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教育学
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中国核动力研究设...
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国家能源压水反应...
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中国核动力研究设...
作者
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"机构=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"
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核电厂
堆
芯出口温度测量表征性分析
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核动力
工程
2023年 第3期44卷 237-242页
作者:
辛素芳
吴丹
申亚欧
任春明
陈仕龙
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
堆
芯出口温度测量对于掌握
反应堆
运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体
动力
学(CFD)方法对
堆
芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布...
详细信息
堆
芯出口温度测量对于掌握
反应堆
运行状态有着重要的意义,本文通过计算流体
动力
学(CFD)方法对
堆
芯出口温度测量的表征性进行分析。通过对燃料组件及仪表管结构进行模拟计算,获得了仪表管内冷却剂流场和温度分布;通过对9种典型功率分布下
堆
芯出口温度测量结果的定量分析,获得了
堆
芯出口温度表征性与燃料组件功率的关系。结果显示,测点平均温度与燃料棒功率基本呈线性关系,其测点温度随燃料棒功率的增加而增加,测温表征性随燃料棒功率的升高而变差。
研究
结果为
堆
芯出口温度测量的校正提供了一定的依据。
关键词:
堆
芯出口
温度测量
计算流体
动力
学(CFD)
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水下用机器人遥操作模式下主从端设备空间映射控制算法
研究
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核动力
工程
2023年 第1期44卷 204-209页
作者:
杨俊豪
王炳炎
余志伟
蒲耀洲
李豪
陈茜
马山林
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
为了安全高效地完成水下清洗工作,提出了一种核电厂水下用机器人清洗装置,该装置基于UR5水下用串联机器人实现。通过介绍该机器人的控制
系统
组成,分析了主从端的关节空间和工作空间。同时在遥操作模式下,分析主从端关节空间映射算法和...
详细信息
为了安全高效地完成水下清洗工作,提出了一种核电厂水下用机器人清洗装置,该装置基于UR5水下用串联机器人实现。通过介绍该机器人的控制
系统
组成,分析了主从端的关节空间和工作空间。同时在遥操作模式下,分析主从端关节空间映射算法和工作空间映射算法,并基于两种映射控制算法进行遥操作试验,综合对比试验结果。最后根据核电厂水下清洗任务需要,主要采取响应速度较快的关节空间映射算法用于遥操作模式下的主从端控制。
关键词:
核电厂水下清洗
机器人控制策略
遥操作
空间映射
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“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性
研究
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核动力
工程
2023年 第1期44卷 134-140页
作者:
卢喜丰
王新军
艾红雷
吕勇波
何风
李柄锦
张权
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
核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性
研究
。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行...
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核电厂严重事故下,管道与设备将经历极端高温、高压的情况,快速卸压管道作为严重事故下卸压的唯一途径,保证其流道畅通性至关重要,为此,开展“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道畅通性
研究
。对严重事故下快速卸压管道和稳压器进行传热分析,得到了管道和稳压器的温度变化情况。采用弹性分析的方法模拟了快速卸压管道在严重事故下的变形过程,得到了温度与变形的关系。建立三维模型,引入材料非线性,开展了快速卸压管道弹簧支架和阻尼器位置模拟
研究
,获取了严重事故下管道弹簧支架与阻尼器所处的状态。针对温度高于450℃的情况,分析了高温蠕变对管道完整性的影响。选取快速卸压管道上变形最大的10个位置开展了管道截面剩余面积
研究
,得到了严重事故下快速卸压管道最小剩余面积比以及管道最小流通面积。
研究
结果表明,“华龙一号”严重事故下快速卸压管道流道仍然能保证畅通性,“华龙一号”快速卸压管道能保证
反应堆
堆
芯不会发生熔化。
关键词:
严重事故
快速卸压管道
蠕变
畅通性
来源:
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石墨垫片密封泄漏率计算方法
研究
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引用
核动力
工程
2023年 第1期44卷 141-147页
作者:
姜露
傅孝龙
张丽屏
张瀛
庾明达
田俊
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
为完善核级主设备密封分析及
设计
方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析
研究
;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算...
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为完善核级主设备密封分析及
设计
方法,基于稳压器人孔密封结构建立了密封数值分析模型,对石墨垫片密封接触应力进行了分析
研究
;结合平行圆板流动模型和多孔介质渗流模型建立了石墨垫片密封质量泄漏率理论预测模型;基于理论预测模型计算了
设计
工况、试验工况和启动瞬态工况下的质量泄漏率,对主要影响参数进行了分析和讨论。
研究
结果表明,石墨垫片密封接触应力沿周向分布较为均匀,而石墨环沿径向的中间区域接触应力值略低于石墨环两侧;在温度和压力上升瞬态中,密封接触应力随时间呈现出下降的规律,密封质量泄漏率与接触应力呈负相关,增大密封接触应力可以降低质量泄漏率,但降低效率逐渐减小,减小粗糙度可以显著降低质量泄漏率。本文分析方法可为核级主设备密封泄漏率分析和紧密度评价提供重要参考。
关键词:
稳压器人孔
石墨垫片
密封接触应力
质量泄漏率
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管束结构流弹失稳的数值预测方法
研究
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振动与冲击
2023年 第23期42卷 49-54页
作者:
冯志鹏
蔡逢春
臧峰刚
齐欢欢
黄旋
刘帅
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
流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器
设计
必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳...
详细信息
流弹失稳(流体弹性不稳定)会在短时间内导致管束破坏,是蒸汽发生器
设计
必须考虑的流致振动机理。通过理论建模和计算流体力学(computational fluid dynamics, CFD)计算相结合的方式,发展流弹失稳行为的数值预测方法。首先,分别基于准稳态理论、非稳态理论和一维非定常流动理论,推导出目前
研究
最广泛的三种流弹失稳理论模型的控制方程和关键参数的数学模型;然后,发展理论模型中众多参数的辨识方法,通过仿真数据驱动的方式,获得全套流体力相关参数;最后,以华龙一号蒸汽发生器的传热管为对象,建立管束结构流弹失稳的数值预测方法,并用现有试验数据验证。结果表明,通过CFD计算辨识的流体力相关参数与已有试验结果吻合,CFD计算与理论模型耦合的数值预测方法,具备一定的实用性;完成了数值预测方法的工程应用,预测结果与验证性试验的结论一致;数值预测方法结合了理论建模和CFD计算的优点,同时避免了对海量计算资源的需求、降低对试验数据的依赖,有利于在工程中推广应用。
关键词:
流体弹性不稳定(FEI)
计算流体力学(CFD)
管束
流致振动
来源:
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基于数字化
反应堆
物理计算程序SHARK的一步法输运计算方法
研究
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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
来源:
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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,...
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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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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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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...
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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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