检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第4期45卷 255-261页

作者：马心怡韩文斌邓坚黄善仿齐志超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 清华大学工程物理系北京100084

核热推进具有推力大、比冲高、能量转换效率高、工作时间长等性能优势,在深空探测等领域前景广阔。反应堆自动控制可以减少人为导致的误操作事故,提高经济性和可靠性,减少不必要的损耗。为研究核热推进系统的自动控制方法,本文基于vPowe... 详细信息

核热推进具有推力大、比冲高、能量转换效率高、工作时间长等性能优势,在深空探测等领域前景广阔。反应堆自动控制可以减少人为导致的误操作事故,提高经济性和可靠性,减少不必要的损耗。为研究核热推进系统的自动控制方法,本文基于vPower仿真支撑平台对典型核热推进系统进行自动控制仿真。通过确定控制策略,选用比例微分积分(PID)作为主要控制方法,并添加反应性反馈模块完善系统仿真模型,进而设计添加仿真控制系统。结果表明,本文所设计的控制系统能够实现自动启停堆过程,以及针对外部目标需求进行功率、比冲和推力的自动控制调节。

关键词：核热推进自动控制 vPower 系统仿真

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压水堆棒束多通道流场稀疏数据深度学习求解技术研究

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核动力工程 2025年第2期46卷 81-89页

作者：钱浩陈广亮刘东于洋姜宏伟殷新立杨玉诚哈尔滨工程大学核科学与技术学院哈尔滨150001 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

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10^(5),冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于... 详细信息

反应堆堆芯典型工况雷诺数高达10^(5),冷却剂流动具有显著的非线性,实际流动边界及状态与理想流动方程存在一定的匹配性偏差,会导致求解过程中数据与控制方程的约束相冲突,彼此制约,导致求解收敛困难。为解决该问题,本文研发了一种基于深度学习的稀疏数据求解方法,通过设计不匹配性自适应调节方案,在控制方程中引入自适应调节因子,动态修正理想模型,克服因数据与方程不一致所引发的收敛障碍及精度不足等问题。在此技术基础上,进一步探讨了在小样本数据条件下的流场求解策略,设计了均匀配点、基于速度梯度配点、混合配点策略,旨在通过优化样本点的空间分布,提升流场求解的整体精度。研究结果表明,在3种策略中,均匀配点策略能够更全面地覆盖流场的整体特性,表现出最佳的优化效果,达到决定系数(R^(2))大于0.95、均方误差(MSE)在10^(-4)至10^(-3)量级的精度;且在仅采用60个小样本数据配点下(占原始数据点的7.8%)。本文所提出的方法也能有效实现高精度流场求解,为稀疏数据条件下求解压水堆堆芯棒束多通道流场提供了一种高效且适用的技术方案。

关键词：物理信息神经网络(PINNs) 调节因子稀疏数据压水堆棒束多通道深度学习

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基于群堆管理的压水堆核电厂首循环装载研究

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核动力工程 2024年第3期45卷 268-271页

作者：廖鸿宽胡钰莹于颖锐王丹段永强李天涯何彩云成都核总核动力研究设计工程有限公司成都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 中国核动力研究设计院成都610213

堆芯装载方案是关系到电厂经济性和安全性最为关键的设计内容之一,而传统的首循环装载方案由于采用全堆全新燃料组件的方式,不可避免地导致一批从首循环中卸出的组件无法继续使用,燃料经济性与堆芯经济性均欠佳,亟需开展燃料经济性更优... 详细信息

堆芯装载方案是关系到电厂经济性和安全性最为关键的设计内容之一,而传统的首循环装载方案由于采用全堆全新燃料组件的方式,不可避免地导致一批从首循环中卸出的组件无法继续使用,燃料经济性与堆芯经济性均欠佳,亟需开展燃料经济性更优,燃料组件使用更为合理的首循环装载设计方法研究。本文提出了基于群堆管理的压水堆核电厂首循环装载设计方法,通过多机组燃料组件的共享使用,将多个机组的首循环进行群堆设计,提高首循环使用的新燃料组件富集度,实现循环长度需求,在保证各机组循环长度的基础上减少新燃料组件数目,可显著提高燃料利用率和首循环卸料组件燃耗,实现了机组经济性的显著提升,以华龙一号堆芯开展验证,结果表明,群堆管理模式下,在循环长度相当的情况下可实现双机组减少41组新燃料组件,堆芯各项参数满足设计限值要求,可为后续机组首循环装载设计提升核能经济性和竞争力提供参考。

关键词：群堆管理首循环装载燃料利用率

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超临界二氧化碳喷射器结构设计与性能研究

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核动力工程 2023年第S01期44卷 81-87页

作者：冯梦娇刘旻昀黄善仿黄彦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610213 清华大学工程物理系北京100084 中国核动力研究设计院中核核反应堆热工水力技术重点实验室成都610213

在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模... 详细信息

在不额外消耗机械功的条件下,为了尽可能消除超临界二氧化碳涡轮系统中产生的泄漏气体对循环稳定性的负面影响,本文基于等压混合理论和双壅塞临界状态设计了可将泄露气体加压输送回循环的喷射器结构,使用计算流体力学软件Fluent对该模型进行数值模拟,分析喷射器的性能,探究尺寸参数对喷射器性能的影响。结果表明,四级串联的喷射器能依次将0.5 MPa泄漏气体加压至2.0、4.4、6.0、8.0 MPa,实现泄漏气体的回收利用;喷射器背压小于临界压力时,引射比不受背压影响,喷射器背压大于临界压力时,引射比随背压的增大而急剧减小;引射比随入口截面的减小而增大,随喷嘴收缩角的增大先增大后减小,在收缩角为20°时,引射比达到最大。

关键词：超临界二氧化碳泄漏气体多级喷射器结构优化

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基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器稳态与瞬态特性分析

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核动力工程 2024年第2期45卷 103-109页

作者：黄哲梁铁波杨雯卢川李洋何中海沈昕上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次... 详细信息

铅铋快堆的安全稳定运行与换热器一二次侧间的散热性能密切相关。本研究通过建立基于铅铋快堆的直流蒸汽发生器(OTSG)稳态与瞬态耦合分布参数模型,分析对比了不同负荷条件下OTSG内部热工水力特性的分布差异,并进一步揭示了铅铋快堆一次侧焓值及流量扰动对换热器动态散热性能的影响。结果表明:稳态传热时铅铋快堆一次侧温降主要集中在过冷沸腾及核态沸腾区,二次侧负荷减小将导致管壁面温度飞升前移;动态调节显示在设计工况下一次侧入口焓值仅下降5%,就可能导致铅铋快堆循环在90 s后进入事故工况。研究结果为铅铋快堆的OTSG动态流动换热特性研究及结构设计优化提供了有价值的建议。

关键词：铅铋快堆直流蒸汽发生器热工水力分析分布参数模型

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自然循环工况蒸汽发生器一回路流量分配特性分析

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核动力工程 2024年第4期45卷 103-110页

作者：栾行健王文宋嘉豪韩菲蒋二辉程坤杨帆上海交通大学机械与动力工程学院上海200240 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

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,... 详细信息

自然循环是核动力系统一种特殊运行工况,此时蒸汽发生器内倒U型管束会发生反流现象,从而影响一二次侧换热功率与运行稳定性。本研究开发核动力装置蒸汽发生器内一次侧流量分配计算程序,以芬兰PACTEL压水反应堆实验验证计算程序准确性,并讨论了回路质量流量、管高及一次侧入口温度对倒U型管束蒸汽发生器流量分配的影响。结果表明,倒U型管束的管高越低、一次侧入口温度越低会导致出现反流的临界压降和临界流速越小;相较于倒U型管高度的变化,蒸汽发生器一次侧入口温度的变化更加显著地影响倒U型管束的流量分配;增加循环质量流量可抑制反流现象,随着回路质量流量增加至某一阈值时,倒U型管束反流将不再出现。

关键词：蒸汽发生器自然循环反流倒U型流量分配

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铁铬铝骤冷过程最小膜态沸腾温度实验研究

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核动力工程 2024年第4期45卷 267-273页

作者：王泽锋邓坚邱志方陈曦王啸宇陈建达熊进标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 上海交通大学机械与动力工程学院上海200240

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrA... 详细信息

铁铬铝(FeCrAl)作为事故容错燃料(ATF)包壳的主要候选材料,能够抑制反应堆在严重事故下产氢释能的风险,提高反应堆的事故耐受能力。本文基于可视化方法研究了FeCrAl和Zr-4在骤冷过程中的沸腾传热行为。通过一维导热反问题求解计算FeCrAl的表面热流密度和温度,分析了表面氧化、固体热物性对铁铬铝骤冷行为的影响。研究结果表明随着过冷度的增大,骤冷时间减小,最小膜态沸腾温度增大;随着固体热物性(ρcp)w的增大,骤冷时间增大,最小膜态沸腾温度减小。由于铁铬铝优异的高温抗氧化性,其骤冷过程的沸腾传热行为受表面氧化的影响可忽略不计。

关键词：事故容错燃料(ATF) 固体热物性骤冷行为最小膜态沸腾温度

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热管堆固态堆芯燃料辐照-热-力耦合性能分析

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核技术 2024年第7期47卷 99-107页

作者：杨轩李权李晨曦章静巫英伟贺亚男郭凯伦苏光辉田文喜秋穗正西安交通大学能源与动力工程学院西安710049 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

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而... 详细信息

热管冷却反应堆(简称:热管堆)具有高可靠性和固有安全性、体积小、模块化和全固态堆芯等特点。固态堆芯燃料服役过程在高温、强辐照、固态约束多因素作用下堆芯的传热和力学性能受到严重影响,基体接触导致应力与间隙换热都随燃耗加深而发生较大非线性改变,且两者相互影响,因此基体在服役过程中的多物理场耦合的辐照-热-力行为复杂。本文基于有限元多物理场分析软件针对固态堆芯燃料开展辐照-热-力耦合分析,考虑UO2芯块与316不锈钢基体的辐照变形效应以及蠕变效应,并在固态堆芯间隙中引入间隙传热模型,探究固态堆芯寿期内间隙变化特点以及传热和力学耦合作用特性。结果显示:基体与燃料包壳的完全接触会导致芯块温度上升以及基体与包壳蠕变现象加强,燃料棒周围平均热管数量较少会导致附近区域较高的温度和应力分布,且寿期中该区域包壳因燃料棒内压和基体-包壳接触压力具有蠕变失效风险。分析结果表明间隙接触会对热管堆固态堆芯的传热和力学性能造成影响,甚至提高包壳的失效风险。

关键词：固态堆芯辐照-热-力耦合燃料棒间隙传热数值模拟

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基于POD方法的EPR燃料棒流致振动特性分析

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力学学报 2024年第3期56卷 659-669页

作者：闵光云冯琳娜姜乃斌中山大学中法核工程与技术学院广东珠海519082 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

EPR(European pressurized reactor)燃料棒相比M310燃料棒的棒长更长,导致其频率降低、幅值增大,在冷却剂的作用下,会加剧格架与棒束之间微动磨损(grid-to-rod fretting,GTRF),进而造成放射性物质的泄漏.将EPR燃料棒简化为3D梁模型,将... 详细信息

EPR(European pressurized reactor)燃料棒相比M310燃料棒的棒长更长,导致其频率降低、幅值增大,在冷却剂的作用下,会加剧格架与棒束之间微动磨损(grid-to-rod fretting,GTRF),进而造成放射性物质的泄漏.将EPR燃料棒简化为3D梁模型,将刚凸和弹簧对燃料棒的约束等效为弹性约束,将带格架的燃料棒简化为多跨连续简支梁模型,然后基于ANSYS-APDL建立了EPR燃料棒的有限元模型.阐述了湿模态分析和湍流激振响应分析的基本原理,整理了12个格架失效工况,系统地研究了格架失效对湿模态和湍流激振响应的影响.针对EPR燃料棒流致振动问题,提出了采用本征正交分解(proper orthogonal decomposition,POD)原理分析EPR燃料棒流致振动特性的方法,通过对快照矩阵进行POD分解生成投影子空间,将湍流激振响应投影到子空间进行模型降阶,最后在物理空间快速地重构湍流激振响应.结果表明:格架失效会导致频率降低,且湍流激振响应的幅值会在格架失效处增大;当格架失效使得EPR燃料棒模型成为悬臂梁结构时,湍流激振响应最大;前2阶POD降阶模型基本能快速重构燃料棒的湍流激振响应,且误差非常小.文章的研究将有助于核反应堆工程的优化和设计.

关键词：流致振动 POD方法 EPR燃料棒模态分析格架失效

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16MND5钢单轴棘轮疲劳行为试验研究

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核动力工程 2025年第1期46卷 160-168页

作者：莫旭阳朱明亮张尚林杨立才陈尧轩福贞华东理工大学机械与动力工程学院上海200237 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

本文旨在分析材料在不同循环载荷作用下的棘轮演化规律,以指导核电站关键部件的寿命预测及结构完整性评价。针对国产反应堆压力容器用16MND5锻造贝氏体钢,在350℃下开展一系列对称和非对称应力控制试验,研究了应力幅和平均应力对棘轮行... 详细信息

本文旨在分析材料在不同循环载荷作用下的棘轮演化规律,以指导核电站关键部件的寿命预测及结构完整性评价。针对国产反应堆压力容器用16MND5锻造贝氏体钢,在350℃下开展一系列对称和非对称应力控制试验,研究了应力幅和平均应力对棘轮行为的影响。结果表明:该合金在对称与非对称应力循环载荷下均表现出棘轮效应。应力幅值和平均应力的增加降低了疲劳寿命。循环演化表现出初始循环硬化,然后循环软化,最后加速软化。相同应力幅下,平均应力的引入促进了软化。棘轮应变不随拉伸平均应力的增加而单调增加,存在一个最不利的平均应力导致棘轮-疲劳交互最为明显。断口形貌分析表明,根据应力水平的大小,试样可分为疲劳失效和发生较大塑性应变的棘轮失效。

关键词： 16MND5钢应力循环棘轮效应棘轮-疲劳交互断口形貌

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