检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第4期45卷 248-254页

作者：李梦书唐诗涵郑杲何正熙李庆付国忠彭子恒陈帅君张芸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

因缺乏反应系统动态变化过程的电气性能精准参数模型,现有核电厂控制棒驱动系统在不同环境条件下的控制效果不佳。本文建立了系统静态电磁仿真模型,通过状态分类的方式获取了系统全工况下的电气性能参数(电阻、电感)和电磁力离散数据,... 详细信息

因缺乏反应系统动态变化过程的电气性能精准参数模型,现有核电厂控制棒驱动系统在不同环境条件下的控制效果不佳。本文建立了系统静态电磁仿真模型,通过状态分类的方式获取了系统全工况下的电气性能参数(电阻、电感)和电磁力离散数据,基于数据建立了控制棒驱动系统动态过程中电流、电磁力、衔铁位移和加速度的动态参数模型及算法。该算法最终通过电磁模型、电路模型与数值仿真相结合的形式进行了验证,可以模拟实际系统的运行状态,具备了仅依靠控制指令和当前时刻电流即可预测下一时刻系统电气性能参数的能力。本文构建的动态参数模型可为制订高效率的智能控制策略奠定基础。

关键词：控制棒驱动系统电气性能动态参数模型

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热管堆耦合开式布雷顿循环系统运行特性研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 237-245页

作者：刘玖松刘承敏易经纬李毅李思广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

为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功... 详细信息

为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功率过程进行了瞬态仿真和计算。计算结果表明,在瞬态过程中,负荷或堆芯功率的变化将导致转速的改变,需通过旁通调节阀控制涡轮流量使转速恢复稳定。在甩负荷工况中,甩负荷导致堆芯温度下降,反应性反馈将导致堆芯功率升高2.3%、燃料最高温度升高1.7 K。在升、降功率过程中,反应性反馈导致的归一化堆芯功率峰值分别为102.6%和100.7%。本文研究结果可为热管堆与开式布雷顿循环耦合带来的安全风险及其安全分析提供参考。

关键词：热管堆开式布雷顿循环 Modelica 运行特性

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智能化事故源项估算程序研制

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核动力工程 2017年第4期38卷 64-69页

作者：于红李兰朱建平何璠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

为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题,开发一套依据事故序列和质能释放,模拟任意或叠加事故发生后任意包容体内放射性核素活度及向相连包容体... 详细信息

为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题,开发一套依据事故序列和质能释放,模拟任意或叠加事故发生后任意包容体内放射性核素活度及向相连包容体活度释放率随事故进展变化的智能化事故源项估算(BP-ASTE)程序。以蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,描述BP-ASTE程序的构建与实现。

关键词：事故源项智能化 BP-ASTE程序汽发生器传热管破裂(SGTR)事故

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基于虚拟激励的滞变支撑耦合结构的随机地震响应分析

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核动力工程 2011年第1期32卷 10-15页

作者：黄茜臧峰刚张毅雄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610041

相邻结构间的滞变支撑连接能有效缓解结构的地震响应。国际上广泛采用基于求解Lyapunov微分方程的随机振动法解决该类问题。Lyapunov法的地震输入局限于散粒噪声,限制了该方法的工程运用。本文假设结构始终保持线弹性,用Bouc-Wen模型模... 详细信息

相邻结构间的滞变支撑连接能有效缓解结构的地震响应。国际上广泛采用基于求解Lyapunov微分方程的随机振动法解决该类问题。Lyapunov法的地震输入局限于散粒噪声,限制了该方法的工程运用。本文假设结构始终保持线弹性,用Bouc-Wen模型模拟非线性滞变恢复力,通过扩阶、降阶矩阵的使用,结合随机等效线性化法,导出滞变支撑连接耦合结构的虚拟激励方程,建立了虚拟激励与响应的关系,形成结构平稳随机地震响应的闭合求解表达式;并基于此方法求解两剪切结构的随机地震响应。数据表明:本文方法与Lyapunov法的计算结果有很好的一致性。随后,采用本文方法分析了滞变支撑在缓解结构地震响应中的作用;基于不同的控制策略,开展了最优初始屈服力的参数研究。

关键词：滞变支撑随机地震虚拟激励

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主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 230-236页

作者：崔怀明谭鑫王岩匡成骁苏舒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

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特... 详细信息

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特性。研究表明:在核主泵转子卡滞结束时,核主泵出口处流量降低到稳定运行时的81.3%。在卡转子过渡过程中,系统管路内最大压力峰值位于核主泵入口截面处,为16.00 MPa,小压力谷值位于核主泵出口截面处,为15.01 MPa,最终系统内各监测点的压力趋于参考压力15.50 MPa。受反应堆冷却剂系统管路布置方式与核主泵卡转子事故的双重影响,各截面的流体速度呈现明显的不均匀分布,并产生了明显的涡流。系统各壁面水力载荷变化规律与系统压力脉动变化规律一致,最大载荷力峰值位于过渡段第一个弯头处的W3壁面处,为3.163×10^(6)N;最小载荷力谷值位于反应堆压力容器入口处弯头的W12壁面处,为9.125×10^(5)N。本数值预测方法可为主泵卡转子事故工况下反应堆冷却剂系统管路的设计与安全性评估提供技术支持。

关键词：卡转子事故反应堆冷却剂系统瞬态压力水力载荷数值模拟

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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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超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计

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核动力工程 2013年第1期34卷 9-14页

作者：夏榜样杨平王连杰马永强李庆李翔刘静波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610041

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯... 详细信息

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯流动稳定性及平均出口温度;堆芯采用157盒燃料组件、高泄漏换料模式。通过堆芯概念设计方案评价,给出了循环长度、卸料燃耗、冷却剂出口温度、最大燃料包壳温度及最大线功率密度等关键参数。

关键词：超临界水冷堆概念设计冷却剂流动方案

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超临界水堆堆芯典型瞬态三维核热耦合分析

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核动力工程 2017年第5期38卷 145-150页

作者：王连杰赵文博陈炳德姚栋卢迪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

采用超临界水堆堆芯三维核热耦合瞬态性能分析方法,研究中国百万千瓦级超临界水堆(CSR1000)在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中堆芯的瞬态性能。堆芯三维瞬态分析表明:控制棒弹出堆芯事故过程中燃料最大包壳壁面温度峰... 详细信息

采用超临界水堆堆芯三维核热耦合瞬态性能分析方法,研究中国百万千瓦级超临界水堆(CSR1000)在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中堆芯的瞬态性能。堆芯三维瞬态分析表明:控制棒弹出堆芯事故过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于事故安全限值(1260℃),控制棒失控抽出瞬态过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于瞬态安全限值(850℃)。燃料温度和水密度的显著反应性反馈以及必要的保护停堆措施,能够保证CSR1000堆芯在典型瞬态过程中的安全性能。

关键词：超临界水堆(SCWR) 三维瞬态分析控制棒弹出控制棒失控抽出最大包壳壁面温度

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摇摆下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 55-60页

作者：周铃岚张虹谭长禄董化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成都610041

将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引... 详细信息

将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引起。核反馈对第1类DWO和两相区的同相振荡有抑制作用,但对第2类DWO和单相区的同相振荡几乎没有影响。基于非线性理论对计算结果进行分析,发现耦合核反馈后系统非线性增强,由于摇摆导致系统流量波动与DWO叠加,其现象非常复杂,摇摆条件下的核热耦合不稳定性会出现非线性振子耦合中的同步化与混沌现象。

关键词：摇摆自然循环核热耦合不稳定 R5MC/TDOT-T

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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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