核动力工程

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苏光辉, 董正阳, 刘凯, 王明军, 田文喜, 秋穗正

2025, 46(4): 1-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.05.0206

摘要(144) HTML (34) PDF(22)

摘要:
核反应堆堆芯作为核动力系统关键设备，其几何结构复杂，且不同物理场间存在强烈耦合作用。堆芯高精度精细化热工水力及多物理场耦合分析技术是先进核动力系统设计与安全分析的重要保证，西安交通大学核反应堆热工水力研究室（NuTHeL）构建了全堆芯核-热-流-沉积多物理场耦合分析模型，基于开源计算流体动力学（CFD）平台自主开发了通道级核反应堆堆芯三维跨尺度多物理场耦合分析程序CorTAF系列，实现了基于CFD方法的全压力容器内全尺寸多物理场的计算分析与预测，并开展了基于国际基准题的确认和验证（V&V）工作。近年来，研究团队基于上述研究基础不断开发与完善程序的数学物理模型，目前CorTAF程序已经具备了面向多种堆型（压水堆、铅铋堆、钠冷快堆等）、涵盖多种物理场（中子物理、热工水力、腐蚀沉积等）、串联多个系统（堆芯、上腔室、下腔室等）的跨尺度耦合计算能力。本文以压水堆CorTAF程序为例，介绍了其主要功能，总结回顾了相关工作，并提出了未来工作展望。

几何特征参数对四叶形花瓣螺旋燃料棒中子行为影响研究

车勋建, 杜德平, 王金成, 李石磊, 孟祥飞, 孙建闯, 蔡伟华

2025, 46(4): 10-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070068

摘要(42) HTML (20)

摘要:
为弥补四叶形花瓣螺旋燃料棒（FPHF）在中子学计算上的不足，进一步确定FPHF几何特征对其中子行为的影响，本文采用DAG-OpenMC构建了FPHF的精确中子学计算模型。从燃料棒直径、截面形状以及螺旋角三个方面研究了FPHF几何特征对中子行为的影响。燃料棒直径取值为3.5、6.3 mm以及9.5 mm；内凹弧与外凸弧比值的取值范围为[0.1, 3.0]；螺旋角取值为[360°, 1080°]。结果表明，燃料棒直径从3.5 mm增大至9.5 mm时，FPHF的径向功率峰因子增大了5.15%，中子注量率分布的不均匀程度增加；内凹弧与外凸弧比值从0.1增大至3.0时，裂变反应速率R_f降低了0.19%，有效增殖系数k_eff下降了441.5pcm（1pcm=10^–5）；螺旋角对燃料棒的慢化效应以及径向注量率分布的影响可以忽略不计。因此，除燃料棒的螺旋角外，本文研究的燃料棒直径与截面形状对FPHF的中子学特征均有明显影响。

基于物理-热工耦合的压水堆一体化事故分析系统的开发与应用

陈俊, 马云帆, 张冠中, 彭靖含, 朱元兵, 厉井钢, 卢皓亮, 王超

2025, 46(4): 18-24. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080006

摘要(27) HTML (7)

摘要:
随着反应堆堆芯棒控模式的发展，控制棒价值的增长使得传统弹棒事故分析方法的裕量不断减少。为此本文开发了基于物理-热工软件的三维压水堆一体化事故分析系统。该系统耦合了中国广核集团研发的堆芯核设计软件COCO与子通道分析软件LINDEN，并根据事故分析方法开发了事故核瞬态及热瞬态模拟功能。通过一体化的耦合建模，搭配新的弹棒事故分析方法，该系统可用于弹棒事故中的瞬态进程模拟、全堆pin-by-pin级别的偏离泡核沸腾（DNB）后果评估及燃料完整性评价。通过与传统弹棒分析方法在大型压水堆堆型的对比分析，基于一体化事故分析系统的弹棒分析结果可释放安全裕量，保证堆芯安全，后续可用于棒控堆芯的弹棒事故分析。

基于CRUD模型的燃料包壳表面离子浓缩的数值模拟研究

高畅, 陈小强, 潘定一, 刘宝君, 曾奇锋

2025, 46(4): 25-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080022

摘要(17) HTML (5)

摘要:
在压水堆（PWR）中，一回路冷却剂中锂/钾（Li/K）元素会在燃料包壳表面的沉积物（这些沉积物被称作CRUD）中浓缩，加剧包壳材料锆合金的腐蚀，对燃料寿命及安全性能造成影响，因此，对其开展相关研究具有一定的必要性和紧迫性。本研究采用有限体积法，耦合温度场、压力场以及浓度场建立了Li/K元素在CRUD结构中浓缩过程的数值计算模型（CRUD模型），该模型可根据堆芯的热工、水化学条件设计参数对不同工况下的Li/K元素浓缩情况进行模拟计算。本研究首先通过与前人的计算结果进行对比，验证所建立的CRUD模型的准确性，并基于CRUD模型分析堆芯热工设计参数（冷却剂温度、压力、热流密度等）、一回路冷却剂水化学条件（Li/K浓度）、CRUD形态参数（厚度、孔隙率等）对于Li/K离子浓度分布的影响规律，得到了可用于指导堆芯参数准则设计及燃料包壳材料选材准则设计的规律关系。

基于随机抽样的活化中子能谱不确定度分析方法

胡晓, 黄毅, 陈晓亮

2025, 46(4): 35-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080032

摘要(17) HTML (8)

摘要:
为提升活化法测量中子能谱的精度并解决不确定度分析的关键问题，本文针对基于迭代法开发的SD解谱程序，提出一种基于实验测量的活化率、截面协方差和预置谱的中子测量不确定度随机抽样分析方法。通过开发迭代法驱动的SD解谱程序，系统量化了活化率、截面协方差和预置谱对解谱不确定度的影响，并基于随机抽样原理构建了多因素耦合分析模型，结合中国实验快堆（CEFR）中子能谱实验数据进行验证。结果表明：中子能谱不确定度在全能区呈非均匀分布，热区解谱最大不确定度达24%，快区则低于8%；预置谱是解谱不确定度的主要来源（占比超90%），截面协方差和活化率的贡献不足5%。与传统方法相比，基于随机抽样的分析方法能够更全面解析不确定度来源，可为提升中子能谱测量精度提供可靠依据，还可作为评估解谱程序性能的有效工具。

用于蒙特卡罗屏蔽深穿透计算的弥散源级联降方差方法研究

王雪晴, 吕焕文, 杨洪润

2025, 46(4): 42-48. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080052

摘要(18) HTML (7)

摘要:
提出了一种用于蒙特卡罗屏蔽深穿透计算的弥散源级联降方差方法。该方法的核心思想是通过多层局部相空间的响应关系级联获取全局的降方差参数分布。该方法首先通过弥散源计算相邻相空间之间的与空间和能量相关的通量响应因子，随后从源空间向外逐层正向级联获得全局预估通量分布，再从计数空间反向级联获取重要性分布，最终生成一致性的源偏倚参数和权窗参数。该方法通过局部蒙特卡罗前置计算获取降方差参数，因此无需迭代，可有效降低迭代时间成本，提高计算效率。将该方法应用于单探测器问题和多探测器问题，与蒙特卡罗直接计算的计算值符合良好，品质因子相比直接计算提升了约2~4个数量级。同时，将结果与典型降方差方法（MAGIC方法和CADIS方法）的计算效果进行对比，数值结果表明，弥散源级联方法的整体降方差效果更优，可满足屏蔽深穿透问题的需求。

棒束通道内低雷诺数过热蒸汽对流换热特性数值模拟研究

方鑫奎, 曾未, 王杰, 吴丹, 卢涛, 邓坚, 罗彦

2025, 46(4): 49-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070037

摘要(20) HTML (17)

摘要:
由于现有经验关联式及相关研究成果缺乏可靠的棒束通道内低雷诺数过热蒸汽流动与传热预测关联式，通过以棒束通道内低雷诺数（Re_in=1937.90~9471.24）过热蒸汽为研究对象，采用数值模拟方法，基于大涡模拟（LES）湍流模型，探究入口蒸汽速度、过热度、初始壁面温度、出口蒸汽压力以及栅径比对棒束通道内低雷诺数过热蒸汽对流换热特性的影响，进而对现有的经验关联式进行修正。数值模拟结果表明：入口蒸汽速度、过热度、初始壁面温度、出口蒸汽压力以及栅径比的增大均会使对流换热系数增大；随着入口蒸汽速度、出口蒸汽压力以及栅径比的增大，努塞尔数增大；随着入口蒸汽过热度以及初始壁面温度的升高，努塞尔数减小。修正后的Dittus-Boelter经验关联式误差在10%以内，为指导工程实际应用以及保证压水堆堆芯安全提供了依据。

热力耦合形变对铅铋泵水力特性影响的数值研究

程新生, 王福君, 王金伟, 王振, 曾煌棚

2025, 46(4): 60-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070052

摘要(24) HTML (10)

摘要:
为了研究热力耦合形变对铅铋合金（LBE）泵水力特性的影响，通过数值计算获取了设计状态下LBE泵的温度场及流场分布特征，研究了热力耦合作用下LBE泵的结构变形，分析了过流部件关键尺寸的变化，并以变形前后的LBE泵为模型进行了全流道数值计算，对比分析了热力耦合形变对LBE泵水力特性的影响。结果表明，热力耦合作用使得LBE泵的叶轮、导叶等关键过流部件在径向、轴向尺寸上均有所增加，且叶片安放角发生变化；热力耦合形变对LBE泵在设计工况下水力特性影响较小；在偏离设计工况下，泵内叶轮区域的扬程增加，导叶区域的能量损失加剧，流动特征被显著改变，水力特性与设计状态下的差异较大。

模化比例对反应堆整体水力特性影响的研究

彭帆, 卢冬华, 谢翀, 汪春宇, 顾汉洋, 洪荣坤, 苏前华

2025, 46(4): 68-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070067

摘要(20) HTML (7)

摘要:
为了研究模化比例对反应堆整体水力特性的影响，本文基于相似理论，根据几何相似和欧拉数（Eu）相似模化设计了1∶1、3∶5和1∶5比例的实验本体，并在三套比例的实验本体上开展了反应堆原型流速下的流量分配实验、下腔室交混特性实验和下腔室流场实验。对比研究结果发现，实验工况下各比例本体内的流动均已进入自模区，流场彼此相似。模化比例对堆芯入口处流量分配因子、交混系数以及下腔室流场的影响比较小，其中不同比例本体内流量分配因子差异小于0.02，交混系数差异小于0.1。本研究可为整体水力学比例模化方法失真度的评估提供依据，为反应堆热工水力设计和实验研究提供参考。

液滴撞击自由液面过程的数值模拟研究

陈青山, 王明军, 田野, 郭凯伦, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2025, 46(4): 76-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080001

摘要(31) HTML (9)

摘要:
稳压器的雾化和喷淋对核动力设备的安全运行有着十分重要的作用。研究喷淋液滴撞击稳压器自由液面的过程可以从单个液滴撞击液面入手，揭示其基本规律和现象，从而为稳压器喷淋中液滴连续撞击液面的研究提供理论基础。对基于Fluent的DPM-to-VOF（DTV）方法进行了数值模拟和分析。通过流体体积分数方法（VOF）验证了DTV方法的准确性，系统研究了不同直径和不同初速度液滴对液坑和液柱主要尺寸的影响规律，并详细揭示了液面波动的演变过程，对液膜波动细节进行了精确捕捉。研究表明，增大液滴直径或增加液滴速度会加剧液面的干扰，导致液坑尺寸增大、液柱高度增加，可能产生一次液滴和二次液滴；同时，对不同工况下的流动分布情况进行了综合分析，发现在大韦伯数（We）和小弗劳德数（Fr）区域，液面干扰较为显著，定量分析了H_K/d₀、L_K/d₀和H_Z/d₀随We和Fr的变化规律，为理解和优化稳压器喷淋过程提供了重要的理论基础。

螺旋十字棒束通道内异形阻抗空泡仪测量空泡份额的可行性研究

刘浩, 马在勇, 连强, 刘纲阳, 谭煦滨, 张卢腾, 周文雄, 潘良明

2025, 46(4): 85-93. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070059

摘要(20) HTML (9)

摘要:
阻抗空泡仪是测量两相流中截面平均空泡份额的重要手段。然而，由于螺旋十字棒束通道属于高度异化的通道类型，导致阻抗空泡仪电场分布不均匀，从而对空泡份额的测量造成一定困扰。本文基于模拟和实验验证了螺旋十字棒束通道内异形阻抗空泡仪测量空泡份额的可行性。结果表明，在低空泡份额下，接收极无量纲电压随着空泡份额的增加单调增加，这说明异形阻抗空泡仪受螺旋十字结构的影响较小且能够在低空泡份额下被标定；通过理论模型的计算，异形阻抗空泡仪整体上平均绝对百分比误差不超过24%；螺旋节距的变化对空泡份额测量的影响较小，且在不同扭转角截面上，空泡仪电极形状并不影响无量纲电压和空泡份额之间的单调关系，说明了异形阻抗空泡仪测量空泡份额具有可行性。

压水堆螺旋燃料组件子通道程序开发与验证

张琦, 刘振海, 李晨曦, 王浩煜, 傅俊森, 李俊龙, 黄永忠, 肖瑶, 顾汉洋

2025, 46(4): 94-101. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080009

摘要(29) HTML (9)

摘要:
为了开发压水堆螺旋燃料组件(HCF)的子通道程序，本研究将HCF的阻力模型和传热模型引入COBRA-TF程序，通过两组动量方程预测第一类棒间隙的双向交混和第二类棒间隙的单向交混，通过实验数据和数值模拟结果对新程序的准确性进行验证，对HCF的轴向壁面温度分布、质量通量分布等展开分析。研究结果表明，新程序可准确预测HCF的热工参数分布，并且可用于大规模燃料组件的计算和分析。本研究为HCF的优化设计和工程应用提供了可靠的分析工具。

基于可视化实验的双层熔融池传热及分层界面硬壳特性研究

余剑, 张亚培, 苏光辉, 田文喜, 秋穗正

2025, 46(4): 102-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080047

摘要(21) HTML (10)

摘要:
为了研究双层熔融池氧化层与金属层之间的分层界面硬壳形成特性，分析界面硬壳对熔融池流动传热的影响，设计搭建了可视化双层熔融池实验装置。50 mol%NaNO₃-50 mol%KNO₃混合熔盐与高温导热油分别作为氧化层与金属层的模拟物，熔融池修正瑞利数在10⁹~10¹²范围内。开展了6组实验，观察到了界面硬壳的动态形成特性，获得了熔融池温度、侧壁面热流密度、硬壳厚度和传热特性关系式，分析了界面硬壳对双层熔融池传热特性的影响。结果表明，界面硬壳从侧壁面开始生长，且形成的界面硬壳将会削弱双层熔融池向上传热，并导致熔融池最高温度出现在界面硬壳下方。本研究解决了双层熔融池界面硬壳生长过程难以观察的问题，总结了界面硬壳状态变化规律，能够为严重事故安全分析提供数据支撑。

压水堆顶盖腔室及上腔室流动特性实验研究

李凯迪, 王阔, 王龙, 谢翀, 杜兵

2025, 46(4): 109-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.11.0104

摘要(32) HTML (6)

摘要:
为获得某先进压水堆顶盖腔室和上腔室内流动特性，利用模化原理，采用1∶5比例设计实验模拟体，在不同主流工况下分别使用粒子图像测速（PIV）技术和自主开发的力传感器，对顶盖腔室内典型区域的流场分布特性进行研究，同时对上腔室出口附近控制棒导向筒组件（CRGT）和支承柱组件的横向水力载荷进行测量。结果表明：均匀与非均匀主流分配工况下，中心热套管喇叭口区域均存在较强烈的漩涡状横流，可能导致该区域热套管承受更强烈的冲击和磨损；CRGT所受载荷普遍高于支承柱，各测点受力方向与堆内冷却剂流向基本相符，载荷大小与测点至上腔室出口的距离呈负相关关系；均匀与非均匀工况下的冷却剂流动特性基本一致，验证了堆型设计的安全保守性。因此本研究对堆内结构力学分析、磨蚀机理分析、流致振动评价及落棒性能分析具有重要意义。

HCF三维精细化燃耗特性分析

段倩妮, 汪洋, 李伟, 武俊梅

2025, 46(4): 117-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070038

摘要(25) HTML (12)

摘要:
几何形状复杂的螺旋十字燃料（HCF）对燃耗特性研究提出了更高的挑战。传统的同心圆圈式燃耗区域划分方法无法准确地模拟HCF复杂的几何引起的燃料各位置燃耗不同的问题，缺乏相应的三维精细化数值分析方法预测燃耗特性。本文针对HCF提出六面体燃耗区域划分及计算机辅助设计（CAD）几何建模方法，分别以HCF的薄片、最小扭转单元、单根燃料为研究对象，实现三维精细化的燃耗计算，获得不同燃耗下变量分布及²³⁵U、 ²³⁸U、²³⁹Pu典型核素在凹、凸处的核子密度及核反应率。结果表明， HCF径向一周快中子通量密度、热中子通量密度、功率密度分布表现出极大的不均匀性，且随着燃料的消耗，其周向不均匀性增强，凸处燃耗较凹处深15.92 MW·d/kg。轴向扭转对燃料凸处物理变量的影响大于凹处。三维精细化的燃耗特性分析可为高保真的HCF中子物理和热工水力、力学等耦合计算提供基础。

核用TP316H钢在不同温度液态铅铋中微动磨损行为试验研究

汪瑶, 蔡振兵, 宁闯明, 高雄, 任全耀

2025, 46(4): 125-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070046

摘要(17) HTML (7)

摘要:
针对液态铅铋共晶合金（LBE）环境下温度对核用TP316H钢微动磨损性能的影响，采用自主搭建的高温液态LBE微动磨损试验装置，研究不同温度下TP316H钢的微动磨损行为。研究了不同温度对其微动磨损性能的影响，分析了不同循环次数下微动磨损的演变规律。结果表明，200℃与300℃时，TP316H钢微动处于混合滑移状态，400℃时微动处于完全滑移状态。温度的升高会加速材料表面及磨屑的软化，同时加剧氧化磨损，导致第三体层的快速形成，减小磨损率，但高温更易发生Ni元素的溶解腐蚀。通过对400℃时磨损演变规律研究发现，微动初期磨损机制表现为剥层磨损与黏着磨损；中间阶段表现为氧化磨损与疲劳磨损；后期则转变为氧化磨损与磨粒磨损，还有少量黏着磨损。

49-2游泳池式反应堆池底铝材点蚀速率实验评估

郑家成, 马若群, 陈晓亮, 张飞, 蔡光博, 杨笑, 麻雪逸, 肖调兵

2025, 46(4): 137-143. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070056

摘要(24) HTML (9)

摘要:
49-2游泳池式反应堆池底和池壁材料为纯铝，为掌握池底点缺陷的实际状态和变化情况，确保反应堆的安全稳定运行，本工作根据池底结构、池内介质、池壁材料等信息，模拟池底点缺陷腐蚀环境，开展了极端工况下池底铝材腐蚀速率测量实验研究。本实验给出了点缺陷处铝材最大腐蚀速率为0.0326 mm/a，为反应堆池底的完整性评估提供了技术数据。

ADS包壳氧化及溶解/沉积性能数值研究

李小波, 何源, 牛风雷

2025, 46(4): 144-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080054

摘要(15) HTML (6)

摘要:
为开展铅铋合金冷却加速器驱动次临界系统（ADS）堆芯燃料包壳氧化层的生长特性研究，进一步分析存在氧化层的燃料包壳传热，本文建立了ADS包壳氧化层生长和溶解/沉积模型，进一步耦合计算流体动力学（CFD）方法，研究并实现了存在溶解/沉积的包壳氧化层生长和燃料棒温度仿真。对自主设计的多束ADS燃料棒传热和包壳表层氧化、溶解/沉积的研究表明：在高氧浓度下，本文模型与实验吻合度高；最大氧化层厚度、溶解厚度出现在堆芯活性段的高温区，最大沉积厚度出现在低温区的入口端；运行10000 h氧化层总厚度约65 μm，由氧化层引起包壳内外温差增长的最大值为12.20 K。因此，本研究提出的流动液态铅铋环境ADS燃料包壳氧化层生长模型及其数值计算方法可以计算燃料包壳存在氧化层情形的燃料棒温度。

核石墨与水蒸气氧化腐蚀特性研究

申腾, 王城喻, 郭少强, 贺楷

2025, 46(4): 152-158. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090008

摘要(19) HTML (8)

摘要:
为研究核石墨与水蒸气的氧化腐蚀反应特性，建立基于经典Langmuir-Hinshelwood（L-H）模型的石墨-水蒸气氧化腐蚀反应模型，开展了基于气体浓度法的石墨与水蒸气氧化腐蚀实验。实验结果显示在氦气水蒸气的混合气体流量为10 L/min且水蒸气浓度为3%~10%的实验工况下，温度大于950℃或1000℃时有气体产物CO₂生成，另外在混合气体中添加1%H₂未发现对氧化腐蚀速率有显著影响，这些与经典L-H模型有明显区别。因此，基于本研究的实验结果，提出了新的反应模型，增加了石墨与水蒸气反应生成CO₂和H₂的反应，去掉了L-H模型氢分压项，并使用实验数据完成了新模型的建模及验证。研究结果显示，新模型适用于水蒸气浓度相对高时的石墨-水蒸气氧化腐蚀模拟，能够相对准确地分析计算氧化腐蚀速率和气体生成速率。

核电厂设备抗震分类探讨及其对应的要求地震反应谱研究

方庆贤, 路燕, 张奇, 刘青阳, 侯春林, 戴志军

2025, 46(4): 159-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080051

摘要(24) HTML (10)

摘要:
目前核电厂设备的抗震类别分为2个等级，第1等级（高等级）称为抗震I类，第2等级称为非抗震I类。抗震I类的抗震设计和抗震试验已相当成熟了，也有了相关的国家标准，而对非抗震I类设备则还没有相关标准可遵循。为了对一些非抗震I类而功能重要、但不要求抗安全停堆地震的设备提出更合理的抗震要求，本研究建议将非抗震I类设备再分为常规重要抗震类和常规一般抗震类，并对常规重要抗震类和常规一般抗震类根据国标谱给出了相应的地震地面水平加速度峰值和地面水平要求反应谱。将常规重要抗震类的抗震设防水准从国标的50年超越概率为10%的地震提高到50年超越概率为2%的地震。研究结果表明常规重要抗震类的抗震设防水准与国际先进抗震标准一致，并满足国家核安全局在福岛事故后对核电厂应急中心的抗震新要求和国标GB 50260-2013要求，因此本研究建议的抗震分类适用于我国核电厂物项的抗震设计。

石墨垫片密封性能分析及设计方法研究

姜露, 傅孝龙, 蒲卓, 田俊

2025, 46(4): 168-174. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090004

摘要(24) HTML (6)

摘要:
为系统研究石墨垫片密封性能分析及设计方法，本文以试验测试、理论计算和数值模拟相结合的手段，建立了石墨垫片力学变形数值分析模型、螺栓-法兰-垫片三维密封分析模型，对垫片压缩回弹特性曲线、螺栓-法兰-垫片协调变形机理、典型工况下密封面接触应力变化规律等进行了研究。研究结果表明，垫片压缩回弹过程具有较强的非线性，整体可分为4个典型变形阶段；压缩回弹数值模拟结果与试验曲线结果吻合良好，数值分析方法正确有效；螺栓-法兰-垫片密封数值分析结果表明，预紧、操作工况下的垫片应力和密封比压力满足性能要求；瞬态工况中，介质压力和温度梯度导致增加的轴向载荷主要由外金属环承担，足够的外金属环径向尺寸对于确保石墨环密封稳定性是非常重要的。

基于管道动态响应特征对核安全级阀门抗震鉴定试验输入的研究

王明毓, 曹晖, 刘雪林

2025, 46(4): 175-180. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070051

摘要(15) HTML (7)

摘要:
由于核安全级阀门可能位于不同的构筑物和楼层，所以抗震鉴定输入需要最大程度地包络所有可能情况，国内相关核电规范给出了建议的地震输入的频率和加速度关系，但没有指明其如何制定而来，也没有指引用户如何适应性修改。本文针对此问题进行了研究，通过对典型管道的地震响应特征的分析，归纳了管道系统对地震的放大特性，进而给出地震输入如何确定的理论方法，并对三代核电站给出了指导性加速度和频率要求。对于三代核电站阀门抗震鉴定常用的人工模拟时程多频波法和正弦拍波法，本文中提出的理论方法可以解释工程实践与国内规范之间的差异，同时对鉴定试验中地震输入如何进行适应性修改问题给出了建议。

预应力安全壳在热-压耦合作用下的易损性分析

杨青屿, 马燕, 严佳川, 高戈, 刘蒙莎

2025, 46(4): 181-191. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070048

摘要(10) HTML (8)

摘要:
本文对预应力安全壳结构进行了建模，利用有限元分析软件ABAQUS模拟热-压耦合试验，利用拉丁超立方抽样法得到的安全壳随机样本进行计算，得到两条安全壳易损性曲线，分析安全壳整体功能性失效、结构性失效对应的易损性。计算结果表明，安全壳的下限和上限内压承载力分别是0.9666 MPa和1.0352 MPa。钢衬里功能性失效准则下，HRB400钢筋弹性模量对安全壳的内压承载力影响最大；钢衬里最大拉应变集中分布在设备闸门洞口附近。预应力筋结构性失效准则下，HRB500钢筋弹性模量对安全壳的内压承载力影响最大；预应力筋最大拉应变的分布没有明显的规律。

核电厂主冷却剂泵动态趋势实时预测方法研究

张秀春, 夏虹, 刘永康, 朱少民, 贾朱钧, 姜莹莹, 刘洁

2025, 46(4): 192-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080017

摘要(16) HTML (11)

摘要:
准确的预测是核动力装置状态监测和运行维护的基础，为了提高系统和部件动态趋势预测的精度，本文提出了一种基于信号分解策略的时间序列预测方法。首先，利用变分模态分解（VMD）将原始时间序列信号分解为2个分别含有高频成分和低频趋势项的子序列。然后，采用贝叶斯优化（BOA）的门控循环单元（BOA-GRU）模型和自回归移动平均（ARIMA）模型分别对高频和低频子序列进行预测。最后，将2个子序列的预测值进行重构得到原始信号的预测结果。利用提出的混合模型对某核电厂主冷却剂泵的时间序列信号进行单步和多步预测，并利用均方根误差（RMSE）、平均绝对百分比误差（MAPE）、平均绝对误差（MAE）等指标对预测精度进行评估。结果表明，该混合模型能够对主冷却剂泵的运行状态进行准确地预测和追踪，并且与基础模型的对比突出了混合模型在复杂信号预测中的优势。

基于数值仿真的激光切割气溶胶收集优化研究

张永领, 薛云, 章航洲, 吴小江, 胡冬梅, 张成田, 陈戏三, 周艳民

2025, 46(4): 199-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080018

摘要(12) HTML (12)

摘要:
核设施退役中涉核设备的切割与解体是必不可少的关键工艺，激光切割过程中产生的放射性气溶胶将对环境造成污染。本研究基于计算流体动力学（CFD）方法，使用离散相模型（DPM）针对激光切割作业过程产生的气溶胶流动行为开展仿真模拟，探究局部通风条件下集气罩角度和抽吸流量两种因素对气溶胶收集效率的影响，为实际激光切割作业场景下的气溶胶有效控制提供理论指导。研究结果表明，减小集气罩角度能够更有效地收集激光切割产生的气溶胶，同时增加抽吸流量也能够在较大程度上改善收集效率。因此，在实际作业中要选择风量较大和集气罩布置角度较小的方案进行布置。

灰化法测量气溶胶中总α与总β放射性影响因素研究

吴耀, 董传江, 蒲显恩, 沈婷, 黄聪, 汤梦琪, 王雅洁, 张翼

2025, 46(4): 205-211. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080046

摘要(19) HTML (12)

摘要:
为增加环境气溶胶中总α、总β放射性测量的复现性和可比性，开展了基于灰化法的影响因素研究。通过实验测量，获得了样品平衡时间、灰化温度、灰化时间、测量试样质量等因素对实验结果的影响，对测量方法的探测下限、精密度和准确度进行了验证。结果表明，样品的放置时间直接影响气溶胶中总α、总β放射性测量结果，随着放置时间的延长，前3 d的总α和总β计数率测量结果迅速降低，分别经过120 h和100 h后基本恒定。灰化温度不宜超过400℃。样品体积为10000 m³的条件下，气溶胶中总α放射性活度浓度探测下限为1.6 μBq/m³，总β放射性活度浓度探测下限为0.7 μBq/m³。气溶胶中总α和总β测量方法的精密度最大值分别为16.7%和11.4%，加标回收率均大于89.0%。结果表明，灰化法可用于环境气溶胶中总α、总β放射性活度浓度的测量。

基于CART-LSTM算法的压水堆LOCA诊断方法

孙哲俊, 王于龙, 魏新宇, 孙培伟

2025, 46(4): 212-217. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080053

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摘要:
失水事故（LOCA）是压水堆的典型事故，事故可能诱发反应堆堆芯熔化，因此及时诊断LOCA非常重要。长短期记忆（LSTM）神经网络是一种改进的循环神经网络（RNN），能够更好地捕捉时序数据中的长期依赖关系，被广泛应用于与时序有关的故障诊断中。分类与回归树（CART）是一种常用的分类方法，具有分类速度快、准确率高、可读性强等特点。本文提出一种基于CART-LSTM的压水堆LOCA诊断方法，利用LOCA的数据集对诊断模型进行训练并优化参数，然后将训练好的模型用于LOCA诊断，从而实现对LOCA的早期快速诊断。结果表明，基于CART-LSTM的诊断方法能够准确判断LOCA的位置以及具体的破口尺寸。

最小临界事故报警系统布置方法研究及应用

胡小利, 张毅诚, 刘国明, 李云龙, 邵增

2025, 46(4): 218-224. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090015

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摘要:
为满足我国国家标准要求和后处理厂临界事故报警系统（CAAS）设计需求，在后处理厂厂房内多设备共存、结构复杂、背景剂量强的情况下，本文提出一种CAAS设计方法。根据后处理厂设备几何、设备所含料液种类和浓度等特点，对简化模型的包络最小临界事故源项进行了分析，对计算方法不确定度进行了确定，并在计算中采用了前向权重一致共轭驱动重要性抽样方法（FW-CADIS）提高收敛速度。将本文的设计方法应用至后处理厂的CAAS设计，结果表明目标厂房的CAAS位置、报警阈值均可满足标准要求，与商用蒙卡程序的计算结果对比，结果相似，效率更高，证明了该方法的可行性、正确性和高效性。因此，本文研究的方法能应用至后处理厂CAAS设计中，并具有较高的精度和速度。

核电厂蒸汽发生器管板堵头结构设计与安全性分析

赵立彬, 王德军, 盛朝阳, 胡安中, 季龙华

2025, 46(4): 225-230. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090009

摘要(22) HTML (5)

摘要:
核电厂蒸汽发生器（SG）管板在制造过程中漏钻一管孔，导致大部分U形管胀焊或定位胀后穿管时有一根U形管无法穿入，经研究，设备制造厂实施了对漏钻管孔对称位置的已加工管孔进行堵管的方案，此方案需对SG管板一次侧和二次侧分别进行堵管。针对该不符合项，从核安全审评角度重点对SG二次侧堵头设计、结构强度、流致振动、焊缝质量等进行了探讨与分析。同时，为了确保核安全，还进行了一次侧堵头失效后果分析、二次侧堵头结构安全设计以及焊缝质量的在役检查方案论证。结果表明，目前的堵管方案合理可行，但仍需加强在役检查阶段的跟踪检查，以保证管板堵孔处置的可靠性，确保SG的安全稳定运行。

稳压器压力控制响应差异与原因分析

宋飞, 刘双金, 杨宗伟, 仇少帅, 刘鹏

2025, 46(4): 231-236. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090016

摘要(22) HTML (14)

摘要:
国内早期商运的核电机组需要进行仪控系统数字化改造。大亚湾核电站数字化改造前后事故工况下稳压器压力控制响应存在差异，通过对多个采用不同数字化仪控系统（DCS）平台核电机组的稳压器压力控制响应曲线和比例-积分-微分（PID）控制器算法进行对比分析，发现了稳压器压力控制响应差异的原因，并提出了增加PID调节范围和开闭环切换的方案，使控制系统兼具增量型和位置型PID控制器的优点，稳压器压力控制性能得到提升，并在某核电厂跳堆试验中得到了验证。本文提出的稳压器压力控制器的优化方法，对核电机组后续数字化改造具有参考价值和借鉴意义。

基于SEQ2SEQ与ARIMA组合预测模型的小型模块化压水堆瞬态运行预测技术

成以恒, 李桐, 谭思超, 王博, 田瑞峰, 何正熙, 沈继红

2025, 46(4): 237-244. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070066

摘要(14) HTML (6)

摘要:
为确保海洋条件下反应堆运行的安全可靠运行，提升海洋条件下的热工运行参数长期预测准确性，本文基于IP200的海洋条件下小型模块化压水堆一维仿真模型的热工运行数据，提出序列到序列（SEQ2SEQ）与自回归差分移动平均模型（ARIMA）的组合预测模型，首先利用ARIMA进行数据的特征提取，随后利用SEQ2SEQ预测振荡值。反应堆在海洋条件下运行时易造成系统内部液面的晃荡，进而导致其他运行参数发生波动。对稳压器压力、冷却剂流量、蒸汽发生器蒸汽出口流量三种不同振荡特征的热工运行参数的预测结果表明：较单独使用ARIMA、SEQ2SEQ模型与传统长短期记忆网络（LSTM）模型相比，预测精度提升约一个数量级。本研究提出的ARIMA和SEQ2SEQ组合预测模型具有计算速度快、预测精度高的特点，为海洋条件下小型模块化压水堆的潜在故障预测提供了一种有效方法。

基于图卷积网络的堆芯节功率预测方法研究

陈静, 邱星华, 江灏, 林蔚青, 陈彦, 许勇

2025, 46(4): 245-252. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070063

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摘要:
堆芯节功率的分布直接影响到反应堆的安全运行。为了实现对堆芯节功率分布精准地预测，本文充分考虑功率量程探测器内各个敏感段分布的空间关系以及节功率物理模型的推导过程，根据中子传输矩阵的研究提出了一种适用于节功率分布预测的图数据结构，并利用图卷积网络（GCN）实现对堆芯节功率的预测。基于某二代压水堆机组的历史数据进行算例分析，结果表明本文提出的图数据结构能够有效地整合功率量程探测器采集信号的空间特征；结合GCN模型对节功率变化平稳与波动较大的2种情况进行预测，均能实现节功率分布的精准预测，解决了传统时序预测模型在功率波动较大情况下预测效果不理想的问题。本文所提出的堆芯节功率分布预测方法具有较好的适用性，对提高核反应堆运行的安全性与可靠性具有较高的参考价值。

BPNN在核电蒸汽发生器液位控制中的应用研究

杨博男, 陆潘, 谢成龙

2025, 46(4): 253-258. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080033

摘要(14) HTML (8)

摘要:
蒸汽发生器（SG）液位控制性能的优劣对核电厂的安全、高效和稳定运行至关重要。基于反向传播神经网络（BPNN）比例-积分-微分（PID）控制器的基本结构，结合SG的物理特征，建立了适用于SG液位调节过程的专用的BPNN PID控制器。该BPNN PID控制器具有自匹配、自适应、自整定的特点，能够在核电厂运行过程中，实时根据被控对象运行状态的变化自动计算合适的PID参数，保证控制器始终具备优良的控制性能。该BPNN PID控制器模型经过核电厂全范围模拟机试验，在核电厂满功率运行状态下具有与原控制器相近的控制性能，但在低功率运行状态下相较于原控制器其控制性能得到显著改善。

核电厂房自动化布置与优化方法

周秀安, 程杰, 贾小攀, 苏锦成, 吴迪, 王建军, 薛静

2025, 46(4): 259-265. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080034

摘要(25) HTML (9)

摘要:
计算机技术的飞速发展使得核动力工程智能设计成为趋势，而核电厂房智能布置设计也是重要的一部分。本文建立了用以描述设备空间需求的设备间多空间模型，并将其作为布置设计的操作基础单元，基于穴度算法与吸引子法建立了设备间定序定位方法进行设备间布置，并在定序定位后考虑通道的空间占用对设备间进行调整，实现了核电厂房自动化布置设计，随后结合混合遗传算法形成核电厂房自动化布置优化方法。最后本文以核电厂房部分设备作为研究对象，以厂房布置参数为优化变量，以厂房布置方案占地面积最小为优化目标，通过优化搜索得到的最优布置方案占地面积为1160.44 m²，有效占用面积比例达到93.70%，结果证明核电厂房自动化布置与智能优化方法可行。

基于物理约束神经网络的窄矩形通道流场求解方法

张晓颖, 袁德文, 毕景良, 黄彦平

2025, 46(4): 266-272. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080040

摘要(11) HTML (5)

摘要:
为了探索物理约束神经网络（PINN）在热工水力计算领域的应用潜力，本研究选取了窄矩形通道内层流和湍流状态下的多个工况，使用计算流体动力学（CFD）方法获得标签数据，并将连续性方程和Navier-Stokes方程（N-S方程）嵌入到神经网络模型中进行预测。研究结果表明，对于窄矩形通道内的不可压缩流动，PINN模型能够准确还原层流工况下的流场特点；湍流工况下可通过调整模型的损失项权重，使预测解与CFD数值解达到较好的一致性。因此，PINN模型能够应用于窄矩形通道的流场计算，并可进一步为更多场景下的流场快速分析积累经验。

激光熔覆制备钴基和镍基涂层的组织与性能对比研究

吴伟建, 冯悦峤, 李维

2025, 46(4): 273-281. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080050

摘要(21) HTML (11)

摘要:
为了验证采用无钴镍基涂层替代钴基涂层的可行性，采用激光熔覆工艺分别制备了Ni55镍基涂层和Stellite 6钴基涂层。通过组织观察、硬度分析、摩擦磨损测试和电化学腐蚀测试，对比研究了两种涂层在组织结构及磨损性能和腐蚀性能方面的优劣。结果表明，Ni55镍基涂层的稀释率略大，组织大部分为等轴晶，而Stellite 6钴基涂层则为平行热流方向生长的树枝晶。Ni55镍基涂层的平均硬度为527 HV，大于Stellite 6钴基涂层的448 HV。摩擦磨损实验结果显示，室温下Ni55镍基涂层的摩擦系数和磨损失重均小于Stellite 6钴基涂层；300℃下Ni55镍基涂层虽然摩擦系数略大于Stellite 6钴基涂层，但磨损失重和磨损体积均小于Stellite 6钴基涂层。电化学腐蚀实验结果显示，Ni55镍基涂层的耐腐蚀性能更优。因此，镍基系列涂层有望替代Stellite 6钴基涂层用于核反应堆设备钩爪等耐磨零件。

基于深度学习算法的PIRT自动生成方法研究

施丹怡, 高新力, 郭张鹏, 高歌

2025, 46(4): 282-291. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.080056

摘要(24) HTML (7)

摘要:
最佳估算加不确定性（BEPU）分析方法是核安全评审的主要方式之一，但是采用最佳估算程序进行敏感性与不确定性分析的计算成本高，而基于人工智能代理模型可以显著提高分析效率。本文以核电厂蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故为研究对象，利用深度神经网络算法建立代理模型，并耦合敏感性与不确定性分析软件DAKOTA；根据事故验收准则确定事故的输入、输出变量，以Sobol敏感性为指标进行敏感性分析，获得基于敏感性指标的输入参数重要度排序，并生成二级评级的现象识别与排序表（PIRT）。研究表明，深度神经网络代理模型可以准确地预测关键安全参数的变化趋势，可以用于关键安全参数的敏感性分析，获得参数的重要度分级排序，并自动生成关于参数重要度分级排序的PIRT。

基于状态估计的核电厂复杂系统异常检测与故障诊断技术研究

张祎王, 裴杰, 于方小稚, 李炜, 李东阳, 元一单

2025, 46(4): 292-299. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090007

摘要(21) HTML (8)

摘要:
为实现对核电厂复杂系统微小故障的快速发现和精准定位，本文首先设计并搭建了预测性运维技术实验台架（后简称“实验台架”），然后利用非线性估计及不确定度分析算法构建异常检测模型，最后利用实验台架生成的运行数据对故障诊断技术方案（即先通过基于数据驱动的方式进行异常检测，再配合热工水力学分析进行故障定位）进行测试。结果显示，实验台架能够产生复杂系统的可控运行数据，异常检测模型能够及时发现系统出现的异常状况，针对异常信号配合热工水力学分析获得的故障诊断结果与实验台架注入的故障一致。因此，实验台架有效缓解了现有状态估计、异常检测算法应用于核电厂场景时主要采用模拟数据或其他工业场景运行数据进行测试验证的困难，同时证明了该故障诊断技术方案能够实现对于核电厂复杂系统微小故障的诊断及定位。

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2025年第46卷第4期

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