核动力工程

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堵树宏, 李永华, 孙涛, 汪俊, 刘筱雯, 苏罡, 赵德鹏

2022, 43(4): 1-4. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0001

摘要(2881) HTML (532) PDF(751)

摘要:
微型核反应堆采用四代非轻水堆、热管堆以及三代轻水堆等固有安全性高的堆型，可以为偏远海岛和矿区、边防哨所和基地、应急救灾、太空和深海探索等创新场景提供长续航高可靠能源，具有广阔的应用前景，是实现国家战略的重要技术支撑之一。本研究总结了微型核反应堆的定义和主要研发堆型，描述了微型核反应堆固有安全性高、易于模块化和扩展、可运输性、便于部署、自主运行等创新技术特征，分析了微型核反应堆新型燃料、主回路一体化、新型热电转换装置、非能动安全系统、智能运维以及核能与其他能源耦合等关键技术的发展趋势，可为制定适用于我国的微型核反应堆发展技术路线提供支撑。

窄矩形通道临界流数值模拟

尹令, 孙运达, 龚圣捷

2022, 43(4): 5-10. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0005

摘要(649) HTML (204) PDF(76)

摘要:
冷却剂通过细微裂缝泄漏的主要机理为临界流流动，准确预测临界流流量是实现破前漏（LBB）应用的关键。基于空化模型对窄矩形通道的临界流进行了数值模拟，探讨了表征气泡半径和气化核心密度的常数项（C）对于临界流的影响。结果表明，当C=1.25时模拟结果与实验值符合良好；在实验工况范围内，临界流质量流速的模拟结果与实验值的误差在±15%以内；修正后的空化模型可用于模拟计算上游温度、压力工况下的临界流质量流速以及归纳临界流流量变化规律。

不同管径与倾角下单管和管束外含空气蒸汽冷凝对比分析

邹志强, 武铃珺, 李方立, 边浩志, 曹博洋, 丁铭

2022, 43(4): 11-17. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0011

摘要(510) HTML (220) PDF(42)

摘要:
为评估不同传热管结构参数下单管与管束外含空气蒸汽冷凝传热规律的差异，基于外径12~19 mm、倾角0°~90°的单管和3×3管束在压力0.2~1.6 MPa、空气质量份额12%~87%的参数范围内开展了试验研究。结果表明：不同压力范围内，管径和倾角对单管和管束的影响呈现不同的规律。在压力小于0.8 MPa时，管束冷凝传热受管径和倾角影响的规律与单管总体一致，两者的冷凝传热系数均随管径和倾角的减小而增大。在0.8~1.6 MPa时，管束冷凝传热受管径和倾角的影响与单管存在明显差异。结合不凝性气体影响蒸汽冷凝传热的机制对所呈现的一致性和差异性规律进行了分析。

非对称压水室对CAP1400主泵性能影响的分析研究

闫勇岐, 鲁业明, 刘昊然, 王晓放, 张志刚, 沙龙

2022, 43(4): 18-24. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0018

摘要(2051) HTML (168) PDF(69)

摘要:
压水室作为主泵的边界，不仅承担着压力而且还是周向流出的导叶与单向流动的管路之间的唯一桥梁。为探究压水室对整机性能的影响，以CAP1400的1:2.5缩比模型为目标，提出了一种关于主泵非对称压水室的设计方法，并设计出4种不同几何尺寸的非对称模型。借助计算流体动力学（CFD）数值方法，得到含有口环间隙的核主泵全三维模型的内部流场、外特性及瞬态载荷信息。通过对比分析获得结论：4种非对称压水室模型将上盖板处径向载荷减小60%以上，使叶轮及总径向载荷的主频幅值减小13%以上；在保证径向载荷有明显改善的同时，还能有效提升泵体效率和扬程，前者改善更为明显，提升范围为0.57%~0.83%。

池式钠冷快堆热分层现象模型开发及瞬态分析

杜鹏, 单建强, 邓坚, 刘余, 丁书华, 陈伟, 袁鹏, 吴增辉

2022, 43(4): 25-30. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0025

摘要(471) HTML (197) PDF(58)

摘要:
针对池式钠冷快堆特点，建立了三维系统分析模型，并结合热分层现象演化机制，提出了准确模拟热分层的关键处理方法，包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上，采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发的三维系统分析模型进行验证。结果表明模型有效解决了池式钠冷快堆三维热工水力分析的难题，实现了对钠池内温度场瞬态变化及热分层现象演化进程的快速准确模拟，同时也能够确定热分层过程中池式结构表面热应力最大位置，为池式快堆安全设计提供参考。

金属核燃料快中子脉冲堆核-热-力耦合计算方法研究

郭树伟, 陈珍平, 江新标, 李达, 张信一, 王立鹏, 胡田亮, 谢金森, 于涛

2022, 43(4): 31-37. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0031

摘要(519) HTML (247) PDF(86)

摘要:
为确保快中子脉冲堆的运行安全，防止超临界脉冲对材料造成物理损伤，需要对快中子脉冲堆脉冲工况进行模拟分析。本研究针对金属核燃料快中子脉冲堆，基于点堆动力学方法、蒙特卡罗方法和有限元力学方法，对Godiva-I脉冲堆开展了核热力耦合计算分析研究。计算结果表明，反应性温度系数和裂变率与实验值吻合良好，反应性、温升、表面位移、表面应力与实际情况相符合。因此，本文建立的“核-热-力”耦合计算方法可应用于金属核燃料快中子脉冲堆的分析计算，具有一定的可靠性。

T-22合金在高温气冷堆非纯氦气中脱碳和氧化腐蚀行为研究

李昊翔, 郑伟, 银华强, 杜斌, 王秋豪, 何学东, 马涛, 杨星团

2022, 43(4): 38-45. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0038

摘要(360) HTML (173) PDF(67)

摘要:
高温气冷堆的主冷却剂氦气中含有痕量杂质，其在高温环境下会与设备的合金材料发生反应从而造成材料腐蚀。在950℃、4种非纯氦气中开展高温气冷堆蒸汽发生器备选材料T-22合金的腐蚀试验，腐蚀时间为50 h，然后通过称重、扫描电镜、X射线能谱、电子探针显微分析仪以及碳硫分析仪对腐蚀后的T-22合金进行表征分析。研究表明，T-22合金在6种腐蚀情况下均未形成连续致密氧化层，合金内部均出现内氧化现象且均近乎发生完全脱碳，脱碳量达92.86%；腐蚀后的T-22合金的质量变化均很小，腐蚀50 h时合金已发生充分脱碳。

三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D与FUPAC的对比验证研究

王严培, 刘振海, 齐飞鹏, 唐昌兵, 张坤, 周毅, 王鹏, 余霖

2022, 43(4): 46-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0046

摘要(502) HTML (261) PDF(72)

摘要:
为验证基于三维有限元分析平台建立的三维燃料棒精细化模拟软件FUPAC3D在分析评价压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为方面的能力和精度，本文给出了三维FUPAC3D软件采用的热学模型、燃料棒力学模型、裂变气体释放模型以及腐蚀模型，以华龙一号典型燃料棒参数和运行工况作为输入参数，分别使用三维FUPAC3D软件和已工程化应用的1.5维FUPAC软件进行建模分析，并针对2种软件在芯块和包壳温度、包壳应力与应变、芯块与包壳间间隙宽度的计算结果进行对比研究。研究结果表明，FUPAC3D软件与FUPAC软件具有相当的精度，FUPAC3D软件具备压水堆燃料棒辐照-热-力耦合行为的精细化模拟能力。

压水堆燃料辐照后燃料棒棒间距数据机器视觉测量方法研究

李伟才, 刘鹏亮, 王从政, 郭严

2022, 43(4): 53-59. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0053

摘要(496) HTML (165) PDF(52)

摘要:
针对辐照后燃料棒棒间距数据获取和处理困难的问题，基于燃料棒几何特性及其在压水堆燃料组件中的排列方式，本文提出一种基于机器视觉的高效、可靠的燃料棒棒间距数据测量方法。该方法首先采用Retinex算法对水下燃料棒的采集图像进行增强预处理；然后，针对燃料棒阵列的前后成像干扰问题，采取边缘增强和逐行灰度特征处理方法实现待测燃料棒与背景燃料棒的有效分离，并进一步提升图像清晰度；最后，对燃料棒图像的单行灰度值进行二次曲线拟合，获得各个燃料棒的亚像素边缘点坐标。乏燃料组件的现场实验验证结果表明，该方法可一次性实现16个燃料棒棒间距测量，且测量精度达±0.32 mm，可为燃料性能分析提供高效、可靠的数据支持。

弥散型燃料裂变产物释放行为分析研究

田超, 景福庭, 夏明明, 黄迁明, 刘嘉嘉, 肖锋, 吕焕文

2022, 43(4): 60-64. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0060

摘要(396) HTML (264) PDF(65)

摘要:
为了获得弥散型燃料裂变产物向一回路冷却剂的释放特性，开展了弥散型燃料裂变产物释放行为研究，开发了适用于弥散型燃料的裂变产物源项计算程序，并对裂变产物源项进行了影响分析。结果表明：沾污铀和起泡破损后裂变产物的核素谱存在一定差异；裂变产物的释放与起泡当量直径的平方成正比；对于弥散型燃料而言，起泡破损中通过反冲释放的占比较低；相同破口条件下的弥散型和陶瓷型燃料中裂变产物的释放存在量级的差别。本文开发的程序能够用于分析弥散型燃料的裂变产物源项，为后续相关研究工程设计奠定基础。

反应堆压力容器C形密封环循环松弛特性研究

董元元, 张亚斌, 杜华, 王昫心, 赵伟

2022, 43(4): 65-69. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0065

摘要(405) HTML (166) PDF(50)

摘要:
反应堆压力容器C形密封环由3层结构组成，在实际服役过程中，各层结构间相互作用机理复杂，多次压缩-回弹循环后，密封结构有循环松弛现象出现，导致密封性能衰退。针对上述循环松弛现象进行了实验研究，获得了C形密封环密封性能随循环次数的衰减规律，研究了其循环松弛特性；通过理论模拟计算分析获得了循环松弛规律的总回弹量、有效回弹量、工作点线载荷等特征量；通过实验与理论模拟计算结果的对比，揭示了制造工艺对循环松弛特性的影响规律。本文研究可用于指导C形密封环的服役性能评价及制造工艺控制和优化。

基于虚拟激励法的超多点多维激励下管路简化疲劳寿命分析

龙腾, 杨守平, 龚纯

2022, 43(4): 70-77. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0070

摘要(374) HTML (251) PDF(30)

摘要:
针对超多点随机振动边界条件下传统随机振动模块计算规模不适用，且传统疲劳寿命分析方法受建模工作量大制约而无法快速完成疲劳寿命分析的问题，本文基于虚拟激励法提出了一种针对管路系统的超多点多维激励的简化疲劳寿命分析方法。通过对比虚拟激励法和传统随机振动模块计算的结构动力学响应，验证虚拟激励法的适用性，并使用管路简化疲劳寿命分析方法和传统疲劳寿命分析方法分析直管结构和三通连接位置的疲劳寿命。结果表明，虚拟激励法计算的随机振动响应精度与传统随机振动模块一致，说明本文方法可突破传统随机振动模块对振动激励点数和频率点的限制；本文方法无需建立详细有限元模型，直管结构的应力及寿命分析结果与精细模型基本一致，三通连接位置的应力及寿命分析结果相比精细模型更加保守。本文研究可为复杂振动管路系统的快速疲劳寿命分析提供理论指导。

承压热冲击下DVI接管动态应力特性研究

赵延义, 王泽武, 李俊宝

2022, 43(4): 78-85. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0078

摘要(325) HTML (192) PDF(43)

摘要:
压力容器直接注入（DVI）接管在热冲击下的动态应力特性对于反应堆压力容器（RPV）结构完整性评估具有重要意义。建立了含DVI接管的RPV压力壳热流固耦合数值计算模型，并进行了验证分析；然后研究了蓄压安注箱（ACC）和堆芯补水箱（CMT）安注时RPV筒体和DVI接管热工水力特性；最后分析了热冲击下RPV筒体和DVI接管连接高应力区的温度分布、等效应力和等效塑性应变分布特性。研究结果表明，ACC安注阶段RPV筒体和DVI接管连接区存在较大的温度梯度和等效应力，且发生了局部塑性变形。若发生承压热冲击事件，应控制好DVI接管连接区温差，确保反应堆压力容器的结构完整性。本文开发的热冲击下热流固耦合数值计算模型和计算方法可用于核岛内DVI接管与RPV筒体的安全性评价，也可用于类似承压结构在热冲击下的动态应力特性分析。

反应堆压力容器钢SA533B的修正θ-projection蠕变模型研究

喻鹏, 杨小明, 马如冰, 元一单

2022, 43(4): 86-90. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0086

摘要(534) HTML (241) PDF(35)

摘要:
反应堆严重事故下，压力容器存在因冷却不充分而蠕变失效的风险。基于修正θ-projection蠕变模型提出了一种针对反应堆压力容器钢SA533B的蠕变模型，该模型能够完整描述3段蠕变过程，模拟结果与实验结果蠕变曲线符合较好，同时可通过插值方法预测任意载荷下的蠕变行为。该模型可进一步用于压力容器失效的相关算例分析。

基于Johnson-Cook本构模型的压紧板弹簧刚度特性研究

杨泞瑞, 吴兴文, 梁树林, 秦勉, 朱发文, 王浩煜, 刘孟龙

2022, 43(4): 91-98. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0091

摘要(547) HTML (313) PDF(42)

摘要:
燃料组件压紧板弹簧的刚度设计对其安全服役起着至关重要的作用。通过引入INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构关系，拟合了不同中子辐照剂量下INCONEL 718合金的Johnson-Cook非线性本构模型；建立了压紧板弹簧系统的有限元模型，开展了不同因素对压紧板弹簧刚度特性的影响研究。结果表明：温度、加载次数、幅值的增大会导致压紧板弹簧在循环加载下出现不同程度的软化，而加载速率的增大会使压紧板弹簧的刚度出现硬化。本文研究可为燃料组件中的压紧板弹簧刚度设计提供参考。

大型设备支撑结构抗冲击缩比试验方法研究

李朋洲, 李一磊, 孙磊, 乔红威, 陈学德, 张鲲, 李锡华

2022, 43(4): 99-105. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0099

摘要(405) HTML (249) PDF(45)

摘要:
为给某核动力大型设备支撑结构的抗冲击设计提供试验依据，确保其抗冲击能力满足相关规范要求，需选用该大型设备及其支撑结构缩比模型作为抗冲击技术研究对象，在标准中型冲击机上进行冲击试验。依据π定理对该大型设备支撑结构缩比模型抗冲击试验进行理论分析，获得3种可以选用的试验工况；通过改变缩比模型加速度值使得缩比模型的支撑结构根部最大应力强度与原型达到一致，解决了π定理推导中的试验条件难题。本研究建立的分析方法可为大型设备的支撑结构冲击机缩比试验提供参考。

基于流固热耦合的燃料元件包壳结构完整性分析

余航, 赵新文, 傅晟威, 朱康

2022, 43(4): 106-112. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0106

摘要(699) HTML (185) PDF(72)

摘要:
反应堆系统发生瞬态工况时，冷却剂温度的瞬间大幅度变化会对燃料元件包壳结构完整性造成冲击，危及反应堆安全。本文以某压水堆3×3燃料组件为对象，采用流固热耦合方法对冷水事故下燃料组件的流动换热特性和燃料元件包壳温度、变形及应力进行了三维精细化模拟。结果表明：定位格架能够增强燃料棒表面的对流换热强度；包壳变形时向与刚凸接触的一侧折弯，向与弹簧接触的一侧凸起；包壳与定位格架接触部位的温度和最大等效应力随事故时间不断增大，且最大等效应力超过了包壳材料的屈服强度，将发生强度失效，影响其结构完整性。本文研究可为反应堆燃料元件包壳瞬态工况下的完整性评价提供借鉴。

超临界压水堆改进型控制棒组件落棒过程计算分析研究

郑乐乐, 岳题, 朱发文, 秦勉, 李翔, 刘孟龙, 黄山

2022, 43(4): 113-117. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0113

摘要(447) HTML (193) PDF(55)

摘要:
为验证超临界压水堆改进型控制棒组件能否实现预期水力缓冲功能，采用计算流体力学分析软件Fluent、基于6自由度（6DOF）模型的铺层法动网格技术，对其落棒过程进行研究，分析了控制棒组件落棒时间和落棒末速度。结果表明：相比改进前的设计，改进型控制棒组件落棒时间虽有所增大，但仍然能满足安全要求；落棒末速度大幅下降，落棒冲击力降低，从而能够保证控制棒组件及燃料组件的结构完整性。改进型控制棒组件的设计能够实现预期的水力缓冲功能，可用于超临界压水堆堆芯设计。

基于Adaboost算法的核电站故障诊断方法

李翔宇, 程坤, 谭思超, 黄涛, 袁东东

2022, 43(4): 118-125. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0118

摘要(574) HTML (238) PDF(68)

摘要:
针对当前基于集成学习的核电站故障诊断算法大多注重提高各种机器学习算法识别精度而忽略底层基学习器整合方法，导致集成学习算法识别事故类型精度难以提高，而且存在识别结果是否可信的问题。本文基于Adaboost算法设计了一种可使核电站控制系统自主识别故障类型的机器学习算法模型，该算法模型通过为集成学习的各种故障识别算法合理分配权重系数，提升集成学习整体算法对核电站事故类型的识别精度和算法可靠性。同时测试结果表明Adaboost算法对7种典型的核电站运行或事故工况的平均识别正确率可达95%以上；而且当事故发生150 s后，识别正确率可达100%。因此基于Adaboost算法的基学习器整合方法可用于优化集成学习的算法结构，提高算法对核电站事故类型的识别精度。

核电厂SGTR规程优化研究

刘立欣, 王喆

2022, 43(4): 126-130. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0126

摘要(493) HTML (204) PDF(46)

摘要:
核电厂通过应急运行规程（EOP）来缓解蒸汽发生器传热管破裂（SGTR）事故，SGTR事故分析结果显示，在缓解过程中操纵员开启稳压器卸压阀进行反应堆冷却剂系统（RCS）降压后，安全注射（简称“安注”）流量大幅增加，导致稳压器水位大幅增加，可能存在潜在的危险。本文目的是为了更好地缓解SGTR事故，使事故缓解过程中稳压器水位不致上升过高，确保核电厂安全。通过对EOP缓解步骤进行优化，提前切除一列安注，并对优化后的EOP缓解事故过程进行分析计算，最终结果显示稳压器最高水位下降，减少了稳压器水位过高的风险，为后续核电厂规程的改进提供了依据。

基于流量功率比恒定的小型铅基快堆运行研究

胡杨, 刘依诺, 曾文杰, 梁乐华, 李楚豪

2022, 43(4): 131-135. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0131

摘要(355) HTML (131) PDF(32)

摘要:
为开展小型铅基快堆运行策略研究，建立堆芯传递函数模型，利用比例-积分-微分（PID）控制器，结合控制棒驱动机构，分别设计堆芯流量功率比恒定与堆芯稳定核功率的运行方案。分别建立不同运行策略下的控制系统，开展一回路流量阶跃和堆芯反应性扰动仿真。结果表明，在引入一回路流量阶跃下降工况下，稳定核功率运行方案由于堆芯功率恒定而导致堆芯出口温度过高；在流量功率比恒定方案下，堆芯功率跟随一回路流量下降从而保证堆芯出口温度迅速稳定在安全范围内；在阶跃反应性扰动下，2种方案均可迅速调控堆芯功率的上冲幅度和超调量，堆芯出口温度基本维持恒定。

跨嵌入式平台的Modbus/TCP协议库函数实现

程阳洁, 秦帆, 徐永红, 何小鹏, 代锴垒, 李璐, 郑晓

2022, 43(4): 136-142. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0136

摘要(635) HTML (210) PDF(45)

摘要:
为了在不同的国产化中央处理器（CPU）上应用Modbus/TCP协议，需设计并实现跨平台协议库函数。根据Modbus应用协议规格说明书，在不依赖操作系统调用的前提下，对Modbus/TCP协议需支持的十大功能码进行跨平台库函数开发。库函数可被通讯应用层根据自身需求用于Modbus/TCP协议客户端和服务器端的设计和开发。经过在国产化CPU和嵌入式平台上进行二次开发，开发者调用本研究中的库函数能有效实现通过Modbus/TCP协议对反应堆冷却剂系统的稳压器压力水位及棒控棒位系统的功率调节进行数据采集。

核电厂主控室可居留性内漏剂量模型的研究

王超, 石艳明, 张延乐

2022, 43(4): 143-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0143

摘要(438) HTML (193) PDF(30)

摘要:
核电厂主控室无过滤渗漏风（内漏）的放射性影响是可居留性评价的重要部分，目前针对该部分的剂量模型过于简化，不符合实际工程设计。本研究结合核电厂实际设计特征，对内漏源项迁移机理进行研究，推导放射性活度微分方程，建立主控室可居留性内漏剂量模型，选取典型设计基准失水事故（LOCA）和发生堆熔的大破口失水事故（LB-LOCA）开展模型应用，并与目前常用的简化模型进行对比。结果表明，采用简化模型在LB-LOCA工况下的剂量结果小于采用本研究模型的结果，简化模型无法包络所有事故情景。经分析，本研究建立的内漏剂量模型更符合实际场景，适用于主控室可居留区域的内漏影响评价，并可用于内漏试验结果的验证以及工程项目设计。

本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用

熊青文, 苟军利, 杜鹏, 邓坚, 刘余, 陈伟, 党高健

2022, 43(4): 147-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0147

摘要(645) HTML (211) PDF(48)

摘要:
最佳估算加不确定性（BEPU）方法被国际原子能机构（IAEA）推荐用于核电厂安全分析，目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出，而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑。本研究提出了一种结构化方法用于评价程序本构模型的不确定性，基于该方法对本构模型按照特征进行分类，针对不同模型类型采用不同评价方法。本研究使用的模型评价方法包括前向方法中的非参数曲线估计法以及反向方法中的贝叶斯校准法和覆盖率校准法，此外还包含替代模型的构建方法。使用该结构化方法量化了失水事故中重要模型的不确定性，并将量化的模型不确定性通过抽样计算传播至包壳峰值温度。结果表明，抽样计算值和实验值均小于保守计算值，考虑了模型不确定性后的传播计算结果能够很好地包络实验值，且考虑模型不确定性后能够有效增加安全裕量。

基于APROS的核动力系统建模与仿真研究

田培妤, 李毅, 梁铁波, 王昌朔

2022, 43(4): 154-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0154

摘要(1354) HTML (307) PDF(163)

摘要:
本研究基于仿真软件APROS对两环路核动力系统的一、二回路耦合系统建立了仿真模型，并对此模型进行了功率运行稳态工况和线性变负荷动态工况仿真模拟。结果表明，模型仿真结果的最大稳态相对误差小于5%，与设计值符合较好；动态仿真趋势与热工水力计算程序RELAP5仿真趋势基本一致，验证了模型的有效性。因此，该核动力系统一、二回路匹配性良好，且本文所建立的系统模型能够较准确地模拟核动力系统的运行。

AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查系统开发

周路生, 王立仁, 刘一舟, 陈君荣

2022, 43(4): 162-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0162

摘要(483) HTML (214) PDF(43)

摘要:
AP1000核电厂反应堆主泵法兰螺栓是在役检查重要监督项目之一，目前国内尚无针对该部件的在役检查系统及应用案例。本文结合AP1000主泵法兰螺栓结构特点、现场高剂量环境及复杂检查条件分析，设计开发了一套从螺栓中心孔内壁实施超声检测、适用于在役检查要求的主泵法兰螺栓在役超声检查系统。主泵模拟体上的调试试验结果表明，该系统可实现周向运行、垂直方向避障、专用超声探头与螺栓孔精确对中调节等功能，进而实现对主泵法兰螺栓的超声扫查。工程应用结果证明本系统满足AP1000核电厂主泵法兰螺栓在役检查现场要求，具有较高的可靠性和良好的适用性。

核电厂设备状态多参数同步监测技术研究

沈江飞, 王双飞, 黄立军, 凌霜寒, 张圣

2022, 43(4): 168-173. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0168

摘要(520) HTML (202) PDF(77)

摘要:
核电厂设备稳定的运行状态以及长期的运行数据积累为实现数据驱动的设备状态智能监测建立了良好的数据基础。本文提出一种基于多参数关联关系的设备状态智能监测方法，该方法包括建模、训练和推断3个步骤，建立数据驱动的设备状态智能监测和预警模型。首先识别并分析系统设备监测参数、参数监测内容和关联关系，设计建立监测参数的关联关系模型；其次，采集并筛选设备正常运行历史数据作为训练数据，基于反向传播（BP）前馈神经网络训练关联关系模型；最终，实时采集设备监测参数实测值，并基于模型推断各参数的预测值，监控实测值与预测值的偏差，当偏差超过预定的阀值时发出预警信息。本文以某电厂热交换器和主给水泵为例进行建模并验证，结果表明本文提出的监测模型可以有效同步监测设备参数微小异常变化，预警早期异常，同时保持极低的误报警率。

核电厂核岛主设备支承间隙稳定性研究

陈笋, 何英勇, 张兴辉, 周宇鹏, 赵小红

2022, 43(4): 174-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0174

摘要(381) HTML (113) PDF(42)

摘要:
核电厂核岛主设备与其支承之间设置有一定的间隙，目的是允许主设备因反应堆冷却剂系统温度和压力的变化而引起的自由热位移和热膨胀。间隙稳定性对核电机组的安全运行有重要意义，因此在役核电机组的每个换料周期中都需对此支承间隙进行测量评估，该测量评估工作花费时间长、辐射风险高。本文分析了支承间隙构成的影响因素，并结合间隙测量历史数据及工程经验提出了间隙稳定性概念及其验收准则，确定了间隙稳定性的评价流程。结合某在运核电厂稳压器支承间隙实测数据进行验证，为缩短间隙测量周期提供依据。该方法可缩短停堆换料的周期，减少大修测量人员的辐照剂量，保证机组安全运行及提高经济性。

放射性污染土壤分拣减容装置研发

骆枫, 李振臣, 曾国强, 李文钰, 胡波, 朱鑫, 顾民, 万前银

2022, 43(4): 178-184. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0178

摘要(658) HTML (240) PDF(63)

摘要:
放射性污染场地整治及修复工作是保障核工业健康可持续发展的重要支撑。针对某典型区域放射性污染土壤的处理需求，开展源项分析和分拣机理实验，确定放射性污染土壤分拣减容工艺方案及装置设计指标，设计了一种新型放射性污染土壤分拣减容装置。该装置可实现放射性污染土壤的烘干、筛分、在线检测及按处置需求分离等功能。性能验证结果表明，其对放射性污染土壤中¹³⁷Cs的理论检出限为20.7 Bq/kg，处理能力可达106 kg/h，满足设计指标。该装置有望在后续工程实施中实现某典型区域部分污染土壤从低放射性废物向极低放射性废物或极低放射性废物向免管废物的降级。本研究可为放射性污染土壤处理工作的工艺设计及工程验证提供理论指导和实验基础。

基于卷积长短期记忆网络和人工鲸鱼算法的核反应堆运行事件诊断方法研究

孙原理, 宋志浩

2022, 43(4): 185-190. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0185

摘要(724) HTML (221) PDF(87)

摘要:
当核电厂发生异常后应及时诊断原因，以避免对运行人员和周围环境造成严重后果。本文利用卷积神经网络（CNN）和长短期记忆（LSTM）网络可更好地提取数据的局部特征和记忆时间序列信息的特征，研究基于卷积长短期记忆（CLSTM）网络和人工鲸鱼算法的核反应堆运行事件诊断技术。通过核电厂反应堆模拟机仿真实验对本文所述方法进行测试，最终测试准确率为99.91%，证明了本文所述研究方法的有效性。相关研究成果可作为核电厂运行事件的一种诊断方法，有利于提高运行事件诊断的智能化和信息化水平，为核电厂的少人值守甚至无人值守提供技术基础，提高公众对核电厂的认识与信赖。

M310机组蒸汽发生器传热管5%破损率量化研究

何风, 朱建平, 卢岳川, 卢喜丰, 王新军, 李晓

2022, 43(4): 191-195. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0191

摘要(363) HTML (210) PDF(36)

摘要:
M310核电机组《化学和放射化学技术规范》第3篇《放射化学规范》中规定，当“¹³³Xe>92500 MBq/t或¹³³Xe>37000 MBq/t和¹³¹I/¹³³I>1.5”时，执行“如果至少1台蒸汽发生器（SG）传热管破损率超过5%，则应以50 MW/min 速率降负荷到NS/SG模式”指令。在实际运行过程中，由于无法判断传热管破损率是否超过5%，故无法确定是否执行“以50 MW/min 速率降负荷到NS/SG模式”的指令，因此，M310核电机组《放射化学规范》中该运行指令不具备可操作性。本文对国内外相关放射化学运行指令进行调研，充分理解“传热管破损率超过5%”的含义，并进行量化分析。通过对SG传热管在5、24、44 L/h泄漏率下的裂纹稳定性进行分析，发现在这些泄漏率下单根传热管都不会发生失稳断裂，进而给出了一个具有可操作性的建议，用指标“如果至少1台SG一次侧向二次侧的泄漏率超过5 L/h”，代替无法量化的“如果至少一台SG传热管破损率超过5%”，可保证核电厂运行的安全性和经济性。

基于Halcon的堆芯探测器组件图像定位技术研究

安彦波, 余志伟, 王炳炎, 陈书华, 张安锐, 徐世超

2022, 43(4): 196-200. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0196

摘要(641) HTML (246) PDF(30)

摘要:
华龙一号（HPR1000）反应堆堆芯探测器组件在使用寿命到期后需要全部拆除更换。由于探测器组件自身偏差较大等因素，不能直接使用安装时的理论坐标作为探测器组件拆除时的定位坐标。本文基于机器视觉软件Halcon开发了一种用于堆芯探测器组件图像定位的算法，该算法使用模板匹配的原理在摄像机捕获的探测器组件图像中进行查找，获取探测器组件的精确坐标。实验证明，该算法具有较高的定位精度，能够满足探测器组件拆除工作对图像定位算法的使用要求。

核电厂寿期管理对象筛选分级方法研究

吕方明, 雷成, 郭莉侠, 石岩, 王亚东

2022, 43(4): 201-205. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0201

摘要(518) HTML (169) PDF(31)

摘要:
寿期管理（LCM）的对象是对核电厂安全性、可用性和经济性有重要影响的系统或设备，如何识别这些对象是LCM业务的基础。在对美国电力研究所（EPRI）传统寿期管理对象筛选分级方法研究的基础上，结合我国核电企业设备管理现状和需求，提出了一种兼顾设备关键度和经济性因素的筛选方法，同时确立了能够反映设备功能重要性和实际运维状况的分级属性，采用层次分析法计算各属性的权重，进而确定LCM对象的优先级排名。在某核电机组应用结果表明，这种定量的筛选分级方法符合行业经验和设备实际运维状态，具有重要的应用价值和现实指导意义。

铅冷行波堆反应性变化规律及其影响因素研究

秦天骄, 夏榜样, 李晴, 李司南, 张策, 卢迪

2022, 43(4): 206-212. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0206

摘要(703) HTML (444) PDF(41)

摘要:
铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势，是先进核能系统的重点发展方向之一，实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象，重点研究了堆芯点火区及增殖区设计参数变化对有效增殖因子（k_eff）的影响，分析了全寿期堆芯反应性的变化趋势。数值结果表明：点火区设计参数显著影响堆芯初始k_eff，点火区的易裂变核素装量越大，初始k_eff越大，通过调整点火区在堆芯轴向位置及其燃料富集度可有效降低反应性变化幅度；堆芯装载的可转换核素与易裂变核素之比越高，增殖产生的²³⁹Pu越多，整体增殖性能越好；增殖区越长，平衡态持续时间越长，堆芯寿期越长。本文研究结论可为铅冷行波堆堆芯物理方案设计及关键参数选择提供重要理论依据。

基于⁶LiF/ZnS(Ag)和闪烁光纤的宽能谱中子探测技术研究

熊帮平, 吴志强, 万波, 杨戴博, 李昆, 黎刚, 张虎

2022, 43(4): 213-217. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0213

摘要(685) HTML (228) PDF(73)

摘要:
为了解决传统中子探测器在狭窄空间、强电磁干扰、远距离传输等复杂环境下探测中子时存在的不足，本研究将⁶LiF/ZnS(Ag)混合材料和闪烁光纤相结合，设计了一种可用于宽能谱中子测量的新型闪烁体光纤中子探测器。基于蒙特卡罗粒子输运计算程序FLUKA对该新型光纤中子探测器的中子探测性能进行了模拟研究，完成了闪烁体光纤探头的优化设计。结果表明，当入射中子的能量在0.01~10 eV和0.5~10 MeV范围时，该新型中子探测器具有较高的中子探测效率，可用于热中子-快中子宽能谱范围中子的探测；通过对比脉冲幅度的差异，该新型中子探测器能够实现n-γ信号的甄别。

双约束核素筛选与燃耗链压缩算法研究

胡钰莹, 廖鸿宽, 姚栋, 于颖锐, 周冰燕

2022, 43(4): 218-222. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0218

摘要(929) HTML (356) PDF(23)

摘要:
在进行反应堆燃耗计算时，由于评价核数据库中各核素反应截面、寿命差异大，因此形成的燃耗矩阵规模大、刚性强。为降低燃耗矩阵规模、改善矩阵病态程度，有必要研究适用于多种堆芯设计研发需求的燃耗链压缩算法，并形成压缩燃耗链和数据库。首先建立了核素筛选标准，根据各个核素对中子吸收率和重要核素核子密度的贡献率对核素重要性进行排序筛选，研究了基于中子吸收率和重要核素产量贡献率的双约束燃耗链压缩算法，并完成相关程序模块的开发。通过对Kylin-2程序数据库压缩的计算分析，验证了该燃耗链压缩算法的可行性。采用压缩数据库可使其在保持原有计算精度的基础上大幅减少计算时间、提高计算效率；通过燃耗链压缩算法的研究与压缩数据库的实现，为从评价数据库出发制作压缩数据库提供了技术支撑。

基于相关向量机的反应堆功率测量电路故障预测研究

闵渊, 陈智, 万波, 杨诚, 韩文兴, 原艳南

2022, 43(4): 223-229. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.04.0223

摘要(335) HTML (129) PDF(29)

摘要:
为了提高核测量装置的保障性和维修性，本文以反应堆功率测量放大电路为对象，通过基于量子粒子群优化算法的多核相关向量机模型对电路的典型故障进行预测。从功率测量放大电路的脉冲响应信号中，用小波包分解方法提取特征信息，将计算所得到的特征与电路正常状态特征之间的欧氏距离作为电路故障程度指标，选用多核相关向量机建立电路故障预测模型，并分析了相关向量机模型核函数种类、参数优化算法对于模型预测效果的影响，研究结果表明采用量子粒子群算法优化的多核相关向量机模型对于电路未来运行状态的预测精度较优，能够准确预测电路故障程度的变化规律。

留言板

2022年第43卷第4期

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