检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2022年第11期56卷 2415-2421页

作者：张斌李庆蔡云刘琨秦雪王诗倩吉文浩郭锐赵晨彭星杰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

TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电... 详细信息

TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电厂部分循环启动物理试验数据及核电厂运行数据对TORCH V2.0软件包进行验证与确认研究,对比的主要参数包括启动物理试验中的临界硼浓度、控制棒积分价值、硼微分价值及等温温度系数和核电厂运行过程中的临界硼浓度、组件径向功率、热点因子及焓升因子。数值结果表明:针对主流的方形栅格压水堆核电厂,TORCH V2.0软件包具有可靠的压水堆堆芯计算能力;对于启动物理试验和电厂运行过程中的主要参数,TORCH V2.0软件包具有较高计算精度,符合堆芯核设计验收准则。

关键词：堆芯核设计启动物理试验核电厂运行数据验证与确认

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Mode-C运行与控制模式设计技术研究

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原子能科学技术 2021年第1期55卷 121-127页

作者：刘同先李庆王晨琳李天涯肖鹏蒋朱敏刘晓黎甯忠豪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

本文基于运行与控制模式设计,结合核电厂的运行需求,针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方式为主、负荷跟踪运行需求较少的特点,首次开展了与之适应的Mode-C运行与控制模式设计。通过控制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计... 详细信息

本文基于运行与控制模式设计,结合核电厂的运行需求,针对国内压水堆核电厂以基负荷运行方式为主、负荷跟踪运行需求较少的特点,首次开展了与之适应的Mode-C运行与控制模式设计。通过控制策略设计、控制棒设置设计、核电厂运行方式设计、核电厂运行范围设计等设计步骤,研究Mode-C运行与控制模式的设计技术。结果表明:采用Mode-C模式的压水堆核电厂能根据负荷变化需求选择执行单变量自动控制模式或双变量自动控制模式,实现了设定的控制策略,Mode-C运行与控制模式的设计技术在反应堆物理专业方面是可行的。

关键词：压水堆运行与控制模式 Mode-C 负荷跟踪

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多物理场耦合TRISO颗粒堆内行为研究

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原子能科学技术 2022年第S01期56卷 100-108页

作者：刘仕超周毅李垣明唐昌兵路怀玉廖楠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

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆... 详细信息

三向同性燃料(TRISO)颗粒是高温气冷堆元件和弥散微封装燃料最核心的组成部分,在反应堆运行过程中,TRISO颗粒在辐照-热-力多物理场的作用下发生变形、产生温度梯度及颗粒内部裂变产物扩散等行为,为研究TRISO颗粒在高温气冷堆环境下的堆内行为,本文通过设置边界条件,定义燃料材料物性模型,建立了辐照-热-力耦合作用下TRISO颗粒的多物理场计算方法,应用三维有限元平台对TRISO颗粒的堆内行为进行分析。结果表明,TRISO颗粒核芯温度随核芯功率增大而增大,但相应的温度梯度绝对值变化较小;颗粒中疏松热解碳层(Buffer层)与内致密热解碳(IPyC)层产生间隙,且寿期末间隙尺寸随核芯功率增大而降低;TRISO颗粒中IPyC层受到较大拉应力,而SiC层只有在较高的核芯功率下,才会受到拉应力,且最大拉应力随核芯功率增大而增大,这导致高核芯功率下SiC层的失效概率达到2.2×10^(-6)。SiC层对^(110)Ag、^(90)Sr、^(137)Cs等裂变产物具有优良的包容能力,在寿期末,SiC层以外几乎不存在裂变产物,这验证了TRISO颗粒在堆内的安全性能。

关键词： TRISO颗粒堆内行为裂变产物分布辐照变形

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传热管流体诱导振动特性的数值研究

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原子能科学技术 2014年第10期48卷 1807-1813页

作者：冯志鹏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四川成都610041

本文利用有限体积法离散非稳态湍流黏性、不可压缩的N-S方程及LES湍流模型,用有限元方法离散传热管结构,结合动网格控制技术,实现了流体-结构两个物理场之间的交互作用。基于数值模型,通过响应分支、相位角、Lissajou图、运动轨迹、相... 详细信息

本文利用有限体积法离散非稳态湍流黏性、不可压缩的N-S方程及LES湍流模型,用有限元方法离散传热管结构,结合动网格控制技术,实现了流体-结构两个物理场之间的交互作用。基于数值模型,通过响应分支、相位角、Lissajou图、运动轨迹、相图以及Poincare截面映射,分析了传热管在不同响应阶段的运动行为和响应特性,以及升力系数与横向位移的极限环与分叉等非线性特性。研究结果表明:传热管的流体诱导振动系统存在一个拟上端分支;在均匀湍流流动作用下,三维弹性管的升力与横向位移并未出现周期解的分叉。

关键词：流体诱导振动大涡模拟计算流体力学计算结构动力学

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燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发与验证

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原子能科学技术 2021年第11期55卷 2048-2053页

作者：邢硕张坤陈平周毅尹春雨冯晋涛何梁苗一非惠永博王璐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

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立... 详细信息

鉴于现有软件均缺乏CF3燃料组件N36锆合金包壳分析能力,开展了燃料棒性能分析程序FUPAC V2.0的研发工作。基于N36锆合金的堆外试验数据和N36锆合金包壳燃料棒池边检查数据,研究了N36锆合金的物理性能、腐蚀行为和辐照生长行为,初步建立了N36锆合金包壳相应模型。在现有自主化软件FUPAC V1.1的基础上,耦合入N36锆合金包壳分析模块,形成FUPAC V2.0,并进行了初步验证。验证结果表明:N36锆合金辐照生长模型和腐蚀模型与目前试验结果符合较好,FUPAC V2.0已实现计算N36锆合金包壳燃料棒性能的功能。

关键词：燃料棒性能分析程序研发与验证

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UN核芯TRISO包覆燃料颗粒性能分析

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原子能科学技术 2018年第2期52卷 283-289页

作者：李伟武小莉刘仕超王璐苗一非唐昌兵李文杰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

为分析致密热解碳层、内压等因素对TRISO包覆燃料颗粒热-力学性能的影响,基于多物理场耦合软件COMSOL建立了以UN为核芯的TRISO包覆燃料颗粒三维热-力学耦合模型,并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证。利用本文模型对稳态运行及反应性引入... 详细信息

为分析致密热解碳层、内压等因素对TRISO包覆燃料颗粒热-力学性能的影响,基于多物理场耦合软件COMSOL建立了以UN为核芯的TRISO包覆燃料颗粒三维热-力学耦合模型,并通过IAEA CRP-6基准题进行了验证。利用本文模型对稳态运行及反应性引入事故(RIA)工况下典型TRISO包覆燃料颗粒的性能进行了分析,结果表明,正常运行工况下SiC层能维持结构完整性,但IPyC层存在失效风险,需进一步优化TRISO包覆燃料颗粒的设计方案,而RIA工况下热膨胀是造成TRISO包覆燃料颗粒发生结构失效的主要原因。该模型能对轻水堆运行环境下的TRISO包覆燃料颗粒进行复杂的多物理场耦合性能分析,为进一步优化FCM燃料元件设计打下基础。

关键词： UN核芯 TRISO COMSOL 性能分析

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研究试验堆用于同位素生产的物理分析

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原子能科学技术 2014年第11期48卷 2063-2071页

作者：彭钢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

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFE... 详细信息

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数(运行段间检修时间不变)和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。

关键词：研究试验堆同位素生产转换比堆芯装载高浓铀低浓铀

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基于耦合框架的多通道程序网格与接口模块开发

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原子能科学技术 2022年第S01期56卷 32-41页

作者：潘俊杰曾未强胜龙汤琪芬李治刚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

基于耦合框架开发耦合程序,采用框架实现耦合数据传递和流程控制,可以提高耦合程序的开发效率,并降低开发难度。本文根据反应堆多物理耦合框架的使用规范,开发了堆芯多通道程序的网格与接口模块,该模块能够读取堆芯功率场,计算并生成堆... 详细信息

基于耦合框架开发耦合程序,采用框架实现耦合数据传递和流程控制,可以提高耦合程序的开发效率,并降低开发难度。本文根据反应堆多物理耦合框架的使用规范,开发了堆芯多通道程序的网格与接口模块,该模块能够读取堆芯功率场,计算并生成堆芯热工网格与物理场,实现输入、输出与计算模块的封装与调用。采用RSG-GAS堆型建模与验证表明,多通道程序的网格模块能够正确生成各种尺度的网格和物理场,接口模块封装流程函数计算结果与原程序一致,能够正确读取功率场,生成并输出温度场与密度场。通过以上的模块开发,CORTH程序可以基于耦合框架灵活快捷地开发不同网格尺度物理程序的耦合程序。

关键词：多物理耦合开发框架 CORTH 接口模块

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压水堆冷却剂下降段温度对中子探测的影响分析和修正研究

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原子能科学技术 2015年第4期49卷 688-693页

作者：朱宏亮刘艳阳柴晓明王银丽张秀万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

为研究压水堆功率运行条件下压力容器冷却剂下降段的水介质层温度变化对堆外中子注量率测量结果准确性的影响,分析了下降段水介质厚度和温度与泄漏热中子注量率的关系。结果表明,下降段水介质厚度或温度变化大于一定值时,反应堆堆外测... 详细信息

为研究压水堆功率运行条件下压力容器冷却剂下降段的水介质层温度变化对堆外中子注量率测量结果准确性的影响,分析了下降段水介质厚度和温度与泄漏热中子注量率的关系。结果表明,下降段水介质厚度或温度变化大于一定值时,反应堆堆外测量得到的中子注量率需要修正。结合堆物理和热工理论,进一步提出了一套工程可参考的修正方法。

关键词：下降段温度中子探测修正

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汽-水分离器内双液滴碰撞的数值模拟研究

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核动力工程 2015年第1期36卷 18-22页

作者：张迪罗琦黄伟王侃清华大学工程物理系北京100084 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 中国核动力研究设计院成都610041

采用流体体积函数(VOF)方法模拟压水堆汽-水分离器内等直径液滴对心碰撞,研究典型的聚合,低、中、高韦伯数(We)的反射分离过程。观察碰撞过程中液滴的形状,记录并分析动能和表面能相互转化以及能量耗散的进程。结果表明:在高We反射分离... 详细信息

采用流体体积函数(VOF)方法模拟压水堆汽-水分离器内等直径液滴对心碰撞,研究典型的聚合,低、中、高韦伯数(We)的反射分离过程。观察碰撞过程中液滴的形状,记录并分析动能和表面能相互转化以及能量耗散的进程。结果表明:在高We反射分离时,表面扩张的过程中,外部液体会脱离形成环状,液环在表面张力作用下收缩,与内部液体重新接触后使表面复杂剧烈的波动;这影响了分离过程以及子液滴的形成,导致Kim子液滴模型无法准确预测子液滴数目和直径。通过模拟不同We下的碰撞,得到等直径对心碰撞聚合与反射分离的临界We为15.6,并与3个预测模型进行了对比,Qian模型预测结果与模拟结果吻合良好。

关键词：双液滴碰撞 VOF 汽-水分离器

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