核动力工程

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李庆, 张劲松, 张玉龙, 聂华刚, 陈云明, 焦保良

2025, 46(5): 1-11. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.06.0260

摘要(150) HTML (17) PDF(22)

摘要:
建设溶液型医用同位素试验堆用于生产⁹⁹Mo、¹³¹I等同位素，是解决我国医用同位素市场供应自主可控的重要举措之一。本文简要介绍了医用同位素的应用情况、生产原理与生产方式，以及国内外均匀溶液堆的发展概况。较全面、系统地阐述了医用同位素试验堆的系统构成、设计情况，具体包括反应堆及主要系统、同位素提取工艺系统、配套系统等；同时对设计中所关注的反应性稳定性、辐射防护设计、防止燃料溶液沉淀、结构材料耐腐蚀、燃料溶液临界安全、同位素提取工艺、铀回收技术、燃料纯化技术、放射性废气处理技术等主要关键技术问题进行了较详细的说明。

燃料空间分离效应对锂冷快堆产氦行为影响研究

王悦, 魏滨, 王金成, 张文超, 孙建闯, 蔡伟华

2025, 46(5): 12-21. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090020

摘要(23) HTML (9) PDF(7)

摘要:
液态锂被广泛应用于空间快堆的金属冷却剂，其具有较小的中子吸收截面、较低的密度和更好的热物理性能，可减小堆芯质量并提高传热效率。然而，在中子辐照条件下，锂与中子反应会产生氦气，氦气的聚集会增加相应区域的热阻，降低系统设备的传热效率。文中利用蒙特卡罗程序OpenMC对3种不同燃料空间分离度的锂冷快堆设计模型展开产氦计算，分析燃料空间分离度对堆芯产氦行为的影响。计算堆芯氦气总产量、液态锂与中子发生的不同核反应的产氦能力和不同⁷Li富集度下的产氦量，并实现堆芯内产氦量的精确计算。关注产氦量随堆芯燃耗的变化，结果表明，燃料空间分离度越大，堆芯内的产氦量越大；提高⁷Li富集度可显著降低产氦量，富集度从95%增加到99%时，产氦量最大可降低68.76%；冷却剂通道内各子区域内的产氦量几乎相同。本研究有助于锂冷快堆的发展和应用。

径向导叶前后流线相对位置对反应堆冷却剂泵的水力性能的影响

李雪琴, 王秀勇, 刘五庆, 杨从新, 郭艳磊

2025, 46(5): 22-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090012

摘要(35) HTML (16) PDF(1)

摘要:
为了探究径向导叶在前后盖板处流线的相对位置对反应堆冷却剂泵（简称主泵）水力性能的影响，基于全局结构化网格，采用RNG $k - \varepsilon $湍流模型，对导叶前后流线在圆周方位相对位置不同的5组模型进行非定常数值计算，研究导叶前后流线相对位置的变化对主泵的外特性及压力脉动特性的影响。结果表明：当导叶前流线的位置保持不变而后流线沿与叶轮转向相反的方位偏转，即导叶的前流线整体前置于后流线时，流体在压水室内尤其是出水段内的流场结构得到改善，导叶和压水室内的水力损失减小，与原模型相比，主泵的扬程增加了0.60%，水力效率提高了0.66%，并且主频处压力脉动的幅值平均降低了23.08%，主泵水力性能提升的同时其振动性能也得以明显优化。

基于RELAP5的氮气稳压系统建模及适用性分析

姜濛, 刘梦娟, 赵萌, 黄丽, 杨燕华, 赵剑刚

2025, 46(5): 30-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090023

摘要(13) HTML (6) PDF(2)

摘要:
为探究氮气稳压系统的运行特性，本研究采用RELAP5进行计算模拟，对程序模拟氮气稳压系统进行了适用性分析。结果表明，RELAP5在模拟氮气稳压系统时主要存在以下误差：归一化稳压器压力、水位偏高；水空间控制体温度梯度过大；气空间温度偏高。分析可知，导致RELAP5计算误差的原因可能为：能量方程未引入轴向热扩散项；高组分不凝气体分压超出模型适用范围；换热模型的有限适用性；材料物性参数缺失等。结合已有研究结果，模型的修改方向为加入热扩散表征项、修正氮气-水热交换模型，且重点应解决对结果影响更大的氮气-水热交换问题。

基于LOCUST软件的过渡沸腾传热模型适用性研究

柳焕楠, 袁红胜, 琚忠云, 徐财红, 贺东钰, 厉井钢, 王婷

2025, 46(5): 37-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090046

摘要(19) HTML (6) PDF(5)

摘要:
过渡沸腾是压水堆（PWR）堆芯分析（特别是事故分析）中一类非常重要的热工水力现象，准确模拟该现象可以提高软件对堆芯壁面温度预测的精确度。考虑到过渡沸腾区域范围小且参数变化大，同时受试验方法的限制，目前缺乏公认的且适用性较好的过渡沸腾传热模型。为评估不同过渡沸腾传热模型的计算效果，对国际上常用的6种过渡沸腾传热模型开展了比较研究。基于中国广核集团有限公司自主开发的热工水力系统分析软件LOCUST，实现了6种过渡沸腾传热模型的代码开发及软件计算结果与试验数据的对比研究。结果表明，Chen关系式与Bjornard-Griffith关系式对过渡沸腾现象的模拟效果最佳，与试验数据的吻合度较好。本研究成果为进一步探究各种过渡沸腾传热模型的差异及计算效果奠定了基础，为热工水力系统分析软件开发过程中过渡沸腾传热模型的选取提供了参考。

充液率对板式蒸发器分离式热管启动与传热特性影响研究

常壮, 白博峰, 韩旭, 温伯尧, 骆政园, 张斯亮

2025, 46(5): 46-55. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090044

摘要(11) HTML (5) PDF(1)

摘要:
分离式热管可有效地去除乏燃料产生的衰变热，在核电非能动余热排出领域中具有巨大应用价值。本课题组提出一种由鼓泡型板式蒸发器与蛇形翅片铝扁管冷凝器组成的新型分离式热管，进而实验研究了不同充液率对分离式热管启动及传热特性的影响规律。研究发现，针对本研究中板式蒸发器分离式热管，相比于蒸发器出口工质过热度，蒸发器压差能够更准确反映分离式热管启动特性；蒸发器压差达到稳定所需的时间随充液率增加而先延长后缩短，表明充液率会明显影响这类热管的启动特性；热管稳定运行达到的最大换热功率为183.6 kW，对应的充液率为51%，此时蒸发器内两相区换热面积和冷凝器内工质与环境之间的温差均达到最大；换热功率随充液率变化曲线存在一段较佳充液率范围，在51%~82%充液率区间内热管可保持较高换热功率；冷凝器热阻在这类热管总热阻中占主导地位。相关研究结果可为分离式热管优化设计及工程化应用提供重要理论参考。

基于5×5棒束子通道定位格架的搅混性能分析

李婧漪, 苏前华, 杜鑫, 张戈, 刘智民, 谢远来

2025, 46(5): 56-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090065

摘要(13) HTML (5) PDF(2)

摘要:
为分析定位格架对燃料组件热工水力性能的影响，本研究以5×5全长燃料组件棒束子通道为研究对象开展数值计算，通过试验验证并结合流体温度场发展及场协同角、搅混因子和子通道间的温度偏差等关键参数进行综合考虑，分析了温度场发展和搅混翼弯折角对棒束子通道热工水力性能的影响。结果表明：格架下游流体温度场依次经过了发展、充分发展、过渡和衰减阶段；充分发展和过渡阶段的强化传热效果显著；综合考虑搅混翼弯折角对燃料组件热工水力性能的正面作用及其对燃料安全的影响，建议弯折角选择在31°~36°附近。本研究可为燃料组件的研发和优化提供一定的理论参考。

基于粒子法的新型堆芯捕集器关键现象数值模拟研究

蓝毅聪, 张亚培, 王兴宇, 黎阳, 宫厚军, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正

2025, 46(5): 66-75. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.09.0011

摘要(9) HTML (3) PDF(2)

摘要:
为建立压力容器下封头失效后新型堆芯捕集器全过程预测方法，以对新型堆芯捕集器的优化分析提供新的辅助手段，本研究采用不可压缩光滑粒子流体动力学（ISPH）方法，对新型堆芯捕集器内熔融物行为进行预测。通过数值计算研究核反应堆严重事故工况下新型堆芯捕集器内堆芯熔融物射流冲击不锈钢板、熔融物在不锈钢板上堆积、熔融物利用自身显热和衰变热熔化不锈钢板、熔融物在混凝土孔道内流动、钢制容器内熔融物-混凝土相互作用、钢制容器内外耦合传热等一系列行为。预测得到的热流密度和烧蚀速率与实验值及一体化严重事故分析程序计算值符合得较好。因此，本研究对于优化核反应堆新型堆芯捕集器设计具有重要的工程应用价值。

基于自然对流替代模型的仿生翅片拓扑优化方法

张春博, 胡宗文, 孟兆明, 董传昌, 何戈宁, 李冬慧

2025, 46(5): 76-83. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.09.0016

摘要(18) HTML (5) PDF(2)

摘要:
自然对流翅片散热器在核领域中应用广泛，提高翅片散热器的对流换热能力是保证反应堆安全提高能效的重要举措。为提高散热器散热能力，本研究基于反应堆腔冷却系统（RCCS）翅片散热器存在的工程条件，采用自然对流替代模型及最优准则法对传统翅片散热器进行了拓扑优化设计，并运用分形仿生的思想分析了优化结构的形状。本研究首先利用数值模拟寻找到了最优的翅片厚度，进而对翅片厚度最优的散热器结构进行了不同体积约束下的拓扑优化设计，并且通过数值模拟分析了不同体积约束下优化结构的换热性能。综合考虑体积与换热的前提下，选取了体积约束为0.135的优化结构进一步分析，拓扑优化后的散热器结构呈现叶脉状，自基底延伸的翅片逐渐变细并在翅片末端出现分形特征，并且翅片表面生长出了细小翅片以进一步提高对流换热。数值模拟分析表明，与传统散热器相比，叶脉状散热器更有利于导热与对流换热。最后利用盒计数法进一步分析了优化翅片的分形特征，验证其与植物叶脉的相似性，进而说明拓扑优化结构接近于自然界最优解。

HFETR高温高压考验装置传热特性及核热耦合效应研究

刘畅, 夏羿, 宋霁阳, 康长虎, 刘晓松, 邱立青, 何宇豪, 刘润麒, 郭雨非, 邹雨彤

2025, 46(5): 84-91. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.09.0026

摘要(10) HTML (3) PDF(6)

摘要:
针对高通量工程试验堆（HFETR）考验回路中新型压水堆燃料组件设计研发需求，为解决辐照考验装置因活性区冷却剂通道存在下降段与上升段导致的复杂换热现象对核功率测算的干扰问题，本研究基于STAR-CCM+程序构建了高温高压考验装置全尺寸三维模型，系统分析了冷却剂流动与换热特性，发现辐照装置分流管与冷却剂下降段的换热功率约占考验组件热功率测量值的5%；同时采用Python语言开发了蒙特卡罗（MC）程序与计算流体动力学（CFD）程序的外部接口，实现核热数据快速交互与耦合计算，最终使核热耦合前后的热功率计算值与实测值偏差减小1.5%。研究结果验证了复杂结构下CFD模型与核热耦合方法的有效性，为新型压水堆燃料组件的辐照考验提供了高精度热工水力分析方法。

液态金属池中的两相流动漂移流模型研究

牟倬亚, 朱隆祥, 王迪, 欧阳勇, 张宏, 万灵峰, 张卢腾, 唐思邈, 潘良明

2025, 46(5): 92-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.09.0024

摘要(15) HTML (3) PDF(3)

摘要:
铅冷快堆发生蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故时，一回路铅池内产生的气体-液态金属两相流动现象严重威胁到反应堆的安全运行。掌握液态金属池中气泡的流动特性，开发适用于液态金属两相流动的漂移流模型，对于提高堆芯安全预测的精度具有重要意义。利用两探头电导探针测量技术，对伍德合金液池中相态参数的局部分布特性展开了实验研究。实验结果表明，空泡份额等相态参数的径向分布随表观气体流速的增大有向核峰型发展的趋势。基于两相流实验数据，分析对比了现有气-水两相流动漂移流模型对液态金属两相流中空泡份额预测的适用性，发现只有少数模型与空泡份额实验值吻合较好。结合实验数据和对比结果，在已有模型的基础上修正了分布参数和漂移速度中的关键参数，新开发模型的计算相对误差在±15%以内，平均绝对相对误差为5.35%。

基于飞秒激光改性表面的矩形通道临界热流密度实验研究

曹铭泽, 闫晓, 幸奠川, 张妍, 徐建军, 王艳林, 谢添舟

2025, 46(5): 101-108. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0032

摘要(18) HTML (4) PDF(0)

摘要:
作为激光改性技术的一种，飞秒激光表面改性技术可以在不锈钢、锆合金以及镍基合金表面制备出微结构，具备蜂巢、沟槽、驼峰等特殊结构的微观形貌，并对加热表面的传热传质效率以及热工限值有着重要影响。为验证带压流动环境下飞秒激光改性表面对临界热流密度（CHF）的提升效果，开展了2~4 MPa压力环境下的CHF实验。实验结果表明，飞秒激光改性表面与常规表面随着入口质量流速、入口欠热度的增大而增大，随着局部热平衡含汽率的增大而减小。改性表面存在提升CHF的技术潜力，驼峰与蜂巢表面提升幅度较好。虽然三种表面均为亲水性表面，但CHF的提升收益存在差别，其原因在于不同微结构可能会导致液体冷却过热表面能力的差异。

基于Fluent的燃料控制棒冷态落棒行为特性预测

刘纪秋, 何晓军, 代季高, 武琦, 郝思佳

2025, 46(5): 109-114. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0039

摘要(16) HTML (3) PDF(3)

摘要:
以新型燃料控制棒组件为对象，研究其在反应堆紧急停堆时的落棒行为。采用Fluent软件进行模拟仿真，建立单根控制棒三维模型，应用动网格技术，设置合理的计算参数，得到了落棒过程中导向管内部压力和控制棒速度随时间的变化曲线，通过与文献试验结果的对比分析，验证了本研究方法的合理性。最后采用该方法对新型燃料控制棒落棒行为进行计算，并分析了不同棒径带来的影响；结果表明新型燃料控制棒落棒时间满足目前主流压水堆的落棒时间验收准则，随着棒径的增大，控制棒下落运动时间变长。

预热器型蒸汽发生器管束区热工水力特性研究

邱桂辉, 段远刚, 冉小兵, 牛文华, 苏欣荣

2025, 46(5): 115-123. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0043

摘要(16) HTML (6) PDF(4)

摘要:
针对预热器型蒸汽发生器管束区的流动换热特性，开展了分隔板高度设计与热工水力特性分析研究。基于华龙一号标准型主参数开展了预热器对管束区换热性能与饱和压力的影响研究，采用多孔介质模型和漂移流理论构建管束区三维两相流数值模型并开展流动换热分析。本文研究揭示了分隔板高度对饱和压力（最高提升0.22 MPa）和换热面积（减少约1000 m²）的量化影响规律。数值分析表明，当分隔板高度为5.8 m时，冷侧循环倍率为1.15，预热器过冷沸腾区域出口具有较高的空泡份额分布，表明该区域的流体主体温度已经达到饱和温度，与热侧饱和沸腾区域匹配度最佳。研究结果为核电机组热效率提升提供了设计依据。

基于CFD的5×5单跨燃料组件热工水力可靠性设计优化

张哲, 吴天淏, 姜潮, 金德升, 王俊涛

2025, 46(5): 124-131. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0071

摘要(11) HTML (3) PDF(1)

摘要:
为探究燃料组件运行工况下热工水力不确定性参数对其安全性与经济性的影响，采用计算流体动力学（CFD）方法对5×5单跨燃料组件进行仿真模拟，并发展基于样本的迁移学习方法开展可靠性分析，从而高效地实现燃料组件可靠性设计优化。结果表明，在燃料棒总表面热流密度一定的情况下，通过优化入口流速以及热流密度的分布，燃料棒外表面最高温度降低了2.6℃，且在99%的概率下确保冷却剂温升大于2℃，压降小于4400 Pa。优化结果在保证经济效益的前提下提高了热工安全性，为燃料组件的优化设计提供了新的研究方法。

不锈钢预堆边的高温失塑裂纹敏感性及防控措施研究

杨兴旺, 姜百文, 刘刚, 施春丰, 许新竹

2025, 46(5): 132-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090032

摘要(31) HTML (16) PDF(0)

摘要:
某核电机组低压安注系统管道复合钢焊缝在役检查期间发现ЭА-395/9型焊材预堆边表面存在高温失塑裂纹（DDC），通过ЭА-395/9型焊材热裂敏感性研究、焊接应力分析、焊接工艺过程试验研究，确定当预堆边堆焊的焊接热输入≥16.3 kJ/cm时，仅5%的应变就会使其开裂形成DDC；当ЭА-395/9型焊材焊接热输入增大时，晶粒粗大，晶界处形成链状析出相，焊接应力高，为DDC的产生提供了冶金条件、力学条件；采用120~130 A焊接电流，减小电弧横摆幅度，控制层间温度低于100℃，可以有效防止在ЭА-395/9型焊材预堆边中形成DDC。

基于多目标优化算法的拉棒磨损工艺参数优化设计

何富春, 符纯明, 宗奔阳, 陈凯, 唐德文, 张哲

2025, 46(5): 139-147. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090035

摘要(11) HTML (5) PDF(0)

摘要:
燃料组件装配过程中不可避免地会对燃料棒表面造成磨损，随着反应堆的长期运行，磨损区域可能引发燃料包壳的破损，从而导致核燃料泄漏至一回路中，影响反应堆的安全运行。针对拉棒磨损问题，本文从拉棒加载速度和刚凸接触表面几何截面宽度两个方面进行了综合分析与优化。研究基于Archard磨损理论建立了相应的有限元分析模型，同时为提高计算效率，利用分析结果构建了Kriging模型，并基于新提出的基于支配关系的改进多目标矮猫鼬优化算法（MDMO），以Kriging模型作为目标函数求解了拉棒磨损问题的Pareto前沿。研究结果表明，结合Pareto前沿特征所提出的三组优化工艺参数显著降低了拉棒过程中燃料棒表面的磨损深度，为降低拉棒装载过程中燃料棒表面磨损提供了一定的参考。

核电厂主设备支承锚固螺栓预紧力确定方法研究

陈笋, 周宇鹏, 谢洪虎, 赵小红

2025, 46(5): 148-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090001

摘要(10) HTML (6) PDF(1)

摘要:
本研究针对核电厂主设备支承锚固螺栓预紧力计算问题，通过对锚固螺栓所受的载荷进行分析，并对实际工况下锚固螺栓预紧力的影响因素进行分析，提出了适用于核电厂主设备支承锚固螺栓预紧力的计算方法。使用国外同类工程的设计数据对该计算方法进行验证，计算偏差小于5%。

一种国产细颗粒核石墨强度概率分布的实验研究

钱浩, 兰天宝, 严鹏, 刘贺同

2025, 46(5): 152-160. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0053

摘要(17) HTML (3) PDF(0)

摘要:
针对一种用于气冷微堆的候选国产细颗粒核石墨设计了5种强度试验，即德标单向拉伸、美标三点弯折、美标巴西圆盘劈裂拉伸、美标单向压缩和美标单向拉伸强度试验，对其强度概率分布进行了系统的实验研究。研究发现，二参数Weibull分布对5种强度试验数据的拟合结果均通过了Anderson-Darling检验（A-D检验），而且相比正态分布和三参数Weibull分布，该分布的拟合结果在低概率下更加保守，这说明采用二参数Weibull分布描述本文研究的国产细颗粒核石墨的强度概率分布是合适的。该核石墨特征强度与应力状态及应力梯度密切相关，单向压缩强度远高于单向拉伸强度，而后者明显高于巴西圆盘劈裂拉伸强度，三点弯折强度显著高于单向拉伸强度。Weibull模数（体现了强度的分散性）与应力状态密切相关，单向拉伸应力状态下的强度分散性远高于单向压缩应力状态，而巴西圆盘内高应力危险区域（应力达到中心最大值的90%以上区域）应力状态介于单向拉伸与单向压缩之间，其强度分散性也介于二者之间，这说明应该将Weibull模数视为应力状态的函数。

基于特征中子能谱的高熵合金辐照离位损伤与放射性评价

殷宪澎, 陈达

2025, 46(5): 161-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.09.0010

摘要(12) HTML (3) PDF(1)

摘要:
核反应堆结构材料在服役过程中受到中子辐照，产生晶格离位损伤与中子活化，这两种中子辐照效应与材料的元素组成、中子注量与辐照能谱相关。本文以核用高熵合金为研究对象，利用蒙特卡罗中子学计算方法，分别评价了不同合金在压水堆、快堆、聚变堆3种典型中子能谱下的放射性活度、当量剂量率、离位损伤与氦产量。结果表明，与15-15Ti奥氏体不锈钢以及Eurofer97低活化钢相比较，FeCoNiCr与NbZrTiV两种高熵合金受到辐照产生中子活化后的放射性水平更高；在快堆能谱下具有更高的离位损伤效率但相对氦产量较低。未来应结合不同的中子服役环境，有针对性地进一步优化高熵合金的元素组分，并限制易活化元素的含量。

低温供热堆冷却剂系统控制策略研究

姜庆丰, 洪浩, 吕红, 王鹏飞

2025, 46(5): 171-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090030

摘要(27) HTML (8) PDF(4)

摘要:
为保证低温供热堆运行安全，研究满足低温供热堆运行要求的反应堆功率控制策略至关重要。为此，以低温供热堆冷却剂系统为研究对象，提出两种冷却剂系统控制策略，即双反馈控制策略和串级控制策略，并分别研究其对反应堆功率及堆芯冷却剂出口温度的耦合控制效果。仿真结果表明，在阶跃变负荷和线性变负荷工况下，两种控制策略都能对低温供热堆冷却剂系统实施有效控制；在串级控制策略下，堆芯冷却剂出口温度作为主要被控变量，在变负荷过程中出口温度变化幅度较小，但会延长反应堆功率的调节时间，较适合线性变负荷工况；而在双反馈控制策略下，功率控制通道与温度控制通道属于并联关系，可兼顾两者的控制性能，较适合阶跃变负荷工况。本研究可为低温供热堆冷却剂系统控制策略的制定与优化提供参考。

差动变压器式棒位探测器性能分析研究

靳书武, 李泽文, 周国丰, 胡伦宝, 李圆圆, 卢朝晖

2025, 46(5): 180-186. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.09.0002

摘要(18) HTML (3) PDF(4)

摘要:
对棒位探测器次级A码线圈感应电压呈大小葫芦波引起棒位跳变的原因进行分析，并提出解决方案，以提升棒位探测器性能。采用1/2的计算模型，将棒位探测器次级A码线圈进行拆分和重组，研究发现因次级A码线圈1#线圈布置在初级线圈端部，受初级线圈端部漏磁较大的影响，导致次级A码线圈1#线圈的感应电压值相对偏低，无法与差动连接次级A码线圈3#线圈的感应电压有效地抵消，导致在零位电压时电路有较大的残余电压。为了解决这一问题，提出增加次级A码线圈1#线圈匝数，用以补偿初级线圈端部的漏磁影响，并通过数值计算和样机试验进行了验证。结果表明，当次级A码线圈1#线圈的匝数取值大于1.24倍时，可以消除小葫芦波，避免了小葫芦波引起的棒位跳变，提升了棒位探测器性能。

VVER-1200堆型核电站优先级驱动控制系统防共因故障设计

夏利民

2025, 46(5): 187-194. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.09.0013

摘要(17) HTML (4) PDF(2)

摘要:
在水-水高能反应堆（VVER-1200）堆型核电站中，通过独立的优先级驱动控制系统（PACS）实现不同纵深防御层次、不同安全级别的系统/设备对安全级执行器的控制功能。在PACS设计时，需考虑相应的措施以缓解其共因故障对安全功能执行的影响。以VVER-1200堆型核电站国产化平台的主仪控系统为基础，介绍了PACS防共因故障的设计原则和设计方法，提出了减小共因故障发生概率以及减小共因故障被同时触发或扩散概率的可行方案，采用多样性、可测试性和独立性等多种手段结合来提高系统的防共因故障水平，并已成功应用于工程项目。该设计方案对于不同堆型PACS防共因故障方案的设计、研发和改进，具有重要的借鉴意义。

新型气冷微堆系统建模与控制系统设计

李颖, 姜明月, 吴长浩, 廖圣勇, 赵晨凯, 范遂

2025, 46(5): 195-204. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0033

摘要(13) HTML (4) PDF(2)

摘要:
新型气冷微堆具有独特的堆芯结构和热力传导方式，其系统特性和控制手段也与传统压水堆存在较大差异。为了更好地掌握4 MW新型气冷微堆系统动态特性，并设计一套负荷跟踪控制系统，本文通过理论推导建立了新型气冷微堆的机理模型，并对所建立的机理模型进行稳态和瞬态验证，稳态误差小于1%，瞬态测试结果符合机理，证明所建立的机理模型能反映新型气冷微堆的动态特性。在此基础上，建立动态控制模型对其动态特性进行分析。在100%满功率水平下，通过引入负荷水平阶跃下降10%的测试工况，对所建立的控制方案进行仿真验证。测试结果表明，所设计的控制系统能跟踪负荷设定值的变化，保证堆芯出口温度以及中间换热器二次侧出口空气温度恒定。本文所研究的新型气冷微堆模型和控制系统设计可为新型气冷微堆技术发展提供技术支撑。

“双碳”背景下我国核电装备的发展机遇及挑战

唐传宝, 柴晓明, 朱勇辉, 何晓强, 付国忠, 于泽源, 李睿

2025, 46(5): 205-210. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.04.0184

摘要(20) HTML (11) PDF(3)

摘要:
核电是安全、经济、高效的清洁能源，能够有效支持我国“碳达峰、碳中和”的国家战略，其中，核电装备是支持核电实现主要功能的核心。本文分析了我国核电的发展情况，阐述了核电装备的发展现状，针对发电、多用途应用两个方向分析了核电装备的发展机遇，从现有核电装备性能提升、面向新型反应堆的装备研发、产业链建立及转型等方面提出了核电装备面临的挑战，并给出了发展建议，为我国核电装备的高质量发展提供了一定参考。

稳压器差压液位测量方法研究

卢庆, 汪宇, 蒋孝蔚, 陈志辉, 何亮, 蒋冠孚, 梁禹, 潘俊杰

2025, 46(5): 211-216. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.09.0005

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摘要:
稳压器液位的准确测量是反应堆安全运行的重要基础。本文从差压液位测量基本原理出发，结合反应堆稳压器高温高压运行环境，为降低系统温度、压力变化及环境温度变化对稳压器液位测量准确性的影响，研究了5种稳压器液位测量方案，并选取单内参考管、双内参考管、外参考管3种典型测量方案进行建模仿真。仿真分析结果表明，双内参考管方案能够避免环境温度对测量结果的不利影响，且能够更好地反映稳压器液位的动态变化，故推荐采用双内参考管的液位测量方案。

基于WPD与峭度的反应堆下栅板微弱碰磨机械噪声识别技术

刘佳鑫, 包渝锋, 者娜, 王进, 段智勇, 刘才学, 杨泰波

2025, 46(5): 217-223. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0049

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摘要:
反应堆一回路松脱件在冷却剂的带动下运动至堆内下栅板处，进而与下栅板产生碰磨或堵塞导流孔。下栅板碰磨机械噪声经过内部结构传递至压力容器顶盖后会产生信号衰减并被反应堆背景噪声掩盖，无法进行松动碰磨识别。本研究首先进行了模拟试验，获得了背景噪声数据和下栅板微弱碰磨机械噪声数据；然后基于小波包分解（WPD）结合峭度的方法对淹没在背景噪声中的下栅板微弱碰磨信号进行降噪；最后基于降噪后的碰磨信号进行松动碰磨识别，并开发了堆内下栅板松动碰磨事件识别程序。测试结果表明，该降噪方法有效，同时开发的程序可有效地识别出淹没在背景噪声中的反应堆下栅板碰磨事件信号。

深度学习在设备状态评估中的研究现状及其在核领域的应用展望

罗能, 刘才学, 朱军, 周正平, 罗婷, 周成宁

2025, 46(5): 224-233. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0069

摘要(16) HTML (4) PDF(4)

摘要:
随着核能在全球各行业的广泛应用，反应堆机电设备的状态评估在覆盖范围、实时性、经济性和准确性方面面临更高要求。传统基于物理仿真、专家知识或数据驱动的方法难以满足这些新挑战。本文从深度学习在设备状态评估中的研究思路入手，围绕设备状态甄别、故障诊断、故障预测以及状态评估模型的部署应用4个核心任务，系统梳理了当前研究的现状与不足，并对核领域设备状态评估中的深度学习应用进行了回顾与展望。在此基础上，提出了一种基于知识和数据融合迭代的设备状态评估技术体系，明确了未来技术研究的方向，为核能设备智能化运维提供了新的思路和方法。

核反应堆传感器智能在线监测技术与鲁棒性自校正方法的研究

许分钦, 闫晓钰, 庞波, 赵豆, 涂燕

2025, 46(5): 234-242. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090019

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摘要:
为解决数据驱动传感器分析冗余模型普遍存在鲁棒性较差的问题，提出了训练集数据鲁棒性处理方法，并构建了基于自关联多变量长短期记忆人工神经网络（LSTM）模型的传感器在线监测与自校正方法。采用压水式核反应堆工程试验装置的真实传感器测量数据对方法进行了验证。结果表明本研究方法能实现传感器信号的鲁棒性高精度重构，满足核反应堆传感器的在线监测与鲁棒性自校正需求。

基于Mask R-CNN的10×10棒束子通道内气泡分布特性实验研究

孙纽佳, 张恒, 杭芹, 汪文聪, 刘才学, 张培来, 李佳怡, 汪相帆

2025, 46(5): 243-248. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090054

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摘要:
棒束结构广泛应用于反应堆堆芯及蒸汽发生器等关键设备中，其子通道内气泡的几何和物理参数在传质和传热过程的数值预测中起着至关重要的作用。本文对10×10棒束子通道内空气-水两相流行为开展实验研究，利用高速计算成像结合Mask R-卷积神经网络（CNN）研究了不同高度下气体流量和喷嘴直径对气泡尺寸和形态及空泡份额等特征参数的影响。研究结果表明，在窄间隙约束下，约45%的气泡保持稳定的扁椭球形态，当喷嘴直径达到0.3 mm时，约30%的气泡发生显著变形。受限于间隙空间，气泡直径在1.8~2.2 mm附近达到最大值，但随着进气量和喷嘴直径的增大，气泡生成频率增加，空泡份额随之上升。气泡上升过程中直径略有增大，但数量沿轴向衰减，最终导致空泡份额减少。

核反应堆堆芯深度学习数值计算点云建模方法

李满园, 刘艳丽, 刘东, 吕恒烨, 牟巧, 安萍, 邢冠宇, 杨红雨, 涂晓兰, 庞志鑫

2025, 46(5): 249-257. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090048

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摘要:
随着深度学习技术的发展，利用深度学习计算方法求解堆芯物理、热工等多专业方程，是目前反应堆数值计算热点研究领域与未来重要技术方向。为了解决网格结构无法直接进行核反应堆仿真计算的问题，本文从栅元、组件和堆芯三个层次研究基于点云表示的核反应堆堆芯建模方法，实现了栅元-组件-堆芯的层次化建模，提高了模型数据的可重用性；基于该建模方法，开发了一个反应堆建模软件，具有核反应堆结构设计、点云采样、边界分离以及属性可视化等一系列功能。该工作是公开文献中首个面向深度学习数值计算的反应堆建模方法，为深度学习仿真计算提供了有效的核反应堆数据，并实现数据的可重用。本文使用真实反应堆堆芯数据对所构建的堆芯模型进行了深度学习数值计算验证，证实了软件所构建模型的正确性和有效性。

面向蒸汽发生器数字孪生的数据融合方法研究

宋厚德, 宋美琪, 刘晓晶

2025, 46(5): 258-266. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090059

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摘要:
数字孪生技术为核电厂关键设备的研究与安全运行提供了创新手段。其中蒸汽发生器作为一、二回路能量交换的核心设备，其内部复杂的热工水力现象对核电安全至关重要，然而在构建蒸汽发生器数字孪生的过程中，面临高精度数据稀缺问题。通过融合不同精度、尺度的数据，以提升低精度数据的价值，缓解数据饥渴问题。为此，本研究基于神经网络构建了一种在不同精度数据间建立联系的数据融合模型，首先通过大量低精度样本数据学习建立基础近似模型，然后通过少量高精度数据建立跨精度修正关系，最终组合得到高精度代理模型。基于该方法，利用2291组低精度样本点和582组高精度样本点进行验证，数据来自RELAP5程序对PKL实验台架B3.1工况下蒸汽发生器的模拟。验证结果表明，数据融合模型的测试集平均归一化均方误差能够达到2.0×10⁻⁴以下，相比于仅使用高精度数据直接建模能够达到相近甚至更高的精度，有利于解决数字孪生构建过程中高精度数据稀缺带来的精度不足问题。

基于模糊神经网络的核电厂汽轮机自适应控制方法研究

张嘉成, 蒋冠孚, 魏新宇, 孙培伟

2025, 46(5): 267-273. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090061

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摘要:
针对影响核电厂稳定运行的数字化电液控制（DEH）系统故障，对DEH系统中的电液伺服阀、油动机及位移传感器进行故障仿真分析，并提出基于故障信息调节的模糊神经网络（FNN）自适应控制方案。采用FNN优化核电厂汽轮机控制器参数，使其能够依据执行机构特性的变化进行自适应调整。优化后的仿真结果表明所设计的自适应控制系统在无故障和故障下对于汽轮机自动控制系统均具有良好的控制效果。因此本研究提出的FNN自适应控制方法能够用于DEH系统故障的控制，可为核电厂汽轮机自动控制系统的设计提供参考。

基于深度学习的蒸汽发生器三维稳态温度场快速预测研究

叶伊博, 何少鹏, 王明军, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2025, 46(5): 274-284. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090064

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摘要:
为建立蒸汽发生器三维稳态温度场快速预测方法，以快速计算核反应堆关键设备在不同工况下的稳态响应，本研究采用卷积神经网络算法及Transformer算法，对立式自然循环U型管蒸汽发生器的三维稳态温度场进行预测。通过计算流体动力学（CFD）仿真计算得到不同边界条件下的蒸汽发生器多平面的稳态温度场分布，经过插值方法得到可以用于深度学习算法训练、测试的训练集和测试集数据库，采用上述两种深度学习算法对训练集数据库进行训练，再使用测试集数据库对算法的效果进行评价。结果表明：深度学习算法在预测蒸汽发生器三维稳态温度场时，可以将预测时间缩短到0.3 s，温度场预测误差不大于1 K，可以对三维稳态温度场进行实时预测。

基于CRITIC-TOPSIS的超临界二氧化碳核反应堆系统多目标优化与客观决策分析

沈煜, 周夏峰, 张凡, 陈冲, 任焕

2025, 46(5): 285-293. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090022

摘要(29) HTML (8) PDF(4)

摘要:
超临界二氧化碳（S-CO₂）核反应堆系统因其高效和紧凑等优点在船舶和太空等小型化反应堆领域具有广阔应用前景。本研究开展了涵盖该系统整体体积、效率与比功等多维度的综合性能优化，并提出基于数据驱动的客观赋值权重计算方法，有效降低主观判断对优化结果的干扰。首先构建了S-CO₂核反应堆再压缩直接循环系统和各优化目标参数计算模型，之后采用遗传优化算法（NSGA-Ⅱ）发展了一套基于客观赋权法（CRITIC）与优劣解距离决策法（TOPSIS）的S-CO₂核反应堆系统多目标优化与客观决策分析框架，并以系统最高热效率、最大比功、最小体积为优化目标，充分基于样本数据得到各目标的客观权重，最后对整个系统进行了系统的多目标性能优化与决策分析研究。结果表明：在给定的优化变量范围内，系统体积所占客观权重相对较大，并基于得到的客观权重对优化后的Pareto前沿进行多准则决策分析，确定了TOPSIS决策方案下的系统设计多目标优化参数值，为S-CO₂反应堆系统的综合性能全面深入分析提供理论参考。

基于MBSE的核反应堆总体设计方法及建模平台开发

陈钊, 严波, 徐伟峰, 原伟铨, 段承杰, 林继铭, 兰念吾, 赵鹏程

2025, 46(5): 294-302. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0066

摘要(25) HTML (2) PDF(8)

摘要:
为提升核反应堆型号研发总体设计能力，支撑核反应堆型号研发数字化转型，本研究开展核反应堆总体设计方法研究及建模平台开发，将基于模型的系统工程（MBSE）方法理论与核反应堆工程设计流程进行融合，建立适用于核反应堆总体设计的MBSE模型体系和建模流程，开发核反应堆领域化MBSE协同建模平台M-Reactor。基于M-Reactor平台，以稠油热采液态重金属反应堆创新概念为例开展MBSE建模，完成需求模型、功能模型、架构模型和验证模型的构建，在系统层级开展了闭环验证和确认，实践了由需求分析到总体方案设计的核反应堆正向设计过程。实践过程表明，MBSE方法可对核反应堆的需求、功能、架构进行准确描述和传递，可实现基于数字模型的接口数据传递，可在设计初期快速实现对新型号核反应堆总体方案的设计验证和确认，有效提高了新型号核反应堆总体方案设计论证的效率和质量。本研究的成果为MBSE在核反应堆型号研发领域的进一步应用探索提供理论指导和工具支撑。

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2025年第46卷第5期

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