核动力工程

姓名
邮箱
手机号码
标题
留言内容
验证码

毛庆, 张涛, 徐晓, 岑鹏, 王国锋

2024, 45(2): 1-9. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0001

摘要(79) HTML(9) PDF(51)

摘要:
为促进国际市场开发，中国广核集团有限公司开展了华龙一号核电技术方案英国通用设计审查（GDA）和欧洲用户要求认证（EUR）。核电厂构筑物、系统和设备的结构完整性是国际审查和认证的重点，为适应英国核安全监管和欧洲用户要求，项目团队采用分析法设计理念，以力学分析、试验和论证为关键手段，完成了英国版和欧洲版华龙一号的结构完整性分析评估和设计改进，全面满足了英国核安全监管和欧洲用户要求。通过华龙一号国际审查和认证，研究了结构完整性领域的相关技术要求，总结了审查过程中的实践和思考，可为华龙一号核电技术方案的持续改进和创新提供借鉴。

松散耦合系统蒙特卡罗临界计算源收敛判定方法研究

张寅, 成昱廷, 周琦, 朱庆福, 夏兆东, 宁通, 张振洋

2024, 45(2): 10-18. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0010

摘要(35) HTML(12) PDF(13)

摘要:
为提高蒙特卡罗程序在松散耦合系统临界安全计算中的可靠性与准确性，需要对计算结果进行源收敛判定。本文提出了一种考虑裂变源分布及统计偏差权重因子的改进型香农熵的收敛判定方法，将裂变源迭代过程中相邻代际之间裂变源分布的相对偏差、源迭代过程中裂变源分布的蒙特卡罗统计标准差作为裂变源分布的权重，建立了改进型的香农熵收敛指标，弥补了传统香农熵对于局部裂变源收敛细节考虑的不足。将改进型的香农熵收敛指标应用在经合组织核能机构发布的乏燃料棒栅元和松散耦合铀溶液平板基准问题上。结果表明，对比传统香农熵源收敛判定指标，改进型的香农熵对裂变源迭代收敛过程更为敏感，能够更加直观和准确地判定裂变源分布伴随源迭代的收敛性。对于收敛速度慢的典型算例，应用传统香农熵判定收敛性时给出了伪收敛的结论，而改进型香农熵能准确地判定源迭代达到收敛时的迭代次数。

基于拼接裂变矩阵的燃耗计算方法研究

高睿霜, 刘晓晶, 何东豪, 潘清泉

2024, 45(2): 19-23. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0019

摘要(11) HTML(2) PDF(10)

摘要:
为了实现高效率的输运-燃耗耦合计算，本文基于拼接裂变矩阵理论提出了一种新的燃耗计算方法。拼接裂变矩阵方法使系统的裂变矩阵可以通过预先计算的数据库获得，再根据计算模型的实际工况，按照终点区域性质进行拼接。裂变矩阵数据库采用蒙特卡罗固定源计算得到，堆芯计算也不需要蒙特卡洛模拟，因此可避开耗时的临界计算。本文采用新的燃耗计算方法计算了一个典型两组件模型燃耗600有效满功率天（EFPD）的有效增殖因子和裂变源分布，结果表明燃耗-富集度复合修正比例可将裂变源均方根误差控制在0.7%以下，证明该算法的可行性。

基于核电厂实测数据的NECP-Bamboo软件验证与确认

梁毅琳, 李云召, 周原成, 李一松, 张恒瑞, 周世龙, 王伟国, 欧雨想, 王嵩哲, 秦浚玮, 邵睿智

2024, 45(2): 24-34. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0024

摘要(16) HTML(2) PDF(8)

摘要:
验证与确认是软件生命周期中的重要环节，反映软件研发真正走向实际应用的过程，是软件从“书架”走向“货架”的重要标志。基于核电厂包括CNP300、M310、CNP650、BEAVRS和HPR1000在内的5种型号商用压水堆共计48个运行循环的实际测量数据，对NECP-Bamboo软件进行了验证与确认。结果表明，采用NECP-Bamboo软件计算获得的控制棒价值、温度系数、临界硼浓度和组件功率分布等堆型关键参数的计算值与实测值误差均能满足工业限值的要求。各个型号堆型相应关键参数误差的95%置信区间范围汇总如下：临界硼浓度为[−37.80，35.39]ppm，控制棒的价值为[−6.18%，3.68%]，温度反应系数为[−3.27，2.99] pcm/K，组件相对功率在大于和小于0.9时分别为[−0.64%，−0.12%]和[1.18%，2.94%]。

基于长寿期压水堆的新型可燃毒物材料组合研究

童吉, 曲泠怡, 谢金森, 徐士坤, 于涛

2024, 45(2): 35-41. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0035

摘要(15) HTML(4) PDF(8)

摘要:
长寿期压水堆采用单一可燃毒物组件的设计不是最优选择。为满足长寿期压水堆中可燃毒物对反应性控制的综合需求，本文针对具有较好中子学性能的新型可燃毒物²³¹Pa₂O₃、PACS-J、PACS-L、¹⁶⁷Er₂O₃和¹⁵⁷Gd₂O₃进行组合研究。结果表明，采用“快燃耗”与“慢燃耗”可燃毒物进行组合的组件可以达到更优的结果。其中对于“低富集度”下的燃料组件，可以选用²³¹Pa₂O₃与PACS-J、PACS-L与¹⁶⁷Er₂O₃的组合方案；对于“高富集度”下的燃料组件，可以选用²³¹Pa₂O₃与PACS-J、¹⁵⁷Gd₂O₃和¹⁶⁷Er₂O₃的组合方案。因此，本文通过对“快燃耗”与“慢燃耗”可燃毒物组合设计，可实现对长寿期压水堆初始剩余反应性控制、反应性平缓释放及增加燃耗深度的要求。

基于中子电报方程的均匀裸堆瞬态中子输运问题解析解研究

王伟国, 李云召, 秦浚玮, 曹良志

2024, 45(2): 42-46. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0042

摘要(13) HTML(2) PDF(5)

摘要:
斐克定律作为扩散理论的基础，其本质是在中子输运方程的P₁近似方程（电报方程）的基础上进一步忽略了中子流密度关于时间的导数项，因此在瞬态过程中无法准确描述实际的中子动力学过程。本文基于单能中子电报动力学方程，针对一维无限大平板裸堆中子动力学问题，利用分离变量法推导了其解析解，并与扩散中子动力学方程的解析解进行了对比分析。研究发现：在瞬态变化过程中，电报方程的解与扩散方程的解相比，空间项仍保持余弦函数的形式，但是时间项的变化则更为复杂，一是时间项的级数组合形式受到问题的几何和材料的影响，二是高阶谐波表现出随时间振荡变化的规律。该研究结果可以为后续基于中子电报方程的数值理论研究提供参照和依据。

压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究

熊军, 吕炜枫, 郭润春, 高耀毅, 蒋振宇

2024, 45(2): 47-52. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0047

摘要(16) HTML(1) PDF(9)

摘要:
为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度，基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理，建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组，并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布，并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证，验证结果表明：建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估，评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导，从而优化后端的工作人员防护措施，降低辐射风险。

基于hp-VPINN的反应堆中子扩散计算方法研究

曾付林, 张小龙, 赵鹏程

2024, 45(2): 53-62. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0053

摘要(11) HTML(4) PDF(4)

摘要:
先进的反应堆模拟技术需要基于较少的实际探测数据反演全堆关键参数。针对这一需要，本文基于具有高阶多项式域分解功能的变分残差物理信息神经网络（hp-VPINN）构建计算模型，用于正向、反向求解中子扩散方程。该模型使用神经网络作为试函数，并将其代入中子扩散方程形成变分残差作为损失函数进行梯度下降。为了提高求解精度及效率，本文还根据中子扩散方程的物理特性提出了有效增殖系数智能搜索与反演等创新型关键技术，并基于鲸鱼优化算法（WOA）实现了神经网络超参数自优化。最后通过多个算例进行验证，结果表明该方法在具有较高精度的同时，实现了较低的训练数据依赖，为先进反应堆模拟技术提供了一条少量输入数据且较高精度输出的中子扩散求解途径。

热离子空间堆电源负荷跟踪特性研究

韩旭帆, 欧阳泽宇, 王钊, 单建强

2024, 45(2): 63-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0063

摘要(22) HTML(6) PDF(14)

摘要:
为分析热离子空间堆电源负荷跟踪运行特性，本研究采用可复用的层次化组件模型的Fortran语言建立热离子空间堆TOPAZ-II系统程序。分析了铯蒸汽压力和电极间隙对输出电功率的影响，利用堆芯反应性反馈和外部负载电阻协同控制的方法，分析不同载荷变化下热离子空间堆电源在轨运行的负荷跟踪运行特性。结果表明对于稳态电功率为5.5 kW的工况，电功率在0.95~7.25 kW之间变化时，慢化剂温度不会发生明显变化，此时堆芯具有自稳特性；超过这个范围，堆芯则失去自稳特性，这与慢化剂的正温度反应性反馈密切相关。

纯蒸汽在竖直管内非完全冷凝换热特性的实验研究

刘佳宝, 曹夏昕, 杨培勋

2024, 45(2): 72-81. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0072

摘要(15) HTML(4) PDF(13)

摘要:
为研究纯蒸汽在竖直管内非完全冷凝的换热特性，使用内径为25 mm的换热管进行实验，入口压力为0.1~0.3 MPa，蒸汽质量流速为12~70 kg/(m²·s)。研究了入口压力、质量流速和质量含气率对管内平均和局部冷凝换热系数的影响，判别了冷凝过程中液膜流态，分析了液膜湍流度和液滴夹带对竖直管内冷凝换热的影响。结果表明：冷凝换热系数随着质量流速和质量含气率的增大而增大，竖直管的冷凝换热系数随着入口压力的升高而降低。实验中的液膜流型主要在过渡流区间，液滴夹带的发生使局部冷凝换热系数提高。对比4种环状流冷凝换热关系式计算结果发现，Shah的经验关系式基本偏差在±30%以内，平均绝对偏差（MAD）为18.91%。基于实验数据提出的经验关系式，其计算值和实验值基本偏差在±10%以内。

起泡条件下矩形窄缝通道内压力场和温度场数值模拟

王雪鉴, 赵亚楠, 于涛

2024, 45(2): 82-87. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0082

摘要(15) HTML(4) PDF(8)

摘要:
当矩形窄缝通道由于辐照肿胀产生形变出现起泡结构时，通道内流动传热特性会发生改变。本文采用数值计算方法分析了起泡条件下矩形窄缝通道内流体压力场和温度场分布。结果表明，起泡对流体的阻碍作用会导致流体在第一个起泡前出现压力高点。经过每一个起泡，局部压降均会先飞升后突降，起泡处流体温度上升，壁面温度下降。通过模型计算分析获得了起泡条件对压力场和温度场的影响规律。

安全壳内放射性气溶胶输运特性模拟研究

田家铭, 王跃社, 李彪, 邹琳

2024, 45(2): 88-95. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0088

摘要(16) HTML(6) PDF(16)

摘要:
为探明实际安全壳尺寸下严重事故中放射性气溶胶的输运特征，利用计算流体动力学和颗粒群平衡方程耦合，模拟了严重事故中放射性气溶胶在安全壳内的空间分布规律，并重点定量分析了不同聚并机制和沉积机制对于气溶胶输运过程的影响。结果表明，粒径小于0.1 μm的气溶胶颗粒的相互作用主要受布朗聚并影响，粒径大于10 μm的主要受湍流惯性聚并影响，粒径介于两者之间的受布朗聚并和湍流聚并（湍流惯性聚并和湍流剪切聚并）共同影响。对于沉积现象，粒径小于0.1 μm的气溶胶主要受布朗扩散沉积影响，粒径大于0.1 μm的主要受重力沉积影响。湍流聚并的平均聚并速度是布朗聚并速度的2.99倍，布朗扩散沉积的平均沉积速率是重力沉积的1.38倍。本研究为实际安全壳尺寸下放射性气溶胶去除技术的选取提供了解决思路。

反应堆下腔室涡流引起堆芯流动不稳定性试验研究

孟洋, 廖恒基, 姜林, 方颖, 张嘉琪, 李勇, 杨祖毛

2024, 45(2): 96-102. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0096

摘要(16) HTML(2) PDF(10)

摘要:
压水反应堆各个环路中的冷却剂在下腔室发生剧烈湍流交混，下腔室腔体内产生大量涡流，会导致堆芯燃料组件入口流量随机震荡，引发堆芯瞬态流动不稳定性，可能影响到反应堆热工、结构安全或传热性能。本文对反应堆内燃料组件区域流动特性开展研究，通过水力学试验手段获得反应堆堆芯在多种运行工况下，下腔室安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的堆芯燃料组件入口流量脉动数据，试验结果表明，流量分配裙对下腔室涡流的抑制效果明显，在碎涡整流作用下，堆芯流量脉动明显降低；随着运行环路数的减少，下腔室流场对称性降低，涡流增强，堆芯流量脉动明显增大；下腔室涡流还会对堆芯入口流量分配均匀度造成不利影响，流量脉动偏大区域对应的流量分配因子明显较小。

基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析

黄哲, 梁铁波, 杨雯, 卢川, 李洋, 何中海, 沈昕

2024, 45(2): 103-109. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0103

摘要(17) HTML(2) PDF(12)

摘要:
铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器（OTSG）稳态与瞬态耦合分布参数模型，分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异，并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明：稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区，二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移；动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%，就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。

高温液钠在不锈钢丝网吸液芯中毛细特性研究

朱怡儒, 马誉高, 张卢腾, 席治国, 唐思邈, 马在勇, 潘良明, 张卓华, 丁书华

2024, 45(2): 110-115. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0110

摘要(26) HTML(8) PDF(10)

摘要:
碱金属高温热管吸液芯的毛细特性对于热管的正常运行具有重要意义。本文采用毛细上升法和称重法在手套箱中开展了高温液态金属钠（简称液钠）在不同目数的304不锈钢丝网吸液芯中毛细特性的实验研究。实验获得了不同温度阶段下吸液芯毛细性能的变化规律，结果表明：在低于460℃阶段，吸液芯毛细性能提升有限，这是由于不锈钢表面Cr₂O₃氧化膜对液钠润湿性影响决定的。温度高于460℃之后，液钠与Cr₂O₃发生腐蚀反应，吸液芯毛细性能明显增强。且液钠对不锈钢表面氧化膜的破坏是不可逆的，在后续加热周期的温度变化阶段将保持最佳浸润性，吸液芯毛细特性将主要受到表面张力物性的影响，呈现随温度升高吸液芯质量下降的变化趋势。根据毛细理论并结合吸液芯结构建立了吸液芯毛细抽吸模型，降温阶段模型预测吸钠质量与实验值的误差在12%以内。

定位格架对棒束通道出口温场分布影响研究

仇子铖, 谢士杰, 郎雪梅, 李朋洲, 卓文彬

2024, 45(2): 116-122. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0116

摘要(13) HTML(2) PDF(11)

摘要:
为分析定位格架交混能力，进一步优化定位格架热工设计方法。本文通过实验研究不同结构定位格架对棒束通道出口温场分布的影响。实验中，系统压力为7.0~16.5 MPa，质量流速为900~4500 kg·m⁻²·s⁻¹，实验段进出口温差为30~128℃。实验结果表明，在压水堆运行参数范围内，对于相同定位格架结构形式，不同压力、进出口温差、质量流速等热工参数条件下棒束通道出口截面子通道最高温度和最低温度的差值与进出口温差的比值没有明显变化趋势；交混翼主导了定位格架的交混作用，II型交混翼带来较强的交混作用；对于D型定位格架，非对称的条带结构会导致流场整体出现一定的偏转，一定程度上降低了定位格架的交混作用。

折流板对传热管流致振动响应影响分析

王帅权, 张锴, 熊珍琴, 施林鹏

2024, 45(2): 123-129. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0123

摘要(11) HTML(3) PDF(10)

摘要:
传热管流致振动磨损是引起换热器性能衰退和运行故障的重要因素之一。本文针对换热器折流板形成的非均匀横流引起的振动，建立可视化三跨7×12传热管束流致振动试验装置，通过管内加速度传感器和高速相机视觉测振分别获得迎流首排中间跨管内振动加速度数据和管与支承板间隙变化数据，并开展数值模拟计算获得管间流场。对比横向全开口无折流板和2/3开口折流板形成横流引起的管振动试验和模拟结果，表明2种结构第三排后管间流速差异较小，发生流弹失稳临界速度较为相近，2/3开口折流板发生失稳临界速度略高于全开口无折流板结构。对比5种经典临界速度关系式，Chen公式能够较好地保守预测失稳发生。管与支承板的间隙可视化试验表明，极低流速时2种来流结构管均较稳定地依靠在支承板一侧孔上。在中等流速下，全开口来流作用下管在支承板孔中较大幅度往复运动而轻微敲击，而非均匀来流结构中管仍依靠在支承板上的梅花孔内缘上发生小幅度滑动。发生流弹失稳时，全开口结构以敲击为主，而2/3开口结构会发生显著滑动和敲击。2/3开口结构更易发生传热管-支承板的滑动磨损，将威胁传热管的完整性。

沸腾传热数值模拟方法及多管耦合应用特性研究

张振国, 谭思超, 李小畅, 刘思超, 冯艺, 黄玉健, 田瑞峰

2024, 45(2): 130-138. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0130

摘要(12) HTML(4) PDF(11)

摘要:
针对直流蒸汽发生器（OTSG）中全流型沸腾传热及一、二次侧耦合换热等复杂物理现象，计算流体动力学（CFD）数值分析普遍面临计算难度大、计算效率低及不确定性大等问题。基于欧拉两流体多相流模型与临界热流密度（CHF）壁面沸腾模型，建立了管内全流型流动沸腾传热数值分析模型，并验证了模型的有效性。基于所验证的模型，开展了数值模型在多管耦合传热下的应用特性研究，明确了该数值模拟方法在多管耦合下的可靠性，并对温度与相分布计算结果对相间作用力模型的敏感性进行了数值分析。研究结果表明：基于欧拉两流体多相流模型与CHF壁面沸腾模型，能够较准确地预测管内水介质由过冷到过热的全流型流动沸腾传热过程，计算的“干涸”点位置及壁面峰值温度与实验值符合较好，最大误差小于10%；基于欧拉两流体多相流模型与CHF壁面沸腾模型的数值方法对多管耦合工况有较好的适用性，计算的二次侧温度与实验结果吻合良好；两相间曳力对壁面温度及空泡份额的计算结果有较明显的影响，但非曳力对壁面温度的影响较小，因此对于大规模工程应用计算，可在分析中不考虑部分相间非曳力的影响。本文研究结果可为OSTG的三维精细化数值分析的模型选择提供有益参考。

CFETR先进小样品辐照胶囊优化与热工安全分析

刘畅, 刘文斌, 戴勇, 孙寿华, 张平, 康长虎, 宋霁阳, 王凯民, 彭蕾, 郑鹏飞

2024, 45(2): 139-146. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0139

摘要(20) HTML(14)

摘要:
中国聚变工程试验堆（CFETR）先进材料辐照考验样品所在胶囊结构较为复杂，其内部填充氦气，胶囊肋条尺寸、位置以及胶囊内部填充材料对样品温度影响大。基于STAR-CCM+程序建立CFETR先进小样品辐照装置内胶囊全尺寸模型，针对样品的目标温度，对胶囊的肋条和填充材料进行了调整。对于胶囊内整体样品释热率较低的情况，采用释热率较大的钨材料作为填充材料，可以明显提高整体样品温度；对于局部样品释热率差别较大的情况，调整局部肋条的尺寸和位置，能够很好控制样品间的温度，使样品计算温度满足目标温度范围。结果表明：采用上述方法进行优化后，样品中心温度能够满足目标温度范围，且满足入高通量工程试验堆（HFETR）辐照的热工安全，保证整个辐照任务能够顺利开展。

一种适用于钠冷快堆绕丝棒束组件热工水力特性分析的多孔介质模型

王心安, 张大林, 王婷, 秋穗正, 苏光辉

2024, 45(2): 147-153. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0147

摘要(30) HTML(11) PDF(16)

摘要:
为准确预测钠冷快堆堆芯三维热工水力参数分布同时降低计算资源需求，基于表征体元概念建立了针对绕丝棒束组件的三维多孔介质模型，根据组件几何结构特点将冷却剂与固体壁面间的相互作用力分解为分布式阻力，引入包含湍流搅混传热、流体导热和燃料棒导热的有效传热系数模型刻画组件的径向传热。采用日本东芝公司核能工程实验室37棒液态钠冷却绕丝棒束组件实验进行模拟计算，数值计算结果与实验结果对比发现，基于论文提出的多孔介质模型可以在多种工况下较好地复现实验结果。因此，本研究提出的多孔介质模型可用于钠冷快堆绕丝棒束组件三维热工水力参数分布预测。

燃料组件格架弹簧刚度模型研究

金渊, 周赛, 陈威, 李伟才, 张玉相

2024, 45(2): 154-159. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0154

摘要(27) HTML(6) PDF(14)

摘要:
格架弹簧是压水堆燃料组件的关键零部件，其为燃料棒提供夹持功能。刚度是格架弹簧的关键特性，其关系到燃料棒的堆内运行性能。本文基于格架弹簧的结构以及受力特点，给出了格架弹簧的受力分析模型，并推导了理论刚度计算公式，即得到了格架弹簧的理论刚度模型。另外，在商业有限元软件ABAQUS中建立了多种尺寸格架弹簧实体结构的有限元刚度模型，并计算获得了格架弹簧的变形量以及刚度曲线。通过有限元结果与理论刚度模型结果的对比，证明了理论刚度模型的合理性，并分析讨论了理论刚度模型的优缺点。本文首次提出的格架弹簧理论刚度模型可用于代替格架方案设计期间的有限元迭代过程，并能快速获得优化方案的主要设计尺寸。但本文分析方法不能替代实验，在方案固化后仍需开展实验确定格架弹簧的刚度。本文得到的格架弹簧理论模型可为燃料组件格架弹簧参数的快速优化设计提供新的思路。

核燃料溶液系统临界事故分析的辐解气体模型改进

盛慧敏, 何俊毅, 苟军利, 单建强, 刘国明

2024, 45(2): 160-165. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0160

摘要(15) HTML(2) PDF(9)

摘要:
对瞬态临界事故的准确模拟是核燃料溶液系统临界安全评估的关键因素。现有的辐解气体模型经验参数较多，导致功率特性预测存在较大偏差。为提高模拟精度和避免对模型中经验参数取值的依赖，需对辐解气体模型进行改进。基于对溶液中辐解气体行为的分析和简化假设，建立了包含辐解气体浓度、辐解气泡单位体积物质量和气泡数量密度的守恒模型，并将其与点堆中子动力学模型和二维导热模型相耦合，开发了溶液系统二维瞬态分析程序，通过日本TRACY实验进行了验证。结果表明，程序模拟值与实验数据符合较好，程序模型能够准确模拟溶液系统临界事故的功率变化。

乏燃料容器跌落事故分析与改进措施研究

谭经耀, 陈耀, 纪文英, 何英勇, 张峰, 夏衍, 宁新献

2024, 45(2): 166-170. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0166

摘要(11) HTML(2) PDF(11)

摘要:
国内核电厂普遍采用“容器浸没法”进行乏燃料外运，客观上无法完全消除乏燃料容器跌落风险。对乏燃料容器跌落事故后的放射性后果进行了分析计算，并对如何保证容器跌落后的完整性或实现容器完整性破损后放射性物质的包容进行了分析研究，提出了一系列缓解乏燃料容器跌落后果的改进措施，以降低放射性物质超限释放的风险，对于提升核电厂的乏燃料吊装操作安全具有积极指导意义。

多堆PSA机组间共因失效分析研究

杨春菊, 王明, 林模俤, 张冰, 王金凯

2024, 45(2): 171-177. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0171

摘要(11) HTML(2) PDF(7)

摘要:
合理评估同一厂址内不同机组间共因失效（CCF）对电厂安全风险的贡献是多堆概率安全分析（PSA）建模中需要解决的重要技术问题。本研究对设备机组间CCF组的选取、CCF建模和参数估计的方法进行梳理，并以具有4台机组的某压水堆核电厂丧失厂外电（LOOP）事件为分析案例，定量评估在考虑设备机组间CCF前后的多堆PSA模型堆芯损坏频率（CDF）变化情况。研究结果表明，在考虑设备机组间CCF后，多堆PSA结果中仅有一台机组发生堆芯损坏（CD）的频率和多台机组同时发生CD的频率均会有所增加。由此可见，机组间CCF对多堆PSA结果有一定影响。

小型压水堆核电厂蒸汽排放控制系统仿真研究

王琳娜, 陈楚琦, 曾文杰, 陈乐康, 李若鲲

2024, 45(2): 178-182. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0178

摘要(12) HTML(4) PDF(9)

摘要:
小型压水堆核电厂通常采用结构紧凑的直流蒸汽发生器，在甩负荷工况下，其蒸汽压力急剧升高。为防止蒸汽压力过高对设备造成损坏，本文在建立小型压水堆一、二回路设备模型以及控制系统的基础上，分别基于压力模式、温度-压力和功率-压力模式设计蒸汽排放控制系统，并在甩负荷工况下开展小型压水堆系统的仿真研究。结果表明，在甩负荷工况下，与压力模式相比，温度-压力和功率-压力模式能够有效减小蒸汽压力的超调量。

CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试

刘勇, 段天英, 冯伟伟, 张玮瑛

2024, 45(2): 183-186. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0183

摘要(10) HTML(3) PDF(5)

摘要:
蒸汽发生器给水调节系统是中国实验快堆（CEFR）重要的控制系统，需要实现自动控制。根据该系统的控制需求针对性地设计了一套给水调节控制方案，并在CEFR实堆功率运行工况下验证了该控制方案。堆上试验结果表明，该控制方案能够在各种设计工况下维持蒸汽发生器出口钠温稳定，具备抑制反应堆其他参数干扰的能力。本研究通过CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试工作，实现了CEFR蒸汽发生器给水调节系统的自动化控制。

基于数字化系统的核电厂主控室手操器改造方案研究与实践

徐颖, 杨武, 刘胜智, 蒋小龙, 赵科, 杨瑾

2024, 45(2): 187-192. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0187

摘要(22) HTML(7) PDF(9)

摘要:
大亚湾核电站仪控系统以模拟电子技术为基础，计划在30 a大修期间进行数字化改造，期间将对一层模拟系统进行全面数字化改造，二层人-机接口设备仍沿用主控室硬手操器控制。根据市场调研情况初步确定了四种基于数字化系统的手操器改造方案，最终考虑功能一致性、产品可靠性、技术可行性、开发成本、输入/输出（I/O）信号分配效率、应用反馈等多方面因素确定了开发新手操器并通过标准I/O板件接口的整体改造方案，该方案能够实现手操器与改造后数字化系统的最优接口，有效提升I/O板件通道利用效率，同时通过丰富的软件算法块功能和数字化系统故障诊断功能，增加了执行机构手自动无扰切换及过程信号质量位强制切手动等改进措施，有效提升了机组设备控制的可靠性和稳定性，也为同类数字化改造项目提供了重要参考方案。

蒸汽发生器二次侧下部流场与排污试验

黄俊, 应秉斌, 郑明光

2024, 45(2): 193-198. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0193

摘要(9) HTML(2) PDF(8)

摘要:
位于核电厂蒸汽发生器（SG）管板内的下部排污结构能吸出管板二次侧表面的泥渣并将其排出。为了能合理设计该排污结构并提升排污效率，本文基于非能动大型先进压水堆（CAP1400）的SG设计原型结构，按照1∶4比例设计了排污试验体，以模拟SG下部的管板、传热管等部件。通过对下部流场进行计算流体动力学（CFD）计算并与排污试验的结果进行对比，进一步掌握近管板表面区域的流体流动特征。本试验通过研究SG近管板区域流体流动特征及泥渣分布规律、测量试验体各部件压降、对比SG单边和双边排污结构的设计，为减少淤泥集结、改进设计提供依据。研究发现，单/双边排污结构排污性能基本相同，单边排污结构即可将试验体内泥渣颗粒有效排出。

设备闸门起吊支架的极限载荷特性研究

侯继儒, 刘世峰

2024, 45(2): 199-202. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0199

摘要(6) HTML(3) PDF(10)

摘要:
设备闸门起吊支架失稳发生在恒载荷和可变载荷共同作用的情况下，其极限承载力计算结果的准确性对设备闸门设计性能有重要影响。工程计算中原有不区分载荷类型直接求解特征值的计算方法导致结果过度保守。本文在原算法采用有限元分析软件ANSYS进行屈曲分析的基础上，将不应被特征值放大的载荷加以区别，将特征值作为目标函数，经优化迭代求得合理极限载荷，并在迭代过程中引入修正系数以加快收敛速度。通过非线性分析验证了改进后工程计算方法的准确性，找到了一种适用于工程计算的设备闸门起吊支架极限载荷计算方法。

一回路注锌技术应用及注锌加药设备设计

邹伟, 林根仙, 孙云

2024, 45(2): 203-206. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0203

摘要(9) HTML(12) PDF(14)

摘要:
一回路注锌技术的应用使得一回路设备表面生成的氧化膜更加稳定，起到降低机组集体剂量的作用。通过分析注锌对机组影响，结合国内某在运压水堆机组注锌目标浓度和现场设备存放条件，设计一套注锌加药设备，明确其设计方案、设备部件参数和工作流程。该设备由溶液混合单元、过滤单元、加药单元及控制单元组成，实现机组运行期间添加醋酸锌和大修期间添加双氧水两种功能应用。

基于深度自编码器的核动力历史异常数据检测技术研究

杨继红, 陈玲, 王晓龙, 张永发, 高明

2024, 45(2): 207-213. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0207

摘要(9) HTML(4) PDF(5)

摘要:
为解决核动力历史异常数据检测中存在的新的异常识别困难问题，基于重构误差的思路，提出基于深度自编码器的历史数据异常检测模型。该模型以某稳态运行工况下正常历史数据为学习对象，通过最小化正常数据重构误差目标训练模型，根据待测数据重构误差大小判断其是否异常。研究结果表明，深度自编码器对正常数据重构能力较好，对异常数据重构能力不足。因此，通过比较重构误差大小，深度自编码器能够有效检测出核动力历史异常数据，其性能优于一类支持向量机，可以为核动力装置状态评估提供相关依据。

燃料组件修复系统设计与验证

李成业, 王万金, 王亚军, 刘豪, 郑海川

2024, 45(2): 214-217. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0214

摘要(9) HTML(3) PDF(7)

摘要:
为充分利用辐照后燃料组件，结合其密集型和重量轻的特点，提出了一种燃料组件的修复工艺，设计了一套辐照后燃料组件修复系统，对关键零部件进行了详细设计并采用ANSYS软件进行抗震校核。结果表明，燃料组件修复系统主体框架应力和变形均满足要求；通过工程试验样机验证，辐照后燃料组件修复系统能够安全可靠地实现具有密集型棒束特点的燃料组件的拆卸和复装作业，为辐照后燃料组件再次入堆创造了条件。

核电站仪控系统故障风险分析方法

罗慧, 李建伟, 王翔宇

2024, 45(2): 218-224. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0218

摘要(11) HTML(5) PDF(9)

摘要:
为满足核电站仪控系统故障定位快速准确、风险分析可靠全面的需求，提出了一种基于风险自动分析模型的仪控系统故障风险分析方法。首先，将传统的系统内嵌式自诊断分析、基于故障模式与影响分析（FMEA）、逻辑信号自动化分析技术相融合构建了风险自动分析模型；然后基于风险自动分析模型开发了故障风险自动化分析融合平台；最后通过实例分析验证所提方法的有效性。实践表明该方法可有效提高故障精准定位效率，减少故障风险分析时间，降低人因失误风险。

大直径球罐内液体闪烁体和超纯水置换数值模拟

赵宏伟, 董瑞, 李俊杰, 欧阳峥嵘, 衡月昆

2024, 45(2): 225-230. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0225

摘要(6) HTML(2) PDF(4)

摘要:
中微子实验装置一方面需要屏蔽大量的宇宙射线和来自岩石、空气、灰尘的天然放射性；另一方面需要尽可能降低实验设施自身的放射性本底。本文利用计算流体动力学（CFD）软件模拟研究了中心探测器（大直径球罐）内液体闪烁体（简称液闪）和超纯水的置换过程，分析水中的放射性杂质进入液闪的情况，研究自然对流对置换过程中液闪本底的影响。通过模拟无自然对流和有自然对流2种工况，得到2种工况下液闪和水的相态与流态分布以及相含量随时间的变化情况，提取出相界面处竖直向上速度，并计算得出截面向上总流量，以判断自然对流对置换过程的影响。结果表明：在有自然对流工况下液闪向上的平均体积流量是小于无自然对流状态的，可知自然对流可以抑制水中放射性杂质进入液闪。

华龙一号主控室可居留区气密性试验研究

许福南, 王广军, 吴樱

2024, 45(2): 231-234. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0231

摘要(8) HTML(2) PDF(6)

摘要:
基于恒定流量法，对主控室可居留区气密性试验从试验方法选择、示踪气体注入及取样方法、平衡浓度、试验结果计算等多个维度展开了研究，并在卡拉奇核电项目K2/K3机组进行了改进及应用。结果表明，通过研究正压与风量差值的关系，得出了执行试验的理想正压区间为35~50 Pa；通过研究示踪气体混合均匀性影响因素，确定了正压与内漏量的关系，并得出了执行试验的理想正压值约为50 Pa；通过研究正压与风量差值的关系，得出了执行试验的理想正压区间为35~50 Pa；在此基础上，通过示踪气体浓度数据对比分析，分析了浓度的波动幅度及规律，提出了促进示踪剂平衡的有效措施，即增加混流设备可以使示踪气体浓度充分均匀，减小浓度的波动幅度。

基于球坐标法的高精度激光测量技术在核电厂堆本体维修中的应用

王学芳, 陆少威

2024, 45(2): 235-240. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0235

摘要(35) HTML(5) PDF(15)

摘要:
反应堆本体维护是核电机组换料大修必须要做的重要工作。由于反应堆本体中设备结构复杂、尺寸较大、维修工期紧张、辐射剂量率高，缺陷的测量检查、水下维修工装的安装定位等非常困难，无法应用常规技术进行测量检查。本研究采用先进的基于球坐标法的高精度激光测量技术并结合柔性工装，可实现在大型空间内水下远距离的精确测量，并对测量数据进行趋势分析，得到出现偏差的原因，为机组大修提供可靠数据支持，从而保证高辐射环境水下维修工作的顺利开展，确保核电厂安全、可靠、稳定运行。

气冷堆进水事故分析

马誉高, 曹忠彬, 王金雨, 邓坚, 鲍辉, 丁书华, 程坤, 胡文桢

2024, 45(2): 241-247. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0241

摘要(24) HTML(7) PDF(13)

摘要:
气冷堆受工作环境或运行状态影响，可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S⁴堆设计方案，模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故，研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响，并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明，进水事故发生时，0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa，可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入；同时进水将导致大量正反应性引入，若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir，堆芯可在进水事故下自发降功率，当水蒸气量超过5 kg后，堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右，并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。

华龙一号反应堆DNBR在线监测系统开发及验证

陈曦, 吴清, 邓坚, 刘余, 任春明, 王啸宇, 彭欢欢

2024, 45(2): 248-253. doi: 10.13832/j.jnpe.2024.02.0248

摘要(16) HTML(4) PDF(12)

摘要:
传统的二代反应堆保护系统一般采用超温ΔT保护信号，这种保护方法比较保守，且属于间接方式，而偏离泡核沸腾比（DNBR）在线监测软件能够直接监督安全参数的变化。为了更直观地实时掌握华龙一号反应堆堆芯的安全裕量，进一步提高反应堆安全运行的灵活性，本文从压水堆堆芯的热工设计基础模型出发，提出了兼顾计算速度和求解精度的DNBR在线监测热工计算模型，开发了一套可用于华龙一号反应堆的DNBR在线监测系统，并从堆芯独立验证、模拟信号验证、华龙一号首堆实堆运行数据验证等三个方面对在线监测系统的计算模型进行了充分验证。结果表明，DNBR在线监测系统计算精度较高，与自主化子通道程序相当，能够满足华龙一号反应堆工程设计的需求。

留言板

当期目录
2024年第45卷第2期

留言板

当期目录 2024年 第45卷 第2期

当期目录
2024年第45卷第2期