检索结果-内蒙古大学图书馆

中国核学会2019年学术年会

作者：陈建国臧峰刚杨宇郑斌孙英学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

在核电设备焊接结构中,J型焊是一种典型的焊接连接形式,例如与反应堆压力容器顶盖连接的控制棒驱动机构(CRDM)管座,仪表管,排气管等,都是在上封头内表面采用J型焊进行连接,这类J型焊一般承担着承载和密封等多种功能,且服役环境恶劣,载... 详细信息

在核电设备焊接结构中,J型焊是一种典型的焊接连接形式,例如与反应堆压力容器顶盖连接的控制棒驱动机构(CRDM)管座,仪表管,排气管等,都是在上封头内表面采用J型焊进行连接,这类J型焊一般承担着承载和密封等多种功能,且服役环境恶劣,载荷工况复杂,易产生腐蚀裂纹和疲劳裂纹,对这类结构的完整性研究显得格外重要。事实上,J型焊焊接过程中的影响因素众多,目前很难借助有损或无损检测手段获得完整的焊接残余应力分布情况。本文采用有限元手段对典型异种金属J型焊进行焊接过程仿真,利用单元生死技术,对各个焊道进行详细定义,进而进行热输入,热释放和冷却等过程模拟,采用三维结构模型和顺序耦合的方式先模拟焊接过程温度场,再将温度场作为输入条件对整个焊接过程的应力和变形进行模拟,最后分析J型焊焊后残余应力场及变形情况,找出危险位置。本文J型焊涉及三种材料及其热物理和热弹塑性参数,分析软件为ANSYS。本文结果对于J型焊焊接结构设计,优化焊接工艺参数和控制焊后残余应力及变形具有实际的指导意义,为焊接结构安全可靠性分析奠定基础。

关键词：反应堆压力容器 J型焊残余应力有限元

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基于两相CFD的非均匀加热圆管CHF预测方法研究

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核动力工程 2019年第3期40卷 6-11页

作者：李权陈平黄永忠陈杰焦拥军于俊崇 Maria Avramova 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 清华大学工程物理系北京100084 北卡罗来纳州立大学美国27695

为建立非均匀加热工况临界热流密度(CHF)预测方法,以对换热系统的安全分析提供新的辅助手段,本研究采用欧拉两流体模型和壁面沸腾模型,对非均匀加热圆管的CHF进行预测。通过数值计算得到不同热流密度下近壁面空泡份额和壁面温度的分布,... 详细信息

为建立非均匀加热工况临界热流密度(CHF)预测方法,以对换热系统的安全分析提供新的辅助手段,本研究采用欧拉两流体模型和壁面沸腾模型,对非均匀加热圆管的CHF进行预测。通过数值计算得到不同热流密度下近壁面空泡份额和壁面温度的分布,将壁面温度出现二次峰值和此时近壁面空泡份额的峰值位置分别作为CHF发生的依据和CHF发生的点,并用此方法对2种不同功率分布圆管的CHF进行研究。研究结果表明,预测得到临界时的平均热流密度及临界发生的位置都与实验结果符合较好。因此,本研究建立的数值预测方法能够用于非均匀加热圆管CHF的预测。

关键词：临界热流密度(CHF) 非均匀加热空泡份额峰值壁面温度

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基于ARSAC-K程序研究建模方法对失水事故分析的影响

基于ARSAC-K程序研究建模方法对失水事故分析的影响

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中国核学会2019年学术年会

作者：吴丹丁书华邓坚李仲春张渝黄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

失水事故是最复杂的设计基准事故,在失水事故分析中,包壳峰值温度(即"PCT")、氧化份额(即"ECR")、产氢率是安全分析关心的关键物理参量。这几个参量与电厂设计、初始事件有关,也与分析程序以及建模方法有关。区别... 详细信息

失水事故是最复杂的设计基准事故,在失水事故分析中,包壳峰值温度(即"PCT")、氧化份额(即"ECR")、产氢率是安全分析关心的关键物理参量。这几个参量与电厂设计、初始事件有关,也与分析程序以及建模方法有关。区别于传统的失水事故分析,本文将采用新的程序进行相关研究,即基于ARSAC-K程序研究建模方法对失水事故分析的影响。通过研究发现,建模方法中对于分析结果有显著影响的因素包括:关键模型(例如临界流模型、再淹没模型、临界后换热模型、包壳氧化模型等)的选取、特殊区域节块(例如破口节块、安注注入点节块、堆芯节块、下降段节块、下腔室和下封头节块等)的划分、某些与模型相关的关键参量(例如喷放系数、再淹没阶段二维移动精细热传导最大网格数等)的选取等。建模方法不同,失水事故分析的计算结果也有所差异。由于失水事故涉及特别复杂的两相流动换热过程,为了保证分析结果的合理性和保守性,需要在大量敏感性分析的基础上固定出一组合理且保守的建模方法用于后续的分析计算。在本文研究的基础上,后续将会细化深入的分析建模方法对分析结果造成影响的原因和机理,并基于ARSAC-K程序形成一套进行失水事故分析的自动高效的建模方法,为自主化三代核电厂安全分析以及中国核电走出去提供有力的技术保障。

关键词：失水事故 ARSAC-K 建模方法模型节块划分包壳峰值温度

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板型燃料元件反应堆瞬态热工水力分析程序的开发与验证

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核动力工程 2019年第5期40卷 18-22页

作者：刘伟张勇蒋孝蔚张诚张大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 西安交通大学核科学与技术学院西安710049

针对核动力系统瞬态分析的需求,建立板型燃料反应堆的热工水力数学物理模型,开发了具有自主知识产权的核动力系统瞬态热工水力分析程序SYSTRAN,并采用中国先进研究堆(CARR堆)的设计工况和国际原子能机构(IAEA)基准题的堵流瞬态数据对程... 详细信息

针对核动力系统瞬态分析的需求,建立板型燃料反应堆的热工水力数学物理模型,开发了具有自主知识产权的核动力系统瞬态热工水力分析程序SYSTRAN,并采用中国先进研究堆(CARR堆)的设计工况和国际原子能机构(IAEA)基准题的堵流瞬态数据对程序进行了验证。计算结果表明,堆芯流量分配、出口温度等关键参数与验证数据吻合良好,初步证明了本程序适用于板型燃料反应堆系统瞬态热工水力分析。

关键词：板型燃料元件热工水力瞬态分析 CARR 国际原子能机构(IAEA)基准题

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屏蔽材料组元分散均匀性研究

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世界有色金属 2020年第9期45卷 161-162页

作者：牛昊轩马书旺谭波何震鲜希睿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

针对高含钨铝基屏蔽材料,从优化粉末粒度配比、提高混合粉末分散效果和防止粉末沉降等三个方面研究了屏蔽组元的分散均匀性问题。提出了解决改进措施,有效提高了材料综合性能。

关键词：屏蔽材料均匀性混料工艺

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核动力装置系统性能特性分析研究

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机械设计与制造工程 2020年第10期49卷 109-112页

作者：杨博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610041

根据船用核动力装置二回路系统典型设计方案,利用MATLAB软件建立了二回路汽轮机、冷凝器、给水泵及预热器等主要部件的物理模型。通过对二回路主要性能参数进行分析,完成了简单朗肯循环和带抽气的朗肯循环的效率计算,并通过性能分析得... 详细信息

根据船用核动力装置二回路系统典型设计方案,利用MATLAB软件建立了二回路汽轮机、冷凝器、给水泵及预热器等主要部件的物理模型。通过对二回路主要性能参数进行分析,完成了简单朗肯循环和带抽气的朗肯循环的效率计算,并通过性能分析得到了系统参数的优化方向。

关键词：核动力装置系统效率特性分析优化

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NECP-X的多重并行策略及效率优化

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原子能科学技术 2019年第5期53卷 876-883页

作者：马党伟刘宙宇赵晨贺涛张文鑫曹良志吴宏春柴晓明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 西安交通大学核科学与技术学院陕西西安710049

特征线方法在应用于全堆芯三维输运计算时面临着计算时间长、内存需求量大的问题,而大规模并行是最有效的解决办法。我国超级计算机的快速发展使大规模并行计算逐渐成为可能,而如何发展相应的并行算法成为当务之急。本文基于数值反应堆... 详细信息

特征线方法在应用于全堆芯三维输运计算时面临着计算时间长、内存需求量大的问题,而大规模并行是最有效的解决办法。我国超级计算机的快速发展使大规模并行计算逐渐成为可能,而如何发展相应的并行算法成为当务之急。本文基于数值反应堆物理计算程序NECP-X研究特征线方法的空间、角度和特征线多重并行策略。为实现高效并行,空间并行采用了区域分解的并行方式;为充分考虑角度并行的负载平衡,采用了"贪婪算法"角度区域分解算法;为节省内存和提高效率,应用并分析了共享式内存并行模式下动态调度的特征线并行方案。数值结果表明,NECP-X中的空间、角度和特征线并行效率较高,可充分利用并行资源,实现大规模并行。

关键词：特征线方法大规模并行空间并行角度并行特征线并行多重并行

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FCM燃料应用于商业压水堆的中子物理分析

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科技创新导报 2020年第11期17卷 103-115页

作者：王星博于颖锐李满仓王丹刘勇谢运利刘晓黎李向阳中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041

全陶瓷微胶囊封装燃料(Fully Ceramic Microencapsulated Fuel,FCM燃料)将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体中,具有良好的包容裂变产物能力,固有安全性好,是耐事故燃料的主要研究方向之一。相比于传统的UO2陶瓷芯块燃料,FCM燃料装料减少,影... 详细信息

全陶瓷微胶囊封装燃料(Fully Ceramic Microencapsulated Fuel,FCM燃料)将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体中,具有良好的包容裂变产物能力,固有安全性好,是耐事故燃料的主要研究方向之一。相比于传统的UO2陶瓷芯块燃料,FCM燃料装料减少,影响堆芯功率和/或循环长度;基体采用SiC,慢化能力提高,能谱变软,FCM燃料直接应用于现有大型商业压水堆组件栅格,寿期初慢化剂温度系数可能为正,失去固有安全性。本文从燃料富集度和栅格慢化角度,分析FCM燃料直接应用于大型商业压水堆的可行性,分析两种FCM燃料TRISO颗粒核芯:高温气冷堆中应用成熟的UO2核芯和提高了核芯尺寸的UN核芯。研究表明:在防核扩散的限制下,技术相对成熟的UO2核芯FCM燃料仅能应用于小型堆芯的设计,且需重新设计燃料组件栅格;提高装量的UN核芯FCM燃料可直接装载现有商业压水堆,实现与其基本相当的堆芯功率和循环长度,但对燃料富集度和燃料设计及制造工艺提出较高要求。

关键词： FCM燃料压水堆中子物理 TRISO颗粒耐事故燃料

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钒自给能探测器响应电流“γ峰”现象的模拟与分析

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现代应用物理 2021年第1期12卷 51-55页

作者：邵睿智曹良志李云召李雪松司峰伟郝腾飞桑耀东邓邦杰张清民吉文浩西安交通大学核科学与技术学院西安710049 三门核电有限公司台州317100 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

利用西安交通大学自主研发的压水堆堆芯分析程序NECP-Bamboo和自给能探测器响应电流模拟程序SPND-Signal,构建了自给能探测器响应电流模拟分析平台,对AP1000堆芯中钒自给能探测器的响应电流“γ峰”现象进行了模拟计算与分析,给出了不... 详细信息

利用西安交通大学自主研发的压水堆堆芯分析程序NECP-Bamboo和自给能探测器响应电流模拟程序SPND-Signal,构建了自给能探测器响应电流模拟分析平台,对AP1000堆芯中钒自给能探测器的响应电流“γ峰”现象进行了模拟计算与分析,给出了不同燃料组件内响应电流在快速甩负荷过程中的变化曲线,分析了响应电流的构成组分,探讨了AP1000堆芯中钒自给能探测器响应电流“γ峰”现象的产生机理。结果表明,在AP1000堆芯中的钒自给能探测器内,中子对电流的贡献为正向、光子对电流的贡献为负向,在甩负荷瞬间,正向电流降低的值小于负向电流降低的值,导致总电流短暂升高,从而形成“γ峰”现象。

关键词： AP1000 自给能探测器 “γ峰” NECP-Bamboo程序 SPND-Signal程序

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核数据敏感性与不确定性分析及其在目标精度评估中的应用

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原子能科学技术 2019年第1期53卷 86-93页

作者：刘勇曹良志吴宏春郑友琦万承辉西安交通大学核科学与技术学院陕西西安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四川成都610213

核数据作为反应堆物理计算不确定性的重要来源,量化由核数据引入的不确定性,是反应堆不确定性分析的重要内容。另一方面,降低核数据的不确定性,有利于提高反应堆计算结果的可靠性,对于反应堆的经济性和安全性的提升有重要意义。基于敏... 详细信息

核数据作为反应堆物理计算不确定性的重要来源,量化由核数据引入的不确定性,是反应堆不确定性分析的重要内容。另一方面,降低核数据的不确定性,有利于提高反应堆计算结果的可靠性,对于反应堆的经济性和安全性的提升有重要意义。基于敏感性与不确定性分析的目标精度评估,是给出核数据精度要求,从而降低计算结果不确定性的重要途径。本文提出了两步法的敏感性计算策略,针对快堆基准题BN-600,进行了有效增殖因数的敏感性分析,并量化了其不确定性的主要来源。通过建立目标精度评估问题对应的优化问题数学模型,采用差分进化算法,给出了有效增殖因数的目标精度为0.3%时核数据应达到的不确定性要求。

关键词：敏感性不确定性目标精度评估差分进化算法

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