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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热管冷却反应堆的兴起和发展

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核动力工程 2019年第4期40卷 1-8页

作者：余红星马誉高张卓华柴晓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610213 清华大学工程物理系北京100084

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程;分析了热管冷却反应堆的技术特点,包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块... 详细信息

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,通过热管非能动方式导出堆芯热量。本文总结了热管冷却反应堆的概念初创、积极探索、重大突破的发展历程;分析了热管冷却反应堆的技术特点,包括固态属性、固有安全性高、运行特性简单、易于模块化与易扩展和运输特性良好等核心优势;归纳了热管冷却反应堆中热管性能、材料工艺、能量转换等技术现状,并提出热管冷却反应堆进一步发展将面临的材料、制造工艺、运行可维护性等挑战,从而明确了热管冷却反应堆未来的发展趋势,为革新型热管冷却反应堆技术的发展与应用提供良好的方向指引。总体而言,热管冷却反应堆在深空探测与推进、陆基核电源、深海潜航探索等场景中具有广阔的应用前景,有可能成为改变未来核动力格局的颠覆性技术之一。

关键词：热管冷却固态反应堆模块化设计非能动安全

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超级等效方法研究

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核动力工程 2013年第3期34卷 11-16页

作者：李满仓王侃姚栋清华大学工程物理系北京100084 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

在广义等效理论(GET)和超级均匀化方法(SPH)的基础上,提出同时满足反应率、界面流和组件特征值守恒,且不显式使用等效因子的超级等效方法(SPE)。在蒙特卡罗组件均匀化中应用SPE,将该方法植入蒙特卡罗组件均匀化程序MCMC,并通过C5G7基准... 详细信息

在广义等效理论(GET)和超级均匀化方法(SPH)的基础上,提出同时满足反应率、界面流和组件特征值守恒,且不显式使用等效因子的超级等效方法(SPE)。在蒙特卡罗组件均匀化中应用SPE,将该方法植入蒙特卡罗组件均匀化程序MCMC,并通过C5G7基准题进行验证。验证分析表明:SPE等效均匀化群常数堆芯计算精度更高,适应性更广。

关键词：均匀化等效超级等效方法蒙特卡罗方法 C5G7基准题

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螺旋十字型燃料棒中子物理及热工水力性能分析

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核动力工程 2023年第S01期44卷 69-74页

作者：张涛韩文斌申鹏飞黄善仿王侃清华大学工程物理系北京100084 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

为分析螺旋十字型燃料棒的中子物理及热工水力性能,使用基于计算机辅助设计(CAD)几何的反应堆蒙特卡罗程序RMC和商用计算流体力学(CFD)软件Fluent对螺旋十字型燃料棒进行数值模拟,并与传统圆柱型和无扭转十字型燃料棒进行对比。结果表明... 详细信息

为分析螺旋十字型燃料棒的中子物理及热工水力性能,使用基于计算机辅助设计(CAD)几何的反应堆蒙特卡罗程序RMC和商用计算流体力学(CFD)软件Fluent对螺旋十字型燃料棒进行数值模拟,并与传统圆柱型和无扭转十字型燃料棒进行对比。结果表明,螺旋十字型结构会略微降低反应性,增大径向功率峰因子;相较于圆柱型燃料棒,螺旋十字型燃料棒由于存在横向流动,能增强冷却剂交混,提升换热能力,在七棒束组件计算中,螺旋十字型燃料棒的平均温度和峰值温度都降低了约4 K。

关键词：螺旋十字型燃料棒蒙特卡罗方法计算流体力学(CFD) 流动换热特性

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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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基于HYDRAGON程序对安全壳壁面水蒸气冷凝现象的数值模拟

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核动力工程 2016年第4期37卷 81-86页

作者：侯炳旭俞冀阳江光明陈彬清华大学工程物理系北京100084 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

为模拟核电厂严重事故下安全壳内水蒸气的壁面冷凝现象,在安全壳氢气分析专用计算流体力学(CFD)程序HYDRAGON中加入壁面冷凝模型。该模型根据传质传热类比原理建立,为Navier-Stokes方程组提供相关的边界条件、质量源项和能量源项。为验... 详细信息

为模拟核电厂严重事故下安全壳内水蒸气的壁面冷凝现象,在安全壳氢气分析专用计算流体力学(CFD)程序HYDRAGON中加入壁面冷凝模型。该模型根据传质传热类比原理建立,为Navier-Stokes方程组提供相关的边界条件、质量源项和能量源项。为验证程序和模型的有效性,从公开发表的文献中选取TOSQAN实验作为测试算例,并与模拟结果进行比较。研究显示,该冷凝模型的计算结果与实验数据吻合较好。对计算结果的分析,也说明了壁面冷凝现象所产生的作用:一方面,壁面冷凝减少了体系中的水蒸气含量,抑制了安全壳内压力的升高,同时也使不可凝气体(如氢气)的比例上升;另一方面,因冷凝现象而引起的壁面附近对流换热也加强了体系内气体的流动,这将不利于在安全壳顶部形成稳定的氢气分层,从而降低氢气爆炸风险。

关键词：计算流体力学 HYDRAGON程序壁面冷凝模型 TOSQAN实验

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汽-水分离器内双液滴碰撞的数值模拟研究

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核动力工程 2015年第1期36卷 18-22页

作者：张迪罗琦黄伟王侃清华大学工程物理系北京100084 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

采用流体体积函数(VOF)方法模拟压水堆汽-水分离器内等直径液滴对心碰撞,研究典型的聚合,低、中、高韦伯数(We)的反射分离过程。观察碰撞过程中液滴的形状,记录并分析动能和表面能相互转化以及能量耗散的进程。结果表明:在高We反射分离... 详细信息

采用流体体积函数(VOF)方法模拟压水堆汽-水分离器内等直径液滴对心碰撞,研究典型的聚合,低、中、高韦伯数(We)的反射分离过程。观察碰撞过程中液滴的形状,记录并分析动能和表面能相互转化以及能量耗散的进程。结果表明:在高We反射分离时,表面扩张的过程中,外部液体会脱离形成环状,液环在表面张力作用下收缩,与内部液体重新接触后使表面复杂剧烈的波动;这影响了分离过程以及子液滴的形成,导致Kim子液滴模型无法准确预测子液滴数目和直径。通过模拟不同We下的碰撞,得到等直径对心碰撞聚合与反射分离的临界We为15.6,并与3个预测模型进行了对比,Qian模型预测结果与模拟结果吻合良好。

关键词：双液滴碰撞 VOF 汽-水分离器

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提高子群法共振自屏计算精度研究

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核动力工程 2011年第6期32卷 7-12页

作者：黄世恩王侃姚栋清华大学工程物理系北京100084 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

基于自行研制的子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算程序SGMOC,研究提高子群法计算精度的2种方法。数值验证表明,2种方法都能提高共振自屏计算精度。其中,采用随机干涉近似求解条件概率的共振干涉效应处理的修正效果约为（0.02%~0... 详细信息

基于自行研制的子群法与特征线法相结合的中子共振自屏计算程序SGMOC,研究提高子群法计算精度的2种方法。数值验证表明,2种方法都能提高共振自屏计算精度。其中,采用随机干涉近似求解条件概率的共振干涉效应处理的修正效果约为（0.02%~0.23%）Δk/k;考虑共振散射的修正效果约为0.1%Δk/k;综合运用2种方法的修正效果约为（0.03%~0.27%）Δk/k。

关键词：共振自屏 SGMOC 共振干涉效应条件概率共振散射

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基于动态模拟与比例控制的液滴曳力系数计算方法研究

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核动力工程 2015年第S2期36卷 64-68页

液滴的曳力系数是影响液滴行为的关键因素,尚未有成熟的通用计算公式。提出一种计算液滴曳力系数的方法:动态模拟液滴在均匀气流中的运动,通过加入动量方程的体积力源项,对液滴质心位置进行控制,使液滴做近似简谐运动,根据运动过程中的... 详细信息

液滴的曳力系数是影响液滴行为的关键因素,尚未有成熟的通用计算公式。提出一种计算液滴曳力系数的方法:动态模拟液滴在均匀气流中的运动,通过加入动量方程的体积力源项,对液滴质心位置进行控制,使液滴做近似简谐运动,根据运动过程中的位置变化估算曳力系数。采用流体体积函数(VOF)方法模拟液滴-气体两相流,实现了此方法。通过几个算例,验证了此方法,计算结果表明,与高效的比例积分微分(PID)控制方法相比,此方法具有参数选取简便,计算效率更高的优点。

关键词：液滴曳力系数动态模拟 P控制 VOF

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龙格库塔方法在三维物理热工耦合瞬态分析中的应用

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核动力工程 2013年第3期34卷 17-23页

作者：赵文博姚栋王侃清华大学工程物理系北京100084 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

物理热工耦合采用模块化耦合方式,中子学空间求解采用第二类边界条件节块格林函数法(NGFM),热工水力求解采用COBRA-Ⅳ程序模块。耦合非线性方程的时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式(DIRK),采用Richardson外推和嵌入低阶方法实现时步... 详细信息

物理热工耦合采用模块化耦合方式,中子学空间求解采用第二类边界条件节块格林函数法(NGFM),热工水力求解采用COBRA-Ⅳ程序模块。耦合非线性方程的时间离散采用对角线隐式龙格库塔格式(DIRK),采用Richardson外推和嵌入低阶方法实现时步自适应,采用厄米插值得到连续时刻的解。采用块迭代方式求解离散方程开发NCC程序。数值验证结果表明,计算结果与参考结果符合较好,DIRK(2,2)-E格式是本文所采用的格式中精度、效率较高的。

关键词：龙格库塔节块格林函数法时空动力学热工水力模块化耦合

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