。本研究建立的数值方法能够用于目标精度评估计算。

空间核反应堆异常再入高温高速撞击模拟试验中热响应特性研究

周旭, 胡宇鹏, 王易君, 万堃, 邓志方, 朱长春, 胡绍全

2024, 45(6): 47-54. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0047

摘要(761) HTML (104) PDF(25)

摘要:
高温高速撞击模拟试验是考核空间核反应堆异常再入大气层撞击地面事故安全性的重要项目。本文针对试验热加载和高速飞行阶段，建立了耦合传导、对流和辐射的有限体积模型，数值研究了试验中空间核反应堆堆芯模拟件的热响应特性，分析了加载温度变化速率和径高比的影响。结果表明，热加载阶段，堆芯模拟件最高温度和最低温度分别位于侧面及底面的交界处和模拟件中心；达到热平衡的时间除受加载温度变化速率的影响外还取决于模拟件径高比。高速飞行阶段，堆芯模拟件最高温度和最低温度所在位置与热加载阶段相反，且最低温度随着径高比和飞行时间的增加而减少。研究成果能够支撑高温高速撞击模拟试验系统研制及试验设计。

SST k-ω-γ模型修正及其对螺旋管内层流向湍流转捩过程的预测

蔡昀彤, 赵后剑, 李晓伟, 苏阳, 鹿一鸣, 郭张鹏, 刘芳

2024, 45(6): 55-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0055

摘要(681) HTML (58) PDF(21)

摘要:
螺旋管式换热器因具有结构紧凑和换热性能好等优点，在各领域被广泛应用。区别于直管内流动，流体在螺旋管内流动时会受到离心力作用。由于离心力的存在，螺旋管内层流向湍流转捩的临界雷诺数会随着螺旋曲率的增大而增大。本文采用数值方法研究了螺旋管内层流向湍流的转捩过程，通过分析阻力系数随雷诺数的变化关系，对比剪切应力输运（SST） k-ω-γ-Re_θ模型和SST k-ω-γ模型模拟转捩过程的准确性，分析了不同入口湍流强度（5%、10%）对计算结果的影响。SST k-ω-γ-Re_θ模型对入口湍流强度较敏感，而SST k-ω-γ模型受入口湍流强度影响较小。与前人经验关系式相比，SST k-ω-γ模型模拟得到的临界雷诺数偏大。本文通过调节SST k-ω-γ模型中γ输运方程的经验系数，发现经验系数C_TU1对转捩起始点有较大影响，同一曲率下，临界雷诺数随C_TU1增大而增大。本文基于现有经验公式确定了不同曲率螺旋管（0.02、0.04、0.06、0.11）所对应的C_TU1，并拟合得到螺旋曲率和C_TU1的关联式，验证了修正后SST k-ω-γ模型模拟螺旋管内层流和湍流阻力系数的准确性，比较了SST k-ω模型和修正SST k-ω-γ模型计算结果中速度、湍动能以及湍流粘度等变量的不同。

基于可解释机器学习的超临界流体传热特性预测与分析

李浩哲, 宋美琪, 刘晓晶

2024, 45(6): 63-74. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0063

摘要(876) HTML (97) PDF(51)

摘要:
超临界流体在拟临界温度附近发生剧烈的物性变化，传热特性难以准确预测。本研究采用可解释机器学习的研究方法预测并分析超临界流体传热特性。使用粒子群优化算法（PSO）搜索反向传播神经网络（BPNN）模型最优超参数，建立了超临界流体传热预测模型，并与传统经验关联式进行了精度比较。使用SHAP可解释算法对BPNN模型进行了全局和局部解释，根据不同工况下特征重要度的变化发现超临界相关机理现象。结果显示，所建立的神经网络模型在测试集上的平均绝对百分比误差（MAPE）为1.4%，决定系数R²为0.9992，与经验关联式相比，该模型具有更高的预测精度；对于垂直向上流动，浮升力效应在传热恶化工况中明显具有更高的特征重要度，是传热恶化行为发生的主要因素。因此，本研究建立的基于可解释机器学习的研究方法对进一步研究超临界流体传热特性具有一定的参考意义。

横流作用下射流降膜变形与破碎过程研究

陈秋香, 胡鸿飞, 王海军, 杨旷, 许博

2024, 45(6): 75-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0075

摘要(809) HTML (68) PDF(29)

摘要:
为探究横流作用下射流降膜变形与破碎过程，基于计算流体动力学（CFD）软件进行两相数值模拟。研究发现，降膜流动惯性和初始开尔文-亥姆霍兹（K-H）不稳定波的横向发展导致降膜在流动初期发生横向断裂，从而形成若干干涸处，降膜迎风侧相比背风侧更早出现干涸处。横流作用下的降膜主要存在两种破碎模式：液膜破碎和表面破碎，其中液膜破碎是指瑞利-泰勒（R-T）不稳定波主导下降膜发生的沿流向的断裂破碎，表面破碎则是指K-H不稳定波主导下降膜迎风侧液丝和液滴的剥离。液气动量比对横流作用下射流降膜的变形与破碎过程有重要影响，当液气动量比大于13.16时，降膜以表面破碎为主；随着液气动量比的减小，降膜的表面破碎和液膜破碎同时增强，降膜破碎显著增加。射流降膜的连续流动长度和展向宽度均随液气动量比的增大而增大，降膜的偏移距离随液气动量比的增大而减小。

热工参数偏离对直流蒸汽发生器稳态特性影响实验研究

杜代全, 张廷, 卓文彬

2024, 45(6): 84-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0084

摘要(771) HTML (98) PDF(28)

摘要:
为研究额定工况条件下直流蒸汽发生器各热工参数（一次侧平均温度、给水温度、负荷和蒸汽压力）发生设计偏离对其稳态特性的影响，开展了针对直流蒸汽发生器原型设计典型栅元的热工水力实验。实验工况范围：一次侧平均温度297~304℃，负荷100%FP~104%FP（FP表示满功率），蒸汽压力4.0~5.8 MPa，给水温度138~152℃。实验结果表明，各热工参数偏离主要影响蒸汽发生器出口蒸汽温度、换热功率和二次侧压降；一次侧平均温度发生设计偏离对蒸汽温度的影响最大；在各热工参数同时发生设计偏离条件下，出口蒸汽温度随蒸汽压力增加而减小。

基于数值方法的燃料组件格架热扩散特性研究

陈曦, 王啸宇, 崔聪, 邓坚, 刘余, 刘卢果, 梁禹, 彭欢欢

2024, 45(6): 91-97. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0091

摘要(900) HTML (81) PDF(22)

摘要:
作为堆芯热工设计中子通道分析程序的关键输入参数，热扩散系数（TDC）一般通过单相热工试验获得，时间和经济代价较高。本文从湍流交混的机理和模型出发，深入阐述了TDC在子通道程序中的模拟方法，纠正了以往只能温度场计算获得TDC的问题，提出了表征冷热通道温度交换效果的热扩散特性因子，基于计算流体动力学（CFD）技术形成了一整套热扩散特性评价方法，并和试验结果进行了对比验证。对比分析结果表明，数值方法的结果与试验结果相对偏差不超过10%，符合效果良好，在考虑一定保守惩罚的情况下基本上可替代相关试验，极大地提高了设计研发效率。此外，对热工水力参数、定位格架结构、轴向格架数量、格架跨距等因素对燃料组件热扩散特性的影响进行了深入分析，结果表明组件的热扩散特性与格架等结构密切相关，受热工参数的影响不大。

事故容错燃料对核电厂安全影响评价

刘萍萍, 刘梦影, 徐浩德

2024, 45(6): 98-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0098

摘要(263) HTML (133) PDF(29)

摘要:
以CPR1000为参考机组，结合CPR1000 一级概率安全分析（PSA）结果，选取大破口失水事故（LOCA）、中破口LOCA、小破口LOCA、全厂断电（SBO）、完全丧失给水、丧失主给水未能紧急停堆的预期瞬变（ATWT）等典型设计扩展工况（DEC）事故情景，使用中广核研究院有限公司自主研发的基于事故容错燃料（ATF）性能开发的热工水力程序LOCUST和SPRUCE，针对ATF-1、ATF-2、ATF-3、ATF-4、ATF-5这5种在研ATF进行确定论计算，并与传统的UO₂-Zr材料比较，分析不同ATF在上述典型事故下的事故进程、堆芯损伤时间、系统成功准则和人员响应时间，发现ATF在事故中有更低的包壳峰值温度、更高的包壳限制温度使得CPR1000机组具有更大的安全裕量，为ATF材料选型提供支持。基于确定论分析结果，针对不同ATF，建立一级PSA模型，从概率论角度给出不同ATF材料对CPR1000机组安全的影响，结果表明现有ATF直接应用于现有反应堆并无实质性的收益。在确定论和概率论分析基础上，文中给出了基于ATF的反应堆发展方向。

14英尺核燃料组件变形超声波测量技术及应用

曾源, 梁军, 谢伟戎, 王刚

2024, 45(6): 106-111. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0106

摘要(177) HTML (94) PDF(22)

摘要:
为了解辐照后燃料组件变形情况，对换料设计优化、调整装料步序提供辅助手段，本测量技术利用超声波测距及后期的图像处理技术，能够在反应堆卸料期间快速测量燃料组件变形，并绘制全堆芯燃料组件变形分布情况。测量结果表明，同一机组循环末全堆芯燃料组件变形情况趋于一致，外围组件在循环末均不同程度朝反应堆外侧变形。本技术可为换料设计优化提供依据，避免落棒试验风险以及外围燃料组件格架磨损。

压水堆燃料组件轴向刚度模型及影响因素分析研究

金渊, 古成龙, 田玮, 张玉相, 李伟才

2024, 45(6): 112-120. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0112

摘要(156) HTML (68) PDF(20)

摘要:
目前国内商业压水堆燃料组件事故工况轴向分析模型主要依赖国外技术转让，在理论机理研究深度上明显不足。本文从燃料组件的基本结构特征出发，基于基本的力学理论，首先建立较小的基本结构特征单元模型并分析其轴向刚度，进而合理推广该基本结构模型并建立整体的燃料组件轴向分析模型。基于提出的分析模型，开展了格架层数、夹持系统以及导向管厚度三方面的轴向刚度敏感性分析，分析结果表明格架层数与组件轴向刚度呈负相关性，格架夹持力影响燃料棒滑移力阈值，导向管厚度增加引起组件轴向刚度增加。本文研究结果可为新型燃料组件事故工况轴向模型研究提供新的思路。

铀电解精炼过程中浓差极化及电极动力学的模拟研究

梁柏, 张萌, 孙兰昕, 王靖阳, 林如山, 韩伟, 矫彩山

2024, 45(6): 121-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0121

摘要(224) HTML (86) PDF(21)

摘要:
通过Nernst方程将浓度与过电位相关联，构建了浓度依赖的Butler-Volmer电极动力学公式。基于支持电解质理论优化了传质方程和电位分布方程，改进了铀电解精炼模型。利用新模型分别模拟了循环伏安曲线、恒电位沉积过程和恒电流沉积过程，定量分析了不同电解条件下的浓差极化现象和电极动力学行为。模拟循环伏安曲线与实验结果吻合较好，验证了模型的准确性。通过模拟得到了U(III)浓度、电位和电流密度等在熔盐中和电极表面的分布，预测了扩散层厚度、极限扩散电流和沉积层厚度等关键参数，对比了恒电流沉积和恒电位沉积过程中浓差极化引起的驱动力变化。本研究建立的数值模型可作为优化工艺参数和设计工艺设备的有力工具，对深化理解铀电解精炼机理具有重要物理意义。

高温气冷堆主控室振动噪声模拟研究

朱腾浩, 王洪涛, 王海涛

2024, 45(6): 132-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0132

摘要(247) HTML (98) PDF(27)

摘要:
主控室噪声是核电厂运行安全关注的重要问题之一。本文基于结构有限元模型和声学边界元模型，探究主蒸汽管道振动对高温气冷堆主控室内噪声的影响。建立了某高温气冷堆概念设计核岛厂房的频响分析有限元模型与主控室频域声学边界元模型，预测结构传递主蒸汽管道振动主导的主控室噪声水平；探究不同主蒸汽管道对主控室内声压级的影响规律，并基于声学贡献量分析，识别对主控室噪声贡献最大的墙壁振动；提出了通过物理隔断进行主控室振动噪声优化的方法。结果表明，主蒸汽管道水平振动在主控室内产生的噪声高于竖直振动；主蒸汽管道振动引起的最大噪声超过60 dB；主控室靠近主蒸汽管道隔离阀间的墙壁与天花板对室内噪声的声学贡献量最大；通过物理隔断可大幅降低主控室内部噪声水平。

接地测量型电容式棒位传感器的灵敏度分析模型研究

李彦霖, 秦本科, 薄涵亮

2024, 45(6): 139-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0139

摘要(813) HTML (112) PDF(23)

摘要:
控制棒棒位传感器是控制棒水压驱动系统的六大核心部件之一，其为核反应堆提供了唯一真实的棒位指示。接地测量型电容式棒位传感器具有测量精度高和抗干扰能力强的特点，可实现对控制棒棒位的一步一测。为澄清该型棒位传感器的电容敏感机理，本文基于保角变换法，建立了传感器的灵敏度分析模型，利用数值模拟方法和传感器的静态标定实验结果进行了模型修正和模型评价。结果表明，该灵敏度分析模型能够准确分析接地测量型电容式棒位传感器的静态测量特性，理论解和实验结果的相对误差为3.4%，该模型可用于传感器的结构分析和优化设计。

Inconel 690蒸汽发生器传热管微振磨损的极限尺寸研究

李田, 薛冬林, 陈艳慧, 邵春兵, 黄淞, 惠虎, 焦鹏

2024, 45(6): 147-152. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0147

摘要(196) HTML (85) PDF(25)

摘要:
以含微振磨损缺陷的Inconel 690传热管爆破压力为研究对象，开展了含缺陷传热管的高温爆破试验和传热管缺陷尺寸的涡流检验试验，基于正态分布建立了包含不确定度的传热管爆破压力预测模型以及缺陷深度预测模型，并采用直接累加和简化统计方法计算了包含不确定性的传热管爆破压力。结果显示，采用直接累积法同时计入材料性能、爆破压力预测模型、涡流检验的第95百分位最坏情况，可得到较保守的传热管爆破压力预测值。采用简化统计法计入材料性能、爆破压力预测模型、涡流检验的不确定性，可有效降低直接累积误差带来的过保守问题。

核电厂严重事故设备可用性鉴定方法和要求研究

金鑫, 唐辉, 韩继伟, 徐教珅, 朱增培, 郑晓威

2024, 45(6): 153-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0153

摘要(810) HTML (104) PDF(28)

摘要:
核电厂设计和建造过程中通过对设备开展严重事故设备可用性鉴定，以确保严重事故所必需的设备在严重事故条件下能够执行预期的安全功能。本文针对现行标准规范中与严重事故设备可用性鉴定相关的要求进行研究，并结合严重事故现象和过程，提出了一套系统且具有可操作性的严重事故设备可用性鉴定方法和要求，包含基本原则、设备范围的筛选方法、环境条件确定的要求以及设备可用性鉴定的过程，并给出了典型案例。

基于脉冲型中子探测器信号特性的核信号发生器研究

罗庭芳, 包超, 高志宇, 王立, 孙琦

2024, 45(6): 159-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0159

摘要(783) HTML (125) PDF(29)

摘要:
脉冲型中子探测器将中子注量率转化为随机微弱电流脉冲信号，由于该信号的特殊性，核测量设备一般需要借助堆上试验验证实际探测性能。由于通过堆上试验的研究方式花费较大且时间受限，本文以涂硼正比计数管这类典型的脉冲型中子探测器为对象，研究了一种脉冲型中子探测器信号模型及其核信号发生器实现方案。通过仿真验证了各关键部分特性，验证结果表明：所提出的核信号发生器方案可以产生满足指数分布的时间间隔序列，单脉冲形状与探测器信号相似，幅度可按均匀分布随机变化。

EPR机组冷却剂中⁴¹Ar源项机理研究与控制

李肖宁, 马波阳, 何伟华, 陶建堂, 苏兴, 宗国朋

2024, 45(6): 166-171. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0166

摘要(238) HTML (101) PDF(19)

摘要:
为控制欧洲压水反应堆（EPR）冷却剂中的⁴¹Ar辐射源项，本研究首次构建了压水堆冷却剂中⁴¹Ar的源项输运模型，揭示了在不同工况下⁴¹Ar比活度变化的规律。通过模型分析发现了某机组冷却剂中⁴¹Ar比活度异常情况，并首次探测到EPR加氢站气-液分离器内形成了稳定的气态辐射热点。利用模型追溯了外界空气携带⁴⁰Ar进入冷却剂的具体途径，并据此采取措施有效控制了⁴¹Ar的辐射源项，降低了机组的辐射风险。

大亚湾核电站DCS改造全范围闭环测试系统研制与应用

李明钢, 王嫘

2024, 45(6): 172-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0172

摘要(358) HTML (127) PDF(25)

摘要:
在役核电厂数字化仪控系统（DCS）大型改造项目通常具有兼容性要求复杂、改造施工约束多、改造周期短、质量要求高等特点，大亚湾核电站是国内首个进行仪控系统数字化改造的在役核电厂，在国内无先例可供借鉴参考，面临巨大挑战。因此，提出了一种基于半实物仿真技术的DCS全范围闭环测试方法，将核电厂工艺系统仿真模型引入DCS测试环境，在测试环境中实现DCS对工艺系统的闭环控制，进而实现核电厂现场调试、运行及维护测试在DCS供应商工厂内的提前验证。目前已应用至大亚湾核电站30 a 仪控系统改造项目，大亚湾核电站2号机组DCS经过全范围闭环验证，已实现在大修周期内完成改造，仪控改造周期共98 d，并一次投运成功。实践结果表明该技术可应用于DCS改造测试，实现降低现场实施风险、减少现场调试程序数量、节约现场实施工期的目标。

基于ESO-MPC的核电厂协调系统优化控制研究

郭永飞, 张荣彬, 姚植元, 郎玉凯, 赵佳玉

2024, 45(6): 178-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0178

摘要(235) HTML (136) PDF(22)

摘要:
核岛与常规岛的调节特性具有较大差异，需要协调核岛与常规岛进行同步控制才能取得较好的控制效果，研究协调控制系统的优化控制策略具有重要意义。本文针对核电厂堆机协调控制系统容易出现扰动的现象，提出了一种基于扩张状态观测器（ESO）的模型预测控制（MPC）算法。所提出的方法通过使用ESO来精确估计外部干扰，然后将扰动估计值整合到MPC的滚动优化过程中，实现预测模型的自适应校正，从而得出所需的优化控制率。在仿真试验中，本文所提算法与比例积分微分控制和多变量模型预测控制器的效果进行了对比，结果显示，本文所提算法具有较好的表现效果。在机组负荷设定值扰动的场景中，本文所提算法的主蒸汽压力与机组负荷均方误差分别为0.06和0.02，明显优于其他两种算法。本文所提算法能够使得核电机组协调控制系统在存在外部干扰情况下实现精确的控制性能。

小型压水堆核蒸汽供应控制系统参数多目标优化研究

李政, 陈楚琦, 曾文杰, 李若鲲

2024, 45(6): 185-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0185

摘要(240) HTML (123) PDF(29)

摘要:
核反应堆常规的比例积分（PI）控制器参数整定方法过程繁琐复杂、人为经验依赖性强，难以实现反应堆中多个PI控制器参数的协同优化。为解决这一问题，建立小型压水堆核蒸汽供应控制系统，以反应堆冷却剂平均温度与蒸汽压力控制器参数为优化目标，采用带精英策略的非支配排序遗传算法（NSGA-II）实现核蒸汽供应控制系统的参数优化。结果表明，优化后的控制系统有效减少了被控对象的超调量与响应时间，提高了控制系统的控制性能，同时减少了对人为经验的依赖，实现了参数整定过程的智能化。

TOPAZ-II空间核反应堆电源始发事件分析

杨佳林, 丁宏春, 贺芳, 张昊春, 赵宇兰

2024, 45(6): 192-196. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0192

摘要(967) HTML (120) PDF(19)

摘要:
为综合评价空间核反应堆的安全性，为其设计、运行提供技术支持，本研究基于概率安全分析（PSA）方法，以TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源为研究对象，对其始发事件（IE）展开研究。通过运行经验反馈、失效模式及影响分析（FMEA）2种途径得到了涵盖TOPAZ-Ⅱ核反应堆电源所有任务阶段的IE清单，共计15个。进一步依据系统响应过程，将IE归为6组。研究表明，因设计特征、运行环境及任务阶段的独特性，空间核反应堆电源的IE与地面核动力设施相比存在显著差异。本研究确定的TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源IE清单及其分组方法为空间核反应堆的PSA奠定了初步研究基础。

LOCA下氦氙气冷反应堆系统安全特性分析

廖浩仰, 明杨, 赵富龙, 卢瑞博, 魏瑞轩, 高璞珍, 谭思超, 田瑞峰

2024, 45(6): 197-205. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0197

摘要(256) HTML (121) PDF(21)

摘要:
为规避反应堆系统破口冷却剂丧失事故（LOCA）带来的高风险和高危害性，本文通过已开发的氦氙气冷反应堆系统LOCA分析程序，模拟了多种LOCA瞬态工况，分析了系统瞬态特性、容积充入影响特性、负载跟随失效影响特性、破口位置影响特性和破口尺寸影响特性。结果表明：在发生LOCA后，系统压力与流量将迅速下降；容积充入对LOCA具有缓解作用，使得流量下降速率和反应堆出口温度上升速率分别降低77.15%和90.27%；负载不变和高压处破口均对LOCA具有负面影响，使得流量下降速率分别提高13.85%和79.83%，反应堆出口温度上升速率分别提高15.84%和96.06%；系统压力和流量下降速率随着破口尺寸增加而增加，尤其破口尺寸从15 mm到30 mm，流量下降速率与反应堆出口温度上升速率的增加幅度显著，分别为258.84%和595.91%。

严重事故下材料物性变化对安全壳性能影响研究

刘静, 刘宝君, 张春龙, 魏玮, 刘宇

2024, 45(6): 206-212. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0206

摘要(182) HTML (60) PDF(20)

摘要:
安全壳作为压水堆核电厂的最后一道屏障，其在严重事故工况下的完整性既取决于严重事故现象发生情况，也取决于安全壳性能特点。目前在华龙一号安全壳性能分析时仅考虑了材料的常温物性特征，无法反映严重事故下安全壳本身的升温升压影响。本文根据严重事故下安全壳的响应情况，考虑事故下材料物性的变化，分析基于事故高温的材料性能对安全壳性能的影响，并对比常温和事故高温下的安全壳性能差异，分析不同温度下严重事故风险的差异，评估对早期大量放射性释放频率、大量放射性释放频率和严重事故管理的影响。分析结果表明，严重事故下随着安全壳内温度逐步升高，安全壳性能有所降低，但安全壳薄弱环节依然在设备闸门处；对照常温和高温两条安全壳失效概率曲线，由于华龙一号安全壳自由容积较大，直接安全壳加热（DCH）和等容绝热完全燃烧（AICC）产生的载荷均不会威胁安全壳完整性，且不会颠覆原安全壳过滤排放系统开启整定值。

IDHEAS人因事件相关性分析方法应用研究

郑腾蛟, 张佳佳, 侯捷, 徐云龙, 许青青

2024, 45(6): 213-219. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0213

摘要(800) HTML (97) PDF(18)

摘要:
相关性问题是人员可靠性分析（HRA）中重点考虑的问题之一，但现行应用的相关性分析方法存在基础数据匮乏，认知理论基础不足，影响因素水平选取原则不明确等问题，导致分析结果过于保守，稳定性较差。为此，美国核管理委员会（NRC）基于人员失误事件综合分析系统（IDHEAS）行为认知模型建立了IDHEAS相关性模型，并提出了IDHEAS相关性分析方法（IDHEAS-DEP）。本文对IDHEAS-DEP开展了系统性的研究，对实施流程和要点进行分析归纳，选取一级概率安全分析（PSA）典型C类人因事件组进行了实例分析，并与其他相关性处理方法进行了定量比较。理论研究和实例分析表明，IDHEAS-DEP能在一定程度上解决现有相关性分析方法基础理论不足以及分析结果过于保守的问题，且该方法的筛选分析普适性更高，在工程上更具备可实施性。但其仍需解决与其他HRA方法的接口问题，最小联合人误概率取值的确定也是该方法未来需要完善的方向。

压水堆除气运行中燃料棒破口尺寸预测诊断研究

叶耀新, 付鹏涛

2024, 45(6): 220-225. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0220

摘要(209) HTML (98) PDF(14)

摘要:
压水堆核电厂运行数据表明，机组实施大流量除气运行后，一回路冷却剂裂变产物比活度在短时间内发生剧烈的震荡，使得基于堆芯平均状态裂变释放产生比（R/B）的燃料破损预测方法存在预测偏差。本文基于压水堆核电厂除气系统参数和惰性气体释放机理，建立除气运行修正的惰性气体释放预测分析模型，给出了除气条件下的除气因子和惰性气体释放率的计算方法，优化了基于R/B的燃料棒破口尺寸传统预测方法。该除气运行修正预测方法在某压水堆核电厂中进行了应用与验证，预测得到的6种常见惰性气体核素比活度最大相对偏差为33.4%，其余均不超过20%；预测得到燃料棒破口尺寸为大破口，该结果与停堆后的检查结果相符。

核电厂换料大修后首次点动主泵一回路压降的分析与优化

李军, 王树强

2024, 45(6): 226-231. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0226

摘要(216) HTML (70) PDF(16)

摘要:
压水堆核电厂换料大修后，首次点动反应堆冷却剂泵（简称主泵）时会造成一回路压力大幅度下降，如果压力下降到技术规格书规定的运行区域以下，有主泵气蚀和轴封损坏的风险，威胁堆芯的安全。本文通过理论分析核电厂换料大修后首次点动主泵时一回路压力大幅度下降的机理，提出确定主泵的停运时机和原则、确定主泵启动顺序、设置一回路初始压力和利用一回路压力调节阀自动快速响应3个优化方法，控制压力下降幅度。实践结果表明，优化改进的点动主泵控制方法可减小一回路压力下降幅度0.2 MPa。本研究建立的优化改进的点动主泵控制方法能降低主泵气蚀和轴封损坏的风险。

压水堆机组一回路环境促进疲劳分析方法研究

吕方明, 姜赫, 童赫, 曹国畅, 曹洪胜

2024, 45(6): 232-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0232

摘要(225) HTML (95) PDF(14)

摘要:
环境促进疲劳（EAF）是以水为冷却剂的反应堆的重要老化机理，对核电厂一回路关键敏感部位的疲劳寿命有重要影响。介绍了美国关于EAF关键敏感部位的筛选流程和环境疲劳修正因子（F_en）的计算公式，并统计了美国延寿机组EAF关键敏感部位筛选的结果。参考美国EAF分析方法，筛选出了国内某核电厂1、2号机组一回路EAF关键敏感部位。所述流程、方法和案例对于国内核电厂EAF分析具有重要的指导和示范意义。

核级管道焊缝可检率优化研究

武相, 崔聪, 邬芝胜, 蔡鼎阳, 赵千里, 干依燃, 苏应斌, 肖韵菲

2024, 45(6): 237-241. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0237

摘要(195) HTML (100) PDF(14)

摘要:
核级管道焊缝不可检问题不仅使焊缝抽检比例达不到现行标准要求，而且影响焊缝全寿期内的状态监测，不利于反应堆冷却剂系统运行安全。以浮动式核电站核级管道焊缝役前检查为例，采用描述统计的方法，对焊缝不可检问题进行详细原因分析。分析结果表明焊缝检测成像障碍是造成焊缝不可检的主要因素，焊缝检测不可达因素次之；形成原因涉及设计、安装、结构功能性和设备结构特性等多个方面。针对性提出的优化措施可将焊缝可检率由65.5%至少提升至74%，有效提高了焊缝可检率，保障了系统运行安全。

华龙一号核电机组运行图优化研究

崔怀明, 蔡志云

2024, 45(6): 242-247. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0242

摘要(1018) HTML (77) PDF(42)

摘要:
针对华龙一号（HPR1000）核电机组运行图在特定工况下区域狭窄等问题。本文从提高余热排出系统（RHR）接入压力、降低主泵的启泵压力下限、扩大稳压器波动管两端允许的温差、降低反应堆冷却剂的过冷度限值等方面入手，对运行图进行了优化分析和研究，提出了HPR1000核电机组运行图的优化方案，优化前后对比分析表明，优化后的运行图的允许运行范围更宽、运行效率提高且运行可靠性增强。

基于一阶中子输运方程的杂交间断有限元方法研究

孙启政, 刘晓晶, 张滕飞

2024, 45(6): 248-253. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0248

摘要(214) HTML (115) PDF(17)

摘要:
复杂构型先进反应堆的不断提出对中子学数值方法提出了更高的要求，为实现对复杂问题的准确、高效模拟，本文提出一种基于一阶双曲型中子输运方程（NTE）的杂交间断有限元（HDG）方法。该方法在角度上采用了离散纵标（S_N）的格式将原始的方程解耦为各个角度方向的相互独立的方程；在空间上采用迎风格式对方程进行离散，整个问题的全局矩阵耦合系统呈现分块下三角的形式，更加适合网格数目较多的复杂几何非均匀中子输运问题场景。选取了TAKEDA1基准题与非均匀组件问题作为分析对象，对所提出的HDG方法的计算性能进行了分析。数值结果表明，HDG在上述算例中均实现稳定收敛，有效增殖系数k_eff与参考解的最大误差为108pcm（1pcm=10⁻⁵）。此外，与传统二阶偶对称形式方法相比，一阶HDG方法空间扫描更为高效，在上述算例中实现了约2倍的加速比。因此，本文研究的HDG方法能够为复杂构型反应堆问题提供可选的解决方案。

热管失效对高温热管管束及基体影响实验研究

王锦源, 李潘潇, 王成龙, 张泽秦, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2024, 45(6): 254-262. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0254

摘要(1238) HTML (96) PDF(34)

摘要:
为了验证小型热管反应堆的可行性，本研究设计了一种高温热管管束的实验装置。该实验装置通过拔出热管模拟热管失效，由电加热棒模拟堆芯燃料棒，用以探究热管失效对热管管束、燃料棒及堆芯基体的影响。实验发现：热管失效带来的最直接影响是堆芯基体局部温度突升，在功率4.2 kW下，单管失效时附近基体温度平均上升约70℃，双管失效时附近基体温度平均上升约120℃；单管失效对其余正常热管影响较小，正常热管蒸发段平均温升15℃，双管失效时，与失效热管相邻的燃料元件平均温升约66℃。本文获得的热管失效下的高温热管管束实验数据可为热管堆的建模仿真提供数据支持。

高温流动液态金属腐蚀装置设计及实验研究

宋小勇, 庞永强, 孟献才, 田书建, 张德皓, 李旭

2024, 45(6): 263-270. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0263

摘要(265) HTML (108) PDF(36)

摘要:
针对核聚变装置中液态锂第一壁及液态金属包层部件中高温流动液态金属对结构材料的相容性问题，尤其是腐蚀性问题，设计一种高温流动液态金属腐蚀实验装置，采用ANSYS软件对液态金属流动与传热特性进行三维数值模拟分析，模拟和测试结果表明该实验装置能够实现第一壁和包层结构中液态锂温度（300~600℃）和流速(＜0.2 m/s)的工况，具备开展高温动态液态锂与结构材料腐蚀特性研究的条件。同时，初步开展相对流速0.2 m/s、550℃液态锂对国产低活化铁素体/马氏体钢（9Cr-0.4Mo-0.3Y钢）长达1000 h的腐蚀特性研究。实验结果表明，9Cr-0.4Mo-0.3Y钢发生了明显的晶界腐蚀和孔蚀，样件表面硬度因不均匀腐蚀导致不同程度的降低。X射线衍射分析结果表明，腐蚀后的9Cr-0.4Mo-0.3Y钢表面并未发生相变，但因304不锈钢腐蚀罐体中Ni元素的溶解迁移导致其表面出现03-1049#FeNi峰。

高耐蚀含铝奥氏体不锈钢在超临界水中腐蚀行为研究

高阳, 郭相龙, 姜钰凡, 伍建文, 唐睿, 黄彦平, 张乐福

2024, 45(6): 271-279. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0271

摘要(224) HTML (68) PDF(26)

摘要:
为解决传统不锈钢在超临界水冷堆（SCWR）堆芯高温高压、强腐蚀性服役环境中不适用的问题，针对性地设计制备了新型含铝奥氏体不锈钢（AFAs），采用高压釜浸泡试验研究了其在600℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为。利用多种先进微观分析技术研究了AFAs在超临界水中腐蚀后试样表面氧化膜形貌、成分及结构特征，用以探究合金在超临界水中的耐腐蚀机制及氧化铝成膜行为。研究结果表明：AFAs在600℃超临界水中能形成连续的氧化铝膜从而具备优异的耐腐蚀性能，1000 h腐蚀增重量低于10 mg/dm²，优于文献报道的在相同条件下腐蚀的C276合金和310-ODS合金。该氧化铝膜与合金基体结合紧密无明显分界，能有效阻碍超临界水中氧化介质与合金基体的直接接触，抑制合金中Fe的外扩散，为合金提供优异的保护性。然而，AFAs中的Laves相会影响局部氧化铝膜的均匀性，导致外层MnCr₂O₄颗粒的形成。因此，AFAs需要在维持氧化铝连续成膜的同时严格控制Laves相含量，从而满足SCWR的应用需求。本文研究结果可为SCWR用含铝奥氏体不锈钢研发设计提供数据及理论支撑。

缓解铅铋快堆冷却剂腐蚀的最优化氧含量控制策略研究

陈佳杰, 王世伟, 何辉, 刘晓晶, 熊进标

2024, 45(6): 280-289. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0280

摘要(206) HTML (71) PDF(19)

摘要:
为获得铅铋快堆燃料包壳腐蚀缓解的最优氧含量控制策略，本研究通过构建T91氧化/腐蚀模型，分析了燃料元件包壳界面的演化规律。在此基础上，以氧化层厚度为优化问题的约束条件，采用鲸鱼优化算法（WOA）对氧含量控制策略进行了寻优分析，得到“低-中-高-低”循环波动氧含量控制策略。此外，本研究对固定氧主导条件与优化氧含量控制策略下的燃料元件表面氧化层分布进行了模拟对比。研究结果表明，在优化氧含量控制策略下，燃料元件包壳未触发溶解腐蚀，且表面氧化层的整体厚度较固定氧主导工况有显著减少，其中磁铁矿层平均厚度同比下降95.6%；尖晶石层平均厚度下降44.2%，本文所构建的最优氧含量控制策略可为铅铋快堆包壳腐蚀缓解提供参考。

基于DPM方法的安全壳内气溶胶输运特性初步研究

王雨晴, 翁炎运, 倪木一, 邓理邻, 谭怡, 张明昊

2024, 45(6): 290-296. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.06.0290

摘要(726) HTML (93) PDF(27)

摘要:
核电厂在正常运行和发生严重事故时，气溶胶是放射性物质的主要泄漏途径。本文基于流体仿真软件FLUENT中欧拉-拉格朗日方法的离散相模型（DPM），针对铅基堆安全壳内气溶胶输运特性开展数值模拟研究。模拟结果显示静止流场中气溶胶小粒径颗粒受布朗力的驱动在不同壁面的沉降数量分布较均匀；大粒径颗粒受重力的驱动在不同壁面的沉降数量分布不均匀。同时，以PHEBUS FP T0实验的沉降阶段作为基准工况，验证了模型方法在安全壳环境下的适用性与准确性。最后，基于安全壳的二维轴对称简化模型，模拟了反应堆正常运行工况下从堆芯表面到安全壳中的气溶胶迁移和沉降过程。研究发现，在正常运行工况下，粒径0.1 μm的气溶胶会随流线进行大范围的迁移并在安全壳上壁面和竖直壁面的交界附近被捕获，粒径3 μm和10 μm的气溶胶会滞留在安全壳下壁面附近或沉降到安全壳下壁面。基于本模型研究得到的初步结论，可为后续开展的气溶胶受力分析实验和安全壳内气溶胶迁移实验提供参考。

留言板

2024年第45卷第6期

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