检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2022年第3期43卷 33-37页

作者：闫新龙李毅罗涵禹田野中国核动力研究设计院成都610213 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

基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了... 详细信息

基于氮气稳压基本原理,采用集总参数法开发了氮气稳压系统瞬态模拟程序,该模型突破了现有独立稳压器模型的局限,实现了一回路系统与氮气稳压器的直接耦合,并采用浮动式核电站氮气稳压系统试验数据对程序进行了验证。在此基础上,提出了一种基于敏感性分析的氮气稳压系统设计方法,与现有设计方法相比,该设计方法可以得到氮气稳压系统的优化配置方案,同时通过适配性设计,可以确保氮气稳压系统在启动过程中,压力不超过一回路系统温度压力限制曲线。

关键词：反应堆氮气稳压瞬态模拟冷启动

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基于机器学习的燃料棒温度分布代理模型构建方法研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 1-5页

作者：刘振海齐飞鹏周毅李垣明李文杰曾未辛勇王浩煜马超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

为提高大规模燃料棒性能模拟的计算效率,以燃料棒温度预测为例,研究了燃料棒温度分布预测代理模型(简称“代理模型”)的构建方法。以燃料棒性能分析程序COPERNIC的计算结果作为数据源,采用k-means聚类算法筛选代表性的训练数据,训练了4... 详细信息

为提高大规模燃料棒性能模拟的计算效率,以燃料棒温度预测为例,研究了燃料棒温度分布预测代理模型(简称“代理模型”)的构建方法。以燃料棒性能分析程序COPERNIC的计算结果作为数据源,采用k-means聚类算法筛选代表性的训练数据,训练了4个全连接前馈神经网络,分别能够考虑冷却剂流动传热及氧化膜生长影响的包壳外表面温度预测、包壳径向温度分布预测、燃料芯块和包壳间隙变化影响的燃料芯块外表面温度预测、燃料芯块径向温度分布预测。通过这些神经网络的组合,可以根据输入的燃料棒功率史快速预测出燃料棒不同时刻的温度分布。数值试验表明:构建的代理模型相比COPERNIC程序计算速度提升约204倍,同时具有较高精度。在整个数据集上,包壳温度和燃料芯块温度预测的平均偏差分别为0.07℃、0.44℃。

关键词：神经网络燃料棒温度代理模型燃料行为

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耐事故燃料用于高性能压水堆的分析研究

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核动力工程 2023年第2期44卷 136-144页

作者：尹春雨高士鑫钱立波秦雪吴磊张渝崔怀明肖忠苏光辉西安交通大学核科学与技术学院西安710049 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

为明确未来高性能压水堆(PWR)可采用的耐事故燃料(ATF)元件设计方案,本研究采用燃料性能、核设计、反应堆热工安全的适用分析方法,从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明:采用SiC复合包壳+高... 详细信息

为明确未来高性能压水堆(PWR)可采用的耐事故燃料(ATF)元件设计方案,本研究采用燃料性能、核设计、反应堆热工安全的适用分析方法,从安全性、经济性和燃料性能等方面对几种潜在的ATF设计方案进行综合分析。结果表明:采用SiC复合包壳+高铀密度燃料的方案较好;由于高铀密度燃料(包括UN、U_(3)Si_(2)及UN-U_(3)Si_(2)复合燃料)各自均具有鲜明的特点,其中UN-U_(3)Si_(2)复合燃料在理论上可以成为高铀密度燃料的一大特色,但从中子经济性的角度考虑需要将UN中^(15)N进行富集,而目前的富集技术将大大提高该型燃料的制造成本。因此本研究建议高性能PWR的ATF燃料元件设计宜选择SiC复合包壳+U_(3)Si_(2)燃料的设计方案。

关键词：耐事故燃料 SiC复合包壳高铀密度燃料燃料性能

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液态铅铋合金湍流普朗特数及RANS模型优选

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核动力工程 2023年第2期44卷 98-103页

作者：邓诗雨卢涛邓坚张喜林朱大欢北京化工大学机电工程学院北京100029 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

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金(LBE)具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于... 详细信息

工程上常采用RANS湍流模型进行热工水力相关的数值模拟,然而液态铅铋合金(LBE)具有独特的热物性,常规湍流普朗特数模型和RANS湍流模型对其流动与传热模拟的适用性有待研究。为更准确地描述绕丝燃料组件内LBE的流动与换热过程,本文基于大涡模拟对湍流普朗特数模型和RANS湍流模型进行优选。首先,采用四种湍流普朗特数模型对绕丝燃料组件内LBE的流动与传热过程进行大涡模拟,对比分析实验数据和模拟结果并进行模型优选。基于优选的湍流普朗特数模型,评价RANS湍流模型对LBE数值模拟的适用性和准确性。结果表明,Cheng湍流普朗特数模型和SST k-ω模型对LBE流动与传热模拟的准确性和适用性最高。

关键词：液态铅铋合金(LBE) 大涡模拟湍流普朗特数模型 RANS湍流模型绕丝燃料组件

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燃料棒夹楔状态下芯块与包壳相互作用的三维模拟研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 6-10页

作者：马政卿庞华张坤唐昌兵邬周志严峰邢硕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

燃料芯块与包壳的相互作用(PCI)是导致包壳破损的原因之一。燃料芯块开裂产生的碎片可能夹在芯块与包壳的间隙,导致夹楔PCI问题。该问题可能致使包壳局部应力超过限值,增加包壳破损风险。为评估夹楔PCI问题对燃料棒性能的影响,基于多物... 详细信息

燃料芯块与包壳的相互作用(PCI)是导致包壳破损的原因之一。燃料芯块开裂产生的碎片可能夹在芯块与包壳的间隙,导致夹楔PCI问题。该问题可能致使包壳局部应力超过限值,增加包壳破损风险。为评估夹楔PCI问题对燃料棒性能的影响,基于多物理耦合有限元平台MOOSE,建立三维有限元燃料元件性能分析方法,综合考虑辐照效应和热力耦合作用,针对单芯块模型完成了夹楔PCI问题的数值模拟计算。结果表明,夹楔PCI问题会改变包壳中的温度分布、应力分布和应变分布,并会增加包壳中的最大Mises应力和等效蠕变应变,增大燃料棒失效风险。

关键词：燃料棒芯块与包壳相互作用(PCI) 夹楔多物理耦合有限元平台(MOOSE)

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多孔弥散微封装燃料元件多场耦合性能分析

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火箭推进 2024年第4期50卷 110-116页

作者：李晨曦李权黄永忠赵波王浩煜刘仕超李垣明陈平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四川成都610213

高温气冷堆是核热推进的主力候选堆型之一,燃料元件的性能直接决定了反应堆的性能,高温气冷堆的燃料元件形式众多,高安全性的弥散微封装燃料在高温气冷堆中具有极高的应用前景。因此,有必要针对高温气冷堆用弥散微封装燃料开展研究。提... 详细信息

高温气冷堆是核热推进的主力候选堆型之一,燃料元件的性能直接决定了反应堆的性能,高温气冷堆的燃料元件形式众多,高安全性的弥散微封装燃料在高温气冷堆中具有极高的应用前景。因此,有必要针对高温气冷堆用弥散微封装燃料开展研究。提出将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体的多孔弥散微封装燃料的设计方案,并基于有限元分析软件COMSOL建立了三维热流固耦合分析模型,初步实现了该燃料元件性能分析,开展了不同冷却剂流量下的燃料元件热力行为分析。结果表明:流量越高,燃料元件最高温度越低,分别为1 340、1 250、1 180 K,远低于SiC材料熔点,无熔化风险;六棱柱内部的温度分布相对均匀,而六棱柱6个角处的温度分布相对不均匀;基体最大主应力出现在冷却剂流道周围,最大主应力最大值为95.6 MPa,其余位置整体最大主应力较小,最大主应力低于SiC材料断裂强度。

关键词：棱柱型多孔弥散微封装燃料多场耦合

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多光束变光斑激光定向能量沉积工艺及分析模型

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机械工程学报 2023年第9期59卷 285-297页

作者：黄胜李涤尘张晓宇崔滨李青宇张安峰西安交通大学机械制造系统工程国家重点实验室西安710049 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

为了兼顾成形效率与精度,提出多光束变光斑激光定向能量沉积技术。研发了多光束变光斑激光熔覆头,该熔覆头采用3个激光输出头设计,输出的激光束在焦点处汇聚,每束激光束具有不同直径。开发了变光斑控制模块,通过控制3个激光束的不同组合... 详细信息

为了兼顾成形效率与精度,提出多光束变光斑激光定向能量沉积技术。研发了多光束变光斑激光熔覆头,该熔覆头采用3个激光输出头设计,输出的激光束在焦点处汇聚,每束激光束具有不同直径。开发了变光斑控制模块,通过控制3个激光束的不同组合,实现小光斑与多光束组合大光斑的快速变换。基于能量守恒和质量守恒原理,分析了激光、粉末和基板的交互作用,建立了多光束变光斑激光定向能量沉积工艺分析模型。经过实验证实,该分析模型能够预测不同工艺参数下的熔覆单道尺寸与粉末利用率,可为该工艺的参数优化和工艺参数选定提供参考。多光束变光斑激光定向能量沉积工艺具有响应速度快、可靠性高、激光能量利用率高等优点,为变光斑激光定向能量沉积工艺提供新的方法和相应的理论基础。

关键词：增材制造激光定向能量沉积多光束变光斑分析模型

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旋向对螺旋管束内铅铋流动传热特性影响的数值模拟研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 57-61页

作者：沈聪刘茂龙程坤刘利民徐子伊顾汉洋上海交通大学核科学与工程学院上海200240 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

螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG)被广泛应用于液态金属反应堆的设计中,其中相邻的径向螺旋管束可以布置为同一旋向或相反旋向,不同的旋向策略会影响到蒸汽发生器壳侧的流动行为。为探究不同旋向对螺旋管束中铅铋流动与传热特性的影响,... 详细信息

螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG)被广泛应用于液态金属反应堆的设计中,其中相邻的径向螺旋管束可以布置为同一旋向或相反旋向,不同的旋向策略会影响到蒸汽发生器壳侧的流动行为。为探究不同旋向对螺旋管束中铅铋流动与传热特性的影响,采用剪切应力输运(SST k-ω)模型、湍流模型和Kays湍流普朗特数(Prt)模型对其进行数值模拟研究。首先通过现有液态金属横掠棒束实验对数值方法进行了验证;其次建立了同一旋向和交替旋向2种螺旋管束模型,比较了其传热和阻力的差异;最后从流场的角度对产生差异的原因进行了分析。结果表明,交替旋向的螺旋管束中的阻力和传热分别比同一旋向管束高7.1%和4.4%,这是因为交替旋向管束中的速度场更均匀且湍流交混更强。

关键词：螺旋管式直流蒸汽发生器(H-OTSG) 铅铋旋向策略数值模拟

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铅铋堆蒸汽发生器传热管破裂事故三维程序开发及验证

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核动力工程 2023年第4期44卷 226-233页

作者：辜峙钘余红星黄代顺严明宇申亚欧冯文培龚政宇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 成都理工大学核技术与自动化工程学院成都610059

蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)是铅铋堆设计必须重点考虑的安全问题之一。针对铅铋堆SGTR,为解决其复杂结构环境中压力波的三维传播与蒸汽的三维迁移难题,基于多相流欧拉流体动力学理论,开展了“铅铋-水”相互作用三维数值模型与... 详细信息

蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR)是铅铋堆设计必须重点考虑的安全问题之一。针对铅铋堆SGTR,为解决其复杂结构环境中压力波的三维传播与蒸汽的三维迁移难题,基于多相流欧拉流体动力学理论,开展了“铅铋-水”相互作用三维数值模型与算法研究,研制了专用程序,并采用实验对比和程序对比技术手段进行了程序验证,验证结果符合较好。研究结果表明:对于描述铅铋堆SGTR过程中“铅铋-水”相互作用行为,本文采用的相关数值理论与模型具有较好的适用性;对于研究复杂结构环境下铅铋堆SGTR的三维演化现象,包括压力波传播、蒸汽迁移,本文所开发的三维程序具有重要的潜在应用价值。本文研究成果有望为我国铅铋堆SGTR分析提供有力支撑。

关键词：铅铋堆蒸汽发生器(SG)传热管破裂事故(SGTR) "铅铋-水"相互作用三维程序开发程序验证

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摇摆条件下棒束通道流场特性研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 35-39页

作者：齐超李鑫谭思超程坤乔守旭黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室哈尔滨工程大学哈尔滨150001 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

由于海洋条件下反应堆处于非稳态工况,会产生倾斜、摇摆、起伏等运动,这些运动将会在棒束通道中引入额外的惯性力场,对棒束通道中的流场会有额外的影响,因此有必要对摇摆条件下的棒束通道进行研究。本文基于粒子图像测速(PIV)技术开展... 详细信息

由于海洋条件下反应堆处于非稳态工况,会产生倾斜、摇摆、起伏等运动,这些运动将会在棒束通道中引入额外的惯性力场,对棒束通道中的流场会有额外的影响,因此有必要对摇摆条件下的棒束通道进行研究。本文基于粒子图像测速(PIV)技术开展了摇摆条件下节径比为1.326的棒束通道内流场分布特性研究。对比了相同流量条件下稳态工况与瞬态工况下流场分布差异,分析了同一加速度时棒束通道内不同位置的流场分布特征。实验结果表明:摇摆运动对棒束通道中部的影响较小,对通道两侧的影响较大。通道两侧的速度场呈现周期性波动,波形为反相。在流量较低的情况下会出现倒流现象,但定位格架此时对上游并未造成横向速度影响。研究表明摇摆运动引起的流场变化与脉动流引起的流场变化有较大差异,其中脉动流造成的速度场变化是均匀脉动的,而摇摆引起的速度场是在通道两侧呈现反相波动。

关键词：棒束通道摇摆条件粒子图像测速(PIV) 定位格架

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