核动力工程

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邓力, 李刚, 张宝印, 李瑞, 张玲玉, 付元光, 刘鹏, 马彦, 史敦福, 王鑫, 秦桂明

2025, 46(3): 1-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2025.02.0062

摘要(16) HTML(7) PDF(3)

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。

大长径比干道钠热管启动特性实验研究

许俊, 余红星, 邓坚, 刘余, 张牧昊, 夏孝辉

2025, 46(3): 18-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.10.0029

摘要(5) HTML(7) PDF(2)

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。

TOPAZ-Ⅱ反应堆堆芯的稳态热工代理模型

廖瑞安, 王学松, 祁琳, 张大林, 田文喜, 苏光辉, 秋穗正

2025, 46(3): 24-33. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070011

摘要(5) HTML(3) PDF(1)

摘要:
TOPAZ-Ⅱ反应堆是前苏联设计的空间核反应堆电源，以钠钾合金（NaK-78）为冷却剂，采用热离子转换发电原理为负载提供电力。为了快速准确地计算出堆芯的稳态热工参数，建立了高精度的堆芯稳态热工代理模型。本文首先使用Fluent开展堆芯稳态热工计算，选择中心纵截面网格节点温度为样本数据。然后使用本征正交分解（POD）方法提取样本数据中的主要特征，根据99.999%的能量占比保留前10阶模态完成模型降阶，最后基于反向传播（BP）神经网络建立堆芯的稳态热工代理模型，并将代理模型与Fluent进行对比验证，结果表明代理模型对网格节点温度的计算最大误差为9.95 K，相对误差小于1%，计算时间小于1 s。以冷却剂最热通道出口温度为参考，通过代理模型计算得到冷却剂保持单相工作状态的流量-功率百分值之比应大于0.35。因此，本文建立的稳态热工代理模型可以快速准确地计算得到堆芯的稳态热工参数，实现了对堆芯的仿真预测，并为堆芯热工安全分析提供了一定的参考。

反应堆压力容器顶盖腔室流场分析和试验研究

陈永超, 魏行方, 刘言午, 方健, 冉小兵

2025, 46(3): 34-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070004

摘要(43) HTML(30) PDF(8)

摘要:
为探究华龙一号反应堆压力容器（RPV）顶盖腔室区域的流动特征，为在役CPR1000压水堆核电厂的热套管磨损问题和华龙一号顶盖腔室结构的优化改进提供支撑。本文采用计算流体动力学（CFD）方法对顶盖腔室区域进行数值模拟，同时开展顶盖腔室模型水力模拟试验，获得顶盖腔室内流场分布及关键区域的水力特性参数。理论分析及试验结果表明：顶盖腔室关键区域的CFD结果和试验测得的横向流速偏差值在10%以内；正常工况下，顶盖腔室内整体流速较低，在顶盖喷嘴与内壁面附近流速较高；顶盖腔室内流体全部通过控制棒导向筒（CRGT）顶部流水孔进入上腔室，上腔室流体不会反向流入顶盖腔室，验证了华龙一号“冷顶盖”设计的有效性；顶盖腔室中心区域的热套管喇叭口附近存在漩涡且流速较外围区域更高，导致热套管承受的流体冲击更剧烈、磨损更严重。

基于大涡模拟方法的铅铋合金在三喷口模型中的温度振荡特性研究

郭超, 徐蒋明, 刘松涛, 苗怡然

2025, 46(3): 42-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060038

摘要(39) HTML(32) PDF(1)

摘要:
为获得流动参数对铅铋合金温度振荡的影响，利用数值模拟的方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡特性进行了研究。首先，基于不同湍流模型对钠流体温度振荡现象进行数值模拟，计算结果表明大涡模拟方法可准确分析温度振荡现象，该方法适用于液态金属温度振荡数值分析。然后，采用大涡模拟方法对三喷口模型中的铅铋合金温度振荡进行数值计算，得到了各监测点温度随时间的变化。最后，对比了中间出口上方监测点在不同流速比、不同流速工况下温度振荡幅度和频率，分析了不同流体速度和流速比对各监测点温度振荡特性的影响。研究结果表明，温度振荡的幅度和频率均随着流速增加而增大，主要是由于速度的增加使湍流作用增强，增加了流体流动的无序性，从而使温度振荡的幅度和频率增大。本研究得到的铅铋合金温度振荡特性可为后续铅铋快堆温度振荡研究提供参考。

倾斜角度下高温钠热管间歇沸腾试验研究

杨思远, 马誉高, 文青龙, 文爽, 丁书华, 贺林峰, 袁波

2025, 46(3): 51-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060020

摘要(69) HTML(31) PDF(4)

摘要:
为研究高温碱金属热管启动过程中的间歇沸腾现象，给热管反应堆安全运行提供可参考的操作条件，采用金属钠为热管工质，对热管启动过程的间歇沸腾的影响因素和作用机制开展了试验研究。研究结果表明，热管加热功率和倾角对间歇沸腾有重要影响，在90°倾角情况下，加热功率从600 W升至750 W，间歇沸腾周期变化范围为29~736 s，温度振幅范围为18~35℃；热管倾角为0°时不会发生间歇沸腾；间歇沸腾在中等加热功率条件下容易发生，随倾角的增大，间歇沸腾起始和截止的加热功率减小，倾角为45°、60°、90°工况下间歇沸腾起始和截止的加热功率分别为250、200、150 W和600、450、350 W。同一加热功率、不同倾角工况下间歇沸腾的周期差别较大，而温度振幅变化较小；冷凝段长度减小后间歇沸腾强度降低且发生间歇沸腾的功率区间提前。本研究结果为进一步探究碱金属热管间歇沸腾发生机理奠定了基础，对碱金属热管设计优化和热管反应堆安全运行提供了重要的数据和理论支持。

西安脉冲堆超设计基准事故模型开发与验证

陈森, 李华琪, 李达, 陈立新, 田晓艳, 石磊太, 罗小飞, 朱磊

2025, 46(3): 61-67. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060019

摘要(6) HTML(3) PDF(1)

摘要:
西安脉冲堆（XAPR）采用铀氢锆燃料元件，固有安全性好。但随着XAPR长时间运行，堆芯可能发生严重事故，导致燃料元件包壳破损，因此需要开展XAPR超设计基准事故分析研究。本文基于ISAA程序，通过添加物性模型、燃料氧化模型、燃料棒力学模型和点堆动力学模型，开发了适用于XAPR的超设计基准事故一体化分析程序，并对所添加模型的准确性和适用性进行了验证。最后基于所开发的程序分别计算分析了XAPR稳态运行工况和大破口失水事故工况，并与文献结果进行比较，计算结果符合良好。本文开发的模型适用于XAPR模拟分析，为后续深入开展XAPR超设计基准事故计算分析奠定了基础。

基于有限元方法的百千瓦级静默式热管堆热电耦合特性研究

唐思邈, 连强, 朱隆祥, 张卢腾, 马在勇

2025, 46(3): 68-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060015

摘要(9) HTML(3) PDF(2)

摘要:
静默式热管冷却反应堆（简称热管堆）因其采用高温热管耦合温差发电的能量传输及热电转换系统，具有非能动安全、高可靠、超静音等特点，是未来海陆空天多领域可移动式小型核电源的优选堆型。本文基于多物理场耦合分析平台COMSOL Multiphysics，针对百千瓦级静默式热管堆设计方案，建立了热管堆全系统四分之一模型，包括燃料棒、堆芯基体、热管、反射层、控制棒、滑动反射层、温差发电等系统，开展了稳态工况、单根热管失效工况以及单排热电器件脱载工况下的系统热电耦合特性分析。研究结果表明，由于堆芯基体以及热电系统基体的温度展平特性，单根热管失效不会对反应堆运行以及热电系统输出电功率产生显著影响，热管堆在出现局部热电器件脱载事故时，堆芯温度会因热电系统传热能力下降而升高，未脱载的热电系统仍可以正常工作，保证有效电能输出。

亚微米气溶胶喷淋去除最低衰减粒径实验研究

唐甲璇, 刘卓, 张卢腾, 潘良明, 杨洋, 李佳龙, 高力, 元一单

2025, 46(3): 78-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060002

摘要(4) HTML(3) PDF(1)

摘要:
亚微米气溶胶颗粒喷淋去除机制表现出明显较低的去除效率，探明喷淋特性对亚微米气溶胶的最低衰减粒径的影响对于严重事故管理具有重要意义。基于自主搭建的气溶胶喷淋去除实验台架，对多分散、多种类、多组分亚微米气溶胶颗粒进行了实验研究，分析了喷淋特性与气溶胶最低衰减粒径间的关系。实验结果表明，亚微米气溶胶喷淋去除的最低衰减粒径集中在0.3~0.5 μm的粒径区间；喷淋流量通量增加，喷淋液滴粒径减小，最低衰减粒径也相应减小。多组分气溶胶在同样的喷淋特性下最低衰减粒径不同，与中值粒径有关。此研究可用于不同喷淋特性下亚微米气溶胶最低衰减粒径的预测，为严重事故的管理提供可靠的数据支持。

基于图神经网络的铅铋快堆上腔室三维热分层现象非线性降阶分析

曾付林, 赵鹏程, 李玲莉, 刘紫静, 李卫

2025, 46(3): 86-94. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050044

摘要(8) HTML(4) PDF(2)

摘要:
铅铋快堆上腔室的热分层现象对堆内构件的结构安全性和系统余热排出能力具有重要影响，需重点分析。本文首先基于计算流体动力学（CFD）程序FLUENT得到铅铋快堆上腔室热分层现象的高精度全阶快照，然后利用图神经网络（GNN）构建的图自编码器（GAE）对快照进行非线性降阶，并将非线性降阶后的重构结果与本征正交分解（POD）的线性降阶结果进行对比分析，最后通过结合多层感知机对热分层快照开展在线状态识别与预测分析。结果表明，由于GNN具有高度的非线性，使其在大规模CFD数据的非线性降阶方面具备独特优势，其1阶模态重构精度与POD的30~50阶基函数的重构精度相当；在在线阶段，以472 ms的时长即可完成对热分层快照的特征识别和预测，且预测精度与直接重构精度相近。相关研究成果可为铅铋快堆热分层现象演化机理分析及后果预测提供新的分析方法支撑。

反应堆冷却剂系统自然循环流动特性数值研究

张明乾, 林润, 李振光

2025, 46(3): 95-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050038

摘要(51) HTML(30) PDF(6)

摘要:
采用计算流体动力学（CFD）程序建立了包含反应堆、蒸汽发生器、主泵和主管道在内的三环路反应堆冷却剂系统的高保真三维数值模型，开展了低功率运行工况下系统级热工水力现象的三维数值分析，获得了不同区域的冷却剂温度，并与核电厂实测数据对比，验证了数值模型的合理性。分析结果表明：该功率水平下的自然循环流量为满功率运行流量的4.5%，堆芯出口温度稳定，可以有效导出堆芯热量；局部热对流现象使不同环路的冷却剂产生更充分搅混；顶盖腔室内存在热分层现象，现有的顶盖温度测点读数不是该区域内的最高温度；主泵出口产生旋转流，并且靠近主管道管壁区域切向速度较大，中心区域形成局部对流。该研究工作可以进一步提升设计者对核电厂复杂系统级三维热工水力现象的认识。

基于热管堆应用的级联式热电器件设计优化研究

唐思邈, 连强, 朱隆祥, 张卢腾, 孙皖, 马在勇, 潘良明

2025, 46(3): 103-110. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050037

摘要(6) HTML(3) PDF(1)

摘要:
基于静默式热管冷却反应堆（简称热管堆）应用背景，结合热管堆能量转换系统几何结构及热工边界条件，利用有限元方法开展两段式和三段式级联热电器件（TEG）设计优化，研究级联式热电器件在不同热流密度条件下热电转换效率及输出功率等热电转换特性。研究结果表明，通过多段级联热电器件PN腿内部不同材料结构优化可以有效提升热电器件的热电转换效率，对于由方钴矿材料和半赫斯勒（HH）材料构成的两段式级联热电器件，在热流密度为162.5 kW/m²的热端边界条件下热电转换效率可以达到15.05%；对于由锑化铋材料、方钴矿材料和HH材料构成的三段式级联热电器件，在热流密度为90 kW/m²的热端边界条件下热电转换效率即可达到15.13%。

核反应堆非共晶熔融物对涂层消熔动态特性研究

龚涛, 张卢腾, 马在勇, 孙皖, 朱隆祥, 连强, 唐思邈, 潘良明

2025, 46(3): 111-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050035

摘要(5) HTML(3) PDF(1)

摘要:
为揭示熔融物与反应堆内部分装置上涂层材料的消熔特性，本研究以液态NaNO₃-KNO₃混合物作熔融物、固态 KNO₃作涂层材料，开展了涂层消熔动态特性实验研究。结果表明，消熔过程可分为3个阶段：熔融物骤冷凝固及再熔化阶段、涂层组分扩散消熔阶段、消熔终止阶段。消熔过程中，相界面存在组分扩散现象，相界面瞬时液相线温度高于熔池瞬时液相线温度，导致在相界面温度低于涂层熔点的情况下依然出现涂层熔解。在实验基础上，基于传热传质关系建立了消熔特性模型，计算得到组分浓度最大误差为4.5%，相界面温度最大误差为11.3%，证明了模型的准确性。

基于RELAP5的轴流式预热蒸汽发生器传热特性分析

黄中圆, 王晓丁, 李振中, 刘海东, 陈德奇

2025, 46(3): 118-124. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050032

摘要(42) HTML(29) PDF(3)

摘要:
立式自然循环蒸汽发生器作为压水堆核电站的重要设备，增强其换热性能对整个电站的经济性至关重要。本研究选用AP1000的蒸汽发生器作为研究对象，并利用RELAP5系统分析程序，分别对传统蒸汽发生器和轴流式预热蒸汽发生器进行计算分析，研究了轴流式预热蒸汽发生器的换热机理，并着重分析了不同纵向隔板高度和循环水分配率对换热特性的影响。结果表明：轴流式预热蒸汽发生器能够显著提升一、二次侧传热温差，从而有效提高整体换热效率；此外，研究还发现提升隔板高度能在一定程度上提高换热能力，并存在最佳隔板高度使得换热功率达到峰值；同时，通过降低循环水分配率可以有助于增大传热温差，进一步提高换热性能。本研究可为轴流式预热蒸汽发生器工程分析和设计提供参考依据。

RBF神经网络算法在管道流致振动中的应用和实验研究

王斌斌

2025, 46(3): 125-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.090042

摘要(3) HTML(2) PDF(1)

摘要:
针对传统流固耦合方法耗时较长，导致核电厂管道设计人员在设计阶段难以开展针对性减振计算的问题，本文采用基于数据驱动的径向基函数（RBF）神经网络算法进行管道流致振动分析。该算法利用数据库中大量节流管件的载荷数据进行训练，可以在短时间完成管道流致振动的定量计算。相对于传统流固耦合方法提高了管道流致振动的分析效率。为验证计算结果的有效性，对不同开度下的球阀和弯头管道进行了实验研究。实验研究发现，由于泵的激励等外界结构振动的存在，当流致振动在总振动中占主导时，本算法计算结果与实验结果比较接近；当外界结构振动在总振动中占主导时，本算法计算结果与实验结果在同一量级且变化规律一致。研究结果表明基于数据驱动的RBF神经网络方法分析管道流致振动是可靠且有效的。

环形通道内再淹没过程骤冷温度特性实验

王金宇, 王均, 昝元锋

2025, 46(3): 131-136. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070064

摘要(6) HTML(4) PDF(1)

摘要:
堆芯再淹没过程中骤冷温度是发生骤冷的主要标志，表征了燃料元件表面开始发生骤冷的起始壁温，对骤冷温度的研究有助于骤冷机理研究和骤冷模型开发。本研究通过实验分析了环形通道内再淹没骤冷温度特性，获得了初始壁温、入口温度、入口质量流速、加热功率对骤冷温度的影响。实验结果表明：骤冷温度随初始壁温和加热功率的增加、入口温度的减小而增加；加热功率会削弱入口温度对骤冷温度的影响程度；加热功率较小时，骤冷温度随入口质量流速的增加而增加，加热功率较大时，骤冷温度随入口质量流速的增加而减小。

电磁耦合能场对690合金导热性能和力学性能的影响

朱勇辉, 付帅, 陈浩瀚, 黄坤兰

2025, 46(3): 137-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060022

摘要(10) HTML(7) PDF(1)

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。

CF系列燃料组件落棒性能试验研究

田雪莲, 张子扬, 陈良斌, 余庆林, 蒋宇, 郭思贝, 聂常华, 卓文彬

2025, 46(3): 147-151. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060010

摘要(2) HTML(2) PDF(1)

摘要:
介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点，通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数，并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料组件的落棒性能差异。试验结果表明，CF3系列燃料组件相对于CF2系列燃料组件的落棒时间更长、落棒冲击力更小，导向管结构的改进对落棒缓冲时间的影响更大。试验结果验证了设计改进的实际效果，为CF系列燃料组件的实堆应用和发展提供了支撑。

316NG不锈钢在560℃液态铅铋合金中的应力腐蚀行为研究

张萍萍, 龚宾, 赵永福, 高军, 邓平, 吴宗佩

2025, 46(3): 152-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050039

摘要(7) HTML(5) PDF(1)

摘要:
为准确获得奥氏体不锈钢与液态金属的相容性，支撑其服役性能评价，本研究采用高温液态铅铋慢应变速率拉伸试验装置，开展了316NG不锈钢在3种溶解氧浓度，即低氧浓度（溶解氧浓度<7×10⁻⁸%，质量百分比）、中等氧浓度（溶解氧浓度为2×10⁻⁶%~2×10⁻⁷%）和饱和氧浓度（溶解氧浓度为1.0×10⁻³%~3×10⁻⁴%）下560℃液态铅铋合金（LBE）中的应力腐蚀行为研究。研究结果表明，相比于氩气环境，316NG不锈钢在液态LBE中会发生应力腐蚀现象，且随着溶解氧浓度降低，裂纹深度越深，断裂延伸率越小，应力腐蚀敏感性越明显。在低氧浓度和中等氧浓度下，316NG不锈钢的断裂模式为表面沿晶开裂和基体韧性断裂相结合的混合断裂模式；在饱和氧浓度下，316NG不锈钢的断裂模式基本为韧性断裂。316NG不锈钢发生应力腐蚀效应的主要原因是试样表面和裂纹尖端无法形成连续稳定的氧化膜，无法阻止铅铋侵蚀基体，促进沿晶裂纹生长，导致试样提前断裂失效。

双金属定位格架静态屈曲行为数值模拟研究

周明, 肖忠, 任全耀, 秦勉, 何瑞, 蒲曾坪, 李正阳

2025, 46(3): 160-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050031

摘要(4) HTML(2) PDF(1)

摘要:
定位格架的屈曲失稳行为会影响燃料组件的安全性，为掌握定位格架静态屈曲演化行为，本文基于有限元分析（FEA）方法建立双金属定位格架数值计算模型，通过计算结果与试验结果对比进行验证，并开展初始夹持力对格架强度影响研究。计算结果表明：数值模拟得到的临界屈曲载荷等结果与试验结果吻合良好；定位格架屈曲失稳的主要原因是邻近中心横排的部分条带产生塑性变形并扩大到整体；弹簧夹持力的减小对格架临界屈曲强度的影响较小，但对屈曲后的响应影响较大。本文建立的数值分析方法能够用于双金属定位格架静态临界屈曲载荷的预测，并为新型定位格架结构设计提供支持。

压水堆核电厂自动启动控制技术研究

张琦, 张楠, 孙培伟, 张瑞萍, 禹文豪, 魏新宇

2025, 46(3): 166-172. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070035

摘要(4) HTML(4) PDF(1)

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。

核电厂数字化主控室不同行为水平对操纵员返回抑制效应的影响研究

郑腾蛟, 徐云龙, 侯捷, 段鹏飞, 陈帅

2025, 46(3): 173-178. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070029

摘要(4) HTML(3) PDF(1)

摘要:
本研究旨在探究核电厂数字化主控室中不同行为水平（基于技能型和基于规则型）对操纵员返回抑制（IOR）效应的影响，以及工作负荷与IOR效应之间的关系。通过仿真验证平台模拟典型事故场景，对比分析了不同行为水平的IOR效应和工作负荷。研究发现，不同行为水平对操纵员的IOR效应有显著影响，技能型行为在监视核电厂状态时能有效摆脱非目标信息的干扰；规则型行为容易受到无关信息的干扰，且工作负荷与IOR效应呈正相关。本研究结果可为核电厂操纵员培训与人员职能分配提供理论和数据支持。

基于Bouc-Wen滞回模型的单组燃料组件非线性动力学模型研究

杨涛, 张毅雄, 蔡逢春, 齐欢欢, 黄茜, 沈平川

2025, 46(3): 179-185. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050041

摘要(5) HTML(3) PDF(1)

摘要:
为模拟单组燃料组件横向振动过程中的非线性现象，本研究在线性单梁模型的基础上，尝试引入刚度分两段下降的Bouc-Wen滞回模型，采用有限元离散方法建立了单组燃料组件横向振动的非线性动力学模型，同时结合部分力学特性试验数据，采用多目标遗传优化算法（NSGA-Ⅱ）识别该模型的未知参数。计算结果与试验数据对比发现：横向加卸载过程中归一化位移的均方根误差（RMSE）为0.027；5种不同初始条件下自由振动响应频率的相对误差小于6%，阻尼比相对误差小于3%。因此非线性动力学模型可较好地模拟随横向位移增大燃料组件结构出现的刚度下降、等效频率下降和等效阻尼比上升现象。本研究为燃料组件横向力学响应特性的准确模拟提供了方法学参考，并且本文模型适用范围广，可能有助于大变形情况下燃料组件设计裕量的挖掘。

高温闭式回路铅铋离心泵全工况性能数值分析

罗昌余, 黎义斌, 马文生, 杨由超, 牛藤

2025, 46(3): 186-194. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070033

摘要(9) HTML(5) PDF(2)

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。

核电厂过程仪表保护测量机柜系统数字化改造可行性分析

关悦

2025, 46(3): 195-201. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060027

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摘要:
详细阐述了秦山第二核电厂 1、2号机组安全级核岛过程仪表保护测量机柜系统（KRG-P）的改造背景、改造原因、范围和原则以及新系统的设计。为解决旧系统设备断供和“卡脖子”问题，结合在役核电厂安全级分布式控制系统（DCS）数字化改造的特点，通过外购件集中布置、数字化后质量位和缺省值的优化、模块故障风险识别、预期瞬态不停堆机箱的优化措施全面提高设备和系统的可靠性；通过安全级手操器的自主研发，确保安全级DCS发生严重故障后能够稳定机组状态。以上优化措施可有效降低核电厂安全级DCS数字化改造实施的风险，也为后续在役核电厂安全级DCS数字化、国产化改造积累了技术经验。

新型启动分离器分离特性的模拟及试验研究

张子为, 陈晨, 孟兆明, 曹安, 董传昌

2025, 46(3): 202-212. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060021

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摘要:
为提高启动分离器的分离效率，优化分离性能，本文设计一个带有波纹板分离结构的新型启动分离器为研究对象，对新型启动分离器的分离特性开展了模拟及试验研究。使用软件Fluent进行数值模拟计算，并采用整体模拟加局部等效的模拟方法。通过欧拉两相流模型，对启动分离器内的气液两相流体进行分离效率模拟计算，在整体模拟过程中使用多孔介质模型来等效替换波纹板区域。探究了启动分离器波纹板的分离特性，分析启动分离器入口气液流速对分离效率的影响，并通过冷态试验来验证模拟方法的可行性。结果表明，整体模拟结合局部等效模拟方法是一种可行且有效的方案；新型启动分离器引入波纹板结构后，其分离性能显著提升。此外，研究还揭示了启动分离器入口气相流速和液相流速与分离效率的关系，研究表明增加入口气相流速，分离效率降低；增加入口液相流速，分离效率提高；在计算过程中新型启动分离器分离效率始终大于99%；波纹板分离结构在提升分离效率方面发挥了关键作用，从而优化了启动分离器的分离性能。

螺旋套管式直流蒸汽发生器流-热-力耦合研究

焦猛, 赵新文, 傅晟威, 姜佳行, 欧阳可汉

2025, 46(3): 213-219. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.040027

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摘要:
螺旋套管式直流蒸汽发生器（OTSG）的双面换热结构能有效增强换热，在一体化反应堆中得到应用，螺旋套管式OTSG管道内蒸干现象导致温度跃升，可能导致管道损伤。本文建立了单通道下螺旋套管式OTSG的流-热-力耦合计算模型，分析了管道二次侧壁面出现的含气率和温度分布，并进一步分析了螺旋套管式OTSG的应力场。结果表明，OTSG的二次侧管道壁面上含气率和温度呈螺旋条带分布，沿z方向螺旋套管外壁蒸干的条带分布导致温度不断跳跃，导致管壁的等效应力同样波动，等效应力的波动幅度随着温度跳跃的幅度增大而增大，管道在蒸干条带区存在应力集中，应力的波动幅度最大在11 MPa左右。周向上蒸干条带区的应力分布同样存在周向不均匀，螺旋管应力波动幅度达到10 MPa以上，直管应力波动幅度为7 MPa。

核主泵推力轴承边界润滑状态评判

马浩翔, 王岩, 杨建刚, 崔怀明, 徐仁义, 匡成骁

2025, 46(3): 220-223. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.040020

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摘要:
润滑状态对轴承磨损影响很大。本文提出一种根据比压-边界润滑转速（P-ω）函数曲线判断核电厂反应堆冷却剂泵（简称核主泵）推力轴承边界润滑状态的方法，通过搭建推力轴承试验台，监测扭矩变化，确定不同温度和比压下的边界润滑转速，以获得P-ω函数曲线。比压升高后边界润滑转速升高；曲线上方是流体润滑区，下方是边界润滑区。基于雷诺方程建立可倾瓦推力轴承模型，分析了不同进口油温、不同油膜厚度下润滑转速与比压的关系，结果表明，油膜厚度减小到2.5 μm时，计算得到P-ω函数曲线与试验结果基本一致；进口油温提高会导致黏度下降，P-ω函数曲线整体上移。本研究可为核主泵推力轴承润滑状态判断提供指导。

HPR1000核电厂反应堆保护系统定期试验方案设计

章雨, 彭浩, 胡清仁, 周岱

2025, 46(3): 224-228. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070025

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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。

基于状态参数时序特征的核电厂重要设备通用健康状态评估方法

克立石, 杜海虎, 杨小虎, 张圣, 黄立军

2025, 46(3): 229-235. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060009

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摘要:
针对核电设备现有健康状态评估方法存在准确性差、通用性低的问题，建立了一种基于状态参数时序特征的核电厂重要设备通用健康状态评估方法。该方法通过对状态参数进行时序特征分析，构建评估指标矩阵和评估模型，形成适用于核电厂多类设备状态评估的通用方法。以不同厂家、不同型号的核电厂循环水泵为例，使用该方法进行健康状态评估，其准确率达93%以上，异常发现时间大幅提前，证明本研究建立的通用健康状态评估方法能够提高核电厂设备健康状态评估的准确性，适用于核电厂多种类型的设备。

核电源运行工况数据同化技术研究

祁琳, 王庶光, 王学松, 金钊

2025, 46(3): 236-243. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060004

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摘要:
为使空间核电源的仿真模型输出更接近真实数据，实现在轨运行阶段的天地同步和数字孪生，为远程诊断和预测奠定基础，本文采用集合卡尔曼滤波同化方法，结合空间堆热工水力仿真程序TASTIN开发了数据同化模块，并对核电源启动、反应性引入及紧急停堆工况进行了测试，结果表明在这三种瞬态工况数据同化实验中，各运行参数的同化效率均能达到90%以上，因此，本文提出的数据同化方法能够有效校正仿真模型。

AP1000核级RTD通道校准方法研究与应用

高奇峰

2025, 46(3): 244-248. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060001

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摘要:
为优化核电厂核级电阻温度探测器（RTD）通道校准方法，以满足电厂仪表精度要求，从RTD测量原理与核电厂常用RTD通道校准方法入手，详细阐述了核级RTD在安装、更换、运行试验中可能用到的校准修正方法，提出了结合模拟/数字（A/D）转换器精度的RTD通道校准方法，给出了结合工艺系统温度平台RTD交叉校准数据在RTD通道校准中的应用方式。经分析计算和应用验证，该RTD通道校准方法可以有效提高仪表通道精度，具有很强的实用价值。

破损燃料组件超声检测与数据分析

甘文军, 蔡家藩, 周礼峰

2025, 46(3): 249-252. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050046

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摘要:
为安全、有效、准确地通过超声检测方法定位核电厂破损燃料组件，根据破损前后燃料棒包壳内壁介质状态会造成包壳中周向Lamb波能量衰减差异的特点，从理论上分析了超声探头在燃料棒间隙移动过程中Lamb波在燃料棒包壳中的传播路径，并对传播声程进行了分析计算，其结果与实际检测数值偏差在±2%范围内。结合超声检测原理和声束传播特点，开发完成了燃料棒包壳回波信号自动识别算法与数据分析软件，可实现检测数据的快速分析筛选。模拟组件试验结果和现场应用均验证了该检测方法对燃料组件中泄漏单棒的破损定位检测是快速、安全、有效的，信号自动识别算法及数据分析软件是准确、可靠的，可为后续破损燃料组件的针对性修复提供依据，提高核燃料的利用率。

基于中子噪声特征频段时序信号的堆内构件振动预测方法对比研究

刘易松, 刘才学, 周成宁, 罗能, 闫纪红, 曾强

2025, 46(3): 253-259. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050042

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摘要:
反应堆堆内构件的振动状态直接关系到核电的运行安全与维修节点的确定，因此如何对堆内构件振动情况进行分析和预测至关重要。本文提出了基于中子噪声特征频段时序信号的堆内构件振动预测方法。该方法从单周期与双周期2个角度，利用统计学习和机器学习模型进行预测，并结合某核电厂采集到的中子噪声信号进行实验验证。实验结果表明，分析方法上，特征频段时序信号处理能有效地利用信号中的时间信息；预测方法上，单周期预测采用统计学习模型、双周期预测采用机器学习模型的准确度更高。因此特征频段时序信号分析方法与合适的预测模型相结合能为核电厂维修节点的预测和确定提供指导。

核电机组主泵下部径向轴承间隙计算方法研究

刘佳鑫, 毛陆峰, 尹龙, 何攀, 刘勇, 杨泰波

2025, 46(3): 260-265. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050036

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摘要:
俄罗斯百万千瓦级压水堆（VVER）核电机组主泵下部径向轴承间隙无法直接安装传感器进行监测，目前该机组采用俄供加密软件进行预测。为了解决设备老化带来的更新换代需求，需要开展主泵下部径向轴承间隙计算方法研究。首先建立了主泵轴承-转子动力学有限元模型，计算了不同位置和幅值不平衡激励下的转子径向振动位移响应，拟合得到了转子振动位移关系式。进一步结合现场已布测点的转子径向位移，建立了主泵下部径向轴承最小间隙计算方法，并开发了主泵下部径向轴承间隙计算预测软件。利用实际测量结果与软件计算结果进行了对比，结果表明，绝对误差最大为0.017 mm，误差百分比最大为 11.3%；绝对误差最小为0.001 mm，误差百分比最小为0.8%。

超声检测技术在核电厂螺栓在役检查中的应用

王韦强, 马官兵, 汤建帮, 余哲, 袁书现, 叶新

2025, 46(3): 266-270. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050020

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摘要:
核电厂装备中存在大量螺栓紧固件结构，螺栓长期在复杂的服役条件下可能产生缺陷，对螺栓进行有效可靠的超声检查可以保证核电厂的安全运行。本文针对无中心孔和中心孔的2种螺栓结构，选取堆内构件围板螺栓和反应堆压力容器（RPV）主螺栓作为研究对象，对端面超声检测技术和中心孔超声检测技术进行研究，并对缺陷的判断和定量技术进行分析。在参考试块上的试验结果表明，端面超声检测技术和中心孔超声检测技术可实现对缺陷的有效检测，满足在役检查要求。

光-核-储综合能源系统不同运行策略下的㶲分析

安泽依, 刘奇洪, 邱斌斌, 丁旭, 康博士, 李旭辉

2025, 46(3): 271-281. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.070006

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摘要:
为解决传统压水堆核电机组难以在未来参与电网调峰的问题，提出了一种耦合太阳能和核能的光-核-储综合能源系统，利用热力系统仿真软件EBSILON搭建了系统模型，研究了设计工况下系统的热力学性能并进行了系统在不同运行策略下的㶲分析。不同运行策略下的㶲分析研究表明，系统中㶲损最大的3个设备依次为蒸汽发生器、集热场和汽轮机高压缸第一级，三者㶲损之和接近总㶲损的50%。与此同时，集热场的㶲效率主要受设计法向太阳直接辐射量变化影响，在不同运行策略下的最大变化量为2%，电加热器的㶲效率基本不变。

研究堆辐照生产同位素的固态栅元靶件研制

黄岗, 张劲松, 斯俊平, 孙寿华, 孙胜, 宋纪高, 康长虎, 邱兰兰

2025, 46(3): 282-287. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.060041

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摘要:
为了利用研究堆辐照生产放射性同位素，研制了适用于Ni、Np靶等辐照的栅元靶件，开发了研究堆固态法辐照生产同位素技术。靶件采用套管型、双层内外侧冷却靶管结构，大量的固体圆环状芯体装载在密闭靶管空腔内，靶管内外侧设置均匀的冷却水隙，大幅提高了芯体的冷却效率和同位素的产量。研制过程中，对靶件的热工水力性能和应力进行了分析评价，用模拟靶件进行了堆外水力冲刷试验，用装载正式芯体的靶件进行了堆内辐照试验，试验结果表明：研制的靶件满足研究堆安全辐照生产放射性同位素的要求。

铅铋两相流超声波层析成像系统结构分析与评价

刘纲阳, 周文雄, 黄润之, 潘良明, 李康, 谭煦滨

2025, 46(3): 288-294. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050025

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摘要:
铅铋快堆蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故后，堆芯会出现液态铅铋气-液两相流动现象。超声波层析成像两相流探测方法具有抗干扰性强等优点，而高温会使常规超声波传感器失效，因此，提出了一种基于波导杆的双模态超声波层析成像系统。波导杆结构可避免传感器与高温流体直接接触，使用反射与透射方法对两相分布进行重构，并结合数值模拟方法，最终确定4 MHz声波频率、58 mm长的波导杆和24超声波阵列传感器的超声波层析成像系统。研究不同气相分布的成像效果表明，较气-水两相流而言，超声波层析成像系统在液态铅铋两相流中更具优势。该系统能有效重构液态铅铋气-液两相分布，均方误差均在6%以内，最小图像相关系数大于85%。

核电仪控卡件运行MTBF评估方法研究

莫昌瑜, 李刚, 李明利, 胡俊, 吴彬, 朱丽玲

2025, 46(3): 295-302. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.050024

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摘要:
核电仪控卡件运行平均故障间隔时间（MTBF）评估对故障根本原因分析、电厂维修老化管理和智能运维技术研究有重要意义。然而，现阶段由于核电行业缺乏统一的技术标准，实际工程应用中主要采用简单求平均来计算运行MTBF，此算法不考虑责任故障定义、失效分布拟合情况，也无法给出更有指导意义的区间估计。为优化当前算法，本研究提出了一种基于多失效分布拟合优度检验的核电仪控卡件运行MTBF评估方法，首先给出需要纳入评估范围的责任故障定义准则，并依据此准则进行故障筛选与统计；其次建立了针对定时截尾数据的4种失效分布参数估计似然方程，并应用皮尔逊检验和贝叶斯信息准则（BIC），开展拟合优度检验与最优分布选择，在此基础上计算出一定置信度下仪控卡件的运行MTBF。使用此方法对某核电机组商运状态下的继电器输出板卡进行了研究实践，应用结果表明，此方法得到的继电器输出卡件运行MTBF评估结果，包含点估计与区间估计结果，综合考虑了失效分布、数据样本特征和信息损失量的贡献，要比现阶段常规作法更合理、结果更准确。因此，本研究建立的核电仪控卡件运行MTBF评估方法能够应用于工程化的核电仪控卡件故障分析。

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2025年第46卷第3期

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