检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2021年第1期42卷 177-181页

作者：李梦书李国勇郑杲黄可东许明周何佳佶罗秋蓉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

提出一种基于前馈控制的棒位探测器励磁电源设计方案,该方案采用高频开关整流逆变电路设计,在传统比例积分(PI)控制的基础之上加入了前馈控制,用以抑制可测不可控的干扰因素对控制对象的影响,并通过理论分析与仿真试验,验证了本文提出... 详细信息

提出一种基于前馈控制的棒位探测器励磁电源设计方案,该方案采用高频开关整流逆变电路设计,在传统比例积分(PI)控制的基础之上加入了前馈控制,用以抑制可测不可控的干扰因素对控制对象的影响,并通过理论分析与仿真试验,验证了本文提出的设计方案在保证控制响应时间的同时降低了输出纹波,提高了电流幅值精度。

关键词：棒位探测器励磁电源前馈控制

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华龙一号反应堆上腔室及热段流-热耦合场数值模拟

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科学技术与工程 2024年第18期24卷 7676-7684页

作者：孙梓云周新志何正熙朱加良徐涛董晨龙四川大学电子信息学院成都610065 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

压水型反应堆(pressurized water reactor,PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和堆芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握华龙一号反应堆上腔室及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律... 详细信息

压水型反应堆(pressurized water reactor,PWR)系统主管道热段内冷却剂的温度和流量,直接反映了核功率和堆芯换热状态,是反应堆功率控制和安全保护的核心参数。为全面掌握华龙一号反应堆上腔室及热段内冷却剂流-热耦合场分布及演变规律,为核心参数测控提供参考,基于有限元分析(finite element method,FEA)方法,对上腔室及热段冷却剂流域进行了计算流体力学(computational fluid dynamics,CFD)数值模拟。首先建立了合理简化后的华龙一号(Hualong One)反应堆上腔室及相连热段的3D几何结构模型。随后对模型计算域进行了离散化网格划分和网格敏感性分析。最后通过计算,获得了冷却剂非等温流动的稳态特性解,流量、温度与相关设计估算值、实际测量值的相对误差均小于2%。对稳态特性研究表明,高、低温冷却剂在上腔室垂直内壁附近的不充分换热导致热段入口冷却剂温度分布不均,存在14.0~16.3℃的温差。随冷却剂沿轴向流动,冷却剂温度场分布和流场分布均逐渐趋于均匀和稳定,且是热段内低温冷却剂的流动主导了冷却剂温度分布的变化。

关键词：华龙一号流-热耦合场有限元分析计算流体力学数值模拟稳态解

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本构模型不确定性评价结构化方法开发及应用

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核动力工程 2022年第4期43卷 147-153页

作者：熊青文苟军利杜鹏邓坚刘余陈伟党高健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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

最佳估算加不确定性(BEPU)方法被国际原子能机构(IAEA)推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑... 详细信息

最佳估算加不确定性(BEPU)方法被国际原子能机构(IAEA)推荐用于核电厂安全分析,目前已成为核电厂执照申请的主流方法。典型BEPU方法依赖于最佳估算程序将输入参数的不确定性传播至输出,而程序本构模型的不确定性则往往没有得到适当考虑。本研究提出了一种结构化方法用于评价程序本构模型的不确定性,基于该方法对本构模型按照特征进行分类,针对不同模型类型采用不同评价方法。本研究使用的模型评价方法包括前向方法中的非参数曲线估计法以及反向方法中的贝叶斯校准法和覆盖率校准法,此外还包含替代模型的构建方法。使用该结构化方法量化了失水事故中重要模型的不确定性,并将量化的模型不确定性通过抽样计算传播至包壳峰值温度。结果表明,抽样计算值和实验值均小于保守计算值,考虑了模型不确定性后的传播计算结果能够很好地包络实验值,且考虑模型不确定性后能够有效增加安全裕量。

关键词：本构模型结构化方法非参数曲线估计贝叶斯校准不确定性量化

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基于CFD方法的丝网芯内毛细流动阻力特性研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 54-59页

作者：余清远赵鹏程马誉高张英楠南华大学核科学技术学院湖南衡阳421001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计重点技术实验室成都610213 清华大学工程物理系北京100084

丝网芯热管是一种基于两相流动相变循环原理设计的非能动输热设备,循环中的毛细力与流动阻力均与丝网芯结构密切相关,研究丝网芯的阻力特性对丝网芯结构选型与优化、热管性能提升具有重要的意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法,建立丝... 详细信息

丝网芯热管是一种基于两相流动相变循环原理设计的非能动输热设备,循环中的毛细力与流动阻力均与丝网芯结构密切相关,研究丝网芯的阻力特性对丝网芯结构选型与优化、热管性能提升具有重要的意义。本文基于计算流体力学(CFD)方法,建立丝网毛细流动的阻力模型,研究流体在多层丝网芯内的毛细流动的阻力特性。使用本文模型模拟毛细提升实验,模型与实验结果的相对误差小于5%。基于模型进一步分析堆叠结构及目数(50目、200目、400目)对丝网芯的流动阻力特性的影响。结果表明,堆叠丝网的网孔越密集流动阻力越大,粘性阻力系数近似与丝网目数呈正比,而等效惯性阻力也随丝网目数增加而增大;在雷诺数小于1的低流速区域,粘性阻力占据主导作用,而在雷诺数大于1的流速区域惯性阻力作用不可忽略;丝网芯的几何结构除影响流动阻力还将对毛细力产生影响。计算表明,丝网毛细压强和流动阻力均随丝网目数的增加而增强,毛细性能因子随目数的增加而增速放缓。考虑到平织丝网的工艺限制,400目丝网较为理想。

关键词：丝网芯流动阻力粘性阻力惯性阻力毛细性能因子

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国产508-3钢不同温度下非比例多轴循环变形行为研究

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核动力工程 2021年第S02期42卷 89-92页

作者：田俊唐妍婕张丽屏傅孝龙邝临源张瀛姜露李辉刘贞谷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

国产508-3钢是压水反应堆压力容器的关键材料,为了研究国产508-3钢不同温度下的非比例多轴循环变形行为,本文在25、200和350℃下,对国产508-3钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验。试验中采用了沙漏形和蝶形的... 详细信息

国产508-3钢是压水反应堆压力容器的关键材料,为了研究国产508-3钢不同温度下的非比例多轴循环变形行为,本文在25、200和350℃下,对国产508-3钢开展了多轴非比例路径下应变控制和应力控制的全寿命疲劳试验。试验中采用了沙漏形和蝶形的非比例路径,揭示了材料在不同加载路径和不同加载条件下的循环变形特征和棘轮变形行为。研究表明,国产508-3钢的非比例多轴循环变形行为具有明显的温度相关性,由于动态应变时效效应影响,在350℃时材料表现出循环硬化或稳定的特征。

关键词： 508-3钢非比例不同温度循环变形

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压水堆下封头多层熔池模型敏感性分析

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核动力工程 2021年第4期42卷 138-143页

作者：李治刚安萍潘俊杰刘威芦韡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

下封头熔池模型是熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价的重要模型,已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点... 详细信息

下封头熔池模型是熔融物堆内滞留(IVR)有效性评价的重要模型,已在典型压水堆安全评价中得到广泛应用。传统的2层熔池模型和近年来提出的3层熔池模型,主要模拟熔池内熔融物的成分及热量的分配与传递过程,具有关系式复杂和强非线性的特点。为了为熔池分层模型以及严重事故缓解策略的优化提供帮助,采用中国核动力研究设计院自研的全局敏感性分析工具SALib和熔池分析软件CISER V2.0对4种熔池多层模型进行了敏感性分析,得到了主要输入参数对各模型关键结果参数的影响程度,敏感性分析结果反映了各熔池模型的典型特点。下封头半径对4种熔池分层模型均有显著的影响,Salay&Fichot模型与2层熔池模型中影响关键结果参数的输入参数基本相同,熔融物初始质量对Esmaili模型影响最大,熔融物密度对Seiler模型影响最大。

关键词：全局敏感性分析下封头熔池模型 2层熔池模型 3层熔池模型 CISER V2.0

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池式钠冷快堆热分层现象模型开发及瞬态分析

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核动力工程 2022年第4期43卷 25-30页

作者：杜鹏单建强邓坚刘余丁书华陈伟袁鹏吴增辉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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

针对池式钠冷快堆特点,建立了三维系统分析模型,并结合热分层现象演化机制,提出了准确模拟热分层的关键处理方法,包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上,采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发... 详细信息

针对池式钠冷快堆特点,建立了三维系统分析模型,并结合热分层现象演化机制,提出了准确模拟热分层的关键处理方法,包括能量源项处理、三维动量方程对流项处理及三维空间进口效应处理。在此基础上,采用KALIMER及MONJU热分层实验对所开发的三维系统分析模型进行验证。结果表明模型有效解决了池式钠冷快堆三维热工水力分析的难题,实现了对钠池内温度场瞬态变化及热分层现象演化进程的快速准确模拟,同时也能够确定热分层过程中池式结构表面热应力最大位置,为池式快堆安全设计提供参考。

关键词：池式钠冷快堆热分层三维系统分析模型瞬态热工分析

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基于多物理场耦合的U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳组合的轻水堆燃料性能分析

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核动力工程 2022年第1期43卷 102-109页

作者：尹春雨刘荣焦拥军邱晨杰刘振海秋博文高士鑫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 华南理工大学电力学院广州510640

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳组合、U_(3)Si_(2)燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工... 详细信息

基于COMSOL平台开发了一套基于多物理场全耦合的燃料性能分析程序,并通过径向功率分布模型对比验证了该程序的正确性与准确性;然后进一步分析了U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳组合、U_(3)Si_(2)燃料与锆合金包壳组合在反应堆正常运行工况下的性能,并与UO_(2)燃料与锆合金的组合进行了对比分析。计算结果发现U_(3)Si_(2)燃料与锆合金包壳组合相比UO_(2)燃料与锆合金的组合具有更低的燃料中心温度、裂变气体释放量及内压,但气隙闭合时间会提前;而U_(3)Si_(2)燃料与双层SiC包壳的组合相比U_(3)Si_(2)燃料与锆合金的组合具有更高的燃料中心温度、更大的裂变气体释放量及内压,且随着燃耗的增加,其燃料中心温度大幅增加,与锆合金包壳相比,双层SiC包壳能够有效延迟气隙闭合,缓解燃料与包壳的力学相互作用。

关键词： U_(3)Si_(2)燃料双层SiC包壳多物理场燃料性能

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反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

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核动力工程 2021年第2期42卷 193-196页

作者：黄宗仁王明利李峰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

华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系... 详细信息

华龙一号(HPR1000)设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统(RCS系统)环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。

关键词：华龙一号(HPR1000) 反应堆冷却剂系统(RCS) 流量测量试验研究与设计

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位错线与铁素体/氧化铁两相界面交互作用的原子模拟

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核动力工程 2022年第S02期43卷 28-32页

作者：朱笔达于新洋李政何曼如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

氧化铁是包含铁素体相的核级钢材(如低合金钢与铁素体-马氏体双相钢)在高温环境下常见的表面氧化物和内部析出物。正确认识氧化铁对钢材微观变形机制的影响对设计运行温度较高的先进核能系统的安全评估有重要意义。本文采用分子动力学... 详细信息

氧化铁是包含铁素体相的核级钢材(如低合金钢与铁素体-马氏体双相钢)在高温环境下常见的表面氧化物和内部析出物。正确认识氧化铁对钢材微观变形机制的影响对设计运行温度较高的先进核能系统的安全评估有重要意义。本文采用分子动力学方法研究了温度对铁素体中的刃型位错与铁素体/氧化铁两相界面的交互作用的影响。计算结果表明,在10~900 K的温度范围内,刃型位错均无法穿透铁素体/氧化物两相界面,而只引起两相之间发生一定程度的相互剪切变形。随着温度的上升,位错与界面接触点附近的应力集中程度随之升高,另外界面间剪切变形量也同时增高。以上结果对于高温环境下低合金钢和铁素体-马氏体双相钢的断裂失效分析有一定的指导意义。

关键词：分子动力学表面氧化物微观塑性机理方铁矿位错-界面交互作用

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