检索结果-内蒙古大学图书馆

智能计算机与应用 2024年第4期14卷 123-127页

作者：刘艺璇余俊辉董晨龙徐涛王海麟周新志四川大学电子信息学院智能控制研究所成都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

为有效重构三维管道内液体的温度场和流速场,提出了一种超声飞渡时间计算表征,并基于此求解温度场和流速场反演模型。同时考虑温度梯度导致的声线弯曲效应,采用正四面体前向展开法,追踪超声弯曲路径;开展“华龙一号”反应堆主管道冷却... 详细信息

为有效重构三维管道内液体的温度场和流速场,提出了一种超声飞渡时间计算表征,并基于此求解温度场和流速场反演模型。同时考虑温度梯度导致的声线弯曲效应,采用正四面体前向展开法,追踪超声弯曲路径;开展“华龙一号”反应堆主管道冷却剂温度场和流速场重构实验。实验结果表明,所提方法能有效重构管道冷却剂温度场和流速场,且考虑弯曲效应能进一步提高重构精度。

关键词：声学层析成像耦合场温度场重构流速场重构弯曲效应

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反应堆多物理场耦合计算中的不确定性研究概述

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核科学与技术 2024年第1期12卷 36-51页

作者：彭翠婷胡梦岩熊青文杨军华中科技大学能源与动力工程学院核工程与核技术系湖北武汉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

核反应堆是一个由粒子场、温度场、流体场、应力场等多个物理过程相互紧密耦合的系统,先进核反应堆数值模拟需要解决多尺度、大规模、多物理场耦合问题。近年来,随着计算机技术和现代数值仿真技术的进步,使得通过多物理场、多尺度等耦... 详细信息

核反应堆是一个由粒子场、温度场、流体场、应力场等多个物理过程相互紧密耦合的系统,先进核反应堆数值模拟需要解决多尺度、大规模、多物理场耦合问题。近年来,随着计算机技术和现代数值仿真技术的进步,使得通过多物理场、多尺度等耦合框架实现对反应堆综合性能的大规模数值模拟成为可能,数值反应堆乃至反应堆数字孪生系统成为数值模拟的总体目标。随着最佳估算加不确定性分析方法的推广,不确定性分析成为核反应堆设计和安全分析的重要组成部分。相比起针对单一程序或单一物理场的不确定性分析,对于多物理场耦合计算的不确定性分析则更为复杂,除了各个物理场模拟本身的不确定性外,还必须考虑程序耦合过程中引入的不确定性,该方面的研究尚不够深入。本文从单物理场计算程序的不确定性源及其分析方法出发,对目前已开展的耦合程序计算不确定性分析相关工作进行了总结和阐述,并对多物理场耦合计算中的混合不确定性研究进行了初步分析。

关键词：耦合计算不确定性分析数值反应堆混合不确定性

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环状流三流体临界热流密度计算模型开发与科学验证

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科技视界 2022年第33期 101-105页

作者：王啸宇宋功乐邓坚钟睿诚李翔宇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

文章开发了一种环状流三流体临界热流密度计算模型,分别对液膜、液滴和汽相建立基本的守恒方程,采用空泡份额、相间摩擦、壁面摩擦、夹带沉积等本构模型对守恒方程进行补充。采用有限差分法对环状流三流体模型进行离散和数值求解。在宽... 详细信息

文章开发了一种环状流三流体临界热流密度计算模型,分别对液膜、液滴和汽相建立基本的守恒方程,采用空泡份额、相间摩擦、壁面摩擦、夹带沉积等本构模型对守恒方程进行补充。采用有限差分法对环状流三流体模型进行离散和数值求解。在宽广的热工参数范围内,模型的计算结果大部分误差在30%以内,证明了该模型的正确性。

关键词： Dryout CHF 计算模型

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正三角形排列管束结构流弹失稳流体力模型数值研究

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应用数学和力学 2020年第5期41卷 499-508页

作者：刘建张毅雄冯志鹏叶献辉陈果齐欢欢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

研究了流弹失稳流体力模型.选取阻尼机理控制下的流弹稳定性问题为研究对象,在多种入口流速下对正三角形排列管束结构中单管可动情况的流致振动过程进行了模拟.用管子速度和位移的多项式函数作为流体力模型,结合流体力和管子位移数值模... 详细信息

研究了流弹失稳流体力模型.选取阻尼机理控制下的流弹稳定性问题为研究对象,在多种入口流速下对正三角形排列管束结构中单管可动情况的流致振动过程进行了模拟.用管子速度和位移的多项式函数作为流体力模型,结合流体力和管子位移数值模拟结果,计算了流体力系数.对不同流速工况下的流体力系数与流速之间的关系进行拟合,将流速的影响引入到流体力模型中.最终得到了与管子速度、位移以及入口流速相关的流体力模型.用建立起的流体力模型对管束结构流弹失稳临界流速进行了预测,结果较好.这种以管束结构流致振动数值仿真为基础,结合给定的函数形式建立起的流体力模型,能反映管束结构和流体相互作用过程中的主要特征,该模型对流弹失稳临界流速有一定的预测能力.

关键词：管束结构流致振动计算流体力学流体力模型流弹失稳

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基于FCM燃料的商业压水堆中子学分析

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核技术 2020年第8期43卷 43-49页

作者：秦雪李满仓廖鸿宽于颖锐秦冬蒋朱敏王帅蔡云郭锐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

全陶瓷微封装(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)燃料是一种将三结构同向性型(Tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料,具有良好的包容裂变产物的能力,能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能... 详细信息

全陶瓷微封装(Fully Ceramic Microencapsulated,FCM)燃料是一种将三结构同向性型(Tri-structural isotropic,TRISO)燃料颗粒弥散于SiC基质的先进燃料,具有良好的包容裂变产物的能力,能有效地改善核燃料在严重事故下保持结构完整性的能力,有利于降低核电站发生大量放射性物质泄漏的风险,是耐事故燃料(Accident Tolerant Fuel,ATF)的主要研究方向之一。与传统UO2陶瓷芯块燃料相比,FCM燃料的U装量较少,且燃料基体采用SiC,慢化能力较好,可能导致FCM燃料应用于商业压水堆时寿期初慢化剂温度系数为正,不能满足堆芯的固有安全性。本文以标准AFA3G 17×17栅格形式的UO2-Zr合金燃料组件为参照对象,采用中核集团自主研发的NESTOR软件,分析了17×17和13×13两种栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件的中子学特性,评价了由13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组成反应堆堆芯的总体物理特性。研究表明:含钆可燃毒物的13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)组件可满足欠慢化要求,13×13栅格形式的FCM燃料(UN核芯)用于大型商业压水堆堆芯的慢化剂温度系数可以为负,首循环堆芯可达到与参照堆芯接近的燃耗深度与循环长度,能初步满足商业压水堆堆芯的固有安全性和经济性的要求。

关键词：全陶瓷微封装燃料压水反应堆中子学分析

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时效强化高镍合金Inconel-718的高温弹塑性特征及本构模型

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金属热处理 2021年第8期46卷 1-7页

作者：屈华鹏王留兵王东辉吴冰洁冯翰秋许斌宋丹戎郎宇平钢铁研究总院特殊钢研究所北京100081 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610200

研究了核反应堆弹簧材料用0Cr20Ni55Mo3Nb5Ti(Inconel-718)镍基合金材料时效强化状态下在150~650℃范围内的高温弹塑性特征,并采用多种函数模型对其高温应力-应变实测数据进行了本构关系拟合计算和对比。结果表明:经过970℃×1 h,空... 详细信息

研究了核反应堆弹簧材料用0Cr20Ni55Mo3Nb5Ti(Inconel-718)镍基合金材料时效强化状态下在150~650℃范围内的高温弹塑性特征,并采用多种函数模型对其高温应力-应变实测数据进行了本构关系拟合计算和对比。结果表明:经过970℃×1 h,空冷+720℃×8 h,炉冷+620℃×8 h,空冷的三步法时效强化处理后,Inconel-718合金兼具较高的R_(p0.01)值和室温伸长率。Boltzmann函数模型对时效强化Inconel-718合金材料在1.5%应变范围内的高温σ-ε实测数据具有良好的拟合效果和预测计算精度,适用于核反应堆弹簧材料的选材和结构设计。

关键词：时效强化 Inconel-718合金弹塑性特征本构模型

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核电站多样性保护系统的信号设置及验证分析

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科技视界 2022年第18期 37-40页

作者：陈果方红宇初晓徐青蓝喻娜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

当核电站发生事故工况叠加整个安全级仪控系统的软件共模故障时,可通过多样性保护系统确保核电厂的安全。文章选取典型事故工况,研究和提出需要在多样性保护系统中设置的紧急停堆信号和专设驱动信号,确保核电站在此类故障下仍能处于安... 详细信息

当核电站发生事故工况叠加整个安全级仪控系统的软件共模故障时,可通过多样性保护系统确保核电厂的安全。文章选取典型事故工况,研究和提出需要在多样性保护系统中设置的紧急停堆信号和专设驱动信号,确保核电站在此类故障下仍能处于安全可控的状态,为多样性保护系统中自动保护信号的选定及论证提供经验。

关键词：多样性保护系统软件共模故障事故分析反应堆装置

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U-Al合金燃料元件反应堆严重事故下熔融物迁移行为研究

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科技视界 2022年第9期 36-39页

作者：罗跃建孙洪平武小莉许幼幼张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

U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式同材料类型与典型压水堆存在明显不同,严重事故下,将呈现出明显不同的熔融物迁移行为。文章对U-Al合金燃料元件熔融物迁移行为进行理论分析,对SPERT实验堆严重事故下熔融物迁移开展数值模拟,... 详细信息

U-Al合金燃料元件常用在研究堆中,其几何形式同材料类型与典型压水堆存在明显不同,严重事故下,将呈现出明显不同的熔融物迁移行为。文章对U-Al合金燃料元件熔融物迁移行为进行理论分析,对SPERT实验堆严重事故下熔融物迁移开展数值模拟,研究熔融物迁移行为中的影响因素。结果显示包壳开裂数对熔融物迁移行为有明显影响。

关键词：严重事故 U-Al合金熔融物迁移数值模拟 SPERT

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关于加强“华龙一号”型号国际标准制修订的建议

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核标准计量与质量 2022年第1期 23-27页

作者：邱阳王昫心马姝丽邱天胡甜李青宇张尚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四川成都610041

文章对我国参与国际标准化工作以及我国核技术领域的国际化标准工作现状进行了综述,介绍了“华龙一号”型号标准体系的建设情况与成果,对加强建设“华龙一号”型号国际标准体系的必要性进行了论述,最后对目前的不足以及改进方向进行了分... 详细信息

文章对我国参与国际标准化工作以及我国核技术领域的国际化标准工作现状进行了综述,介绍了“华龙一号”型号标准体系的建设情况与成果,对加强建设“华龙一号”型号国际标准体系的必要性进行了论述,最后对目前的不足以及改进方向进行了分析,并在顶层设计、实施思路以及具体做法等方面给予了建议。

关键词：华龙一号标准体系国际标准

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堆芯支承板流致振动及其噪声分析

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广东化工 2022年第16期49卷 178-180页

作者：张润豪胡雪飞李彦儒曹立彦吴佳玥朱明冬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

以“华龙一号”反应堆堆内构件中的堆芯支承板为研究对象,结合流致振动现场试验的数据,探究流致振动引起的振动噪声对堆芯支承板在服役期间的结构稳定性的影响。首先在Abaqus6.12软件中进行模态分析及随机振动分析,利用流致振动试验数... 详细信息

以“华龙一号”反应堆堆内构件中的堆芯支承板为研究对象,结合流致振动现场试验的数据,探究流致振动引起的振动噪声对堆芯支承板在服役期间的结构稳定性的影响。首先在Abaqus6.12软件中进行模态分析及随机振动分析,利用流致振动试验数据修正模型以保证其可靠性;随后将模型及分析数据导入LMS Virtual Lab软件,采用边界元法进行声振耦合分析及声疲劳损伤分析;最后依据分析结果可知流致振动噪声对堆芯支承板结构稳定性影响较小。

关键词：堆内构件流致振动有限元模型边界元分析噪声分析

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