检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第4期44卷 33-40页

作者：赵晨赵文博张宏博王博陈长彭星杰宫兆虎曾未李庆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于... 详细信息

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^(-5)),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。

关键词：数字化反应堆二维/一维方法准三维特征线方法 SHARK

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矩形通道局部变形下的流动传热数值模拟

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核动力工程 2023年第3期44卷 223-230页

作者：陈明睿魏宗岚陈冲邓坚朱力彭诗念中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道... 详细信息

反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道的模型,考虑固体域不同的弯曲情况,进行了稳态数值模拟。结果表明,不同弯曲情况下冷却剂流量在四个通道之间重新分配,从而影响固体域和流体域的温度分布,流通截面小的通道内冷却剂出口温度明显升高,固体域最高温度点由中心区域向流通面积减小的通道方向偏移。

关键词：矩形通道弯曲变形计算流体动力学(CFD) 共轭传热

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多泵并联给水系统给水泵切换运行规律仿真研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 210-216页

作者：田培妤李毅梁铁波王昌朔方华伟中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一,其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型,并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此,... 详细信息

多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一,其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型,并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此,通过进行不同切换条件下的线性升、降负荷仿真,对给水泵切换运行规律和系统动态特性进行了研究。研究结果表明,针对本研究对象,其高负荷工况切换点选取为70%额定流量,低负荷工况切换点选取为30%额定流量时,既能获得良好的系统动态响应,还能保持给水泵运行经济性较高。此外,低负荷工况对给水泵切换引入的扰动更为敏感。低负荷工况下,若切换条件选取不当,则会导致降负荷过程中系统触发超压排放。

关键词：多泵并联给水系统 APROS 给水泵切换运行规律仿真

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基于反应堆多物理耦合框架并行网格映射的实现与效率分析

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核动力工程 2023年第3期44卷 231-236页

作者：汤琪芬汪渊潘俊杰强胜龙范佳锟崔显涛中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

反应堆精细化物理热工耦合计算可以更准确地模拟堆芯行为,但现有分析程序对不同物理场进行计算时,采用不同的离散格式和网格划分,从而导致各个物理场之间离散变量的传递需要复杂网格映射关系,特别是全堆芯精细化建模,其大规模网格映射... 详细信息

反应堆精细化物理热工耦合计算可以更准确地模拟堆芯行为,但现有分析程序对不同物理场进行计算时,采用不同的离散格式和网格划分,从而导致各个物理场之间离散变量的传递需要复杂网格映射关系,特别是全堆芯精细化建模,其大规模网格映射将影响耦合系统的求解精度与效率。本文基于自主研发的多物理耦合框架MORE,以及集成于MORE的热工水力子通道软件CORTH、蒙卡程序RMC,采用区域分解并行网格映射的方法,实现了全堆芯精细网格的物理热工耦合计算,百万级的结构化网格与非结构化网格映射,20个核并行映射时间最少为8 s,最高并行映射效率为10个核并行所达到的77.96%,提升了耦合计算效率。

关键词：多物理耦合框架区域分解并行网格映射

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核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 97-103页

作者：周旭彭航杜华邓强张志强刘彦霆中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承... 详细信息

为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承滚动体与内外滚道间的运动特性,并基于Archard磨损模型构建转动装置运行工况下的轴承磨损分析模型,采用磨损迭代的方法得到轴承滚道与滚动体之间的磨损特性。研究结果表明,采用本文建立的轴承磨损寿命分析方法得到的轴承磨损寿命与试验结果符合较好,能够用于核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析。

关键词：控制棒转动装置轴承数值仿真接触力学分析磨损寿命

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长循环铅冷快堆堆芯装载方法研究

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核动力工程 2023年第6期44卷 260-265页

作者：夏榜样徐灿秦天骄李晴中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

铅冷快堆具有系统简单、自然安全的特点,是最具发展潜力与现实性的四代核电堆型之一。由于铅冷却剂具有密度大、运行温度高、不透明等特性,导致铅冷快堆倒换料技术难度大、过程复杂且耗时,影响核电厂的经济性和安全性,因而增加循环长度... 详细信息

铅冷快堆具有系统简单、自然安全的特点,是最具发展潜力与现实性的四代核电堆型之一。由于铅冷却剂具有密度大、运行温度高、不透明等特性,导致铅冷快堆倒换料技术难度大、过程复杂且耗时,影响核电厂的经济性和安全性,因而增加循环长度、减少倒换料次数,成为大型商用铅冷快堆设计研究的重要内容。本文从工程需求出发分析了核燃料类型、燃料元件及组件形式、反射层材料、控制棒布置方式、易裂变核素再生区设置方法等因素对铅冷快堆循环长度的影响规律,建立铅冷快堆长循环堆芯装载方法,为大型商用铅冷快堆堆芯物理设计优化提供参考。

关键词：铅冷快堆四代核电长循环物理设计

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堆外核探测器中子灵敏度计算模型研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 272-278页

作者：刘耀隆陈智黄有骏林超高志宇罗庭芳中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 南华大学湖南衡阳421200

本研究以蒙特卡罗方法为基础,提出了一种中子灵敏度计算模型,用于堆外核探测器核性能设计研究。首先,基于探测器物理原理,得到中子灵敏度的影响因素;在此基础上,分析探测器孔道处中子场特性,提出中子灵敏度计算模型;对计算模型进行讨论... 详细信息

本研究以蒙特卡罗方法为基础,提出了一种中子灵敏度计算模型,用于堆外核探测器核性能设计研究。首先,基于探测器物理原理,得到中子灵敏度的影响因素;在此基础上,分析探测器孔道处中子场特性,提出中子灵敏度计算模型;对计算模型进行讨论得到其不确定度分析。最后对模型展开验证,结果表明计算得到的中子灵敏度与实测数据的误差在可接受范围内,验证了模型的可行性。

关键词：蒙特卡罗方法堆外核探测器中子灵敏度不确定度分析

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CSR150反应性控制研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 95-100页

作者：卢迪王连杰夏榜样黄彦平姚磊刘鑫尧周亚婧中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213 中国核动力研究设计院核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应... 详细信息

超临界水冷技术示范堆(CSR150)借鉴了中国超临界水冷堆(CSR1000)的反应性控制方式,依靠可燃毒物及控制棒进行反应性控制。本文在优选Er_(2)O_(3)作为可燃毒物的基础上,提出采用富集167Er的设计方式,以降低寿期末Er_(2)O_(3)带来的反应性惩罚。对CSR150的控制棒设计进行研究,提出控制棒分区设计方案,采用富集硼作为安全棒吸收体材料,提升堆芯反应性控制能力。通过对堆芯关键设计参数进行分析评价可知,本文提出的反应性控制方案满足CSR150设计要求。

关键词：超临界水冷堆超临界水冷技术示范堆(CSR150) 可燃毒物控制棒富集同位素反应性控制

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残余气孔对TRISO颗粒高温堆内热-力学行为影响研究

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核动力工程 2023年第6期44卷 155-161页

作者：赵艳丽刘仕超李垣明唐昌兵路怀玉中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为了明确SiC层中可能出现残余气孔对三向同性燃料(TRISO)颗粒堆内性能影响,确定残余气孔的临界尺寸,本文采用多物理场耦合COMSOL软件对含有残余气孔的TRISO颗粒的堆内行为进行数值模拟,以分析TRISO颗粒裂变气体、CO释放量及内压和残余... 详细信息

为了明确SiC层中可能出现残余气孔对三向同性燃料(TRISO)颗粒堆内性能影响,确定残余气孔的临界尺寸,本文采用多物理场耦合COMSOL软件对含有残余气孔的TRISO颗粒的堆内行为进行数值模拟,以分析TRISO颗粒裂变气体、CO释放量及内压和残余气孔尺寸对TRISO颗粒包覆层应力分布的影响。分析结果表明,在辐照后期,TRISO颗粒的CO释放比例远高于裂变气体原子,颗粒内压可达49.5 MPa。残余气孔的存在使得碳化硅(SiC)层、内致密热解碳(IPyC)层和外致密热解碳(OPyC)层应力迅速增大,尤其是SiC层,当残余气孔尺寸达到9μm时,SiC层最大应力达600 MPa,远高于其本征强度;当残余气孔尺寸为5μm时,SiC层的最大应力约为450 MPa,与其本征强度相当。因此,在制备过程中为保证SiC层的结构完整性,SiC层的残余气孔尺寸应小于5μm。

关键词：三向同性燃料(TRISO)颗粒残余气孔应力状态辐照变形

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新型锆合金包壳蠕变性能评价方法研究

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核动力工程 2023年第4期44卷 234-239页

作者：邢硕蒲曾坪张坤焦拥军戴训何梁中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213

为建立可用于新型锆合金的蠕变模型,本文根据新型锆合金的蠕变试验数据,研究了新型锆合金包壳管在温度为593~673 K、应力在60~160 MPa条件下的堆内外蠕变行为,采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究,从蠕变行... 详细信息

为建立可用于新型锆合金的蠕变模型,本文根据新型锆合金的蠕变试验数据,研究了新型锆合金包壳管在温度为593~673 K、应力在60~160 MPa条件下的堆内外蠕变行为,采用锆合金经典蠕变模型对新型锆合金包壳蠕变性能进行了预测研究,从蠕变行为本构方程出发,研究并建立了新型锆合金包壳蠕变的初步评价方法,并进行了初步验证。验证结果表明:预测值和测量值符合较好,最大相对偏差在25%以内,模型符合锆合金堆内蠕变行为的变化。本研究建立了新型锆合金包壳蠕变模型,表达了其堆内蠕变规律,为新型锆合金的堆内行为的预测提供了支持。

关键词：新型锆合金蠕变评价方法验证

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