检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2023年第6期44卷 260-265页

作者：夏榜样徐灿秦天骄李晴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

铅冷快堆具有系统简单、自然安全的特点,是最具发展潜力与现实性的四代核电堆型之一。由于铅冷却剂具有密度大、运行温度高、不透明等特性,导致铅冷快堆倒换料技术难度大、过程复杂且耗时,影响核电厂的经济性和安全性,因而增加循环长度... 详细信息

铅冷快堆具有系统简单、自然安全的特点,是最具发展潜力与现实性的四代核电堆型之一。由于铅冷却剂具有密度大、运行温度高、不透明等特性,导致铅冷快堆倒换料技术难度大、过程复杂且耗时,影响核电厂的经济性和安全性,因而增加循环长度、减少倒换料次数,成为大型商用铅冷快堆设计研究的重要内容。本文从工程需求出发分析了核燃料类型、燃料元件及组件形式、反射层材料、控制棒布置方式、易裂变核素再生区设置方法等因素对铅冷快堆循环长度的影响规律,建立铅冷快堆长循环堆芯装载方法,为大型商用铅冷快堆堆芯物理设计优化提供参考。

关键词：铅冷快堆四代核电长循环物理设计

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核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法研究

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核动力工程 2023年第1期44卷 97-103页

作者：周旭彭航杜华邓强张志强刘彦霆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

为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承... 详细信息

为建立核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析方法,以优化现有以试验为主的转动装置用轴承磨损寿命分析手段,通过构建运行工况下的轴承力学分析模型得到滚道-滚动体接触力学特性,通过套圈控制理论,结合转动装置的运行特点,得到轴承滚动体与内外滚道间的运动特性,并基于Archard磨损模型构建转动装置运行工况下的轴承磨损分析模型,采用磨损迭代的方法得到轴承滚道与滚动体之间的磨损特性。研究结果表明,采用本文建立的轴承磨损寿命分析方法得到的轴承磨损寿命与试验结果符合较好,能够用于核反应堆控制棒转动装置用轴承磨损寿命分析。

关键词：控制棒转动装置轴承数值仿真接触力学分析磨损寿命

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基于热-流-固耦合的燃料元件性能分析方法研究

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核动力工程 2021年第4期42卷 112-118页

作者：黄永忠李权李垣明庞华路怀玉刘振海齐飞鹏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

中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦... 详细信息

中空棱柱形燃料元件形式和运行工况特殊,没有现成的燃料性能分析软件能够满足计算要求,需要建立新的分析方法。本研究基于COMSOL软件二次开发,采用颗粒增强复合材料的等效物性模型和共轭传热技术实现中空六棱柱形燃料的三维热-流-固耦合计算,通过与美国通用电气公司数据的对比证明了该分析方法的有效性。采用该方法计算了多种燃料元件尺寸和不同轴向功率分布下的热应力和温度,结果表明侧棱处温度最高而内壁面壁厚最薄处热应力最大,壁厚越薄、长度越长,燃料元件的最大热应力和温度越小,展平入口段的轴向功率分布也能够略微降低最大热应力和温度。以上分析方法可以用于新型中空棱柱形燃料元件的优化设计。

关键词：热-流-固耦合燃料元件热应力共轭传热

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基于Galerkin Nodal方法的升潜条件对并联通道流动不稳定性影响分析研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 102-107页

作者：申亚欧陈伟丁书华钱立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

针对矩形并联通道,基于Galerkin Nodal法建立了升潜条件下并联通道流动不稳定性分析集总参数模型,包括静止条件下并联通道流动不稳定性模型和升潜条件附加力模型,并基于此模型分析了升潜条件下并联通道流动不稳定性的影响。分析结果表明... 详细信息

针对矩形并联通道,基于Galerkin Nodal法建立了升潜条件下并联通道流动不稳定性分析集总参数模型,包括静止条件下并联通道流动不稳定性模型和升潜条件附加力模型,并基于此模型分析了升潜条件下并联通道流动不稳定性的影响。分析结果表明:升潜幅值对并联通道流动不稳定性影响不明显。当升潜加速度频率与系统脉动频率差别较大时,升潜加速度频率对界限功率影响不大;当升潜加速度频率与系统脉动频率相近时,会显著降低系统界限功率;当系统处于非对称工况时,升潜条件的影响将显著增强。

关键词：并联通道流动不稳定性升潜条件

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基于刚柔耦合的改进型控制棒组件变形通道落棒行为分析

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核动力工程 2022年第3期43卷 129-134页

作者：岳题郑乐乐朱发文王浩煜袁攀孙渝邓霜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

燃料组件在堆芯内经历长期辐照后易产生弯曲形变,影响控制棒的安全落棒,因此亟需研究变形通道下控制棒落棒行为影响机制。通过数值模拟手段对导向管发生弯曲变形后的落棒行为规律进行分析研究,利用刚柔耦合方法分别计算直型、C型、S型... 详细信息

燃料组件在堆芯内经历长期辐照后易产生弯曲形变,影响控制棒的安全落棒,因此亟需研究变形通道下控制棒落棒行为影响机制。通过数值模拟手段对导向管发生弯曲变形后的落棒行为规律进行分析研究,利用刚柔耦合方法分别计算直型、C型、S型导向管内的落棒行为,分析整个落棒行程、速度、加速度、沿程碰撞力随时间的变化情况,对比直型和2种不同变形通道对落棒行为的影响。研究结果表明,刚柔耦合方法可以较好地模拟变形通道下的落棒行为,C型落棒未发生卡滞,S型落棒卡滞于第2道弯折处。本研究将有助于为弯曲变形导致落棒卡涩问题的极限弯曲阈值提供判断依据,为工程设计提供参考。

关键词：控制棒落棒变形通道刚柔耦合卡棒数值模拟

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双重非均匀系统环形RPT计算方法研究

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核动力工程 2021年第2期42卷 43-49页

作者：娄磊彭星杰柴晓明姚栋李满仓于颖锐王连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成都610213

弥散燃料与弥散可燃毒物由于具有双重非均匀性,采用传统体积均匀化方法(VHM)会带来较大的计算偏差。反应性等效物理转换(RPT)方法被应用于含弥散燃料的双重非均匀系统,具有方法简单且计算精度较高的特点。本文首先对传统RPT方法和改进RP... 详细信息

弥散燃料与弥散可燃毒物由于具有双重非均匀性,采用传统体积均匀化方法(VHM)会带来较大的计算偏差。反应性等效物理转换(RPT)方法被应用于含弥散燃料的双重非均匀系统,具有方法简单且计算精度较高的特点。本文首先对传统RPT方法和改进RPT(IRPT)方法进行了分析和验证,结果表明,这2种方法对于含有弥散可燃毒物的双重非均匀系统燃耗过程中依然存在相对较大的计算偏差;然后提出环形RPT(RRPT)方法和2步环形RPT(TRRPT)方法分别用于处理含单一颗粒类型和含2种颗粒类型的双重非均匀系统,通过含不同类型可燃毒物的算例验证并与蒙卡颗粒模型基准解对比可知,本文提出的RRPT方法和TRRPT方法可用于处理含弥散燃料和弥散可燃毒物的双重非均匀系统,相比传统方法具有更高计算精度和更广适用范围。

关键词：颗粒弥散燃料颗粒弥散可燃毒物双重非均匀系统传统体积均匀化方法(VHM) 环形RPT(RRPT)方法两步环形RPT(TRRPT)方法

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矩形通道的流固耦合传热模拟

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核动力工程 2012年第2期33卷 78-82,103页

作者：毕树茂刘昌文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

针对带发热板的矩形通道,利用CFX程序对其进行流固耦合传热模拟,并对网格进行传热方面的敏感性分析,得到较好的网格尺度。最后,通过与直接添加表面热流密度模拟的对比,分析流固耦合传热模拟的好处。研究结果表明,流固耦合传热模拟能更... 详细信息

针对带发热板的矩形通道,利用CFX程序对其进行流固耦合传热模拟,并对网格进行传热方面的敏感性分析,得到较好的网格尺度。最后,通过与直接添加表面热流密度模拟的对比,分析流固耦合传热模拟的好处。研究结果表明,流固耦合传热模拟能更准确地研究通道的薄弱环节,提高热工性能。

关键词：矩形通道流固耦合传热 CFX程序敏感性分析

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基于PINN的燃料棒稳态温度分布快速预测方法研究

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核动力工程 2024年第S01期45卷 39-44页

作者：刘振海张涛齐飞鹏张坤李垣明周毅李文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成都610213

本研究建立了一种基于物理信息神经网络(PINN)的燃料棒稳态温度分布快速预测方法。将燃耗、线功率、温度边界、空间位置等作为特征参数,利用PINN求解参数化的固体导热方程。基于该方法分别建立了燃料芯块和包壳稳态温度分布快速预测模型... 详细信息

本研究建立了一种基于物理信息神经网络(PINN)的燃料棒稳态温度分布快速预测方法。将燃耗、线功率、温度边界、空间位置等作为特征参数,利用PINN求解参数化的固体导热方程。基于该方法分别建立了燃料芯块和包壳稳态温度分布快速预测模型,计算结果表明:快速预测模型的计算速度相比商业有限元软件而言快1000倍,同时具有较高精度,芯块和包壳稳态温度与验证集相比预测最大相对偏差分别约0.318%、0.013%,可以快速且准确地预测燃料棒稳态温度分布。

关键词：物理信息神经网络(PINN) 燃料棒稳态温度快速预测燃料行为

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UO_2混合芯块及锆合金涂层耐事故燃料热特性研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 84-86页

作者：陈平刘振海李文杰邢硕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UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循... 详细信息

在UO_2芯块中添加不同份额的SiC成分,并在M5锆合金包壳外增加不同厚度的SiC涂层结构组合成耐事故燃料元件,并建立混合芯块-锆合金包壳-涂层间热传导模型。计算并调整UO_2混合芯块、SiC涂层热物性参数,以秦山第二核电厂1号和2号机组长循环燃料管理方案为背景,对比分析UO_2混合芯块不同添加成分比例,以及M5锆合金外涂层不同厚度对于燃料棒热性及裂变气体释放结果的敏感性影响。计算结果显示耐事故燃料在瞬态工况下能更有效地降低燃料芯块中心温度。

关键词： UO2混合芯块锆合金包壳涂层燃料性能分析

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内置稳压隔热水层的设计与数值研究

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核动力工程 2019年第1期40卷 78-81页

作者：曾畅隋海明任云钟发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成都610213

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的... 详细信息

针对ACP100+模块化小型堆的内置稳压器,设计了一种隔热水层结构,采用数值分析方法,对隔热水层的流动与传热特性进行了数值研究,并分析了功率运行稳态工况和降功率瞬态工况下,隔热水层的温度分布与速度分布。结果表明,隔热水层内流体的流动和导热能力较弱,可以有效地实现高温流体和低温流体的隔离。

关键词： ACP100+ 内置稳压器隔热水层数值分析

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