核动力工程

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焦拥军, 于俊崇, 周毅, 李垣明, 陈平, 段振刚

2022, 43(6): 1-7. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0001

摘要(1172) HTML (361) PDF(262)

摘要:
压水堆（PWR）是目前核电厂反应堆的主力堆型，而核燃料是反应堆的能量源泉和放射性裂变物质的主要来源，关乎核电厂的经济性和安全性。本文对当前国际上面向商用PWR应用研发的掺杂UO₂燃料、高铀密度燃料、微封装燃料和金属燃料的性能特点、技术状态及前景进行了归纳和评价。在掺杂UO₂燃料中，大晶粒燃料具有较高的技术成熟度，将在PWR实现大规模商用；高铀密度燃料和金属燃料在高温水腐蚀氧化问题以及事故下的行为仍待研究解决；具有极致安全的微封装燃料更适合特殊用途的小型反应堆。应协同开展先进燃料组件设计、建立设计准则以及研发高保真的性能分析技术等，以充分发挥新型燃料的可靠性及高燃耗优势。

格架对低流量对流传热影响的数值研究

丁冠群, 肖瑶, 高新力, 刘博, 李俊龙, 顾汉洋

2022, 43(6): 8-14. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0008

摘要(355) HTML (114) PDF(59)

摘要:
针对带格架圆管在低流量高热流密度下的热工水力特性开展了数值研究。通过经验关联式与实验数据分别对光滑圆管内单相水低流量对流传热与格架效应进行标定，确立了基于SST k-ω模型的计算流体动力学（CFD）方法。模拟结果表明，格架下游传热特性取决于浮升力参数大小。强迫对流区与混合对流传热下降区，格架下游传热始终增强，努塞尔数呈指数衰减；混合对流传热恢复区与自然对流区，由于流场与传热的耦合作用，格架下游传热存在恶化现象，努塞尔数呈阻尼振荡。格架下游传热影响范围随着浮升力参数的增加先增大后减小。格架阻塞比越大，传热振荡越剧烈，格架致传热恶化的程度提高。该研究可为低流量堆芯内格架设计提供参考。

国际标准题51“公开测试”阶段进展及分析

张雪艳, 杨军, 王诗琦, 邓程程, 李玉全, 张鹏, 何丹丹

2022, 43(6): 15-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0015

摘要(513) HTML (417) PDF(73)

摘要:
为验证热工水力程序对失水事故条件下非能动核反应堆行为的模拟能力，并评估最佳估算程序预测特定实验的能力，基于我国大型整体效应试验台架——先进堆芯冷却系统机理实验（ACME）台架，经济合作与发展组织核能署组织开展了国际标准题51号（ISP-51）项目。针对目前公开测试阶段已提交的程序计算结果，进行初步对比分析，结果表明，对于同一冷管段2英寸小破口失水事故，华中科技大学、西班牙加泰罗尼亚理工大学使用的热工水力最佳估算程序RELAP5，其模拟结果在非能动安全系统触发时间、流量值等方面与实验值较为吻合。而马德里理工大学、西班牙NFQ公司使用的TRACE程序，在其模拟结果中，各非能动安全系统触发时间均有延迟，ADS1~3气液流量明显高于实验值，可能与不同临界流模型的选取及阀门管线设置方式相关。该项目开创了由经济合作与发展组织非成员国发起和负责国际标准题项目的先例，有助于我国相关科研团队进一步熟悉国际核科技研究合作项目的运作及组织管理，在国际核能科技合作中承担更多工作。

水平窄矩形通道内空气-水两相流动中气弹运动特性研究

刘安泰, 程林海, 谷海峰, 阎昌琪, 孟兆明, 龚随军

2022, 43(6): 24-29. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0024

摘要(431) HTML (209) PDF(42)

摘要:
气弹速度和液膜厚度作为弹状流工况下的关键参数，在传热分析和力学分析中具有重要意义。本文以空气-水为介质，采用高速摄影机和印刷电路板式（PCB）液膜厚度传感器，对高1.9 mm×宽68 mm的水平窄矩形通道内气弹运动特性进行研究。液相雷诺数（Re_l）<2500，矩形通道内为层流区；Re_l≥2500，矩形通道内为湍流区，基于气-液两相混合速度分别拟合了气弹运动速度的预测关系式，结果表明，层流区分布系数（C₀）可采用Ishii 关系式计算且漂移速度为0；而湍流区C₀为1.0。当气弹雷诺数（Re_b）<3100时，气弹底部液膜厚度（δ_b）随毛细管数的增大而增大；而在Re_b≥3100时，δ_b表现出波动性。现有的δ_b预测关系式不适用于窄矩形通道，在考虑通道高宽比的影响下提出了一个新的δ_b预测关系式，对文献中210个数据进行了验证，预测误差均在±20%内。

基于源项法的闭式回路架构对主泵性能影响的分析研究

王晓放, 李家玲, 鲁业明, 刘昊然, 李滢玥, 汪辉, 崔辉如

2022, 43(6): 30-36. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0030

摘要(376) HTML (158) PDF(40)

摘要:
传统的主泵流动分析平台多为简化的开式流路，与真实闭式回路运行工况存有较大差异。为探究主泵在真实回路中的流动特性与机理，以包含密封口环间隙的主泵全通道水力模型为研究对象，采用源项法进行稳态、瞬态计算分析研究。稳态计算结果表明：闭式循环回路中形成漩涡流态，致使主泵进口处发生预旋，产生入流畸变，导致湍动能有所增加，能量分布不均匀；瞬态计算结果表明：相较于开式流路，闭式回路入流畸变带来流场压力、速度、湍动能、压力脉动等特性的变化，导致泵体扬程、效率均有所下降，所受径向力、轴向力增大。闭式循环回路架构针对主泵流动性能的分析更接近真实流动。

高温锂热管三相耦合数值模拟

毛赏, 周涛, 刘文斌, 魏东, 薛春辉

2022, 43(6): 37-42. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0037

摘要(661) HTML (238) PDF(56)

摘要:
为了研究锂热管的传热机理，推动锂热管在小堆中的应用。采用COMSOL Multiphysics软件，建立了管壁、吸液芯和管内蒸气腔室的固液气三相耦合模型，对热管的温度分布、压力分布和速度分布进行计算。结果表明：当蒸发段的热流从13.9 kW增加到20.8 kW时，管壁温度、蒸气温度、蒸气压力以及吸液芯内部的液体压力、液体轴向速度随着加热功率的增加而增加，蒸气轴向速度随着加热功率的增加先增加后降低。在稳态运行时，管壁温度呈现阶梯形下降，而蒸气温度和压力基本保持不变，表明了锂热管具有良好的等温性。

含弯曲棒的全长燃料棒束沸腾传热CFD计算分析

任冰, 干富军, 杨萍

2022, 43(6): 43-50. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0043

摘要(410) HTML (220) PDF(33)

摘要:
采用计算流体动力学（CFD）分析方法模拟了含一根弯曲燃料棒（简称“弯曲棒”）的5×5全长燃料棒束内的沸腾传热现象。基于欧拉两流体模型和改进的壁面沸腾模型进行计算，并基于压水堆子通道和棒束实验( PSBT )基准题中的试验数据对计算方法进行了验证，计算所得截面平均空泡份额与试验数据吻合良好，说明了现有计算方法的可靠性。基于计算结果考察了弯曲棒对棒束通道内流场、温度场、空泡份额等关键参数的影响。研究结果表明，弯曲棒的存在对截面横向流动、流体温度、空泡份额等均未产生显著影响，但弯曲棒表面温度增加，气泡也易发生聚集，增加了发生临界热流密度（CHF）的风险。

基于统一框架的多物理耦合方案研究与平台开发

钱冠华, 于涛, 杨涛, 赵亚楠, 赵鹏程

2022, 43(6): 51-60. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0051

摘要(604) HTML (288) PDF(89)

摘要:
为实现反应堆多物理、多过程、高保真数值计算，捕捉堆芯内部更真实的物理学行为，本文深入研究了多物理程序耦合方案，并基于上层监控架构、串行计算模式、网格一一映射的显式耦合方案，依托开源集成平台SALOME、通用平台接口ICoCo、三维堆芯中子学程序ADPRES和系统热工水力程序RELAP5搭建了基于统一框架的多物理耦合平台。经NEACRP-L-335压水堆弹棒基准题验证表明，耦合平台计算结果与基准例题吻合良好，耦合平台在功率峰捕获上更加准确，可释放部分安全裕量；对瞬态末各参数的计算结果也有足够高的精度，证明了耦合平台可对反应堆多物理、多过程耦合工况进行更精细、更深入的数值计算与安全分析。

蒸汽夹带作用下高温颗粒表面拖曳力模型研究

彭程, 邓坚

2022, 43(6): 61-65. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0061

摘要(346) HTML (185) PDF(30)

摘要:
高温熔融物在冷却剂中的沉降过程关系到蒸汽爆炸的触发及后续过程的发展，影响严重事故缓解措施的设计与实施。基于高温颗粒表面蒸汽膜的夹带作用，通过理论建模与实验拟合的方法，构建了预测粗混合阶段颗粒在冷却剂中沉降过程的拖曳力系数的半经验关系式，表示为颗粒弗洛德数（Fr_p）与夹带雷诺数（Re_α）的函数。通过与高温钢球下落冷液中沸腾运动过程实验结果的比较，验证了粗混合初期蒸汽的夹带作用是颗粒沉降的主导因素。另外，沉降速度的变化受高温颗粒的直径影响。颗粒的直径越小，其沉降特征越接近于“冷颗粒”，这主要与蒸汽夹带作用的降低有关。

矩形通道边缘堵塞和中心堵塞事故实验研究

袁东东, 邓坚, 谭思超, 祝嘉鸿, 李诚韡, 乔守旭

2022, 43(6): 66-72. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0066

摘要(417) HTML (238) PDF(47)

摘要:
为获得矩形通道堵塞事故下流场的演化规律，本文利用粒子图像测速（PIV）技术，针对间隙为3 mm竖直窄矩形通道堵塞事故开展全流场可视化实验研究，对比分析70%阻塞率下边缘堵塞和中心堵塞工况流场结构的差异性。研究发现：边缘堵塞的流场结构比中心堵塞的流场结构更复杂，边缘堵塞工况会因流道阻塞形成更大的回流区，同时在高雷诺数（Re）下会形成壁面分离涡；边缘堵塞更不利于流体热量的导出，其回流区内漩涡的涡量更小，漩涡流动性更差、运动频率更复杂；同时边缘堵塞和中心堵塞内漩涡结构随Re变化趋势也完全相反。

COSINE程序再淹没模型验证及参数敏感性分析

李雪琳, 张昊, 杨燕华

2022, 43(6): 73-78. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0073

摘要(388) HTML (199) PDF(39)

摘要:
再淹没是压水堆大破口失水事故后的重要阶段，为评估系统程序在该阶段的计算能力，需要选择多种传热模型对失水事故进行复现并分析参数的敏感性响应。本文对压水堆失水事故实验（LOFT）台架进行建模，将COSINE程序中不同传热模型的计算结果与实验数据比较，验证了传热模型精确度；同时进行再淹没阶段的参数敏感性计算，识别出了对第二包壳峰值温度（PCT）影响最大的参数。计算表明：COSINE程序的传热模型能较好地预测再淹没现象；对计算结果影响较大的敏感性参数包括：UO₂体积热容、液滴直径、液滴相间传热系数和膜态沸腾壁面对汽相的传热系数。

基于时序深度学习模型的安全壳关键参数快速预测研究

冯千懿, 郭张鹏, 李仲春, 张家语, 赵后剑, 阮旸晖, 玉宇

2022, 43(6): 79-84. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0079

摘要(508) HTML (232) PDF(57)

摘要:
主蒸汽管道断裂（MSLB）事故威胁核电厂安全运行。本文基于时序深度学习模型预测核电厂非能动安全壳冷却系统（PCCS）在MSLB事故下关键安全参数随时间变化的瞬态响应。以瞬态安全参数为研究对象，数据通过线性归一化、特征标签分割预处理，使用短期数据集训练，采用长短时记忆网络（LSTM）和循环神经网络（RNN）建立单参量与多参量协同的时序深度学习模型；由多参量协同模型预测未经训练的长期数据集。研究表明：在同类事故、不同工况下，基于时序深度学习模型的预测具有适用性；基于训练短期数据来预测长期数据方法可行；使用LSTM的单参量模型或多参量协同模型的预测精度比RNN更高，基于LSTM深度学习模型能够有效、高精度快速预测MSLB事故下PCCS瞬态安全参数响应特性, 可为事故安全分析提供快速预测分析。

热管堆用高温热管参数敏感性分析和优化

田智星, 王成龙, 郭凯伦, 张大林, 田文喜, 秋穗正, 苏光辉

2022, 43(6): 85-92. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0085

摘要(546) HTML (219) PDF(50)

摘要:
热管堆用高温热管的设计是存在约束的多目标优化问题，本文旨在实现高温热管的快速多目标设计优化。针对高温热管，考虑干道、槽道、丝网、烧结等吸液芯，基于改进热阻网络法，采用非支配遗传算法Ⅱ对热阻和毛细质量流量进行优化。结果表明，热管性能与工质和吸液芯有关，圆形和矩形干道采用工质钾更佳，三角槽和烧结纤维采用工质钠更佳；钠热管中热阻性能优劣依次为环形干道、丝网、矩形槽、烧结颗粒、烧结纤维、三角槽、圆形干道、矩形干道，流量性能优劣依次为环形干道、丝网、烧结颗粒、矩形槽、矩形干道、圆形干道、三角槽、烧结纤维；在800~950 K范围内，工作温度提升导致除环形干道外热阻减小89.9%以上，流量增加320.8%以上，环形干道中热阻减小93.5%，但流量减小8.8%。本研究可为核反应堆高温热管设计优化提供参考，提升高温热管性能。

基于径向基代理模型与小生境遗传算法的铅铋反应堆堆芯智能优化

李琼, 刘紫静, 王维嘉, 赵鹏程, 于涛, 常浩彤

2022, 43(6): 93-100. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0093

摘要(566) HTML (241) PDF(40)

摘要:
为解决铅铋反应堆多因素耦合影响下的复杂非线性多维优化问题，构建了基于径向基（RBF）代理模型预测、正交拉丁超立方抽样（OLHS）和小生境遗传算法（NGA）寻优的堆芯智能优化方法，开发了包含抽样、蒙卡程序耦合处理、堆芯参数预测寻优等功能的铅铋反应堆设计优化平台，并以堆芯最小燃料装载量为优化目标进行方案寻优验证。研究结果表明：RBF代理模型可准确快速地预测铅铋反应堆堆芯特性参数，与蒙卡程序计算值比较，其预测的堆芯有效增殖因子（k_eff）相对误差在±0.1%以内；该智能优化方法应用于铅铋反应堆堆芯优化是可行的，能找到多因素共同变化约束下的最优目标方案，且极大缩减了设计方案的搜索计算时间。本研究建立的堆芯智能优化方法可为铅铋反应堆多物理、多变量、多约束耦合影响的优化设计提供思路。

含铝奥氏体耐热钢在超临界二氧化碳中的腐蚀行为

马赵丹丹, 丛硕, 陈勇, 郭相龙, 张瑞谦, 刘珠, 张弦

2022, 43(6): 101-107. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0101

摘要(492) HTML (194) PDF(65)

摘要:
研究了20Cr-25Ni合金和一种新型结构材料含铝的奥氏体耐热钢（AFA钢）在600℃/20 MPa的超临界二氧化碳（S-CO₂）环境中的腐蚀行为，并对2种合金的氧化膜形貌、成分和结构进行分析。研究发现，20Cr-25Ni合金出现明显的腐蚀增重增长趋势，表现出“抛物线”上升规律；AFA钢腐蚀增重趋势缓慢，腐蚀1000 h后仅为2.11 mg/dm²。20Cr-25Ni合金表面出现粗大的氧化产物，随腐蚀时间延长，AFA钢的氧化膜始终保持致密、连续。通过氧化膜的截面形貌分析发现，20Cr-25Ni合金腐蚀后具有两层氧化膜结构，主要由Fe₃O₄和FeCr₂O₄氧化层以及少量尖晶石组成。而AFA钢中出现了3层氧化膜结构，中间和最内层分别为Cr₂O₃和Al₂O₃氧化膜，最外层分布了一层不连续的FeCr₂O₄尖晶石氧化物。由于形成了致密的Al₂O₃氧化膜，AFA钢的抗腐蚀性能大幅提升。

工质压力及蠕变对冷变形310S不锈钢在超临界水环境下的应力腐蚀开裂行为影响研究

苏豪展, 王鹏, 张乐福

2022, 43(6): 108-116. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0108

摘要(328) HTML (94) PDF(28)

摘要:
310S不锈钢是一种性能较好的超临界水冷堆候选包壳材料，为丰富310S不锈钢在在超临界水环境下的应力腐蚀性能研究，特别是裂纹扩展速率方面的数据。本研究使用在线监测裂纹扩展的方法，测量了不同冷变形的310S不锈钢在多种工况下的裂纹扩展速率，分析了工质压力、高温蠕变等因素对310S开裂行为的作用。结果显示：超临界水或高温蒸汽的压力变化对310S不锈钢在500℃下的开裂行为的影响较为有限，冷变形作用促进材料的裂纹扩展，材料的高温蠕变行为在超临界水中对应力腐蚀开裂过程中具有较为重要的加速作用，特别是对于高冷变形和高载荷条件下的材料。本研究丰富了超临界水环境下310S的应力腐蚀裂纹扩展速率的数据，证明了提高材料的抗蠕变性能是优化包壳材料服役性能的重要手段之一，包壳设计制造的过程中应当避免较大幅度的冷变形。

HFETR多层环形燃料组件堵流事故研究

刘文斌, 邓才玉, 宋霁阳, 向玉新, 康长虎, 刘畅, 宋雨鸽, 郭雨非

2022, 43(6): 117-121. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0117

摘要(389) HTML (112) PDF(34)

摘要:
高通量工程试验堆（HFETR）的燃料组件采用了多层环形窄缝流道的设计来提高换热能力。然而，需要注意的是窄缝流道发生堵流的可能性较高。本文基于RELAP5程序建立了HFETR燃料组件模型，经过计算值与试验值的对比验证，结果表明该模型合理准确。基于该模型研究了堵流事故工况下热盒燃料组件的瞬态特性及其影响因素。结果表明：①当堵流比大于0.5时，随着堵流比的增加，燃料包壳与芯体峰值温度显著上升；②即使单个流道发生全部堵流，由于周围流道的冷却，燃料包壳峰值温度最大值只有218.6℃，能够保证燃料包壳的完整性；③单个流道全部堵流事故工况初期流量等参数波动较大，而在事故发生15 s后燃料组件主要参数基本稳定。

漳州核电厂严重事故场外后果评价准则探讨

邢继, 石雪垚, 黄树明

2022, 43(6): 122-127. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0122

摘要(383) HTML (211) PDF(40)

摘要:
为了对“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的”这一基本目标进行量化评价，本文从简化事故后场外应急的角度，提出了严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的设计目标。结合漳州核电厂的厂址条件，推导出了一套用于漳州核电厂的严重事故后放射性后果评价准则。通过对“华龙一号”典型严重事故过程及放射性释放过程进行分析，结果表明，漳州核电厂“华龙一号”堆型满足本文提出的放射性后果评价准则，能够实现在严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的目标。

钢制安全壳窄缝内气溶胶冷凝滞留实验研究

王善普, 佟立丽, 曹学武

2022, 43(6): 128-132. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0128

摘要(443) HTML (163) PDF(49)

摘要:
目前核电厂安全壳放射性评估中未考虑狭窄裂缝（简称窄缝）对气溶胶的滞留效果，但与常规尺寸相比，窄缝的高表面/体积比对气溶胶泄漏具有可观的滞留，评估结果过于保守。通过开展矩形直通道内气溶胶泄漏实验，获得缝高约100 μm钢制安全壳窄缝内气溶胶滞留效率，观察到窄缝通道入口区域为主要的粒子沉积区域。同时，通过在窄缝流动方向上建立并维持一定的温度梯度，模拟安全壳非能动冷却系统投运时安全壳窄缝内气溶胶泄漏过程。结果表明，窄缝对亚微米粒径气溶胶具有良好的滞留效果，温度梯度引入的蒸汽冷凝能显著提高气溶胶滞留效率至91%左右，且缩小了泄漏面积。

2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管优化设计

王成才, 徐辉, 张学勇, 杨照东, 晏桂珍, 王燕辉, 杨中伟

2022, 43(6): 133-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0133

摘要(490) HTML (232) PDF(37)

摘要:
液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管是熔盐堆尾气处理系统的重要核安全级设备，为尾气中短寿命核素衰变提供封闭环境，同时去除衰变热，降低其后碘吸附床和活性炭吸附床的温度。本文介绍了业主提供的2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆滞留盘管原设计方案中存在的问题及结构优化后的新设计方案。优化后的滞留盘管设计方案具有散热性好、泄漏点少（焊缝少）、容易施焊、便于检测监控维修、用材少等优点，具有较好的可靠性和经济性。

主管道材料高温力学性能研究

李朋洲, 李一磊, 姚迪, 罗家成, 孙磊, 乔红威

2022, 43(6): 139-145. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0139

摘要(245) HTML (120) PDF(37)

摘要:
提供核电厂破前漏（LBB）设计所需材料性能参数需要测量主管道母材和焊接材料在高温下的力学性能（包括材料在地震环境下的高温动态力学性能）。基于万能伺服材料试验机和高速材料试验机测量了核电厂主管道母材控氮00Cr17Ni12Mo2不锈钢及焊接材料OK Tigrod 316L在高温（350℃）下的静动态拉伸力学性能、裂纹扩展率和静动态断裂韧性。与主管道母材和焊接材料的常温力学性能相比，2种材料在350℃下的静动态拉伸力学性能以及OK Tigrod 316L在350℃下的静动态断裂韧性都较常温有较大幅度的降低，2种材料在350℃下的抗裂纹扩展性能较常温略有下降。研究成果可为核电厂管道的LBB设计提供试验技术和材料参数支持。

直流蒸汽发生器的自抗扰控制研究

程玉玉, 马志才, 王明洋, 张月

2022, 43(6): 146-150. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0146

摘要(534) HTML (186) PDF(50)

摘要:
直流蒸汽发生器（OTSG）水容量小，蓄热能力小，其数学模型具有不确定性和非线性的特征，在存在扰动及负荷变化时，蒸汽压力会出现较大波动，对系统设备产生不利影响。常规比例-积分-微分（PID）控制存在超调、抗扰动性能差等问题，难以满足系统性能需求。针对上述问题，本文使用自抗扰控制器（ADRC）对OTSG的蒸汽压力进行控制。但由于ADRC待整定参数较多，调节比较困难，本文对混合蛙跳算法（SFLA）进行改进优化，用于ADRC参数的整定寻优，并建立仿真模型进行仿真试验研究。结果表明：采用改进SFLA进行参数自整定的ADRC能够实现对OTSG快速无超调的跟踪控制，减小了蒸汽压力的控制误差，并具有良好的抗扰动能力。

研究堆运行许可证有效期延续申请审查策略

杨喆

2022, 43(6): 151-154. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0151

摘要(335) HTML (143) PDF(31)

摘要:
生态环境部第8号令《核动力厂、研究堆和核燃料循环设施安全许可程序规定》对核动力厂、研究堆和核燃料循环设施运行许可证件延续事项作出了新的规定。为推动我国研究堆老化管理标准体系建立，分析了我国研究堆延寿审查策略发展历程，结合高通量工程试验堆等研究堆运行许可证有效期延续申请审查工作中的几个关键问题，提出了以定期安全审查为主、重点依据老化管理并兼顾技术规格书审查及差异性审查的审查策略，研究成果为我国研究堆老化管理法规标准的建立提供了实践经验及理论指导依据。

小型铅铋冷却快堆堆芯功率控制研究

孙奥迪, 孙培伟, 魏新宇

2022, 43(6): 155-161. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0155

摘要(339) HTML (329) PDF(68)

摘要:
铅铋冷却快堆多用于海洋、山区等偏远特殊环境的孤网供电，用户特性要求小型铅铋冷却快堆需具有良好的负荷跟踪能力。本文将3种不同的控制方法应用于铅铋冷却快堆堆芯功率控制，通过引入噪声、死区、时滞等环节对控制器的稳定性和设定值跟踪能力进行了测试。结果表明，比例-积分-微分（PID）控制器很难达到较好的控制效果，因此工业应用时往往加入了其他环节以保证PID控制器的稳定性。自抗扰（ADRC）控制器和H_∞鲁棒控制器都具有良好的抗噪能力，能够独立地完成较好的控制效果，但良好的抗噪能力要牺牲一定的灵敏性。通过对3种控制器的比较分析表明，由于仿真计算对实际对象进行了简化，在这样的条件下所设计的控制器应选择较为保守的参数。

棒位探测器电源系统比例复数积分控制策略研究

高龙将, 徐奇伟, 于天达, 唐健凯, 罗凌雁, 李晴朝, 黄思语

2022, 43(6): 162-167. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0162

摘要(311) HTML (166) PDF(23)

摘要:
单相逆变器在核电厂棒位检测系统中工作于电压源模式，其负载棒位探测器通常等效为阻感性负载，而阻感性负载连接至逆变器输出端不能稳定地输出正弦电压。为此，本文针对单相逆变器棒位探测器电源系统提出了一种比例复数积分（PCI）控制策略，并给出控制器参数设计方法。首先，基于系统的频域模型推导出电流环比例积分（PI）控制器和电压环PCI控制器参数解析式，并考虑负载参数对系统稳定性的影响。然后，设定期望的电流环和电压环开环截止频率和相位裕度，通过本文方法解析计算PI和PCI控制器参数。最后，通过MATLAB仿真验证了本文方法能够使阻感性负载下的单相逆变器得到稳定的输出电压与输出电流，且输出电流谐波畸变率（THD）<0.3%。该方法可以为单相逆变器棒位探测器电源系统控制提供指导。

LBB管道裂纹泄漏率计算软件PICLES验证研究

何风, 吴万军, 马若群, 房永刚, 艾红雷, 王新军, 孙英学

2022, 43(6): 168-173. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0168

摘要(335) HTML (232) PDF(28)

摘要:
管道裂纹泄漏率计算是破前漏（LBB）分析中的关键技术，采用与有效软件进行对比和与实验结果进行对比的方式，对国内自主研发的泄漏率计算软件PICLES进行验证研究。与已有成熟工程应用的国际同类软件（PICEP和SI-PICEP）对比，PICLES与其计算结果相差较小；与管道裂纹泄漏率实验结果对比，PICLES计算出的泄漏率与其相差−80.23%~−43.79%，PICLES计算的泄漏裂纹长度与实测裂纹长度相差21.84%~79.07%，说明将PICLES用于过冷水管道LBB分析具有较高的保守性。因此，PICLES可用于实际工程中的LBB分析。

一回路压力边界泄漏率试验数据有效性分析

朱伟, 侯秦脉, 蔡宁, 徐赛, 朱杰, 李秋奇

2022, 43(6): 174-179. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0174

摘要(287) HTML (131) PDF(31)

摘要:
某研究性反应堆一回路压力边界气体泄漏率试验受容积小和设备冷却水等因素干扰，试验数据存在极端样本点，在不改变试验方法的基础上，通过使用回归模型的显著性检验和方差分析等方法确保试验结果的有效性。试验方法借鉴压水堆安全壳泄漏率试验方法，本文选用ANSI/ANS-56.8、RCC-G-1988、ПНАЭГ-10-021-90这3种常用的安全壳泄漏率计算方法进行计算分析，结果表明3种方法计算结果基本相同。通过对线性回归模型中残差的独立性、正态性以及等方差性进行分析，探讨回归诊断对计算结果的影响；同时对于回归诊断发现方差不齐、自相关和极端样本点等问题，结合残差加权最小二乘法和去除极端样本点对最终结果进行修正，提高了结果的可靠性。本文分析方法已应用到核安全审评中。

以设备分级为主导的维修大纲优化技术与应用

杨立飞, 马沂荩, 张光辉, 王位, 唐坤, 王舒文, 刘晓磊, 吴优, 刘海啸, 武涛

2022, 43(6): 180-186. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0180

摘要(558) HTML (214) PDF(30)

摘要:
提出以设备分级为主导的预防性维修（PM）大纲优化技术理念与导向，给出了C/S/E/R各级设备PM大纲优化技术路线和优化案例，并在2018~2020年陆续应用于多台中国改进型三环路压水堆（CPR1000）核电机组PM大纲精益化专项中，完善补强了关键重要设备PM大纲，削减了过度维修，使得维修资源得到合理配置。截至2020年底16台CPR1000机组PM大纲当量总量值下降超过20%，PM维修费用节约保守估计超过5000万元。实践证明，运用基于设备分级的PM大纲优化技术不仅能够确保关键重要设备的可靠性维修水平，还能有效降低核电机组运维成本，可作为其他核电厂PM大纲优化参考。

液态铅铋合金回路氧输运特性的数值研究

梁瑞仙, 杨凌峰, 王译锋, 李小波, 牛风雷

2022, 43(6): 187-194. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0187

摘要(358) HTML (256) PDF(64)

摘要:
为研究液态铅铋合金（LBE）冷却剂系统气态氧控装置——膨胀箱中覆盖气体的氧输运特性，利用计算流体动力学（CFD）软件ANSYS Fluent对氧输运进行了数值计算。根据覆盖气体流动特性和混合气体中低氧分压特点，对膨胀箱气相空间进行简化，将气-液交界面视为氧浓度恒定的自由表面边界，采用组分输运模型计算气体和液态LBE之间传质后的液态LBE氧浓度。结果表明，传质系数随液态LBE入口流速增大而增大，液态LBE入口流速增大则膨胀箱内气-液对流强度增加，有利于增强膨胀箱的氧输运；膨胀箱中液态LBE温度越高，则氧输运的平均传质系数越大；在液态LBE入口流速一定时，平均传质系数可表示为温度的递增函数。在饱和氧浓度阈值内，入口氧浓度和气-液交界面氧浓度不影响膨胀箱的传质系数，对液态LBE回路的氧浓度控制有利。本研究定量获得了使液态LBE回路处于合理氧浓度范围内的操作条件，为实验及系统设计提供数据参考。

核电厂人员闸门新型传动机构研发设计与分析

张峰, 钦军伟, 谢洪虎, 刘小华, 陈曌, 杨锦春

2022, 43(6): 195-200. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0195

摘要(458) HTML (246) PDF(31)

摘要:
采用数字化设计方法，研发了人员闸门新型传动机构并完成了样机模块化设计开发。使用故障模式及影响分析（FMEA）方法，找出了新型传动机构薄弱环节，即锁紧机构传动链和地震后的门旋模块及门栓插拔模块，分别利用动力学仿真软件ADAMS对锁紧机构传动链的锁紧功能及运动性能进行了运动模拟仿真分析，利用有限元分析软件ABAQUS对地震后门旋模块的可运行性及门栓插拔模块的有效性进行了分析。结果显示，锁紧机构传动链选型合适，门旋模块满足可运行要求，门栓插拔模块满足有效性要求。研发的新型传动机构传动链及结构设计合理，满足三代核电的要求。

涡流式分离器气液两相分离数值模拟研究

张泽楷, 张婷婷, 尹莎莎, 尹俊连, 王德忠

2022, 43(6): 201-208. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0201

摘要(372) HTML (230) PDF(33)

摘要:
对于气液两相分离，传统分离器或体积过大，或旋流强度低，因此考虑提出一种新式的涡流式分离器。利用涡流二极管逆向流动形成强度较高旋流的特点，在旋流腔上方加入一根支管，从切向入口进入的两相流由于密度差和旋流的作用，气相会聚集在中心由于浮力作用从上支管流出分离器，液相会分布在四周由于重力作用从下支管流出分离器，从而实现两相分离。采用数值模拟的方式分别对不同旋流腔尺寸以及出口形状的分离器进行计算，模拟结果表明，在进口流量为0.5 t/h、入口含气率1%~5%工况下，控制底流口压力和入口相同，溢流口与入口压差在80~90 kPa范围内，分离器对粒径在50~100 μm的气泡分离效率可以达到90%以上。

ZIF-67对模拟废水中Co(Ⅱ)和Mn(Ⅱ)的吸附研究

周义朋, 门金凤, 王晓伟, 杜志辉, 梁成强, 贾铭椿

2022, 43(6): 209-216. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0209

摘要(456) HTML (169) PDF(34)

摘要:
为开发出对放射性废液中长寿期活化产物具有高效选择性的吸附剂，在室温下制备了金属-有机框架（MOFs）材料ZIF-67，并对该材料进行了热稳定性测试以及结构的表征。首次考察了初始pH值、吸附时间和溶液初始浓度等因素对ZIF-67吸附Co(Ⅱ)和Mn(Ⅱ)的影响。结果表明：ZIF-67属于微孔材料，具有良好的水热稳定性。在pH为6.0、温度为30℃、初始浓度为500 mg/L的条件下，ZIF-67对Co(Ⅱ)和Mn(Ⅱ)的饱和吸附容量分别达到305.63 mg/g和197.43 mg/g。ZIF-67在混合金属离子溶液中对Co(Ⅱ)、Mn(Ⅱ)和Ni(Ⅱ)具有良好的选择吸附性能。因此，ZIF-67在实际放射性废液中活化产物的处理中有良好的应用前景。

超高通量快中子研究堆核燃料概念设计研究

李文杰, 夏榜样, 余红星, 焦拥军, 李权, 孙丹, 吴裕

2022, 43(6): 217-221. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0217

摘要(589) HTML (330) PDF(83)

摘要:
提高中子注量率是高通量研究堆的发展趋势，能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至10¹⁶ cm⁻²·s⁻¹将导致功率密度峰值相较于现有研究堆高数倍，对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此，本文从中子学、传热、燃料材料堆内行为等方面半定量分析了提高中子注量率对核燃料性能的影响，并提出应对超高通量和功率密度挑战的设计措施，为发展超高通量快中子研究堆燃料设计提供指导。

超高通量快中子研究堆需求分析

廖玮, 夏榜样, 余红星, 李文杰, 穆克亮, 张丰收

2022, 43(6): 222-226. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0222

摘要(680) HTML (221) PDF(99)

摘要:
实现超高快中子通量是世界先进研究堆的重要发展方向，对于加快第四代先进核能系统燃料及材料创新发展具有重要意义。本文从先进核能堆内结构材料与核燃料的辐照考验、长反应链超钚元素生产等角度，初步分析了我国建设超高通量快中子研究堆的必要性。在此基础上，确定了超高通量快中子研究堆的堆芯最大中子注量率及其冷却剂，给出了反应堆主要参数及冷却剂流动方案。反应堆热功率为200 MW，冷却剂为铅铋合金，最大中子注量率大于10¹⁶ cm⁻²·s⁻¹。

高燃耗下UN-FeCrAl燃料元件稳态及瞬态热力学性能分析

何梁, 秋博文, 邬周志, 张坤, 陈平, 高士鑫, 胡超, 邢硕, 范航, 王严培

2022, 43(6): 227-231. doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0227

摘要(354) HTML (129) PDF(35)

摘要:
UN-FeCrAl燃料元件作为耐事故燃料高燃耗应用的主要方案之一，需要评价其在高燃耗下的热力学性能。本研究基于FUPAC软件对UN-FeCrAl燃料元件在燃耗68000 MW·d·t⁻¹(U)下的稳态和瞬态热力学性能进行了预测。分析结果表明，稳态工况下UN-FeCrAl燃料元件热力学性能表现良好；瞬态下UN燃料的芯块中心温度最高仅为862℃，可满足芯块温度设计要求，但FeCrAl包壳的瞬态应力最大将达到459 MPa，且瞬态应变量相比于稳态应变量最大增加了0.23%，这可能会使FeCrAl包壳面临瞬态应力和瞬态应变准则超限的风险。因此后续研究应重点关注FeCrAl包壳的瞬态应力和瞬态应变性能。

留言板

2022年第43卷第6期

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