- 王雷;陆星;江易蔚;胡瑶函;王宏业;张城;
高通量工程试验堆(High Flux Engineering Test Reactor, HFETR)在停堆余热导出阶段热功率测量的准确性将直接影响运行人员关闭余排泵的时间，运行期间热功率测量的准确性对反应堆运行安全及测算停堆时间同样具有重要作用。基于LabVIEW开发的HFETR热功率在线测量系统通过温度补偿、积分等算法，不仅提高测量准确度，同时能够代替人工完成积分功率的计算，提高了HFETR仪控系统数字化水平。经对比，该系统测算的反应堆积分功率与人工计算偏差在0.24%,能够很好地实现HFETR运行及停堆冷却期间热功率在线监测的功能需求。
2025年02期 v.45;No.192 195-201页 [查看摘要][在线阅读][下载 1327K] [下载次数：21 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：50 ] - 袁锋;
结构在冲击载荷作用下，一般会进入屈服状态，载荷会重新分布，导致结构在塑性下的响应与弹性下的响应两者差异很大，因此有必要进行塑性动力响应的分析。与结构自身承受冲击载荷不同，结构在支座承受冲击载荷的情况，有其特殊之处。本文选取悬臂梁结构作为研究对象，将材料假设为理想刚塑性材料，在支座承受的加速度冲击载荷下，根据达朗贝尔原理，建立刚体的动力学方程，再根据支座的加速度时程，对动力学方程进行求解和数值积分，最终计算出了结构动力响应的理论解，包括支座反力时程，悬臂梁转角的角位移、角速度和角加速度时程，支座反力做功和结构内能时程。该理论解也得到了有限元计算结果的验证。相比有限元解，理论解能更好地呈现冲击载荷下动力响应的基本规律。类似于塑性应变，本文提出了累积转角的指标用来衡量结构的塑性变形，研究了悬臂梁的长度和(管道)的壁厚对累积转角的影响。研究结果表明，累积转角对悬臂梁的长度较敏感，对悬臂梁(管道)的壁厚不敏感。
2025年02期 v.45;No.192 202-208页 [查看摘要][在线阅读][下载 1351K] [下载次数：32 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：19 ] - 徐德天;杜海鸥;
铅铋快堆结合超临界二氧化碳布雷顿循环发电系统因其紧凑性、固有安全性、高效性等诸多优点被认为是未来先进核能系统备受瞩目的发展方向之一。本文提出一种错流型印刷电路板式热交换器(PCHE),采用数值模拟的方法研究其以铅铋合金(LBE)和超临界二氧化碳(S-CO_2)为换热工质的耦合换热特性，并通过与传统逆流型PCHE的对比对其不同工况条件下的换热性能做出评价。结果表明：相同体积与工况条件下，错流型PCHE流道单元的传热系数高于逆流型PCHE的传热系数，且冷流道入口温度对错流型PCHE的换热能力影响较小；错流型PCHE流道单元中固体部分的导热热阻小于逆流型PCHE,流道热通量差相对降低了46%,且布置方式对形变量和结构应力分布的相对影响小于5%;此外，随着S-CO_2质量流量的增加，错流型PCHE冷端对流换热系数先减小后增大，流道单元换热量持续增加，换热能力显著提升；最后，对错流型PCHE的优化进行初步探索，通过改变冷流道轴向形状，使其换热性能得到一定提升，并提出进一步优化思路。
2025年02期 v.45;No.192 209-221页 [查看摘要][在线阅读][下载 2447K] [下载次数：31 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：19 ] - 郝建生;高峥;焦少阳;
恒力弹簧是气冷微堆控制棒驱动机构的关键部件，是实现非能插棒功能，确保气冷微堆堆芯安全的驱动单元。合理选材是保证恒力弹簧可靠设计和安全使用的重要因素。首先对控制棒驱动机构的设计要求、功能要求、环境要求和安装要求进行了分析，在此基础上提出了恒力弹簧的选材要求，初步选择301不锈钢和N07718合金作为备选材料。然后对两种备选材料的物理性能和应用、高温弹性模量衰减、强度和疲劳寿命进行对比，根据比选结果推荐优选301不锈钢材料作为恒力弹簧的材料。为进一步验证301不锈钢材料的高温性能，进行了高温应力松弛性能试验，试验结果表明301不锈钢材料的高温应力松弛率可以控制在10%以内。最后使用301不锈钢材料制造了恒力弹簧样件，并在服役温度下进行高温疲劳试验，试验结果表明恒力弹簧可以满足高温条件下8 000次的疲劳寿命要求。为下一步进行CRDM原型样机和工程样机的研制提供了设计经验和试验数据。
2025年02期 v.45;No.192 222-228页 [查看摘要][在线阅读][下载 1315K] [下载次数：10 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：18 ] - 金雅琪;林萌;丛源岐;肖凯;贺军;原伟超;李延凯;
紧凑型核动力系统有着建造周期短、适应性强、选址成本低、应用领域广等优点。开发具有自适应、高可控和高可靠特性的新型控制方法，从而减少或消除对控制人员值守的依赖，是紧凑型核反应堆的一个重要发展趋势。通过智能化和自动化控制系统，实时跟踪电网负荷变化，从而有效提高核反应堆的稳定性、可靠性和安全性是也是重要的研究方向。文章对紧凑型核动力系统在运行中特有的负荷突加突卸工况进行研究。该核动力系统在设计运行工况中存在短时间内负荷突加突卸的剧烈工况，由于采用温度控制模式，汽机负荷变化时反应堆的控制棒频繁动作存在安全隐患。为了减少控制棒的动作，在原控制系统的基础上进行改造。改进后的控制系统将核功率追踪从汽机负荷转变为追踪蒸汽发生器功率，通过汽机轮旁路排放系统来补偿负荷减少时的蒸汽损失，确保蒸汽总产量保持不变，从而使该工况下不需要频繁动作控制棒，最后对控制系统改造前后的运行特性进行比对分析，评价其合理性与安全性。
2025年02期 v.45;No.192 229-235页 [查看摘要][在线阅读][下载 1601K] [下载次数：10 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：14 ] - 宋磊;张楠;张茹;严梦潇;
核能综合应用可以改变核能发电的单一用途，核电厂进行蒸汽供能后，负荷的多样性会给反应堆和负荷之间的匹配调节带来影响，这会对反应堆的功率控制提出更高的要求。本文对蒸汽供能的“华龙一号”核电厂反应堆功率控制开展研究，通过分析反应堆、汽轮机和蒸汽供能系统三者的动态特性与相互关系，设计基于堆机热协调的反应堆功率控制系统、冷却剂平均温度控制系统和负荷跟踪策略，并通过仿真平台进行了验证。结果表明，设计的控制系统和提出的控制策略可满足核电厂蒸汽供能反应堆控制的性能需求，可为类似核能综合应用项目提供技术参考。
2025年02期 v.45;No.192 236-247页 [查看摘要][在线阅读][下载 5251K] [下载次数：20 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：17 ]
- 杨雪龙;朱陈兵;邹道杭;牟介刚;
采用计算流体动力学(CFD)技术分析了水滴粒径对CANDU6堆蒸汽发生器用曲臂式汽水分离器性能的影响，并与旋叶式分离器进行对比分析。粒径在1～400μm选取，计算域考虑了外围空间的影响；通过分析两相体积分数、湍动能和速度分布等流动参数探究了水滴粒径对分离器性能的影响机制。结果表明：随着水滴粒径增大，曲臂式分离器分离效率呈“S”形增长趋势，而压损整体则先缓慢后迅速下降；对分离效率产生影响的粒径范围为大于5μm,而对压损产生影响的粒径范围为大于25μm;所选旋叶式分离器和曲臂式分离器内蒸汽速度最大值分别约19 m/s和10 m/s,湍动能最大值分别约16 m~2/s~2和4 m~2/s~2,使得整体上旋叶式分离器的分离能力较大，而曲臂式分离器阻力较小。
2025年02期 v.45;No.192 248-255页 [查看摘要][在线阅读][下载 2033K] [下载次数：12 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：13 ] - 陕亮;方桃;孙晨雨;王亮;
针对实测的电厂信号中存在的噪声成分，本文采用完全自适应噪声集合经验模态分解法(CEEMDAN)对电厂信号进行分解，从而剔除表征噪声成分的部分信号。同时，本文采用经验模态分解(EMD)、集合经验模态分解(EEMD)进行了对比分析，并采用排列熵平均值进行定量评价。总结可得，CEEMDAN降噪结果的排列熵平均值更小且降噪后信号更加光滑，证明其可以更好地去除电厂信号中的噪声成分。
2025年02期 v.45;No.192 256-264页 [查看摘要][在线阅读][下载 4268K] [下载次数：17 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：10 ] - 赵冉;林萌;贺军;黄仕龙;林俊义;
为准确计算核电厂热力系统与内外电网之间的相互作用，需建立核电厂热力系统与电力系统之间的耦合分析模型。由于RELAP5热工水力系统程序不具备电力系统暂态仿真分析功能，而Simulink具备强大的电力系统暂态仿真分析功能。据此本文提出将RELAP5中的汽轮机模型与Simulink中的同步发电机模型进行耦合从而实现核电厂热力系统与电力系统联合仿真计算功能，精确计算热力系统和电力系统瞬态过程相互扰动和影响，同时利用现场实验数据对耦合仿真模型进行了验证，结果表明：所采用的耦合计算方法可以准确模拟热力系统和电力系统瞬态过程参数变化趋势及规律，研究成果可拓展RELAP5应用功能并更好地完善核电厂仿真模型。
2025年02期 v.45;No.192 265-272页 [查看摘要][在线阅读][下载 2440K] [下载次数：37 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：9 ] - 刘雅斌;王雨非;马少武;郭子通;王笑语;张宇宁;
在水力机械中，空化侵蚀常对壁面造成损伤而诱导形成不平整壁面。本文通过高速摄影系统和Kelvin冲量理论对带双半球凸起壁面附近的空泡动力学行为进行了研究，重点分析了空泡位于对称位置情况下的空泡溃灭形态演化特征，定量探讨了核心参数对泡壁收缩速度及空泡受到的Kelvin冲量强度的影响。研究发现：(1)在凸起和壁面的共同影响下，空泡在溃灭阶段会呈现为钟形、卵形、锥形、子弹形四种典型形态；(2)相较于远壁侧，近壁侧的泡壁收缩速度更小。随着凸起半径增大或两凸起间距减小，空泡近壁侧和远壁侧的泡壁速度差异在逐渐增大；(3)空泡受到的Kelvin冲量强度在凸起半径增大、凸起间距减小或空泡与壁面间距减小的情况下，会呈现增大的趋势。
2025年02期 v.45;No.192 273-282页 [查看摘要][在线阅读][下载 3201K] [下载次数：33 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：9 ] - 李文凯;杜炎刚;韦卓慜;施建锋;秦玉龙;俞景伟;
一回路自然循环试验是利用反应堆功率模拟堆芯衰变热，验证堆芯热量能够通过自然循环带出。试验中一回路流量、温度等参数发生剧烈变化，影响反应堆功率稳定控制，本文从反应堆功率监测和控制两方面开展研究。在功率监测方面，通过对比不同功率指示的适用条件和范围，分析温度变化对功率指示的影响，确定自然循环试验期间监测反应堆功率的策略，解决功率指示不准确的问题。在功率控制方面，通过分析压力容器进出口温差和堆芯引入反应性随堆芯自然循环流量的关系，得到最小自然循环流量下堆芯引入负反应性的大小。根据堆芯引入的负反应性，结合控制棒正常运行范围，获得控制棒最佳控制区间，确保自然循环试验期间能够通过控制棒实现反应堆功率快速稳定控制，为非能动压水堆一回路自然循环试验提供支持。
2025年02期 v.45;No.192 283-288页 [查看摘要][在线阅读][下载 1609K] [下载次数：13 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：11 ] - 刘雅斌;马少武;扈庆祎;王笑语;张宇宁;
本文利用高速摄影实验平台，研究了狭缝内部与外部环境交界附近空泡的动力学行为，特别是空泡溃灭时的射流特性和变形情况。分析了空泡轮廓的变化，定量考察了空泡变形及形心在溃灭过程中的移动特性。主要结论如下：(1)空泡溃灭射流按射流特性及空泡变形可以被归纳为三种典型模式，分别为产生正反射流，产生正射流伴随泡壁圆弧形凹陷，产生正射流并以椭球形收缩；(2)空泡靠近狭缝边界侧壁面变形较另一侧更剧烈。同时，空泡整体向狭缝内移动；(3)随着空泡与狭缝边界距离增加或狭缝宽度的增加，空泡两侧的差异逐渐变小。
2025年02期 v.45;No.192 289-297页 [查看摘要][在线阅读][下载 2521K] [下载次数：8 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：6 ] - 徐海岩;郝陈玉;卢冬华;吴小航;苏前华;邢军;
以某新型大盘管直流蒸汽发生器(OTSG)产品为原型，模化设计并制造了实验本体，开展了一系列工程验证性实验，研究了OTSG稳态流动传热特性、功率线性变化工况和甩负荷工况下的热工跟随特性。研究表明，OTSG在10%～100%FP功率台阶可良好运行，实验运行参数符合预期，传热能力满足设计需求。二回路蒸汽温度在110%FP左右出现拐点，表明OTSG最大传热能力高于设计值，具有一定的优化空间；OTSG在2%FF/s～10%FF/min升降速度条件和甩负荷快速阶跃工况下，均可以稳定快速实现功率台阶切换，其具有较好的热工跟随特性。实验结果充分地验证了OTSG的热工性能，为其工程应用奠定基础。
2025年02期 v.45;No.192 298-305页 [查看摘要][在线阅读][下载 1961K] [下载次数：10 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：13 ] - 车娟;林阿彪;陈石;段承杰;
当前核电厂工况仍然存在着尚不明确的因素，造成工况设计不合理或遗漏。为此，有必要对核电厂设计基准工况(DBC)的设计开展研究，建立一套正向设计方法。本文以压水堆核电厂余热排出系统冷却正常停堆模式为例，以主逻辑演绎法(MLD)来确定DBC。研究还基于DBC确定了安全系统(SS)的安全分级，并通过安全分级推导出了SS的配置和设计要求。研究结果表明，通过该方法可以识别出电厂所有的DBC并提供SS配置，还可以识别部分不合理和漏掉的DBC。因此，本方法是一套逻辑清晰、考虑较全面的核电厂设计基准工况设计方法，适用于“华龙一号”核电厂以及同类核电厂，其正向方法论亦适用于液态金属快堆等先进堆型的研发设计。
2025年02期 v.45;No.192 306-314页 [查看摘要][在线阅读][下载 2367K] [下载次数：16 ] |[网刊下载次数：0 ] |[引用频次：0 ] |[阅读次数：13 ]