检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2021年第11期55卷 2107-2112页

作者：田超夏明明黄博琛景福庭肖锋吕焕文高希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四川成都610213

目前的压水堆中多采用注锌技术来降低一回路腐蚀产物的源项,然而关于注锌对腐蚀产物影响的理论机理以及计算分析研究较为欠缺。基于此,本文从理论机理、程序开发、数值计算分析和实验验证的角度论证分析注锌对一回路腐蚀产物以及源项的... 详细信息

目前的压水堆中多采用注锌技术来降低一回路腐蚀产物的源项,然而关于注锌对腐蚀产物影响的理论机理以及计算分析研究较为欠缺。基于此,本文从理论机理、程序开发、数值计算分析和实验验证的角度论证分析注锌对一回路腐蚀产物以及源项的影响。理论计算表明:注锌能明显降低基体金属中镍和钴的溶解;随着运行时间的增加,注锌对一回路冷却剂中的58 Co和60 Co呈现出抑制作用;注锌实验结果与理论计算分析的比值在0.5~2.0范围内,符合情况良好。本研究能为核电厂合理地采取注锌技术提供理论支撑。

关键词：注锌技术源项腐蚀产物

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2D/1D耦合的堆芯实测功率分布快速重构研究

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原子能科学技术 2021年第2期55卷 272-278页

作者：龚禾林李庆刘启伟李向阳卢宗健王金雨谢运利陈长于颖锐彭星杰刘琨郭锐张斌王星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

针对三代核电压水堆在线监测系统需要快速准确进行实测3D功率重构的需求,本文提出了一种2D/1D耦合的3D功率重构方法。首先采用耦合系数法对探测器层的功率进行了2D实测功率重构;其次针对每个组件,采用二次样条函数拟合方法进行了轴向1D... 详细信息

针对三代核电压水堆在线监测系统需要快速准确进行实测3D功率重构的需求,本文提出了一种2D/1D耦合的3D功率重构方法。首先采用耦合系数法对探测器层的功率进行了2D实测功率重构;其次针对每个组件,采用二次样条函数拟合方法进行了轴向1D实测功率重构,最后得到了全堆3D实测功率分布。该方法计算流程简单,占用内存少。针对华龙一号开展的4个典型例题的数值验证结果表明,该方法具备很高的精度,满足三代核电在线监测系统实测功率重构对精度和速度的要求。

关键词：功率重构耦合系数法二次样条函数拟合法华龙一号 2D/1D

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碳化硅中点缺陷对热传导性能影响的分子动力学研究

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物理学报 2022年第3期71卷 243-249页

作者：王甫周毅高士鑫段振刚孙志鹏汪俊邹宇付宝勤四川大学原子核科学技术研究所辐射物理及技术教育部重点实验室成都610064 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610200

碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用... 详细信息

碳化硅(SiC)由于性能优异,已广泛应用于核技术领域.在辐照环境下,载能入射粒子可使材料中的原子偏离晶体格点位置,进而产生过饱和的空位、间隙原子、错位原子等点缺陷,这些缺陷将改变材料的热物性能,劣化材料的服役性能.因此,本文利用平衡分子动力学方法(Green-Kubo方法)采用Tersoff型势函数研究了点缺陷对立方碳化硅(β-SiC或3C-SiC)热传导性能的影响规律.研究过程中考虑的点缺陷包括:Si间隙原子(Si_(I))、Si空位(Si_(V))、Si错位原子(Si_(C))、C间隙原子(C_(I))、C空位(C_(V))和C错位原子(C_(Si)).研究结果表明,热导率(λ)随点缺陷浓度(c)的增加而减小.在研究的点缺陷浓度范围(点缺陷与格点的比例范围为0.2%-1.6%),额外热阻率(ΔR=R_(defect)–R_(perfect),R=1/λ,R_(defect)为含缺陷材料的热阻率,R_(perfect)为不含缺陷材料的热阻率)与点缺陷的浓度呈线性关系,其斜率为热阻率系数.研究表明:空位和间隙原子的热阻率系数高于错位原子的热阻率系数;高温下点缺陷的热阻率系数高于低温下点缺陷的热阻率系数;Si空位和Si间隙原子的热阻率系数高于C空位和C间隙原子的热阻率系数.这些结果有助于预测及调控辐照条件下碳化硅的热传导性能.

关键词：碳化硅热导率分子动力学点缺陷

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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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华龙一号包络功率形状验证方法研究

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原子能科学技术 2021年第1期55卷 128-134页

作者：刘同先李天涯肖鹏廖鸿宽于颖锐周金满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

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾(DNB)具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中... 详细信息

堆芯功率分布可用径向功率分布和轴向功率分布分别描述,功率分布对堆芯偏离泡核沸腾(DNB)具有较高的重要性。核电厂在运行过程及事故过程中可能出现的功率分布各不相同,为有效简化热工水力设计及事故分析所需的功率形状,根据事故过程中功率分布的变化程度以及核电厂保护系统特性,将事故分析所需的极限功率形状分类包络。根据华龙一号的保护系统设置,以堆芯功率能力分析方法为基础,介绍了华龙一号工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状的验证方法。计算结果表明,工况Ⅰ包络功率形状和参考功率形状分别为各自适用场景下的包络功率形状。结果不仅有助于工程设计人员快速理解包络功率形状的验证方法,也有利于包络功率形状在后续事故分析中合理使用。

关键词：包络功率形状堆芯功率能力验证方法

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基于格林函数方法的核部件疲劳分析方法研究

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原子能科学技术 2021年第2期55卷 305-314页

作者：谢海邵雪娇张毅雄卢喜丰艾红雷白晓明高世卿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

格林函数法是一种快速求解热应力的方法。本文阐述了格林函数法的理论,并采用快速傅里叶变换(FFT)的方法加速其中关键积分的计算速度;还对疲劳分析后续流程进行了讨论,包括应力线性化、应力极值点选取、雨流计数法应力配对和环境疲劳修... 详细信息

格林函数法是一种快速求解热应力的方法。本文阐述了格林函数法的理论,并采用快速傅里叶变换(FFT)的方法加速其中关键积分的计算速度;还对疲劳分析后续流程进行了讨论,包括应力线性化、应力极值点选取、雨流计数法应力配对和环境疲劳修正因子计算。结合核电站典型部件模型对开发的程序和算法与ANSYS结果进行了对比验证,对比结果很好地证明了算法和程序的正确性。

关键词：格林函数法热应力快速傅里叶变换雨流计数法疲劳环境疲劳修正因子

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基于多评价标准的代理模型综合比较研究

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机械工程学报 2022年第16期58卷 403-419页

作者：何西旺杨亮亮冉仁杰朱发文宋学官大连理工大学机械工程学院大连116024 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

代理模型是指利用有限的样本信息建立结构输入与输出之间的数学关系,其在复杂装备的结构和多学科设计优化中的应用日益广泛,为了获取不同代理模型在代替仿真分析或物理试验时的表现效果,采用38个测试函数对常见的代理模型方法进行了系... 详细信息

代理模型是指利用有限的样本信息建立结构输入与输出之间的数学关系,其在复杂装备的结构和多学科设计优化中的应用日益广泛,为了获取不同代理模型在代替仿真分析或物理试验时的表现效果,采用38个测试函数对常见的代理模型方法进行了系统对比。对九种代理模型在不同样本数量、不同非线性程度、不同维度的测试函数下的预测精度进行研究,并分析了模型在不同维度测试问题下的计算成本,最后通过两个工程实例对比了不同代理模型的预测性能。结果表明,在所有模型未进行参数优化的情况下,传统的代理模型(多项式回归,径向基函数模型,支持向量回归,克里金模型)在工程分析时能保持较好的预测性能;支持向量回归在大多数测试函数下,总能保持较好的预测精度;径向基函数在高非线性问题中鲁棒性最好,随机森林在低非线性问题中表现出更好的鲁棒性。因此,针对不同的回归问题,采用相适应的模型能进一步提高计算结果的准确性和效率,对研究回归模型在优化设计领域中的应用具有指导意义。

关键词：代理模型模型对比非线性程度多评价标准优化设计

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基于分段线圈的多线圈电感式棒位探测器棒位解算方法研究

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核动力工程 2023年第S02期44卷 166-170页

作者：高龙将唐健凯付国忠王益明张雪锋王翔翼罗凌雁重庆大学输变电装备技术全国重点实验室重庆400044 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

棒位探测器是核反应堆中棒位检测的主要设备,其检测精度直接影响核反应堆的安全正常运行,因此针对核反应堆用多线圈电感式棒位探测器提出了一种高精度棒位解算方法,分析了多线圈电感式棒位探测器的结构与测量原理,并基于有限元方法对多... 详细信息

棒位探测器是核反应堆中棒位检测的主要设备,其检测精度直接影响核反应堆的安全正常运行,因此针对核反应堆用多线圈电感式棒位探测器提出了一种高精度棒位解算方法,分析了多线圈电感式棒位探测器的结构与测量原理,并基于有限元方法对多线圈电感式棒位探测器的动态特性进行了分析,结果表明每段检测线圈的感应电压存在一段特定区域,该区域的电压峰值呈线性变化。基于该特性提出了多线圈电感式棒位探测器的分段线圈的棒位解算方法,通过实时采集控制棒运动在不同位置时每段检测线圈当前周期内峰值,再根据棒位解算区域中感应电压峰值与棒位的关系进行棒位解算。最后,通过ANSYS和MATLAB/Simulink软件搭建模型对理论分析和棒位解算方法进行验证,仿真结果表明所提棒位解算方法能够使棒位探测器测量误差检测精度<0.2 mm,满足对控制棒进行高精度棒位检测的需求。

关键词：电感式棒位探测器高精度棒位解算分段线圈控制棒棒位感应电压峰值

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反应堆吊篮在泵致脉动压力载荷下的响应研究

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原子能科学技术 2021年第11期55卷 2101-2106页

作者：叶献辉蔡逢春黄旋冯志鹏刘建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

反应堆结构的流致振动问题一直受到核工程界的广泛关注。主泵的泵致脉动压力是一个重要激励源,其将导致反应堆吊篮等部件周期性振动,长期运行会导致结构的疲劳损坏。为研究新设计的“华龙一号”反应堆吊篮在泵致脉动压力作用下的振动响... 详细信息

反应堆结构的流致振动问题一直受到核工程界的广泛关注。主泵的泵致脉动压力是一个重要激励源,其将导致反应堆吊篮等部件周期性振动,长期运行会导致结构的疲劳损坏。为研究新设计的“华龙一号”反应堆吊篮在泵致脉动压力作用下的振动响应,本文首先分析反应堆吊篮所受的泵致脉动压力,而后建立吊篮有限元模型,对其在泵致脉动压力载荷下的动力学响应进行研究,并综合考虑湍流激励,评价吊篮在堆内构件流体作用下的整体影响。应力分析表明,吊篮各位置流致振动的最大应力强度小于疲劳应力限值,结构是安全的。但对于新设计的反应堆,或反应堆冷却剂系统更换新的主泵,则反应堆吊篮及堆内构件的泵致振动需受到重视。

关键词：吊篮脉动压力谐响应流致振动

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高体积份额下包覆颗粒弥散燃料等效热学模型

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核动力工程 2021年第4期42卷 96-100页

作者：李文杰余红星肖忠焦拥军陈平李垣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成都610213 中国核动力研究设计院成都610213

准确预测核燃料的内部温度场分布,对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上,本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型,并研究了燃料... 详细信息

准确预测核燃料的内部温度场分布,对于多层包覆颗粒弥散核燃料元件的设计及筛选具有重要的指导意义。在多层包覆颗粒及其弥散块体的等效热导率模型基础上,本文针对高体积份额情况分析建立了等效传热计算方法及其数值模型,并研究了燃料颗粒的空间分布、颗粒尺寸、团聚等因素对核燃料元件温度场的影响。本研究有助于理解多层包覆颗粒弥散核燃料元件的微观-宏观传热机制,为核燃料的设计、优化和安全分析提供了分析工具。

关键词：模拟弥散燃料等效热导率

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