检索结果-内蒙古大学图书馆

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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燃料棒包壳氧化层溶解失效准则研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 116-121页

作者：刘丽莉余红星陈亮邓坚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成都610041

为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO_2和ZrO_2动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在... 详细信息

为确定严重事故条件下燃料棒包壳温度达到金属锆的熔点后包壳氧化层的失效时间、再定位熔融物的成分以及氧化层失效对堆芯熔化进程的影响,本文基于熔融锆同时溶解UO_2和ZrO_2动力学模型及燃料棒包壳水侧氧化层的受力分析建立了氧化层在熔融锆中溶解失效的准则。以FPT-0实验结果验证后发现该失效准则可以较准确地预测包壳氧化层的溶解失效。为增加该准则在严重事故计算程序中的适用性,在燃料棒设计结构一定的条件下,进一步将该准则量化为温度的函数,分析表明包壳氧化程度和燃料棒温度上升速率是影响包壳氧化层失效温度的主要因素。利用该失效准则可以同时获得包壳氧化层失效后再定位的熔融物的质量及成分含量。

关键词：失效准则包壳氧化溶解动力学严重事故

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矩形通道双群组界面浓度输运模型与验证方法研究

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核动力工程 2021年第S01期42卷 113-120页

作者：于洋宋小明刘东郭凤晨邓志勇芦韡黄擎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成都610213

在当前主流核反应堆系统分析软件中,均基于流型选取不同经验关系式计算界面浓度,在流型转换区域会存在数值求解振荡和人工不连续性及适用范围受限等问题。因此,界面浓度输运方程(IATE)被提出用于计算两相流型转变过程中的界面浓度等参... 详细信息

在当前主流核反应堆系统分析软件中,均基于流型选取不同经验关系式计算界面浓度,在流型转换区域会存在数值求解振荡和人工不连续性及适用范围受限等问题。因此,界面浓度输运方程(IATE)被提出用于计算两相流型转变过程中的界面浓度等参数。本文基于玻尔兹曼输运方程建立了双群组IATE,并考虑矩形通道壁面效应的影响,针对气泡破裂与聚合机理分别建立了不同的界面浓度封闭模型。为了评估双群组IATE的适用性,建立了双群组IATE的验证方法,与Sun建立的帽状-湍流实验工况结果符合较好。

关键词：界面浓度矩形通道界面浓度输运方程(IATE)

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核电软件NESTOR堆芯功率分布计算不确定性研究

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核动力工程 2018年第3期39卷 23-28页

作者：廖鸿宽李庆于颖锐胡钰莹甯忠豪卢迪黄世恩赵文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成都610041

堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模... 详细信息

堆芯功率分布作为堆芯核设计的关键指标,其计算精度对于评价核电厂的安全性和经济性尤为重要。作为国内首套自主核电软件包,NESTOR软件的计算精度和适用性是其应用的基础。本文基于随机取样统计方法和误差传递理论,通过分析程序物理模型引入的不确定性和堆芯状态参数不确定性引入的不确定性,将两者联合起来得到最终功率分布计算的不确定性。结果表明:随机取样统计方法在核设计软件计算不确定性研究中是可行的,将堆芯功率分布拆分为组件内功率分布计算不确定性和组件功率计算不确定性分别分析,再由误差传递理论联合得到在95%置信度和95%概率下由程序物理模型引入的径向功率峰因子计算不确定性为±3.653%,由参数不确定性引入的径向功率峰因子计算不确定性为±0.964%。从而得出最终径向功率峰因子的计算不确定性为:±3.778%。与国外成熟工程核设计软件包的计算精度相当,为NESTOR核设计软件包的应用和验证奠定了基础。

关键词： NESTOR 核设计不确定性分析随机取样统计方法自主化

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压水堆燃料组件横向非线性特征模拟研究

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核动力工程 2013年第6期34卷 48-51页

作者：茹俊肖忠蒲曾坪雍泾黄春兰谷明非粟敏中国核动力研究设计院反应堆系统设计技术重点实验室成都610041

压水堆燃料组件的燃料棒依靠格架进行夹持,保持燃料棒的横向和轴向定位。在燃料组件弯曲时,燃料棒与格架产生相对滑移,是燃料组件产生横向非线性特征的主要原因。本文分析典型的压水堆燃料组件格架和燃料棒夹持系统的设计特点,结合分析... 详细信息

压水堆燃料组件的燃料棒依靠格架进行夹持,保持燃料棒的横向和轴向定位。在燃料组件弯曲时,燃料棒与格架产生相对滑移,是燃料组件产生横向非线性特征的主要原因。本文分析典型的压水堆燃料组件格架和燃料棒夹持系统的设计特点,结合分析和试验结果,将夹持系统的滑移和弯曲特性分解为滑移单元和旋转弹簧单元的效应,从而实现夹持系统的力学模拟。通过计算与试验结果比较,验证所建立的夹持系统模型的有效性。将夹持系统模型用于燃料组件横向非线性模型中,通过模型计算与燃料组件横向拉伸试验结果对比,符合性良好。

关键词：燃料组件横向非线性格架燃料棒夹持系统

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FeCrAl-UN燃料棒性能模拟分析

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核动力工程 2021年第S02期42卷 165-170页

作者：涂腾高士鑫周毅陈平张瑞谦杨青峰廖楠中国核动力研究设计院成都610213 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

FeCrAl包壳和UN芯块作为耐事故燃料(ATF)的重要选项,需要对其在压水堆环境中的性能进行分析。本文基于国内外最新的FeCrAl包壳和UN燃料物性数据和行为模型,对燃料性能分析程序FUPAC进行了二次开发,从而对不同线功率密度下FeCrAl/UN、FeC... 详细信息

FeCrAl包壳和UN芯块作为耐事故燃料(ATF)的重要选项,需要对其在压水堆环境中的性能进行分析。本文基于国内外最新的FeCrAl包壳和UN燃料物性数据和行为模型,对燃料性能分析程序FUPAC进行了二次开发,从而对不同线功率密度下FeCrAl/UN、FeCrAl/UO_(2)、Zr-4/UN和Zr-4/UO_(2)燃料棒堆内性能进行分析。通过对比,FeCrAl/UN燃料棒在芯块温度、裂变气体释放、燃料棒内压等方面具备良好性能,但由于FeCrAl包壳的蠕变率低,一旦包壳-芯块间隙闭合,包壳应力迅速增加,该现象需要在后续研究中加以关注。

关键词：耐事故燃料(ATF) 氮化铀(UN)燃料 FeCrAl包壳

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含掉块缺陷燃料棒的热力性能模拟研究

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核动力工程 2017年第6期38卷 36-41页

作者：唐昌兵陈平周毅陈亮李伟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成都610213

燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模... 详细信息

燃料棒制造过程中会不可避免地产生芯块掉块(MPS)缺陷,该缺陷有可能导致运行过程中燃料包壳局部应力超过受力限值,产生包壳失效。本研究借助ABAQUS软件,通过编写相应的用户自定义子程序,将燃料棒相关的辐照效应、热效应、间隙热传导模型等引入数值模拟计算,完成了对具有MPS缺陷燃料棒热力性能的分析。对比具有不同MPS缺陷尺寸燃料棒的热力学性能模拟结果,完成MPS缺陷尺寸对燃料棒热力性能的敏感性分析。模拟结果表明,MPS缺陷会造成燃料棒中心温度升高,并且在包壳内外表面上出现拉压应力交替的现象;MPS缺陷尺寸越大,该影响越显著。较大的掉块尺寸会对反应堆运行过程中燃料棒的结构完整性造成威胁,应引起注意。

关键词：燃料棒 MPS缺陷热力性能数值模拟

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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

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先进中子学栅格程序KYLIN-2中特征线方法模块的开发与验证

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核动力工程 2016年第4期37卷 154-159页

作者：柴晓明涂晓兰芦韡卢宗健姚栋李庆吴文斌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

针对先进核反应堆中结构复杂的燃料组件,基于特征线中子输运计算方法,在先进栅格计算程序KYLIN-2中开发能够满足各类燃料组件中子学数值模拟的输运计算模块。分别利用循环射线布置和射线反向延长追踪技术处理特定和任意边界条件问题,同... 详细信息

针对先进核反应堆中结构复杂的燃料组件,基于特征线中子输运计算方法,在先进栅格计算程序KYLIN-2中开发能够满足各类燃料组件中子学数值模拟的输运计算模块。分别利用循环射线布置和射线反向延长追踪技术处理特定和任意边界条件问题,同时采用广义粗网格有限差分加速方法(GCMFD)来加速中子输运求解流程。数值结果表明,开发的特征线方法模块具有较高的计算精度,满足未来工程使用的需求。

关键词：核反应堆中子输运方程特征线方法射线追踪广义粗网格有限差分加速方法

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热管堆耦合开式布雷顿循环系统运行特性研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 237-245页

作者：刘玖松刘承敏易经纬李毅李思广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

为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功... 详细信息

为探究热管堆与开式布雷顿循环耦合的核电转换系统在堆芯功率和负荷变化时的运行特性,基于Modelica语言建立系统仿真模型,包括堆芯模型、热管传热模型和布雷顿循环模型,并验证了各模型的准确性。采用建立的模型对甩负荷工况和升、降功率过程进行了瞬态仿真和计算。计算结果表明,在瞬态过程中,负荷或堆芯功率的变化将导致转速的改变,需通过旁通调节阀控制涡轮流量使转速恢复稳定。在甩负荷工况中,甩负荷导致堆芯温度下降,反应性反馈将导致堆芯功率升高2.3%、燃料最高温度升高1.7 K。在升、降功率过程中,反应性反馈导致的归一化堆芯功率峰值分别为102.6%和100.7%。本文研究结果可为热管堆与开式布雷顿循环耦合带来的安全风险及其安全分析提供参考。

关键词：热管堆开式布雷顿循环 Modelica 运行特性

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