检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2024年第6期45卷 271-279页

作者：高阳郭相龙姜钰凡伍建文唐睿黄彦平张乐福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 上海交通大学核科学与工程学院上海200240

为解决传统不锈钢在超临界水冷堆(SCWR)堆芯高温高压、强腐蚀性服役环境中不适用的问题,针对性地设计制备了新型含铝奥氏体不锈钢(AFAs),采用高压釜浸泡试验研究了其在600℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为。利用多种先进微观分析技术研究... 详细信息

为解决传统不锈钢在超临界水冷堆(SCWR)堆芯高温高压、强腐蚀性服役环境中不适用的问题,针对性地设计制备了新型含铝奥氏体不锈钢(AFAs),采用高压釜浸泡试验研究了其在600℃/25 MPa超临界水中的腐蚀行为。利用多种先进微观分析技术研究了AFAs在超临界水中腐蚀后试样表面氧化膜形貌、成分及结构特征,用以探究合金在超临界水中的耐腐蚀机制及氧化铝成膜行为。研究结果表明:AFAs在600℃超临界水中能形成连续的氧化铝膜从而具备优异的耐腐蚀性能,1000 h腐蚀增重量低于10 mg/dm^(2),优于文献报道的在相同条件下腐蚀的C276合金和310-ODS合金。该氧化铝膜与合金基体结合紧密无明显分界,能有效阻碍超临界水中氧化介质与合金基体的直接接触,抑制合金中Fe的外扩散,为合金提供优异的保护性。然而,AFAs中的Laves相会影响局部氧化铝膜的均匀性,导致外层MnCr_(2)O_(4)颗粒的形成。因此,AFAs需要在维持氧化铝连续成膜的同时严格控制Laves相含量,从而满足SCWR的应用需求。本文研究结果可为SCWR用含铝奥氏体不锈钢研发设计提供数据及理论支撑。

关键词：超临界水冷堆(SCWR) 含铝奥氏体不锈钢(AFAs) 均匀腐蚀氧化铝膜 Laves相

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辐照变形条件下板型燃料组件内热工水力特性研究

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核动力工程 2019年第S2期40卷 39-44页

作者：伍振兴李垣明巫英伟郑美银袁攀秋穗正苏光辉西安交通大学动力工程多相流国家重点实验室西安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

考虑流体与燃料组件辐照变形行为之间的相互作用,即双向流固耦合可以使辐照变形计算结果更加符合实际和更为准确,本研究基于Fluent-MpCCI-Abaqus流固耦合技术,实现了对板型燃料组件和冷却剂三维精细流固耦合的模拟,并采用Fluent共轭传... 详细信息

考虑流体与燃料组件辐照变形行为之间的相互作用,即双向流固耦合可以使辐照变形计算结果更加符合实际和更为准确,本研究基于Fluent-MpCCI-Abaqus流固耦合技术,实现了对板型燃料组件和冷却剂三维精细流固耦合的模拟,并采用Fluent共轭传热方法对Fluent-MpCCI-Abaqus流固耦合技术进行了对比验证,结果表明两者计算结果符合良好。另外,采用热膨胀方法研究了燃料板辐照肿胀变形程度对流场和温度场的影响,计算结果表明,肿胀变形程度对冷却剂各通道的流量分配和出口温度影响较大,当燃料板肿胀变形量为0.39 mm时,总流量降低为无肿胀变形条件下的72%,各通道流量也随之降低,且变形程度大的通道变化更加显著;随着燃料板肿胀变形程度的升高,中心通道的冷却剂出口温度变化显著,从无变形到变形量为0.39 mm,出口温度从558 K升高到573 K,冷却剂温度上升15 K。

关键词：板型燃料组件三维流固耦合技术热工水力特性

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采用低马赫数方法对空气射流破坏氦气分层现象的数值模拟

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核动力工程 2015年第6期36卷 61-66页

作者：侯炳旭俞冀阳 Dorothée Sénéchal 江光明闵皆昇清华大学工程物理系北京100084 法国电力公司研发中心法国沙图78400 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 法国电力公司中国研发中心北京100005

在对低速气体进行计算流体力学(CFD)数值模拟时,通常忽略气体的可压缩性。当计算体系中存在较大温差和较大组分浓度差时,不可压缩近似会因带来很大计算误差而失效。针对此问题,低马赫数方法通过将实际压力拆分为热力学压力和动力学压力... 详细信息

在对低速气体进行计算流体力学(CFD)数值模拟时,通常忽略气体的可压缩性。当计算体系中存在较大温差和较大组分浓度差时,不可压缩近似会因带来很大计算误差而失效。针对此问题,低马赫数方法通过将实际压力拆分为热力学压力和动力学压力的方式,将物性参数与热力学压力联系起来,在对不可压缩流动求解器进行较小改造后,较准确地处理低马赫数下的可压缩流问题。利用Code_Saturne程序实现该模型,并针对空气射流破坏轻密度气体分层现象进行模拟。首先通过网格敏感性分析,选定中等密度网格为计算网格;然后在比较不同算法的模拟结果中发现,采用低马赫数方法可以明显提高计算精度。最后,利用模拟结果,对空气射流破坏氦气分层实验中氦气的水平分布情况进行分析和讨论。

关键词：计算流体力学低马赫数方法空气射流氦气分层破坏

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核能装备安全控制代码自动生成软件研发与应用的构想与成果展望

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工程科学与技术 2024年第2期56卷 1-16页

作者：刘明星马权吴鹏杨斐侯荣彬王俊峰黄滟鸿吴延群四川大学计算机学院四川成都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四川成都610213 华东师范大学软件工程学院上海200241

目前,核能装备等安全关键系统中软件的作用越来越重要,对系统的安全稳定运行具有至关重要的影响。安全关键软件规模的增长和复杂度的增加给设计和开发高可信的软件带来了新的挑战,亟需新的软件开发和验证方法与模式。针对此需求,本文围... 详细信息

目前,核能装备等安全关键系统中软件的作用越来越重要,对系统的安全稳定运行具有至关重要的影响。安全关键软件规模的增长和复杂度的增加给设计和开发高可信的软件带来了新的挑战,亟需新的软件开发和验证方法与模式。针对此需求,本文围绕核能装备安全控制代码自动生成软件研究面临的三大关键科学问题,分别开展一个基础理论、七大关键技术及一套原型系统的研究。通过核能安全控制代码自动生成软件总体设计集成与评估、核能安全控制与交互系统软件建模技术、核能安全控制系统模型分析与验证技术、核能安全控制系统可信软件代码自动生成技术等方面的研究,突破核能装备安全控制代码自动生成软件在建模、代码生成和测试验证面临的系统性技术瓶颈,建立起新的安全关键软件开发和验证方法与模式。通过可信安全控制代码自动生成软件工程化应用与认证技术研究,构建一个核能装备安全控制代码自动生成的原型系统,并在核能、汽车等领域对研究成果进行验证。通过上述研究实现以下5个方面创新:一是形式化方法与模型驱动开发融合理论,用确定的数学理论保证模型的高可信;二是状态机扩展同步数据流语言形式化定义方法,建立适用于核能、航空、汽车等场景的软件建模方法;三是基于交互式定理证明的可信代码生成器构造方法,形成经过形式化验证的可信代码生成器;四是数据驱动的测试用例智能生成方法,实现测试验证的自动化;五是一套面向核能装备控制软件的一体化研发平台,构建完整的开发和验证工具链。本文旨在以形式化和模型驱动方法为基础,对安全关键软件的建模、模型验证、代码生成、测试验证等方面进行系统性研究,以形成高可信的安全关键软件开发和验证新方法。研究成果对核能等领域安全关键软件开发相关工业软件的科学研究、技术研发、产业发展等具有十分重要的理论意义和实际应用价值。

关键词：核能装备代码生成形式化模型驱动

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基于小波的突变信号识别方法及应用研究

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原子能科学技术 2012年第12期46卷 1451-1456页

作者：夏虹陈志辉邓礼平黄华彭敏俊哈尔滨工程大学核科学与技术学院黑龙江哈尔滨150001 中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术国家级重点实验室四川成都610041 中国广东核电有限公司设计公司广东深圳518031

小波的空间局部性使它能聚焦于信号的局部结构,用来确定信号的突变性位置。但进一步研究发现,小波变换改进的单子带算法虽能有效识别第1类突变点,但对于第2类突变点却无法有效识别,且二进离散小波变换的快速算法还存在频率混淆等问题。... 详细信息

小波的空间局部性使它能聚焦于信号的局部结构,用来确定信号的突变性位置。但进一步研究发现,小波变换改进的单子带算法虽能有效识别第1类突变点,但对于第2类突变点却无法有效识别,且二进离散小波变换的快速算法还存在频率混淆等问题。通过深入研究提出了引入过渡函数的单子带重构的改进算法,解决了第2类突变信号的准确识别问题,通过相关实验验证了该方法能较好地解决主泵转子刚度突变等信号的有效识别问题。

关键词：小波变换突变信号频率混淆过渡函数

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核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值研究

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辐射防护 2022年第1期42卷 35-40页

作者：何戈宁周美玲赖建永李冬慧吴舸胡彧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 中原运维海外工程有限公司上海200233

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸... 详细信息

合理确定蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值,并据此制定核电厂运行策略,对核电厂的安全及稳定运行意义重大。本文根据泄漏率数值使用目的,将泄漏率分为用于辐射防护设计的泄漏率取值、用于核电厂运行控制的泄漏率控制值、用于保证蒸汽发生器传热管完整性的泄漏率保护阈值三大类,并探讨了各类取值的确定依据。完成了对国内外核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值情况的调研分析,结合研究情况,提出了我国核电厂蒸汽发生器一次侧向二次侧泄漏率取值及控制的建议。

关键词：核电厂蒸汽发生器泄漏率

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类蜂窝结构高灵敏度裂变室探测器模拟仿真研究

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核电子学与探测技术 2024年第3期44卷 428-437页

作者：包超刘立兴罗庭芳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京100000

目前的反应堆功率监测系统要求使用单一裂变电离室在适应反应堆堆芯的高γ辐射场下的中子注量率测量的同时可以以高灵敏度的脉冲工作模式适应反应堆启动阶段的低中子注量率情况下的测量。然而,由于裂变碎片在易裂变物质涂层中的射程较短... 详细信息

目前的反应堆功率监测系统要求使用单一裂变电离室在适应反应堆堆芯的高γ辐射场下的中子注量率测量的同时可以以高灵敏度的脉冲工作模式适应反应堆启动阶段的低中子注量率情况下的测量。然而,由于裂变碎片在易裂变物质涂层中的射程较短,具有较强的自吸收效应,因此无法通过增大裂变材料涂层厚度提升探测器的灵敏度。本文提出了一种类蜂窝结构的圆柱栅格裂变室探测器,将探测器比表面积提高为普通圆柱电离室的3倍,从而在不增加裂变物质涂层厚度的情况下,大幅度增加了裂变物质的有效质量,实现了高的中子灵敏度。基于Geant4的蒙特卡罗模拟表明21片栅格板和2.5mg/cm^(2)的^(235)U涂层的裂变电离室可以实现3cps/nv的热中子探测灵敏度。使用Garfield++对探测器内电离电子的迁移和扩散的仿真结果表明,使用Ar/CO_(2)(96/4)作为工作气体可以平衡电离电子的漂移速度和横向扩散,并实现极间电压为725V时96.5%的电子迁移效率。本文的模拟和仿真结果表明,该类蜂窝结构裂变电离室在脉冲模式下具有高的热中子灵敏度,有希望适应反应堆从启动到满功率运行的宽量程的功率监测。

关键词：裂变室探测器高灵敏度类蜂窝结构

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蒸汽发生器二次侧传热管流体动力学与冲蚀的协同效应

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哈尔滨工程大学学报 2022年第6期43卷 915-920页

作者：王伟兵程坤王晟楠王博祝嘉鸿张萌田瑞峰哈尔滨工程大学黑龙江省核动力装置性能与设备重点实验室黑龙江哈尔滨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四川成都610213 中国石油大学(华东)材料科学与工程学院山东青岛266555

为了揭示了流体流动效应对SG传热管的冲蚀机理,本文通过对带有梅花形支撑板的蒸汽发生器传热管进行数值模拟。利用COMSOL Multiphysics软件中的CFD和DNV冲蚀模型对带有梅花形支撑板的SG二次侧传热管水动力效应对传热管的冲蚀影响数值模... 详细信息

为了揭示了流体流动效应对SG传热管的冲蚀机理,本文通过对带有梅花形支撑板的蒸汽发生器传热管进行数值模拟。利用COMSOL Multiphysics软件中的CFD和DNV冲蚀模型对带有梅花形支撑板的SG二次侧传热管水动力效应对传热管的冲蚀影响数值模拟,分析了流体及携带的固体颗粒流经带有梅花形支撑板时对传热管的影响。结果显示:流体流经支撑板后形成漩涡,并且由漩涡引导流体流向管壁运动,造成传热管壁面应力值急剧上升,并有冲蚀发生,导致传热管的局部损伤;流体流经支撑板后固体颗粒对管壁造成的冲蚀与流体动力学具有协同效应。

关键词：蒸汽发生器冲蚀海水泄露传热管数值模拟支撑板流体动力学传热管

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核主泵口环密封动力学特性数值研究

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哈尔滨工程大学学报 2024年第2期45卷 298-305页

作者：冯德玮延方泉韩宝华庞敏超黎义斌王岩兰州理工大学能源与动力工程学院甘肃兰州730050 沈阳鼓风机集团核电泵业有限公司辽宁沈阳110869 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

为了研究口环密封对核主泵转子动力学特性的影响,本文以“华龙一号”核主泵密封口环为研究对象,应用转子动力学理论,建立小扰动模型下的涡动转子动力学方程,基于CFD准稳态方法,对密封间隙域内部流场进行数值模拟,探究转速、压差及口环... 详细信息

为了研究口环密封对核主泵转子动力学特性的影响,本文以“华龙一号”核主泵密封口环为研究对象,应用转子动力学理论,建立小扰动模型下的涡动转子动力学方程,基于CFD准稳态方法,对密封间隙域内部流场进行数值模拟,探究转速、压差及口环结构对转子动力学特性以其稳定性的影响。结果表明:转速和压差越大,涡动比对密封力的影响效果越显著,刚度系数、阻尼系数的绝对值呈增大趋势,转速对交叉刚度系数和交叉阻尼系数影响显著,平面密封和迷宫密封交叉刚度系数分别增加了6.92倍和4.13倍,交叉阻尼系数分别增加了15.4倍和6.25倍;压差对直接刚度系数影响明显,平面密封与迷宫密封直接刚度系数分别增加了6.2倍和9.1倍。同时迷宫密封对应的涡动系数Ω_(f)小于平面密封,稳定性优于平面密封结构。

关键词：口环密封刚度系数阻尼系数转子稳定性核主泵数值模拟动力特性口环结构

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反应堆FPGA保护子系统开发与验证

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核电子学与探测技术 2015年第10期35卷 1043-1047页

作者：水璇璇吴一纯吴志强蔡源凤胡剑全郝俊伟杨永祥厦门大学能源学院厦门361102 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 上海核工程研究设计院电气仪控所上海200233

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采... 详细信息

验证与确认(V&V)方法是FPGA在核安全级仪控系统中应用所面临的关键问题之一。本研究以CPR1000核电机组一次冷却剂流量和ΔT保护系统为对象,进行基于FPGA的系统开发和V&V研究,提出了FPGA仪控系统的开发、V&V过程和方法。采用通用验证方法学(UVM)和第三方仿真工具确保硬件描述语言(HDL)代码获得100%的测试覆盖率,借助核电厂原理模拟机开展集成测试。研究结果为FPGA反应堆保护系统的开发、V&V和评审提供了理论和技术参考。

关键词：保护系统现场可编程门阵列验证与确认反应堆原理模拟机

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