检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第4期44卷 33-40页

作者：赵晨赵文博张宏博王博陈长彭星杰宫兆虎曾未李庆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

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于... 详细信息

为建立基于数字化反应堆技术的新一代反应堆物理计算方法,实现数字化反应堆高保真建模、高分辨率高精度计算,基于数字化反应堆物理计算程序SHARK,开展了一步法输运计算方法研究,建立并比较了二维/一维方法及准三维特征线输运方法;基于空间区域分解及粗网有限差分(CMFD)的大规模并行加速技术,实现了棒状堆芯及板状堆芯的全堆规模一步法输运计算。数值结果与蒙特卡罗程序基准解相比,特征值偏差小于100pcm(1pcm=10^(-5)),最大棒功率、板功率偏差小于3%,验证了SHARK程序一步法输运计算方法具有良好计算精度,能够适用于棒状、板状堆芯等多应用场景。

关键词：数字化反应堆二维/一维方法准三维特征线方法 SHARK

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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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矩形通道局部变形下的流动传热数值模拟

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核动力工程 2023年第3期44卷 223-230页

作者：陈明睿魏宗岚陈冲邓坚朱力彭诗念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

反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道... 详细信息

反应堆中燃料元件所处的复杂工作环境会使燃料元件的性能发生变化以及出现几何状态偏离初始状态的情况,对流动和传热特性造成影响,威胁反应堆堆芯的安全性。本文采用ANSYS Workbench数值模拟平台,建立了包含三个固体域、四个冷却剂通道的模型,考虑固体域不同的弯曲情况,进行了稳态数值模拟。结果表明,不同弯曲情况下冷却剂流量在四个通道之间重新分配,从而影响固体域和流体域的温度分布,流通截面小的通道内冷却剂出口温度明显升高,固体域最高温度点由中心区域向流通面积减小的通道方向偏移。

关键词：矩形通道弯曲变形计算流体动力学(CFD) 共轭传热

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主泵卡转子工况的反应堆冷却剂系统瞬态水力载荷研究

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核动力工程 2024年第1期45卷 230-236页

作者：崔怀明谭鑫王岩匡成骁苏舒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

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特... 详细信息

为真实反映事故工况下反应堆冷却剂系统瞬态内流过渡过程及水力载荷冲击,针对“华龙一号”反应堆及一回路系统,建立了高精度三维闭式系统瞬态流动计算方法,得到了该过渡过程中反应堆及一回路系统管路内压力波震荡规律及瞬态水力载荷特性。研究表明:在核主泵转子卡滞结束时,核主泵出口处流量降低到稳定运行时的81.3%。在卡转子过渡过程中,系统管路内最大压力峰值位于核主泵入口截面处,为16.00 MPa,小压力谷值位于核主泵出口截面处,为15.01 MPa,最终系统内各监测点的压力趋于参考压力15.50 MPa。受反应堆冷却剂系统管路布置方式与核主泵卡转子事故的双重影响,各截面的流体速度呈现明显的不均匀分布,并产生了明显的涡流。系统各壁面水力载荷变化规律与系统压力脉动变化规律一致,最大载荷力峰值位于过渡段第一个弯头处的W3壁面处,为3.163×10^(6)N;最小载荷力谷值位于反应堆压力容器入口处弯头的W12壁面处,为9.125×10^(5)N。本数值预测方法可为主泵卡转子事故工况下反应堆冷却剂系统管路的设计与安全性评估提供技术支持。

关键词：卡转子事故反应堆冷却剂系统瞬态压力水力载荷数值模拟

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超临界水冷堆CSR1000堆芯初步概念设计

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核动力工程 2013年第1期34卷 9-14页

作者：夏榜样杨平王连杰马永强李庆李翔刘静波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

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯... 详细信息

在借鉴先进沸水堆、压水堆以及现有超临界水冷堆(SCWR)设计技术基础上,提出百万千瓦级超临界水冷堆设计概念CSR1000。采用单水棒、组合式方形燃料组件,在保证燃料棒均匀慢化的同时简化组件结构;堆芯冷却剂流动方案为双流程,以提高堆芯流动稳定性及平均出口温度;堆芯采用157盒燃料组件、高泄漏换料模式。通过堆芯概念设计方案评价,给出了循环长度、卸料燃耗、冷却剂出口温度、最大燃料包壳温度及最大线功率密度等关键参数。

关键词：超临界水冷堆概念设计冷却剂流动方案

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基于反应堆多物理耦合框架并行网格映射的实现与效率分析

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核动力工程 2023年第3期44卷 231-236页

作者：汤琪芬汪渊潘俊杰强胜龙范佳锟崔显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成都610213

反应堆精细化物理热工耦合计算可以更准确地模拟堆芯行为,但现有分析程序对不同物理场进行计算时,采用不同的离散格式和网格划分,从而导致各个物理场之间离散变量的传递需要复杂网格映射关系,特别是全堆芯精细化建模,其大规模网格映射... 详细信息

反应堆精细化物理热工耦合计算可以更准确地模拟堆芯行为,但现有分析程序对不同物理场进行计算时,采用不同的离散格式和网格划分,从而导致各个物理场之间离散变量的传递需要复杂网格映射关系,特别是全堆芯精细化建模,其大规模网格映射将影响耦合系统的求解精度与效率。本文基于自主研发的多物理耦合框架MORE,以及集成于MORE的热工水力子通道软件CORTH、蒙卡程序RMC,采用区域分解并行网格映射的方法,实现了全堆芯精细网格的物理热工耦合计算,百万级的结构化网格与非结构化网格映射,20个核并行映射时间最少为8 s,最高并行映射效率为10个核并行所达到的77.96%,提升了耦合计算效率。

关键词：多物理耦合框架区域分解并行网格映射

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基于脉冲型中子探测器信号特性的核信号发生器研究

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核动力工程 2024年第6期45卷 159-165页

作者：罗庭芳包超高志宇王立孙琦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

脉冲型中子探测器将中子注量率转化为随机微弱电流脉冲信号,由于该信号的特殊性,核测量设备一般需要借助堆上试验验证实际探测性能。由于通过堆上试验的研究方式花费较大且时间受限,本文以涂硼正比计数管这类典型的脉冲型中子探测器为对... 详细信息

脉冲型中子探测器将中子注量率转化为随机微弱电流脉冲信号,由于该信号的特殊性,核测量设备一般需要借助堆上试验验证实际探测性能。由于通过堆上试验的研究方式花费较大且时间受限,本文以涂硼正比计数管这类典型的脉冲型中子探测器为对象,研究了一种脉冲型中子探测器信号模型及其核信号发生器实现方案。通过仿真验证了各关键部分特性,验证结果表明:所提出的核信号发生器方案可以产生满足指数分布的时间间隔序列,单脉冲形状与探测器信号相似,幅度可按均匀分布随机变化。

关键词：脉冲型中子探测器核信号发生器随机信号

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超临界水堆堆芯典型瞬态三维核热耦合分析

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核动力工程 2017年第5期38卷 145-150页

作者：王连杰赵文博陈炳德姚栋卢迪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

采用超临界水堆堆芯三维核热耦合瞬态性能分析方法,研究中国百万千瓦级超临界水堆(CSR1000)在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中堆芯的瞬态性能。堆芯三维瞬态分析表明:控制棒弹出堆芯事故过程中燃料最大包壳壁面温度峰... 详细信息

采用超临界水堆堆芯三维核热耦合瞬态性能分析方法,研究中国百万千瓦级超临界水堆(CSR1000)在控制棒弹出堆芯、控制棒失控抽出等典型瞬态过程中堆芯的瞬态性能。堆芯三维瞬态分析表明:控制棒弹出堆芯事故过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于事故安全限值(1260℃),控制棒失控抽出瞬态过程中燃料最大包壳壁面温度峰值低于瞬态安全限值(850℃)。燃料温度和水密度的显著反应性反馈以及必要的保护停堆措施,能够保证CSR1000堆芯在典型瞬态过程中的安全性能。

关键词：超临界水堆(SCWR) 三维瞬态分析控制棒弹出控制棒失控抽出最大包壳壁面温度

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摇摆下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性研究

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核动力工程 2013年第S1期34卷 55-60页

作者：周铃岚张虹谭长禄董化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成都610041

将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引... 详细信息

将海洋条件热工水力分析程序RELAP5/MC与三维物理瞬态输运程序TDOT-T采用并行方式耦合,对摇摆条件下自然循环矩形双通道系统核热耦合不稳定性进行计算分析。结果表明,系统存在同相和异相2种振荡模式,分别由摇摆运动和密度波振荡(DWO)引起。核反馈对第1类DWO和两相区的同相振荡有抑制作用,但对第2类DWO和单相区的同相振荡几乎没有影响。基于非线性理论对计算结果进行分析,发现耦合核反馈后系统非线性增强,由于摇摆导致系统流量波动与DWO叠加,其现象非常复杂,摇摆条件下的核热耦合不稳定性会出现非线性振子耦合中的同步化与混沌现象。

关键词：摇摆自然循环核热耦合不稳定 R5MC/TDOT-T

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多泵并联给水系统给水泵切换运行规律仿真研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 210-216页

作者：田培妤李毅梁铁波王昌朔方华伟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

多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一,其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型,并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此,... 详细信息

多泵并联给水系统作为核动力系统的主要子系统之一,其给水泵的切换运行规律对系统运行经济性以及系统运行特性至关重要。本研究利用系统仿真支撑软件APROS建立了多泵并联给水系统仿真模型,并依据额定设计值验证了模型的准确性。基于此,通过进行不同切换条件下的线性升、降负荷仿真,对给水泵切换运行规律和系统动态特性进行了研究。研究结果表明,针对本研究对象,其高负荷工况切换点选取为70%额定流量,低负荷工况切换点选取为30%额定流量时,既能获得良好的系统动态响应,还能保持给水泵运行经济性较高。此外,低负荷工况对给水泵切换引入的扰动更为敏感。低负荷工况下,若切换条件选取不当,则会导致降负荷过程中系统触发超压排放。

关键词：多泵并联给水系统 APROS 给水泵切换运行规律仿真

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