检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2016年第2期37卷 7-12页

作者：费敬然司胜义陈其昌上海核工程研究设计院上海200233

提出"数值燃料棒"概念,研究燃料棒多物理数值模拟技术,开发出相应的模型及程序。编制了基于有限元方法的热传导、力学计算模块和基于特征线方法(MOC方法)的中子输运计算模块,并进行验证。计算结果表明:相关计算模块的开发是... 详细信息

提出"数值燃料棒"概念,研究燃料棒多物理数值模拟技术,开发出相应的模型及程序。编制了基于有限元方法的热传导、力学计算模块和基于特征线方法(MOC方法)的中子输运计算模块,并进行验证。计算结果表明:相关计算模块的开发是有效的,可为进一步耦合求解燃料棒热传导问题、力学问题和中子输运问题,模拟燃料棒在反应堆内极端环境下的各种行为奠定基础。

关键词：数值燃料棒多物理耦合数值模拟有限元方法 MOC方法

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核动力装置多变量模糊预测控制仿真研究

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原子能科学技术 2012年第10期46卷 1243-1248页

作者：苏杰上海核工程研究设计院上海200233

为了进一步提高核动力装置的动态控制性能,本文在核动力装置汽轮机和直流蒸汽发生器数学模型的基础上,将基于模糊模型的多变量非线性广义预测控制算法应用于核动力装置主要参数的控制中,包括控制结构和控制器设计。仿真结果显示,当核动... 详细信息

为了进一步提高核动力装置的动态控制性能,本文在核动力装置汽轮机和直流蒸汽发生器数学模型的基础上,将基于模糊模型的多变量非线性广义预测控制算法应用于核动力装置主要参数的控制中,包括控制结构和控制器设计。仿真结果显示,当核动力装置负荷的工况变化时,多变量模糊预测控制律下汽轮机相对转速和蒸汽发生器出口压力变化响应时间较经典PID控制律下的快,而PID控制律下的相对转速较多变量模糊预测控制律下的多出3%～5%的超调。由此表明,所采用的多变量模糊预测控制算法能较好地控制核动力装置主要参数的输出,可获得较好的控制效果。

关键词：核动力装置多变量模糊预测控制仿真

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核电厂废液处理系统离子交换处理工艺研究

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原子能科学技术 2015年第9期49卷 1565-1572页

作者：柳丹刘杰安何艳红王鑫朱来叶漏汇陈斌翁明辉上海核工程研究设计院上海200233

针对CAP1000系列核电厂废液处理系统(WLS)离子交换工艺树脂选型和运行参数设计开展非放射性环境下树脂运行寿命模拟试验研究。本文从树脂内部结构(交联度/粒径)角度进行选型试验,对运行流速、温度、装填层高等工艺参数造成的树脂工作交... 详细信息

针对CAP1000系列核电厂废液处理系统(WLS)离子交换工艺树脂选型和运行参数设计开展非放射性环境下树脂运行寿命模拟试验研究。本文从树脂内部结构(交联度/粒径)角度进行选型试验,对运行流速、温度、装填层高等工艺参数造成的树脂工作交换容量差异性进行研究,并从整球率、好球率、压碎强度、体积全交换容量、含水量、TOC释放水平等指标评判辐照对树脂物化稳定性的影响。试验结果显示,高交联度均粒树脂在不同运行工况下表现出交换容量和使用寿命的优异性,工艺设计上优选其进行后续放射性验证试验以实现废物最小化。

关键词：核电厂废液处理系统离子交换树脂交换容量

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对NOTRUMP-AP600程序缺少动量通量项的评估与修正

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原子能科学技术 2014年第5期48卷 861-866页

作者：樊普郑尧瑶上海核工程研究设计院上海200233

由于NOTRUMP-AP600程序的动量守恒方程缺少动量通量项,在分析用于模拟AP600核电厂的APEX试验台架小破口事故时,安全壳内置换料水箱注射流量和稳压器混合水位等参数的预测值和实验值有较大偏离。本文对此进行评估:1)采用均相流和分相流... 详细信息

由于NOTRUMP-AP600程序的动量守恒方程缺少动量通量项,在分析用于模拟AP600核电厂的APEX试验台架小破口事故时,安全壳内置换料水箱注射流量和稳压器混合水位等参数的预测值和实验值有较大偏离。本文对此进行评估:1)采用均相流和分相流模型计算动量通量项对AP600核电厂自动卸压系统(ADS)管路压降的影响;2)采用FLOAD4程序对需修正的第4级ADS(ADS4)管路的两相流压降进行计算,预测ADS4管路内的压力分布,并用作修正NOTRUMP-AP600程序ADS4管路压降的基准。结果表明,对于AP600核电厂ADS4管路,输入阻力系数需增加60%。

关键词： NOTRUMP—AP600 非能动核电厂动量通量

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压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计

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原子能科学技术 2012年第7期46卷 791-798页

作者：毕光文司胜义上海核工程研究设计院上海200233

在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参... 详细信息

在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX(钚铀混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明:1)装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2)UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。

关键词：钍-铀燃料循环增殖循环压水堆堆芯设计

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主泵两相降级对大破口失水事故的影响研究

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原子能科学技术 2015年第10期49卷 1798-1803页

作者：王伟伟余建辉上海核工程研究设计院上海200233

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟... 详细信息

大破口失水事故过程中,主泵的工作范围覆盖了单相液、气液两相和单相气工况。在两相工况下,主泵的扬程和转矩发生降级。对于AP1000核电厂,WCOBRA/TRAC被用于大破口失水事故分析,其现有的主泵两相降级数据来源于西屋W93A主泵。为正确模拟AP1000主泵在大破口失水事故过程中的热工水力特性,需对其两相降级特性进行研究。本研究分别采用国际上广泛使用的SEMISCALE和EPRI/CE主泵的两相降级数据进行AP1000冷段双端断裂事故的计算分析,并与原有W93A的计算结果进行对比。结果表明,AP1000主泵两相降级特性对反应堆冷却剂系统压力、破口流量和安注箱流量影响不大。相比于SEMISCALE和EPRI/CE,现有的W93A的两相降级数据将导致更低的堆芯冷却流量和更高的包壳峰值温度最大值,计算结果相对偏于保守。

关键词：大破口失水事故主泵两相降级包壳峰值温度

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非能动余热交换器瞬态换热特性数值模拟及敏感性分析

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核动力工程 2010年第S1期31卷 97-102页

作者：潘新新上海核工程研究设计院上海200233

以美国非能动型先进压水堆AP600的非能动余热交换器简化试验模型为FLUENT的数值计算模型,采用标准k-ε湍流模型和自然对流Boussinesq模型,对非能动余热交换器和内置换料水箱的自然对流换热特性进行数值模拟。模拟结果与试验结果基本一致... 详细信息

以美国非能动型先进压水堆AP600的非能动余热交换器简化试验模型为FLUENT的数值计算模型,采用标准k-ε湍流模型和自然对流Boussinesq模型,对非能动余热交换器和内置换料水箱的自然对流换热特性进行数值模拟。模拟结果与试验结果基本一致,较好地再现了各瞬态工况下非能动余热交换器换热过程中温度、速度分布与加热时间的变化特性。敏感性分析表明,导流板结构及进口形式对自然对流影响很小,升高水箱初始温度或增加换热管数量均能加强换热效果。

关键词： AP600 FLUENT 非能动余热交换器自然对流敏感性

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无铍钍基熔盐堆堆芯设计与安全研究

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原子能科学技术 2017年第7期51卷 1252-1259页

作者：陈其昌司胜义赵金坤卑华上海核工程研究设计院上海200233

为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超... 详细信息

为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超速及降速、丧失热阱等典型瞬态的计算,分析了各种工况下堆芯功率与温度的变化情况。结果表明,在各种运行瞬态及事故情况下,新型的TMSR设计具有良好的安全特性。

关键词：钍基熔盐堆堆芯设计安全分析

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增殖燃烧一体化快堆插花式倒料方案研究

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原子能科学技术 2013年第11期47卷 2092-2097页

作者：陈其昌司胜义上海核工程研究设计院上海200233

增殖燃烧一体化快堆利用快堆的增殖特性,通过倒料完成从增殖组件向燃烧组件的过渡,从而实现增殖和燃烧过程的一体化。全寿期内燃烧组件提供堆芯的绝大部分功率,而在燃烧组件周围的贫铀组件则将其中的238 U转化为239Pu,实现增殖功能。通... 详细信息

增殖燃烧一体化快堆利用快堆的增殖特性,通过倒料完成从增殖组件向燃烧组件的过渡,从而实现增殖和燃烧过程的一体化。全寿期内燃烧组件提供堆芯的绝大部分功率,而在燃烧组件周围的贫铀组件则将其中的238 U转化为239Pu,实现增殖功能。通过定期倒料,堆芯在一次装料后可实现长期自持临界,维持几十年的稳定运行。合理的堆芯布置与倒料方案可更好地平衡燃料的燃烧和增殖过程。插花式的堆芯布置与倒料方案是将一部分增殖组件分散布置在堆芯高通量区,保证了增殖组件的快速增殖,同时可保持堆芯在整个反应堆寿期内具有稳定的功率分布。另外,插花式堆芯布置与倒料方案最终的组件卸料燃耗是相对均衡的,所有从燃烧区倒出的组件均具有相近的燃耗,一般在250～300GW·d/t左右。这使得增殖燃烧一体化快堆可在不进行燃料后处理的条件下,实现铀资源的高效利用。

关键词：增殖燃烧一体化插花式堆芯布置倒料方案

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熔盐堆栅格参数优化

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原子能科学技术 2017年第1期51卷 120-126页

作者：赵金坤司胜义陈其昌卑华上海核工程研究设计院上海200233

针对新型的采用无铍熔盐燃料的氧化铍慢化钍基熔盐堆,利用上海核工程研究设计院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统,通过大量的方案分析,在熔盐堆栅格尺寸、P/D(栅距与燃料孔道直径的比值)、233 U含量等关键栅格参数上对钍基熔盐堆进行优... 详细信息

针对新型的采用无铍熔盐燃料的氧化铍慢化钍基熔盐堆,利用上海核工程研究设计院自主开发的SONG/TANG-MSR程序系统,通过大量的方案分析,在熔盐堆栅格尺寸、P/D(栅距与燃料孔道直径的比值)、233 U含量等关键栅格参数上对钍基熔盐堆进行优化。计算结果表明,采用较低的233 U浓度的小栅距栅格设计,新型的熔盐堆设计具有很高的增殖比,并保持负功率系数。与传统熔盐堆相比,新型钍基熔盐堆具有更高的核燃料增殖能力。经过栅格优化的新型钍基熔盐堆可满足下一代核能系统可持续性和安全性要求。

关键词：下一代核能系统熔盐堆钍基燃料栅格参数高增殖比负功率系数

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